一种管壳式铅基合金冷却反应堆的制作方法

本发明涉及一种铅基合金冷却反应堆领域，具体涉及一种管壳式铅基合金冷却反应堆。

背景技术：

铅基合金冷却快堆(Lead Alloy cooled Fast Reactor,LFR)是一种能实现闭合燃料循环的先进快堆，可实现铀钍的高效转化增殖以及锕系元素的有效嬗变管理。它采用铅或铅-铋共晶液态金属冷却剂。此技术最引人注目的地方在于铅基合金具有优异的核、热和安全特性，在能量产生、传递、转换和固有安全性等方面具有革新性的潜力。铅冷快堆可以靠自然循环形成一回路的冷却剂流动(小功率堆型设计)，也可以采用强迫循环设计，堆芯冷却剂出口温度可达550℃左右(主要是考虑材料的耐腐蚀性能)，在材料允许的情况下可以达到超过800℃的出口温度，当达到830℃时，就可以进行产氢。

由于铅基合金的化学性质不活泼，不会与水发生明显反映，因此在回路设计上与压水堆类似，不用像钠冷快堆那样增加一个回路。一体化池式的该类小型反应堆可实现从设计上消除堆芯熔化概率和从物理上消除大规模放射性释放概率的安全要求，同时实现一体化工厂建造，一体化运输，一体化安装和一体化运行退役，具有高度的安全性、经济性和多用途功能。总体上，铅冷块堆是一种很有前途的堆型，目前，美国、欧盟、俄罗斯等国家或组织都在开展这方面的研发。比较有代表性的有SVBR(俄罗斯)、BREST(俄罗斯)、ENHS(50MW，美国)，SSTAR(20MW，美国)，ELSY(600MW，欧盟)等。苏联于1952年开始研究铅铋冷却反应堆，经过大约15年努力获得成功，并共建造了8艘铅铋冷却反应堆装置的十一月级和阿尔法级核潜艇，加上陆上模式堆，苏联共建11座铅铋冷却反应堆。阿尔法级核潜艇在冷战期间与美国的军事战略竞争中一直处于性能和技术优势地位。

一体化池式的百万千瓦级大型铅基合金冷却反应堆系统在假想的所有余排系统均失效，仅通过堆容器向环境空气释热的极端事故情况下，较难保障堆芯的不熔化。为了使百万千瓦级以上的大型铅基合金冷却反应堆也实现从设计上消除堆芯熔化概率的安全要求(从物理上消除大规模放射性释放概率与铅基合金冷却反应堆的功率水平无关)。

加拿大原子能有限公司(AECL)运行的CANDU堆采用的是压力管式反应堆。堆芯由几百个小直径的燃料通道(压力管)组成，而不是一个巨大的压力容器，从而避免了制造反应堆压力壳及其它大型设备。每个燃料通道(压力管)包含一定数量的燃料棒束。每根压力管和同心容器管之间充满CO2的环形气隙与低温低压慢化剂保持隔热状态。每根压力管内的冷却剂流量可以按照它的单管功率设计，每根压力管的运行状况可以进行监测。CANDU堆压力管式的堆芯燃料通道设计，使堆芯具有了非能动安全特性。

技术实现要素：

本发明的目的即在于克服现有技术的不足，提供一种管壳式铅基合金冷却反应堆，解决在堆芯额定功率达到百万千瓦级以上，堆芯存在熔化概率，导致堆芯存在安全性隐患的问题。

本发明的通过下述技术方案实现：一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器、堆芯、燃料通道和压力管，由核燃料组件和铅基合金冷却剂置于压力管形成的燃料通道，将数根燃料通道放入反应堆容器水池中组成堆芯。本发明旨在设计一种铅基合金冷却反应堆堆芯，堆芯额定功率达到百万千瓦级以上，又能从设计上消除堆芯熔化概率，使堆芯具有高固有安全性。反应堆采用铅基合金冷却剂，压力管式燃料通道布置，压力管浸泡于堆坑水池中，在事故工况下，所有压力管通过导热、对流以及辐射向堆坑水池放热，水池通过自然循环向最终热阱大气放热。与容器式反应堆相比，由于单根压力管内燃料热量小得多，传热路径短而且直接高效，可保证堆芯的不熔化，实现百万千瓦级大功率铅铋冷却反应堆在极端事故情况下的高固有安全性能。

进一步的，所述的燃料通道出口通过管道相互并联后与蒸汽发生器进口连接，所述的燃料通道进口通过管道相互并联后与蒸汽发生器出口连接。通过强迫循环或自然循环状态下的一回路铅铋合金冷却剂带出堆芯并传导给高参数二回路产生高品质蒸汽，进而驱动动力系统产生电能。

进一步的，堆芯衰变余热由导热传向反应堆容器冷却水池，再由与反应堆容器连接的非能动空冷系统排向大气。

进一步的，所述的铅基合金冷却剂为铅铋冷却剂。

进一步的，所述的燃料通道之间的水隙为中子慢化剂。

进一步的，所述的压力管为两个不锈钢同心圆套筒构成，所述套筒壁上涂有碳化硅SiC涂层，两层所述套筒之间填充有碳化硅SiC包层。该设计的目的是一方面尽量减少正常运行时堆芯的热损失，一方面尽量增加事故状态下堆芯的余热排出。

进一步的，所述核燃料组件的核燃料采用铀锆合金或氮化铀。核燃料采用铀锆合金(UZr)或氮化铀(UN)等先进燃料，导热率高，是UO2燃料的数倍。

进一步的，每根所述燃料通道内的冷却剂流量可按照它的单管功率设计进行调节。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、应用于大型铅基合金冷却反应堆设计需求背景，使反应堆系统具备大功率特点和仅靠材料特性实现的高固有安全性，从设计上消除堆芯熔化概率和从事实上消除大规模放射性释放概率，取消厂外应急；

2、核燃料组件和铅铋冷却剂置于压力管形成的燃料通道内，每根压力管内的冷却剂流量可以按照它的单管功率设计进行调节；

3、事故停堆后，仅靠材料特性(导热/热辐射)，便能将堆芯衰变热导出至冷却水池，确保燃料组件不损坏，放射性物质不泄漏；

4、系统设置有非能动空冷系统，衰变余热通过冷却水池再由非能动空冷系统排向最终热阱大气。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明一种管壳式铅基合金冷却反应堆的结构示意图；

图2为本发明燃料通道的结构示意图；

附图中标记及相应的零部件名称：

1-反应堆容器，2-堆芯，3-燃料通道，4-压力管，5-蒸汽发生器，6-非能动空冷系统，7-套筒，8-燃料组件，9-铅基合金冷却剂，10-SiC包层，11-水。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

本发明如图1-2所示，一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器1、堆芯2、燃料通道3和压力管4，由核燃料组件8和铅铋冷却剂置于压力管4形成的燃料通道3，将数根燃料通道3放入反应堆容器1水池中组成堆芯2。燃料通道3出口通过管道相互并联后与蒸汽发生器5进口连接，所述的燃料通道3进口通过管道相互并联后与蒸汽发生器5出口连接。堆芯2衰变余热由导热传向反应堆容器1冷却水池，再由与反应堆容器1连接的非能动空冷系统6排向大气。

一种管壳式铅基合金冷却反应堆概念是利用堆芯装载的核燃料裂变产生热能，通过强迫循环或自然循环状态下的一回路铅铋合金冷却剂带出堆芯并传导给高参数二回路产生高品质蒸汽，进而驱动动力系统产生电能。

本发明所述反应堆一回路系统设备主要包括反应堆压力管、反应性控制系统、堆芯支撑结构、屏蔽结构、上部堆芯结构、蒸汽发生器和主循环泵等。由于铅铋合金的沸点很高，约1670℃，不存在两相和沸腾导致的DNB、干涸及流动不稳定等问题，一回路系统可在常压下工作，不需要稳压器及相关系统和管路，使系统结构明显简化。

本发明将放有核燃料组件和铅铋冷却剂的压力管放入冷却水池中组成堆芯，压力管之间的水隙既为中子慢化剂，又为事故状态下压力管堆芯传出热量的冷却剂，构成压力管状铅铋冷却反应堆。衰变余热仅由导热传向冷却水池，再由非能动空冷系统排向大气。

本发明区别于容器式铅基合金冷却反应堆的核心关键技术除了浸泡于水池中的压力管设计以外，压力管4为两个不锈钢同心圆套筒7构成，所述套筒7壁上涂有碳化硅SiC涂层，两层所述套筒7之间填充有碳化硅SiC包层。还包括压力管内壁上低温下高热阻，高温下高热辐射能力的特殊涂层或包层，例如碳化硅SiC等材料的应用。该设计的目的是一方面尽量减少正常运行时堆芯的热损失，一方面尽量增加事故状态下堆芯的余热排出。

在铅基合金放射性包容特性实现从事实上消除大量放射性物质释放可能性的基础上，为了从设计上消除堆芯熔化，取消厂外应急，核电站的安全应当主要依靠反应堆材料和装置的固有自我防护能力。事故发生后，仅靠材料特性便能将堆芯余热导出，这种固有安全反应堆，可从设计上消除堆芯熔化的严重事故发生，是核电安全追求的最终目标。

铅铋冷却快中子反应堆被推荐为第四代核能系统的选型之一，但是几乎与所有类型的反应堆一样，常规容器式的铅铋冷却快堆很难同时满足仅靠材料特性实现的高固有安全和大功率(百万千瓦级以上)两大要求。与其它堆型相比，压力管式铅铋冷却固有安全反应堆有其独特的优势，不但工业基础雄厚，技术成熟，更重要的是固有安全性能突出，是核电系统的发展方向。

本发明所述的铅基合金以铅铋共晶合金为例作为核反应堆冷却剂，铅铋各占一定份额，有其良好的物理、化学和热力学特性，主要有如下几大优点：

(1)铅铋冷却剂沸点为1670℃，如果反应堆出口冷却剂温度为500℃，允许一回路在低压下运行，可简化装置，提高反应堆的可靠性和安全性。

(2)铅铋冷却剂具有较低的化学活性，当蒸汽发生器传热管破裂时，铅铋与水接触，不会发生氢积累、火灾和爆炸。在运行过程中，只要给水温度大于铅铋冷却剂熔点(125℃)，便可避免铅铋凝固。

(3)在反应堆停堆或启动过程中，铅铋冷却剂可能会出现“凝固-熔化”等工况，这是铅铋冷却反应堆运行中的一个独特现象。铅凝固时有小幅膨胀，铋有小幅收缩，如果适当搭配铅铋比例，可做到铅铋合金在凝固时铅的膨胀(+3.7％)和铋的收缩(-3.7％)相互抵消。铅铋冷却剂在凝固时具有较低的收缩率，并在固态时有高可塑性和低强度。这些特性使得铅铋冷却剂凝固时，不会对反应堆和一回路结构材料及设备造成损伤。苏联11座铅铋冷却剂反应堆的运行表明，既没有发生过一回路中结构材料腐蚀的问题，也没有出现过偏离回路纯度标准的问题。

(4)铅铋冷却剂在固、液两态时，有良好的导热性能，在设计反应堆时，如果能做到事故后仅靠反应堆材料(包括铅铋)的导热将堆芯余热导出，便可确保燃料不损坏，放射性物质不泄漏。由于铅铋沸点为1670℃，反应堆运行压力又很低，在铅铋冷却反应堆设计中，如果压力容器与管道的接口皆在堆芯活性区的上方，当管道破裂时，铅铋冷却剂不会排空，将始终淹没堆芯、压力容器下降段和下封头，这就为堆芯余热可通过金属材料导热传到压力容器外面提供了保障。这是铅铋冷却反应堆具有固有安全的基本条件，可能成为防止堆芯不会发生熔化、进而消除大量放射性释放的堆型之一。

(5)核燃料采用铀锆合金(UZr)或氮化铀(UN)等先进燃料，导热率高，是UO₂燃料的数倍。铅铋合金的导热率大约为15W/m℃，即可作为冷却剂，也可作为燃料芯体和包壳之间空隙的填充剂，这样便能高效导热，使燃料棒在正常运行时的温度保持在较低水平，在事故工况时，又可依靠材料的导热将衰变余热带出反应堆。

根据反应堆传热学，导热公式和辐射换热公式推导如下：

(1)导热公式

反应堆事故停堆后，衰变余热通过堆芯侧面多层圆筒壁导出，其导热量在稳态情况下可由傅里叶定律获得如下公式：

Q_侧＝2πL(t1-tn+1)/Σk(ln(dk+1/dk)/λk)…(1)

其中，Q_侧为堆芯侧面圆筒壁导出的热量，W；L为堆芯高度，m；t1和tn+1分别为圆筒最里层内壁(堆芯表面)和最外层外壁(反应堆容器外壁)温度，℃；λk为第k层导热系数，W/m℃；dk为第k层圆筒内壁直径，m；k＝1,2…n。

在稳态情况下通过堆芯底部平壁导出的热量有如下公式：

Q_底＝πr1²(t1-tn+1)/Σk(Δk/λk)

其中，Q_底为堆芯底部平壁导出的热量，W；r1为堆芯等效半径，m；Δk为第k层平壁厚度，m；k＝1,2…n。

依靠导热带出反应堆的热量取决于反应堆的结构件材料和尺寸，如果堆芯高度越大、导热体厚度越小、导热体的导热系数越大，则稳态情况下导出的热量就会越多。

(2)辐射换热公式

物体内部微观粒子热运动状态改变时激发出来的电磁波热辐射在物体之间传递能量，是由材料性能导致的固有现象。热辐射波长λ位于0.1μm～100μm之间，包括可见光(λ为0.38μm～0.76μm)和红外线(λ为0.76μm～20μm)。由量子理论普朗克定律表达黑体单色辐射力Ebλ随温度T和波长λ变化的关系式，经对波长λ的积分后可获得黑体辐射力Eb的四方次表达公式：

Eb＝C0((T/100)²)²

其中，Eb为黑体的辐射力，W/m²；T为黑体的绝对温度，k；

C0＝5.67W/m²(k²)²，为黑体的辐射系数。

实际物体的辐射力可由下式计算：

E＝εC0((T/100)²)²

其中，E为实际物体的辐射力，W/m²；ε为实际物体的黑度，

ε＝E/Eb。

两个黑体之间的辐射换热可由下式计算：

Q₁₂＝F1·X12·Eb1-F2·X21·Eb2

其中，Q₁₂为两个黑体1和2之间的辐射净换热量，W；F1和F2分别为黑体1和2的表面积，m²；X12(X21)为角系数，其值等于从表面1(2)发射的辐射能落在表面2(1)上的百分数。

如果处于热平衡条件下，即T1＝T2，则Q₁₂＝0，而Eb1＝Eb2，则由上式可得：

F1·X12＝F2·X21

于是，两个黑体之间的辐射换热计算式变为：

Q₁₂＝F1·X12·(Eb1-Eb2)＝F2·X21·(Eb1-Eb2)

Q₁₂＝(Eb1-Eb2)/1/(F1·X12)

(注：相当于热流＝热压/热阻)

其中，1/(F1·X12)叫做辐射的空间热阻，1/m2。

实际物体表面的有效辐射J等于该物体向外的辐射力E加上投入辐射的反射部分ρG：

J＝E+ρG＝εEb+(1-α)G

其中，J为某物体表面的有效辐射，W/m2；G为投入辐射，表示单位时间内投射到该物体表面单位面积上的总辐射能，W/m²；ρ和α分别为该物体表面的反射率和吸收率。

由此可见，实际物体在热辐射中，其单位表面积的能量收支差额应等于有效辐射与投入辐射之差(即：辐射力与投入辐射的吸收份额之差)：

Q/F＝J-G

对于漫反射表面α＝ε，则有：

Q＝εF(Eb-J)/(1-ε)＝(Eb-J)/(1-ε)/εF

其中，Q为某物体的净热辐射能量，W；F为该物体辐射表面积，m2；(1-ε)/εF为该物体辐射的表面热阻，1/m²。实际物体与黑体的差异在于前者具有表面热阻。如果上式用于黑体，即ε＝α＝1，辐射的表面热阻为0，则物体的有效辐射J与黑体的辐射力Eb相同。

考虑到两个实际物体表面热阻和空间热阻效应以及上述辐射换热网络的特性，它们之间的换热可由下式计算：

Q₁₂＝(Eb1-Eb2)/((1-ε1)/ε1F1+1/F1X12+(1-ε2)/ε2F2)

＝εsF1(Eb1-Eb2)

εs＝1/((1/ε1-1)+1/X12+(1/ε2-1)F1/F2)

其中，Q₁₂为物体1和2之间的辐射换热，W；ε1和ε2分别为物体1和2的黑度；εs为系统黑度。

对于反应堆内外两层圆柱体之间的辐射换热计算，考虑到反应堆内外两层圆柱体的高度比它们之间的径向距离大很多，可认为外层完全包围内层，则X₁₂＝1。在稳态情况下，反应堆内外两层圆柱体之间的辐射换热可简化为如下式子：

Q₁₂＝εsF1(Eb1-Eb2)

εs＝1/(1/ε1+(1/ε2-1)F1/F2)

Q₁₂＝5.67εsF1(((T1/100)²)²-((T2/100)²)²)…(2)

从上式可知，反应堆内外两层圆柱体之间的辐射换热大小取决于温度、黑度和表面积大小，内层温度越高、外层温度越低、黑度越大，则辐射换热将越大。

结合上述分析及公式(1)、公式(2)，表1通过计算给出了稳态时仅靠铅铋导热带出的一体化容器式反应堆衰变余热。铅铋合金在500℃时的密度为10120kg/m³，比热为0.146kJ/kg℃，考虑到反应堆的热容量，经方案2估算，铅铋冷却反应堆额定功率Q额为150MW时，可实现由导热把衰变余热(1％Q_额)带出反应堆的固有安全目标。额定功率超过150MW的一体化容器式反应堆要实现固有安全将有较大难度。

表1稳态时仅靠铅铋导热带出的一体化反应堆衰变余热

(反应堆额定功率为150MWt)

根据上述分析，一体化容器式铅铋冷却反应堆仅靠导热带出衰变余热的能力有限，限制了堆芯额定功率。所以本发明提出的一种压力管式堆芯布置(附图1)，可以提高堆芯的额定功率。事故时，通过每根管壁和铅铋冷却剂的导热传出衰变余热，以便实现大功率铅铋冷却反应堆的固有安全性能。

本发明将放有核燃料组件和铅铋冷却剂的压力管放入堆坑水池中组成堆芯，水池中的水既为中子慢化剂，又为事故状态下堆芯管道传出热量的冷却剂，构成管状铅铋冷却反应堆。衰变余热仅由导热传向冷却水池，再由非能动空冷系统排向大气。经计算和分析，假设将40根放有核燃料组件和铅铋冷却剂的管道(截面为0.2049m²)放入冷却水池中组成的堆芯额定功率为3200MW，铅铋和管壁的导热系数为15W/m℃，活性段管高为3.66m，额定工况运行时铅铋冷却剂的平均温度为325℃，由导热传向冷却水池的功率大约为40×0.8MW＝32MW，即热损失大约为额定功率的1％。断电事故时，假设铅铋冷却剂在回路中停止流动，当其在堆芯中的平均温度上升到600℃～800℃范围内时，靠导热便可传出堆芯衰变余热功率达40×2.0＝80MW～40X3.0＝120MW，为额定功率的2.5％～3.75％，完全能够导出堆芯衰变余热。即满足一方面在正常运行时向水池释热尽量小，一方面在事故时向水池释热尽量大的设计目标。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。