馮琳娜 朱發(fā)文 龐 華 雷 濤
(中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室,四川 成都610041)
超臨界水冷堆(SCWR)是第四代國(guó)際核反應(yīng)堆論壇(GIF)選定的6種反應(yīng)堆概念堆型之一,具有熱效率高、經(jīng)濟(jì)性好、系統(tǒng)簡(jiǎn)單、結(jié)構(gòu)緊湊等諸多綜合優(yōu)勢(shì),是目前最有應(yīng)用前景的第四代反應(yīng)堆堆型之一[1]。
目前,參與SCWR技術(shù)開(kāi)發(fā)的國(guó)家包括美國(guó)、加拿大、日本、歐洲、中國(guó)、韓國(guó)和俄羅斯。日本和歐盟主要采用超臨界壓力水冷熱中子堆,美國(guó)和俄羅斯主要采用超臨界壓力水冷混合中子譜堆,而加拿大采用的是超臨界壓力重水堆[2-9]。本文針對(duì)當(dāng)前世界上現(xiàn)有的SCWR燃料組件設(shè)計(jì)概念及其設(shè)計(jì)特點(diǎn)進(jìn)行綜述。
在分析了國(guó)內(nèi)外超臨界燃料組件設(shè)計(jì)的研究現(xiàn)狀的基礎(chǔ)上,本文還提出了一種適用于十字形控制棒的雙流程燃料組件設(shè)計(jì)方案。
日本SCWR被稱(chēng)為超臨界輕水堆(SCLWR-H),采用雙流程堆芯設(shè)計(jì)[2]。堆芯燃料組件為121盒,每個(gè)組件包含300根燃料棒、36個(gè)正方形水棒和24個(gè)邊界矩形水棒,儀表管位于組件的中心位置,在中心16個(gè)正方形水棒中間布置控制棒導(dǎo)向管。燃料組件截面如圖1a所示。圖中燃料棒外徑為10.2 mm,包殼厚度為0.63 mm,芯體直徑為8.26 mm,活性段高度為4200 mm,燃料組件中心距為292.4 mm,慢化劑盒壁厚為0.2 mm,組件盒厚度為2.5 mm~3.0 mm,包殼采用Ni基合金。
圖1 燃料組件截面圖Fig.1 Cross-Section of Fuel Assemblies
歐洲SCWR被稱(chēng)作為高性能輕水堆(HPLWR)。為了達(dá)到出口超過(guò)500℃的高溫,歐盟提出了三流程堆芯設(shè)計(jì)[3-4]。歐盟超臨界燃料組件由9個(gè)子組件構(gòu)成,子組件間隙為10mm(圖1b)所示。每個(gè)子組件都有一個(gè)壁厚為2.5 mm、外邊長(zhǎng)為72.5mm的不銹鋼方盒,其內(nèi)包含40根外徑為8.0mm的燃料棒,棒柵距為9.44 mm。圍繞每根燃料棒纏繞一根直徑為1.34mm的金屬絲,金屬絲和燃料棒或盒壁之間的間隙為0.1 mm。內(nèi)部慢化劑盒的外邊長(zhǎng)為26.9mm,壁厚為0.8mm,也為不銹鋼盒。燃料棒包殼厚度為0.5 mm,材料為316L不銹鋼。燃料芯塊為UO2,直徑為6.7mm。堆芯活性段長(zhǎng)4200mm,燃料棒長(zhǎng)度超過(guò)4700 mm。
美國(guó)超臨界水堆設(shè)計(jì)方案是一種典型的SCWR設(shè)計(jì)方案[5-6],在該方案中作為慢化劑和冷卻劑的水將經(jīng)歷從次臨界向超臨界的轉(zhuǎn)變,物性在擬臨界點(diǎn)附近區(qū)域發(fā)生急劇變化,系統(tǒng)的水動(dòng)力特性較復(fù)雜。另外,該方案中的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)利用自然循環(huán)排出堆芯余熱,由于超臨界系統(tǒng)在擬臨界點(diǎn)附近的體積熱膨脹系數(shù)變化劇烈因此具有較大驅(qū)動(dòng)壓頭,為了保證系統(tǒng)具有充足、穩(wěn)定的自然循環(huán)流量,還需要對(duì)PRHRS的自然循環(huán)能力與水動(dòng)力特性進(jìn)行深入的研究。美國(guó)SCWR為熱譜堆,整堆功率為3575MW,冷卻劑流量為1843kg/s,采用145組燃料組件,燃料組件結(jié)構(gòu)如圖2所示。
圖2 美國(guó)SCWR燃料組件Fig.2 American SCWR Fuel Assemblies
加拿大AECL公司開(kāi)發(fā)了CANDU—SCWR超臨界水堆概念(Brady 等[7]和 Chow Khartabilll[8])。在開(kāi)發(fā)超臨界水堆適用的燃料組件時(shí),加拿大AECL公司延續(xù)了它的CANDU堆壓力管式設(shè)計(jì)概念,如圖3所示。CANDU—SCWR壓力管內(nèi)的冷卻劑運(yùn)行在超臨界條件下,壓力管外為低壓重水慢化劑。與常規(guī)CANDU堆燃料組件相比,CANDU—SCWR最主要的改進(jìn)是使用絕熱的陶瓷材料替代壓力管內(nèi)側(cè)的氣隙絕緣層,以保證鋯基合金材料的壓力管能夠承受超臨界水堆的高溫高壓條件。
圖3 Brady等提出的燃料組件設(shè)計(jì)概念Fig.3 Fuel Assemblies proposed by Brady
韓國(guó)目前也在積極開(kāi)展超臨界水堆的可行性研究,包括堆芯設(shè)計(jì)概念研究、超臨界條件下流體的傳熱特性研究、安全分析程序研究以及材料相關(guān)研究等。KAERI的Bae等[9]基于日本東京大學(xué)的超臨界水堆設(shè)計(jì),提出了改進(jìn)十字形固體慢化劑的方形燃料組件設(shè)計(jì)概念,如圖4所示。這種設(shè)計(jì)概念采用氫化鋯作為固體慢化劑,優(yōu)勢(shì)在于可以簡(jiǎn)化冷卻劑通道,但在嚴(yán)重事故時(shí)存在氫氣釋放的風(fēng)險(xiǎn)。
圖4 Bae等提出的固體慢化劑燃料組件設(shè)計(jì)概念Fig.4 Fuel Assemblies proposed by Bae
圖5 燃料組件結(jié)構(gòu)示意圖Fig.5 Sketch of Fuel Assembly Structure
上海交通大學(xué)核能科學(xué)與工程學(xué)院程旭教授等于2007年提出了雙排燃料棒布置的超臨界燃料組件設(shè)計(jì)方案。燃料組件含180根燃料棒,燃料棒的直徑為8mm,棒柵距和棒徑比為1.2。這種在慢化劑通道間布置兩排燃料棒的設(shè)計(jì),使整個(gè)堆芯的功率分布更加均勻化。
華北電力大學(xué)周濤等人在專(zhuān)利《一種適用于超臨界水堆的MOX燃料組件結(jié)構(gòu)》(專(zhuān)利號(hào)CN102768863A)中提出了一種MOX燃料組件結(jié)構(gòu)。在若干個(gè)水盒組成的方形殼體內(nèi)布置水棒,在水棒的間隙內(nèi)布置直徑為R的MOX燃料棒。水棒分為大水棒和小水棒兩種。大水棒的截面為正方形,長(zhǎng)和寬分別為3R;小水棒為矩形,長(zhǎng)3R,寬R。
在超臨界水冷堆中采用此種MOX燃料組件結(jié)構(gòu),可以達(dá)到與原結(jié)構(gòu)只使用UO2組件設(shè)計(jì)同樣效果,改善組件功率分布不均勻因子,結(jié)構(gòu)較簡(jiǎn)單。
王連杰等在專(zhuān)利 《應(yīng)用于超臨界水冷堆的雙排六邊形燃料組件》(公布號(hào)CN102117664A)中提出了雙排六邊形燃料組件的概念,其目的是為了提供一種具有較好均勻慢化和充分慢化能力、局部功率峰值因子盡量低的燃料組件。
該燃料組件在六邊形組件盒內(nèi)部置有多個(gè)六邊形慢化劑通道,在相鄰的六邊形慢化劑通道之間布置兩層燃料棒,并且在所述六邊形組件盒中心置有一個(gè)與六邊形組件盒同結(jié)構(gòu)、按比例縮小的中心六邊形慢化劑通道,中心六邊形慢化劑通道的各個(gè)邊具有連續(xù)重復(fù)排列的六邊形慢化劑通道,所述組件邊緣采用多個(gè)梯形慢化劑通道。
筆者團(tuán)隊(duì)在國(guó)內(nèi)外各種SCWR組件設(shè)計(jì)方案基礎(chǔ)上,綜合考慮燃料組件設(shè)計(jì)制造的可實(shí)現(xiàn)性、先進(jìn)性、創(chuàng)新性等因素,提出了如圖5所示的超臨界燃料組件設(shè)計(jì)方案。該燃料組件由4個(gè)子組件構(gòu)成,每個(gè)子組件含56根燃料棒,利用格架進(jìn)行子組件之間的徑向、軸向定位和支撐。十字形控制棒位于4個(gè)子組件構(gòu)成的十字形通道內(nèi),從堆芯頂部至上而下插入堆芯。子組件中的燃料棒呈9×9方形排列,中心慢化劑盒占用5×5柵元位置。子組件慢化劑盒以及子組件之間的通道均為慢化劑,流向?yàn)樽陨隙?。子組件盒壁厚為2.0mm,慢化劑盒壁厚為0.8mm,子組件盒、慢化劑盒以及包殼材料均為310S不銹鋼。燃料組件總長(zhǎng)為5930 mm,由燃料棒、上管座、下管座、組件盒、慢化劑盒、定位格架、管座連接件、連接板、慢化劑管、分流板等構(gòu)成。
堆芯采用雙流程結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì),燃料組件共157盒。第一流程為堆芯中心的57盒燃料組件,第二流程為堆芯外圍的100盒燃料組件,兩個(gè)流程的燃料組件結(jié)構(gòu)相同。第一流程燃料組件中的冷卻劑和慢化劑均是從上往下流,第二流程燃料組件的慢化劑從上往下流,冷卻劑則是從下往上流出堆芯。根據(jù)堆芯流量分配計(jì)算可得,燃料組件中冷卻劑的最高流速約為19.3 m/s,慢化劑的最高流速約為0.1 m/s。
超臨界水堆作為六種第四代未來(lái)堆型中唯一的水冷堆,受到各國(guó)的廣泛重視。本文綜述了超臨界水堆燃料組件的設(shè)計(jì)概念,對(duì)設(shè)計(jì)的出發(fā)點(diǎn)、關(guān)注點(diǎn)作了說(shuō)明。對(duì)于超臨界水堆燃料組件設(shè)計(jì)概念,除韓國(guó)采用固體慢化劑和加拿大采用低壓重水慢化劑外,日本、歐洲和美國(guó)均采用了在組件內(nèi)部布置輕水慢化劑水棒的方法。在分析了國(guó)內(nèi)外超臨界燃料組件設(shè)計(jì)研究現(xiàn)狀的基礎(chǔ)上,本文還提出了可適用于十字形控制棒的雙流程燃料組件設(shè)計(jì)方案,基本滿(mǎn)足超臨界燃料組件的設(shè)計(jì)要求,具有較好的綜合性能。
[1]A Technology Roadmap for Generation Ⅳ Nuclear Energy Systems[R].US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GenerationⅣInternational Forum,GIF-002-00,2002.
[2]A.YAMAJI,K.Kamai,Y.Oka and S.Koshizuka.Improved Core Design of the High Temperature Supercritical-Pressure Light Water Reactor[J].Annals of Nuclear Energy,2005,32:651-670.
[3]T.Schulenberg,J.Starflinger,P.Marsault,et al..European supercritical water cooled reactor[J].Nuclear Engineering and Design,2011,241:3505-3513.
[4]K.Fischer,T.Schulenberg,E.Laurien.Design of a supercritical water-cooled reactor with a three-pass core arrangement[J].Nuclear Engineering and Design,2009,239:800-812.
[5]J.Hofmeister,C.Waata,J.Starflinger,et al..Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water[J].Nuclear Engineering and Design,2007,237:1513-1521.
[6]W S Yang.Initia1 Implementation of Multi'Channel Thermal Hydraulics Capability in Frequency Domain SCW R Stability Analysis Code SCWRSA[R].Argonne National laboratory,2005,September 15.
[7]Brady D.,Dufey R.,Khartabil H.,Sadhankar R.,Suppiah S..Generation IV reactor development in Canada[C]//3rd Int.Sym.on Supercritical Water Cooled Reactors Design and Technology,2007,March 12-15,Shanghai,China.
[8]Chow C.K.,Khartabil H.F..Fuel channel designs for the CANDU-SCWR[C]//3rd Int.Sym.on Supercritical Water Cooled Reactors Design and Technology,March 12-15,2007,Shanghai,China.
[9]Bae Y.Y.,Bae K.M.,Yoon H.Y.,Kim H.Y.,Jang J..SCWR research in KOREA[C]//3rd Int.Sym.on Supercritical Water Cooled Reactors Design and Technology,March 12-15,2007,Shanghai,China.