套管式棒状燃料组件及采用该组件的超临界水冷核反应堆

摘要

一种套管式棒状燃料组件及采用该组件的超临界水冷核反应堆，该燃料组件呈环形套管式，由内向外分别为水洞壁、内隔热层、内环衬管、外环衬管、外隔热层和组件壁，在内环衬管和外环衬管间填充燃料；采用该组件的超临界水冷核反应堆，包括压力容器，压力容器包括压力壳以及置于其内的堆芯和控制棒驱动机构，压力壳的上下部分别被上下隔离板隔离出上腔室和下腔室，堆芯内竖向垂直放置多个套管式棒状燃料组件，其水洞壁和组件壁向上延伸穿过上隔离板与上腔室相连，在下隔离板和堆芯内的套管式棒状燃料组件相连处，对应于每个套管式棒状燃料组件有进水孔；反应堆具有系统简单，热效率高的特点；燃料组件具有慢化更均匀，结构更简单，节省铀资源的特点。

说明书

技术领域

本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种套管式棒状燃料组件 及采用该组件的超临界水冷核反应堆。

背景技术

超临界水冷反应堆采用超临界水作为冷却剂及慢化剂。超临界水是指水 的压力、温度高于水的拟临界点（22.12MPa，374.3°C）。其特点是不发生相变， 呈单一介质，水温可高达510~620℃，因而热效率可到45%，比目前流行的压 水堆高出1/3，经济性好。而且，由于超临界水不发生相变，与现有压水堆相 比，超临界水冷反应堆不需要蒸汽发生器、主循环泵、稳压器、汽水分离器 和干燥器。另外，超临界水冷堆核能系统作为现有的成熟的压水堆技术和超 临界火电站技术结合的自然延伸，其研发成本要低于其他第四代反应堆。当 前，国际上正在研制的超临界水冷反应堆主要分为两类，一类是热谱堆芯； 另一类是快谱堆芯。其中，热谱堆芯主要有以下三种方案：

A．日本东京大学提出的方形组件方案

B．欧洲提出的组件束方案

C．加拿大提出的重水慢化CANDU型方案

A、B两种方案都是基于轻水冷却及慢化的压力壳式堆芯。它们的组件形 式都是闭合式的方形组件，组件内部的燃料棒呈类似压水堆组件燃料的排列。 由于超临界水的密度较小，其中子慢化性能较弱。为了增强慢化能力，在组 件中都引入了方形的水洞。燃料棒分布在方形水洞四周。由于采用方形水洞， 位于水洞四周及角点处的燃料棒受到的慢化作用是不同的，因而功率也是不 同的。为了展平组件内部的功率，A方案中在组件外围增加了一圈水洞，B 方案采用了不同富集度的燃料棒。这些方案都增加了组件的复杂度。由于在 超临界水冷堆中水温可高达500~600℃，运行压力高达25MPa，现有的水堆 中广泛使用的锆包壳已不适用，目前多采用中子经济性较差的镍基合金或不 锈钢材料。因此为了保证堆芯有足够的寿期，A、B方案中采用的燃料富集度 要远高于压水堆中的燃料富集度。

C方案是基于轻水冷却、重水慢化的压力管式堆芯。其组件形式是棒束 形组件，组件内部燃料棒呈多圈环形排列。超临界的轻水从组件内部流过冷 却燃料棒。重水处于常温常压状态，从组件外部流过，因此组件外围燃料慢 化充分。为了展平功率，各圈燃料采用不同富集度。在该组件中，为了获得 负的冷却剂空泡系数，确保堆芯安全，组件中心加入了非燃料的中心棒。

上述方案为了确保慢化均匀，采用了不同的措施，增加了组件复杂度。

发明内容

为解决上述问题，本发明提供了一种套管式棒状燃料组件及采用该组件 的超临界水冷核反应堆，具有系统简单，热效率高，安全性好的特点；该反 应堆采用的燃料组件具有慢化更均匀，结构更简单，节省铀资源的特点。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种套管式棒状燃料组件，该燃料组件呈环形套管式，由内向外共有六 环，分别为水洞壁1、内隔热层2、内环衬管3、外环衬管4、外隔热层5和 组件壁6，在所述内环衬管3和外环衬管4间填充有燃料。

所述内环衬管3和外环衬管4间填充的燃料为内外两圈燃料棒。

所述燃料棒由燃料芯块7，燃料包壳9及中间的气隙8组成。

所述内隔热层2和外隔热层5的材料为氧化锆。

所述水洞壁1和组件壁6的材料为碳化硅。

所述内环衬管3和外环衬管4的材料为不锈钢或镍基合金。

一种超临界水冷核反应堆，包括压力容器，所述压力容器包括压力壳12 以及置于压力壳12内的堆芯16和控制棒驱动机构10，所述压力壳12的上部 和下部分别被上隔离板和下隔离板隔离出上腔室21和下腔室15，压力壳12 与堆芯吊篮11之间的间隙形成下降段14，所述堆芯16内竖向垂直放置有多 个上述所述的套管式棒状燃料组件，所述多个套管式棒状燃料组件采用截面 为三角形排列，套管式棒状燃料组件的水洞壁1和组件壁6向上延伸穿过上 隔离板与上腔室21相连，部分套管式棒状燃料组件的水洞壁1同时作为控制 棒导向管20，在下隔离板和堆芯16内的套管式棒状燃料组件相连处，对应于 每个套管式棒状燃料组件有进水孔。

所述堆芯16放置的套管式棒状燃料组件之间留有间隙。

在所述控制棒导向管20内插有控制棒。

所述控制棒为环形截面，由碳化硼29及其内外包裹的控制棒包壳28组 成。

本发明和现有技术相比，具有如下优点：

1、本发明燃料组件采用环形套管式棒状燃料组件，保证了冷却剂慢化均 匀，因此，不需要采用不同富集度的燃料，降低了燃料组件复杂度。

2、由于在燃料组件中加入了内隔热层和外隔热层，进一步降低慢化剂温 度，保证慢化充分，且使得水洞壁及组件壁仅接触温度较低的慢化剂，因而 在材料选择上范围更广，可以采用中子经济性较好的碳化硅材料，因而燃料 的富集度可以降低，节省了铀资源。隔热层与冷却剂之间的内外衬管需要采 用不锈钢或镍基合金材料。内外衬管的厚度较小，减少了不锈钢或镍基合金 的使用。

3、本发明采用套管式棒状燃料组件的超临界水冷核反应堆，慢化更为均 匀和充分，常规岛完全可以采用火电厂超临界汽轮机组，由于超临界水温度 高且呈单相，热效率高，经济性好。另外，其系统最大限度地简化了水反应 堆的设备，不需要蒸汽发生器、主循环泵、稳压器、蒸汽分离器和干燥器， 大大提高了可靠性和安全性。

附图说明

图1是套管式棒状燃料组件横截面示意图。

图2是燃料棒横截面示意图。

图3是核反应堆结构示意图。

图4是堆芯布置示意图。

图5是控制棒横截面示意图。

图中1.水洞壁2.内隔热层3.内环衬管4.外环衬管5.外隔热层6.组件 壁7.燃料芯块8.气隙9.燃料包壳10.控制棒驱动机构11.堆芯吊篮12.压力壳 13.进水口14.下降段15.下腔室16.堆芯17.燃料区18.水洞19.出水口20. 控制棒导向管21.上腔室22.汽轮机23.冷凝器24.主泵25.第一批料26.第 二批料27.第三批料28.控制棒包壳29.碳化硼

具体实施方式

下面结合附图和具体实施方式对本发明结构进行详细说明。

如图1所示，本发明一种套管式棒状燃料组件，该燃料组件呈环形套管 式，由内向外共有六环，分别为水洞壁1、内隔热层2、内环衬管3、外环衬 管4、外隔热层5和组件壁6，在所述内环衬管3和外环衬管4间填充有燃料， 填充的燃料为内外两圈燃料棒。

优选所述内隔热层2和外隔热层5的材料为氧化锆。

优选所述水洞壁1和组件壁6的材料为碳化硅。

优选所述内环衬管3和外环衬管4的材料为不锈钢或镍基合金。

如图2所示，燃料棒由燃料芯块7，燃料包壳9及中间的气隙8组成。

如图3所示，为一个电功率为1000MWe（热功率为2280MWt）的采用套 管式棒状燃料组件的超临界水冷核反应堆，该超临界水冷核反应堆的主体结 构为压力容器，压力容器包括压力壳12以及置于压力壳12内的堆芯16和控 制棒驱动机构10，所述压力壳12的上部和下部分别被上隔离板和下隔离板隔 离出上腔室21和下腔室15，压力壳12与堆芯吊篮11之间的间隙形成下降段 14，堆芯16内竖向垂直放置有多个上述所述的套管式棒状燃料组件，套管式 棒状燃料组件的水洞壁1和组件壁6向上延伸穿过上隔离板与上腔室21相连， 部分套管式棒状燃料组件的水洞壁1同时作为控制棒导向管20，在下隔离板 和堆芯16内的套管式棒状燃料组件相连处，对应于每个套管式棒状燃料组件 有进水孔，用于调节进水流量。

如图4所示，堆芯16由采用截面为三角形排列的多个套管式棒状燃料 组件组成，此排列方式可减小堆芯尺寸，从而减小压力容器尺寸。为了保证 套管式棒状燃料组件充分慢化，套管式棒状燃料组件之间预留水隙。堆内燃 料循环策略为三批料循环，图4中燃料编号表示方式为x.y，其中，x表示每 批料中每个燃料的编号；y表示燃料的批次，如0表示第一批料。在堆芯运行 完一个循环后，需要进行换料。换料策略如图4中编号所示，同一编号的燃 料在不同批次之间更换。举例说明，燃料编号为1的燃料，换料时，第一批 料换到第二批，第二批料换到第三批，第三批料换出堆芯；即编号1.0的燃料 换到1.1编号的位置，1.1的燃料换到1.2的位置，1.2的燃料换出堆芯。

为了控制堆芯的反应性，在所述控制棒导向管20内插有控制棒，如图5 所示为控制棒横截面示意图，为了增加控制棒的中子学价值，控制棒也为环 形截面，由碳化硼29及其内外包裹的控制棒包壳28组成。控制棒由压力壳 12顶部的控制棒驱动机构10驱动，由顶部向下沿水洞壁1插入控制棒导向管 20。

如图3所示，本发明超临界水冷核反应堆的工作原理为：反应堆运行时， 压力为25MPa，温度为280℃的给水从进水口13进入压力壳12后，少量旁流 沿下降段14进入下腔室15，大部分水进入上腔室21，通过与上隔离板相连 的水洞壁1及组件壁6穿过各个套管式棒状燃料组件的水洞18及组件间水隙 进入下腔室15，在下腔室15与由下降段14的入口水均匀混合后通过下隔离 板的进水孔进入各个套管式棒状燃料组件的燃料区17，在燃料区17充分加热 后通过出水口19流出压力壳12。出口时水温已达到530℃，随后流向超临界 汽轮机22，构成了直接热力循环，之后经过冷凝器23冷却后，由主泵24泵 入进水口13进行下一次加热。堆芯周围安排不锈钢和水的反射层，可以降低 压力壳的快中子辐射和压力壳表面射线剂量。