铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析
铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析
铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析以铅或铅合金（统称铅基材料）为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力和安全特性 , 已成为第四代先进核能系统的主要候选堆型之一。
燃料组件作为堆芯核心部件之一 ,其结构受堆芯结构和服役环境的影响 , 而铅铋冷却反应堆具有许多与传统反应堆不同的结构特点 , 如堆芯体积小、服役温度高、冷却剂密度大以及换料周期长等等 , 因此需要对其燃料组件开展系统详细的设计和验证工作包括完成燃料组件的设计限值和结构设计、结构性能分析和验证等。
本文基于10MWS迫循环的铅铋冷却反应堆服役环境,提出了针对于铅铋冷却反应堆含配重燃料组件的设计流程和结构设计方案。
在此基础上 , 采用有限元分析方法 , 对燃料元件和组件分别进行结构力学和结构完整性研究。
首先 , 本文在广泛调研国内外铅基冷却反应堆燃料组件结构设计和研究方法的基础上,结合铅铋冷却反应堆的服役特点 ,深入研究并提出了燃料组件的设计原则、约束条件和设计限值等。
在此基础上 , 提出了适用于铅铋冷却反应堆的含配重燃料组件的结构设计参数和方案,选择富集度为19.75%的U02作为首选燃料,15-15Ti不锈钢为包壳管结构材料,贫铀为配重材料。
燃料棒呈三角形排列 , 整盒组件为六边形 , 燃料棒之间通过绕丝固定 , 组件之间通过垫块固定。
其次 , 针对铅基反应堆小型化、换料周期长等特点所导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大的风险 ,提出了高份额的燃料元件设计方案。
通过温度场计算分析可得 , 正常运行工况下 , 活性区的燃料芯块中心温度为880.712 C ,低于U02的熔化温度限值,包壳最高温度为488.313 C ,低于15-15Ti 不锈钢的正常使用温度限值 , 均满足设计限值中关于上限使用温度的要求。
热应力分析结果表明 ,在稳态运行时活性区的最大应变为 0.1%；严重事故下 ,最大应变为0.5%，均满足设计限值的要求。
因此, 高份额的燃料元件结构设计方案可用于解决铅基反应堆小型化、换料周期长等特点导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大等服役问题。
铅铋合金冷却反应堆内气泡提升泵提升自然循环能力的理论研究
（ １ ． Ｓ ｔ ａ ｔ ｅ Ｋｅ ｙ Ｌ ａ ｂ ｏ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｙ ｏ ｆ Ｍｕ ｌ ｔ ｉ ｐ ｈ ａ ｓ ｅ Ｆ ｌ ｏ ｗ ｉ ｎ Ｐｏ ｗ ｅ ｒ Ｅ ｎ ｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ，
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气 体 两 相 流 动 特性 显 著 影 响 自然 循 环 能 力 和 系 统 安 全 性 。本 工 作 对 铅 铋 合 金 冷 却 反 应 堆 中 气 泡 提 升 泵
提 升 自然 循 环 能 力 进 行 数 值 模 拟 研 究 。基 于漂 移 流 模 型 ， 采 用 空 泡 份 额 预 测 模 型 和 摩 擦 压 降 预 测 模 型 分 析 了气 体 质 量 流 量 、 质量含气率 、 气 泡直 径 、 上 升 管 道 高 度 对 气 泡 提 升 泵 提 升 自然 循 环 能 力 的 影 响 。 结果表 明 ： 泡状流区域 中， 对于给定 的气体质 量 流量 ， 随着 充人 气泡 直径 减小 ， 自然 循 环 能 力 呈 增 加 趋
铅铋堆堆芯燃料组件棒束弯曲工况下流动换热特性研究
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原 子 能 科 学 技 术 ! ! 第!"卷
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铅铋冷快堆燃料与结构材料的选择及主要问题(2019)
2019年9月 上海
大会邀请报告
铅铋冷快堆燃料与结构材料的 选择及主要问题
秦 博 阮章顺 张金权 付晓刚 任丽霞 杨 文
中国原子能科学研究院 反应堆设计研究部反应堆材料中心
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
☺ 更好地屏蔽 射线 ☺ LBE固化时较少的体积变化：
-可进行多次的“凝固－熔化”操作，反应堆设备和部件也不会受到变 形和损伤
铅在溶解时体积增大3.6%，而铋在溶解时体积却减少-3.3%， LBE溶解 时几乎没有变化： 0.3%
钠一般为2.65%
铅铋合金的缺点
高密度 (不锈钢部件和燃料组件浮起来） 不透明 （燃料组件操作时不可视） LBE与结构材料的相容性较差，尤其需要考虑燃料元件包
155MWth
(1971)
NS-645核潜艇巡航出现事故
首艘铅铋核潜艇（NS-645） 73MWth (1963)
Pb-Bi Exp facility (1951)
LBE氧浓度没有进行控制而导 致氧化物集聚引起了管道的堵
塞、材料腐蚀问题的出现
正在设计研发的铅铋冷快堆
GIF下设的铅冷快堆临时系统指导委员会（PSSC）给出的三 种铅冷快堆参考堆型
铅铋冷快堆的应用背景-ADS系统 ADS系统原理和构成
铅铋合金（LBE）
铅铋合金冷却剂
强流质子加速器提供高能质子束，轰击重金属散裂靶，产生高通量散裂中子 驱动次临界反应堆芯运行，将长寿命（万年以上）高放核废料嬗变成短寿命 （百年级）核废料，达到焚烧核废料中长寿命核素的目的
铅铋冷快堆的应用背景-LFR
铅铋合金的优点
铅冷快堆
铅冷快堆————————————————————————————————作者: ————————————————————————————————日期:铅冷快堆一．原理1.简介铅冷快堆采用快堆和闭式燃料循环方式,能够更好地利用238铀以及锕系元素。
系统如图l所示,铅冷快堆最大的优点是采用铅冷却剂，不仅减小了堆芯的体积，还延长了换料周期。
堆芯燃料采用金属铀或氮化铀-２38以及超铀元素。
而铅－铋冷却剂通过自然循环冷却堆芯,带出热量。
堆芯的出口温度为550。
C,随着材料研究的不断发展,堆芯出口温度可以提高到80０。
Ｃ。
同时高的堆芯出口温度也可以使铅冷快堆应用于核能制氢等领域。
2.液态铅－铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性自从2０世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。
腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。
在较热区域熔化,在较冷区域重新冷凝。
而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。
流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。
3.二．与传统快中子反应堆的区别传统的快中子核反应堆以液态金属钠作为载热剂。
钠虽有较好的传热性能与流动性能，能够有效地传输高功率密度的热量，但对于反应堆仍带来一些不安全因素。
这些不安全因素主要是;（1)钠与水接触会发生剧烈的化学反应,乃至着火发生爆炸(2)钠对材料的腐蚀作用较强；(3)大型钠冷快堆的空泡反应性系数为正值。
尤其是后者,使现行的钠冷快堆难以达到固有安全性的全面要求。
如果以液态重金属代替液态轻金属作为快堆的载热剂，情况会有根本性的变化。
三．优势1.以铅代替钠作为快堆的载热剂有以下优点;（1) 从物理角度讲,铅的质量数远大于钠，中子与之碰撞,其能量损失甚小，因此,铅对中子的慢化截面远小于钠的慢化截面,对能量> 1ｋeV高能中子,铅的慢化截面小于钠的慢化截面的五分之一。
中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介
中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介一、项目背景为了应对能源短缺和环境污染等问题，人类需要新的清洁能源。
核能是目前公认现实可行的可大规模替代化石燃料的清洁能源。
根据我国目前核电中长期发展规划，到2020年核电总装机容量预计将达到5800万千瓦或更高。
如果2050年中国核电规模达到世界目前的平均水平，中国将新建超过200座百万千瓦级核反应堆。
从核电技术发展的成熟度和经济竞争力综合评估，2050年前核电仍将以核裂变能为主。
然而，人们在利用核裂变能的同时不得不面临核废料的处置等难题。
随着我国核电装机容量的不断增长，核废料的累积量将快速增加，预计到2020年我国核废料累积量将超过1万吨。
一座百万千瓦裂变电站每年产生的核废料如果用水稀释到可以安全排放的水平，大约需要长江100年的总水流量。
而且，核废料中的高放次锕系元素和长寿命裂变产物的毒性大、放射性强，部分核素半衰期长达上百万年，若不进行安全处置，将对人类始终存在潜在的放射性威胁。
加速器驱动次临界系统（ADS：Accelerator Driven subcritical System）目前被认为是一种较为理想的核废料嬗变处理装置，被国际原子能机构（IAEA）称之为“新出现的核废料嬗变及能量产生的核能系统”。
二、原理与发展现状ADS由强流质子加速器、散裂靶和次临界反应堆构成。
加速器产生的质子束流轰击重金属散裂靶（如液态铅或铅合金等），引起散裂反应，为次临界堆提供外源中子以驱动反应堆内的核反应，从而实现核废料嬗变等功能。
如一个能量为1GeV的质子轰击重金属靶，产生30~50个散裂中子，诱发次临界堆中核废料嬗变，将长寿命高放射性核废料转变为低毒性短寿命核素或稳定核素，降低放射性潜在危险。
从上世纪80年代开始，ADS逐渐成为国际研究热点。
欧盟、美国、俄罗斯和日本等均开展了ADS反应堆的概念设计和实验研究，并将ADS研究列入国家中长期发展规划。
一种小型铅基反应堆用模块化堆芯结构及其组装方法
一、概述小型铅基反应堆是一种特殊的核能发电装置，采用模块化堆芯结构可以使其更加灵活、高效。
本文将从模块化堆芯结构及其组装方法两个方面进行探讨，以期为小型铅基反应堆的设计及建造提供参考。
二、模块化堆芯结构1. 燃料组件燃料组件是小型铅基反应堆的核心部件，其设计通常采用模块化结构，每个燃料组件包含多个燃料棒。
这种模块化结构不仅便于制造和组装，还能提高堆芯的灵活性和安全性。
2. 冷却系统模块化堆芯结构需要配备有效的冷却系统，以确保燃料组件能够正常运行并且保持合适的温度。
常用的冷却介质包括气体和液态金属，其流动和传热性能需要经过精确设计和计算。
3. 反应控制系统小型铅基反应堆需要有可靠的反应控制系统，以确保堆芯能够在各种工况下保持稳定运行。
模块化堆芯结构可以为反应控制系统的设计提供更大的灵活性和可操作性。
4. 辅助设备除了燃料组件、冷却系统和反应控制系统外，小型铅基反应堆的模块化堆芯结构还需要配备各种辅助设备，如核素测量仪器、安全防护系统等，这些设备需要与堆芯结构紧密配合，确保反应堆的运行安全和有效。
三、模块化堆芯结构组装方法1. 确定堆芯布置在进行小型铅基反应堆的设计之初，需要根据实际需求和技术限制，确定堆芯布置的基本方案，包括燃料组件的数量、排列方式以及堆芯的整体结构等。
2. 制造和调试燃料组件燃料组件的制造和调试是小型铅基反应堆组装的关键环节，包括燃料棒的加工、包壳材料的焊接和密封性能的检测等。
只有确保燃料组件的质量和性能符合要求，才能保证堆芯的安全稳定运行。
3. 组装堆芯结构和辅助设备在燃料组件制造完成后，需要将其按照设计方案进行堆芯结构的组装，并配备各种辅助设备。
这个过程需要具备一定的机械加工和装配技术，以确保堆芯结构的准确性和完整性。
4. 调试和运行组装完成的小型铅基反应堆需要经过严格的调试和运行测试，以确保其符合设计要求并且能够安全稳定地运行。
在这个过程中，需要进行各种安全和性能测试，并不断优化堆芯结构和控制系统。
CiADS铅铋快堆燃料组件结构与力学特性
研究内容与方法
研究内容主要包括：铅铋快堆燃料组件的结构设计、力学性能分析、燃料棒与包壳 材料的相互作用等。
研究方法主要包括：理论建模、数值模拟、实验研究等。
通过建立铅铋快堆燃料组件的三维模型，进行力学性能分析和燃料棒与包壳材料的 相互作用研究，结合实验验证，为后续研发提供可靠的依据。
02
铅铋快堆燃料组件结构
用于解析场问题，如热传导、流体流动等，可减少计算量并提
高计算精度。
无网格法
03
采用节点作为计算单元，无需划分网格，适用于处理复杂形状
和动态问题。研究目标，制定实验方案，包括试样制 备、实验条件设定、数据采集等。
数据处理
利用专业软件进行数据处理，如Origin、 MATLAB等，对实验数据进行整理、分析和 拟合，提取有用的信息。
动态监控与检测
在地震发生时，对燃料组件进行实时监控和检测，确保其状态良好。 同时，对受损的组件进行修复和维护，保证其安全性和可靠性。
05
数值模拟与实验研究
数值模拟方法与技术
有限元法
01
使用ANSYS、ABAQUS等有限元分析软件，对燃料组件进行应
力、应变分析，预测可能出现的失效模式。
边界元法
02
结果分析与讨论
结果展示
将实验和模拟结果以图表和曲线的形式展示，便于观 察和分析。
对比分析
对比实验和模拟结果，分析差异和原因，验证模型的 准确性和可靠性。
结果讨论
根据分析结果，对燃料组件的结构和力学特性进行讨 论，提出改进建议和优化方案。
06
结论与展望
研究成果总结与贡献
燃料组件结构设计
成功设计出一种新型的铅铋快堆燃料组件结 构，具有高功率密度和优良的热工水力性能 。
铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证
额#T为燃料棒的线功率密度#"k 为冷却剂产热
份额#/-0为燃 料 棒 与 通 道 之 间 的 接 触 份 额#Tn为
燃料棒传入冷却剂的线功率密度#$3 为相 邻 通
道间焓差#"E 为 横 向 换 热 系 数#$2 为 相 邻 通 道
间的温度差&方程左边分别为焓随时间的变化%
轴向焓通量随空间的变化和通道内所有间隙处
摘要由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性!准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷 却 剂 和 包 壳 温 度 是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点&本 文 基 于 集 总 参 数 法 对 守 恒 方 程 进 行 求 解!开 发 了 适 用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序!对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型%湍 流 交 混 模 型 和 对流换热模型进行了适用性分析!并对?棒束大涡模拟和"@棒束含绕丝传热实验 进 行 了 对 比 验 证& 结 果表明'包壳和冷却剂温度的最大 相 对 误 差 低 于 !]& 程 序 能 较 好 完 成 铅 铋 冷 却 含 绕 丝 燃 料 组 件 的 热 工 水 力 计 算 !可 为 铅 铋 冷 却 快 堆 设 计 提 供 支 持 & 关 键 词 中 国 加 速 器 驱 动 嬗 变 研 究 装 置 #铅 铋 冷 却 快 堆 #含 绕 丝 燃 料 组 件 #子 通 道 分 析 中图分类号8A;;;!!! 文献标志码*!!!文章编号")))B=@;""()("$""B"@!)B)@ !"#")&?!;>(4DE&()()&4$FG-60&)>=<
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SVBR-100铅铋冷却反应堆热工水力仿真分析
SVBR-100铅铋冷却反应堆热工水力仿真分析
姜旭辉;林萌
【期刊名称】《计算机仿真》
【年(卷),期】2024(41)1
【摘要】为了研究铅铋堆的热工水力特性和控制方案,对热工水力程序RELAP5进行正确地扩展改造后,建立铅铋堆的对象模型,并对模型进行稳态和瞬态情况下的仿真特性分析。
仿真结果表明,稳态计算结果与设计值基本一致;瞬态计算结果与物理原理和经验知识一致;瞬态时与水堆对比结果表明铅铋堆引入变化后反应性和核功率参数变化幅度更小,稳定更快,堆芯温度和燃料表面温度稳定时间更短,说明相较于水堆,铅铋堆本身具有的更好的自稳自调特性使其更具发展潜力。
【总页数】6页(P301-305)
【作者】姜旭辉;林萌
【作者单位】上海交通大学核科学与工程学院
【正文语种】中文
【中图分类】TP391.9
【相关文献】
1.面向冷却剂温度控制的铅基冷却反应堆热工水力系统传递函数建模方法
2.铅铋冷却快堆子通道热工水力初步数值分析
3.铅基反应堆主换热器结构优化及热工水力分析
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铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力和安全特性,已成为第四代先进核能系统的主要候选堆型之一。
燃料组件作为堆芯核心部件之一,其结构受堆芯结构和服役环境的影响,而铅铋冷却反应堆具有许多与传统反应堆不同的结构特点,如堆芯体积小、服役温度高、冷却剂密度大以及换料周期长等等,因此需要对其燃料组件开展系统详细的设计和验证工作,包括完成燃料组件的设计限值和结构设计、结构性能分析和验证等。
本文基于10MW强迫循环的铅铋冷却反应堆服役环境,提出了针对于铅铋冷却反应堆含配重燃料组件的设计流程和结构设计方案。
在此基础上,采用有限元分析方法,对燃料元件和组件分别进行结构力学和结构完整性研究。
首先,本文在广泛调研国内外铅基冷却反应堆燃料组件结构设计和研究方法的基础上,结合铅铋冷却反应堆的服役特点,深入研究并提出了燃料组件的设计原则、约束条件和设计限值等。
在此基础上,提出了适用于铅铋冷却反应堆的含配重燃料组件的结构设计参数和方案,选择富集度为19.75%的U02作为首选燃料,15-15Ti不锈钢为包壳管结构材料,贫铀为配重材料。
燃料棒呈三角形排列,整盒组件为六边形,燃料棒之间通过绕丝固定,组件之间通过垫块固定。
其次,针对铅基反应堆小型化、换料周期长等特点所导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大的风险,提出了高份额的燃料元件设计方案。
通过温度场计算分析可得,正常运行工况下,活性区的燃料芯块中心温度为880.712℃,低于U02的熔化温度限值,包壳最高温度为488.313℃,低于15-15Ti 不锈钢的正常使用温度限值,均满足设计限值中关于上限使用温度的要求。
热应力分析结果表明,在稳态运行时活性区的最大应变为0.1%；严重事故下,最大应
变为0.5%，均满足设计限值的要求。
因此,高份额的燃料元件结构设计方案可用于解决铅基反应堆小型化、换料周期长等特点导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大等服役问题。
在元件活性区结构设计的基础上,针对具有高密度的冷却剂带来的浮力大于重力问题,提出
了燃料元件一体化配重的燃料组件固定方式。
配重区芯块最高温度为406℃,包壳管最高温度为402.053℃,均满足使用温度限值。
热应力分析可以得出,配重区最大应变为0.0024%,满足设计限值的要求。
含配重燃料棒的堆外的静力学分析结果表明,受力部件(下端塞、包壳管和配重块)的变形量在设计限值允许范围以内。
对整盒组件受力分析后,承力最大的零部件(即下管座和喇叭口)的受力都在合理范围内,符合设计限值的要求。
最后,开展燃料元件和组件的模态分析以及地震谱响应分析,获得元件和组
件的固有频率和振型,并识别组件结构的薄弱环节,从而加以重点分析和优化。
单根元件在仅受到上下端约束而径向自由的情况下,变形量较大,且一阶频率较低。
整盒组件的模态分析表明,操作头处变形最明显,因此在结构设计的优化中,在此处加垫块,起进一步固定的作用。
组件在通用地震位移谱下的最大变形量出现在X方向为0.00117mm,满足设计限值的要求。
因此,在该地震位移谱作用下,组件的结构设计合理,结构完整性较为理想。
通过燃料组件结构完整性的分析表明,燃料元件一体化配重方案解决了由于铅基反应堆的冷却剂密度大导致的燃料组件无法依靠重力安装和固定的问题,为铅基反应堆堆芯组件设计提供了一种思路。
本文针对铅铋冷却反应堆的服役环境,提出了一种高份额、一体化配重的燃料组件结构方案,并开展了结构完整性分析研究。
力求在国际上已有的设计中取
长补短,研发适合铅铋冷却反应堆设计原则和服役条件的燃料组件,为未来燃料组件通过安全评审提供重要的数据和依据。