【摘要】：以鉛或鉛合金(統(tǒng)稱鉛基材料)為冷卻劑的反應(yīng)堆具有良好的中子學(xué)、熱工水力和安全特性,已成為第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)的主要候選堆型之一。燃料組件作為堆芯核心部件之一,其結(jié)構(gòu)受堆芯結(jié)構(gòu)和服役環(huán)境的影響,而鉛鉍冷卻反應(yīng)堆具有許多與傳統(tǒng)反應(yīng)堆不同的結(jié)構(gòu)特點(diǎn),如堆芯體積小、服役溫度高、冷卻劑密度大以及換料周期長(zhǎng)等等,因此需要對(duì)其燃料組件開展系統(tǒng)詳細(xì)的設(shè)計(jì)和驗(yàn)證工作,包括完成燃料組件的設(shè)計(jì)限值和結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)、結(jié)構(gòu)性能分析和驗(yàn)證等。本文基于10MW強(qiáng)迫循環(huán)的鉛鉍冷卻反應(yīng)堆服役環(huán)境,提出了針對(duì)于鉛鉍冷卻反應(yīng)堆含配重燃料組件的設(shè)計(jì)流程和結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)方案。在此基礎(chǔ)上,采用有限元分析方法,對(duì)燃料元件和組件分別進(jìn)行結(jié)構(gòu)力學(xué)和結(jié)構(gòu)完整性研究。首先,本文在廣泛調(diào)研國(guó)內(nèi)外鉛基冷卻反應(yīng)堆燃料組件結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和研究方法的基礎(chǔ)上,結(jié)合鉛鉍冷卻反應(yīng)堆的服役特點(diǎn),深入研究并提出了燃料組件的設(shè)計(jì)原則、約束條件和設(shè)計(jì)限值等。在此基礎(chǔ)上,提出了適用于鉛鉍冷卻反應(yīng)堆的含配重燃料組件的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)參數(shù)和方案,選擇富集度為19.75%的U02作為首選燃料,15-15Ti不銹鋼為包殼管結(jié)構(gòu)材料,貧鈾為配重材料。燃料棒呈三角形排列,整盒組件為六邊形,燃料棒之間通過(guò)繞絲固定,組件之間通過(guò)墊塊固定。其次,針對(duì)鉛基反應(yīng)堆小型化、換料周期長(zhǎng)等特點(diǎn)所導(dǎo)致的芯塊溫度過(guò)高、結(jié)構(gòu)材料負(fù)荷過(guò)大的風(fēng)險(xiǎn),提出了高份額的燃料元件設(shè)計(jì)方案。通過(guò)溫度場(chǎng)計(jì)算分析可得,正常運(yùn)行工況下,活性區(qū)的燃料芯塊中心溫度為880.712℃,低于U02的熔化溫度限值,包殼最高溫度為488.313℃,低于15-15Ti不銹鋼的正常使用溫度限值,均滿足設(shè)計(jì)限值中關(guān)于上限使用溫度的要求。熱應(yīng)力分析結(jié)果表明,在穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)活性區(qū)的最大應(yīng)變?yōu)?.1%；嚴(yán)重事故下,最大應(yīng)變?yōu)?.5%，均滿足設(shè)計(jì)限值的要求。因此,高份額的燃料元件結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)方案可用于解決鉛基反應(yīng)堆小型化、換料周期長(zhǎng)等特點(diǎn)導(dǎo)致的芯塊溫度過(guò)高、結(jié)構(gòu)材料負(fù)荷過(guò)大等服役問(wèn)題。在元件活性區(qū)結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上,針對(duì)具有高密度的冷卻劑帶來(lái)的浮力大于重力問(wèn)題,提出了燃料元件一體化配重的燃料組件固定方式。配重區(qū)芯塊最高溫度為406℃,包殼管最高溫度為402.053℃,均滿足使用溫度限值。熱應(yīng)力分析可以得出,配重區(qū)最大應(yīng)變?yōu)?.0024%,滿足設(shè)計(jì)限值的要求。含配重燃料棒的堆外的靜力學(xué)分析結(jié)果表明,受力部件(下端塞、包殼管和配重塊)的變形量在設(shè)計(jì)限值允許范圍以內(nèi)。對(duì)整盒組件受力分析后,承力最大的零部件(即下管座和喇叭口)的受力都在合理范圍內(nèi),符合設(shè)計(jì)限值的要求。最后,開展燃料元件和組件的模態(tài)分析以及地震譜響應(yīng)分析,獲得元件和組件的固有頻率和振型,并識(shí)別組件結(jié)構(gòu)的薄弱環(huán)節(jié),從而加以重點(diǎn)分析和優(yōu)化。單根元件在僅受到上下端約束而徑向自由的情況下,變形量較大,且一階頻率較低。整盒組件的模態(tài)分析表明,操作頭處變形最明顯,因此在結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)的優(yōu)化中,在此處加墊塊,起進(jìn)一步固定的作用。組件在通用地震位移譜下的最大變形量出現(xiàn)在X方向?yàn)?.00117mm,滿足設(shè)計(jì)限值的要求。因此,在該地震位移譜作用下,組件的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)合理,結(jié)構(gòu)完整性較為理想。通過(guò)燃料組件結(jié)構(gòu)完整性的分析表明,燃料元件一體化配重方案解決了由于鉛基反應(yīng)堆的冷卻劑密度大導(dǎo)致的燃料組件無(wú)法依靠重力安裝和固定的問(wèn)題,為鉛基反應(yīng)堆堆芯組件設(shè)計(jì)提供了一種思路。本文針對(duì)鉛鉍冷卻反應(yīng)堆的服役環(huán)境,提出了一種高份額、一體化配重的燃料組件結(jié)構(gòu)方案,并開展了結(jié)構(gòu)完整性分析研究。力求在國(guó)際上已有的設(shè)計(jì)中取長(zhǎng)補(bǔ)短,研發(fā)適合鉛鉍冷卻反應(yīng)堆設(shè)計(jì)原則和服役條件的燃料組件,為未來(lái)燃料組件通過(guò)安全評(píng)審提供重要的數(shù)據(jù)和依據(jù)。
【圖文】：

目前，各核電大國(guó)的研究熱點(diǎn)一一第四代核能系統(tǒng)，共推薦６種堆型，分別逡逑為鉛冷快堆，鋼冷快堆，高溫氣冷快堆，超臨界水堆，超高溫堆和溶鹽堆＾１］。逡逑第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇組織２０１４年發(fā)布的路線圖見圖１．川２１。逡逑ＧＩＦ邋ｒｏａｄｍａｐ邋２０１３逡逑超高沮氣冷堆邋ＶＨ巧邐－邋ＩＩ邋；Ｉ逡逑巧冷快巧ＳＦＲｊ—Ｉ相邐．，；，！邋Ｉ逡逑超化界水堪ＳＣＷＲ邐１１１邐；邋：邐Ｉ逡逑烙鹽巧邋ＭＳＲ邐；邐Ｉ逡逑鉛基快堆邋ｌｆｒ邋ｊｉｉＨｉｉｉｉｍｉｎｉ邐］＿＿＿逡逑氣冷快堆邋ＧＦＲ邋］—ｐＷＭＩｉｐ國(guó)國(guó)ｌｌｌｌｊｌｌｌ邐，邋Ｉ逡逑２０的邋２００５邋巧…２０。邐２０２＾邐２０２５邐２０３０逡逑田邋Ｖｉａｂｉｌｉｔｙ邋□邋Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ邋Ｄ邋Ｄｅｍ５ｎｓｔａｔｉｏｎ逡逑圖１．１國(guó)際第四代反應(yīng)堆發(fā)展路線最新變化圖逡逑由于鉛或鉛合金（統(tǒng)稱鉛基材料）具有良好的中子學(xué)、熱工水力和安全特性，逡逑鉛冷快堆已成為第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)、加速器驅(qū)動(dòng)核廢料擅變系統(tǒng)主要候選堆型逡逑之一邋ｔｕ－ｗ。與其他反應(yīng)堆冷卻劑相比，鉛基材料具有１＾下優(yōu)勢(shì)：逡逑１）中子利用率較高：不易吸收和慢化中子，因此加速器驅(qū)動(dòng)的反應(yīng)堆系統(tǒng)逡逑具有更高的~尡浜蚗椫襯芰�，，提高窂摩堆效率。辶x锨扇刃蕑呵淙醇粱蝗認(rèn)凳細(xì)擼艸性亟細(xì)叩畝研竟β拭芏群徒襄義細(xì)叩姆從Χ訓(xùn)某隹諼露

本文編號(hào)：2660832