高通量工程试验堆的特点_现状和应用

《高通量工程试验堆的特点_现状和应用》由会员分享，可在线阅读，更多相关《高通量工程试验堆的特点_现状和应用（7页珍藏版）》请在金锄头文库上搜索。

1、第?卷第?期 !#年月 核动力 工程 % 。 以期对它的进 一步 应用有所补 益 。 二 、 高通量堆的特点 研究堆大致分成 两类 。 一类是中子 源 用 、堆, 其热中子通 量一般在 ? “ ?“少 ,2 之 间 , 这 种堆适应性大 , 应用 广 , 能 对堆物理 、 材料 、 化学 、 同位素 、 医学 、 工业技术和教学 培训等广泛领域开展研究工 作 。 这种 堆数 量很大 , 在发达 国蒙 =如美国 很多高等 学校内就 拥有一座这种类型的堆 。 另一类型 是高通量 试验堆 , 也称工具 堆 , 一般认为 其热 中子通 量不 低于# ? ”2 左右 。 它是研究动力堆用的 , 这种堆通

2、用 性不大 , 且造价高 , 消耗高浓 铀燃料 , 其 运行费用也较昂贵 , 它是 必不可 少的但又不 必多建 , 各国有一两座即可 。 从表一 中可以看到 , 衡量一个高通量 堆是否先进 , 有很多方 面 , 但从使用 者角度 , 很强 调中子通量水平和可以提供辐照试验的空间 , 特 别是高通量 堆 内应有相应的辐照回路设施 。 上述的堆 内可以安装 或早已安装钠 、 水 、 气各种类型 的试验回路或辐照装置=下 文将介绍 。 从辐照空间来看 , 5 :7活性区内就有!个大尺寸回路 孔道 , 这里 中子通量又 高 , 这 是它的先 进 性 , 但也有装铀量大和操作空间较狭窄之不利 。 我国高

3、通 量堆在活性区内外共有 ! 个大尺寸 辐照孔道 , 可 在 此安 装相 应回路或 辐照装 置 。 加 上反 应堆布置有较大灵活性 , 燃料元件和被 块可以互换 或 增减 , 当辐照任务 变动 时 , 可以根 据 中子通量和辐照空间的需要来改变 活性区 的装载 , 并 能安排合理的堆运行 方式 。 此 外 与高通量 堆 紧邻有巧间热室和? ?间半热室 。 , 综上所述 , 高通量堆的特 点是通量高 , 具有较广 阔的甚至可变 的辐照空间和 特殊 辐照设 施 。 认清它的特点后 , 可 扬长避 短 , 发展 优势 。 =总 ? 表一世界各国 主要高通 量堆 的技术参 数川 , 幻 国国别别 我国

4、国 日 本本美 国国 法 国国 苏联联 一一 一 一 8 9.:7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 7 5 : 7 7 7 ?只 ? #? ? 活肥 撒爹 热热热 4 ? # # # 又 ? 卜卜 活瘫丙 石 快 ? 只 ? 架魏 暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴暴 4 ? # # # ? ?又 ?# # # # # # # # # # # # # # # # # # # # # # # # # #根丰?孔道 辐辐辐 活性区内 内 ?根小?孔道 ?一根 根 !个礴 下 孔道 道五个 司 4 装 ?个回路 4 4 4 照照照=

5、毫米 中?孔道 个个个 回路空间间 最大小 的的 空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空空 间间间活性区外 外 根 孔道最大 大 ?根? ? ? 共? ? 个最大小 七个回路空间 , , 有 ? 辐照空间最最 = = = = =毫米 小? ? ? ?个卜? ? ? ? ? 最大是 大小 #? ? ? 燃燃燃浓浓 !?多 ?气 的铀 4 4 4 原!?终 ?# 的铀铀 !书 , 原!?男 ? 的的 !书 ?2 2 2 料料料 缩缩铝合金 金 车 由合金现用 #拓 拓 都 不一 一列举了 。 本:7情况 “, 日本:7堆内有三条考验回路

6、 燃料 及材料 , 忍 ? , 大气压 。 此外高性能烧料 功 率 骤增 试 验 在这 里 进行 , 为 此建 造了一个特种辐照装置 , 被测样品放在中子吸收剂8 “ 的屏蔽翠内 , 由简易回路控制8 护流量 , 这样在不改变大堆 功率水平 下 获得被测样品功率骤增 。 日本 专家 认为燃料元件的+ 和功率 骤增有密切联系 。 这 些研 究 结果 , 使日本轻水堆燃料元件运行 记 录很好 , 如车海?号 电站 没有发现 过+ 破裂现 象 , +67元件破损率接 近十 万分 之 一 , 优于 法国报 道记录 。 : 7内有多种照射罐 , 它能满足各种材料 辐照温度= #到 #? ?的要求 。 辐

7、照对 压力容器钢韧性的影响 这一课 题在这缪进行 , 此课题属于5.5国际协作计 划 。 从 #年起 将 对西德 、 日本及法国研制的新纲 种进行 辐照筛选 并得出研 究结论 。 过去评 定 韧性的方法是脆 性转变腻度试验 , 目前 与断裂力学试验 方法 同时并举 , 在积累足 够实验 结果 时 , 断裂力学 方 法 将取 代前者 , 有人认为这 将对 电站 安全 运行提 出更确切的评价方 法 。 ? 法国, 20102 堆情况 “,?, 该堆先后有七个考验装置和两个回路名 1 是 该堆 上研究水堆 # 燃料 棒 。 )1 。是堆 内小型 钠回路 , 钠平均温度# ? , 棒 直径?毫米 ,

8、可裂变长度? ?毫米 , 最高 热负荷处线功率为 #?。瓦厘 米 , 回路 内中子通 量为 4 # ? “ “2 , 钠水热交 换器能导 出 的释放功率为? ?千瓦 。 ) 0 1 ) 考验装置是用于研究燃料 棒 包壳腐蚀 、 燃 耗 、 芯块 熔化的沸 水考 验 装置 。 装置 的压力 是 ? #巴 , 温度 # ? 。 其余的考验 装置就不一 一介绍了 , 它们的区别在于被考验燃 料 的功率有不 同调节方法 , 有的用移动考验装置的位 置 , 有的用 改变起屏蔽中子作用的气层 。 法 国在高通量堆 上开展+67电站研究成果 与日本类似 , 不再 重复 。 法 国在快 堆 技术上 一 直领先

9、 , 如电功率为? #万千瓦 “ 凤凰 ” 堆是目前世界上投产快 , 运行顺利的快中 子原型 堆 。 法 国采 用 的研究 , 期望这种燃料线功率 达 ? ?瓦厘米 , 增殖比 4 , 培增 时 间为,年或更窥 。 法 国在 快 堆安全研究方面重 点放在 钠沸腾试验 及燃料元件堵塞试 验 , 正在, 压力是.? , , 4 ; :、 =或4 =比 、 颗 粒直径 、 涂层材料选材 、 涂层工艺和燃耗大小等研究因素 。 经过五年时 间 , 对 上述 影响 因素经过一 百多种排列组合 的过筛试验 , 最移选 定以热解碳 和碳化硅相 间 的多层密 封涂层 , 使裂变气体的外 逸率 小于 一 “, 目

10、前燃料元件已不是影响高温气冷堆的商 用化问题了 。 七十年代以前 , # %堆上的高压 水回路是考验燃料组件 的 , 那时考验目的 是为了给 设 计提供依据 , 或是鉴定 设计的合理性 , 其 次 也是为了核管会制定 正确的安全批准条例 。 现在 ?(7总?.8 人们 对压水堆燃 料组件的性能 已有相当认识 , 燃 耗到#以达到 # 。 ,6 : 以上的燃耗 , 另一 方面研 究 在假 想事故 工况下的安全问 题 。 前 者是在堆内特种辐照装 置 中进行 , 后 者仍在 先进的回路中进 行 , 如失水事故回路 。 可 见 , 5 : 7等 堆今 天已是 回路和特种 装置 并举 , 从数位上讲

11、, 装置 多于回路 。 这些 装置内容有功率骤增装置 , 裂变气 体测量装置 , 堆 内蠕变 装置 , 堆 内热导 率 装置等 等 。 回路考验 给出接近实际运行 情况 的综合评价 , 而单项 试验 给出了单个因素所起 的 作用 , 二者 相辅相成 。 他 们甚 至认为 , 单项考验合格后 , 实际使用一比一的元件可以随堆 运 行考验 。 4 高通堆本身的燃料元件有降低铀浓缩度的趋势 。一 川 目前世 界上 #个国 家中有 # ? 座 研究堆 , 两年要用 去 ?公斤铀 一?# 。 从 表一中可着到 , 高通 量 堆更是采用! ?肠 的高浓铀 一?# 。 然而美国政府于 ! 年宣 布停止 出口

12、高浓铀 燃料 。 以 美国为首 、 法 、 德 、 日 、 加拿大等国参加拟 定了 一个降低研究堆燃料浓 缩度 =7. 7:7 计 划 , 它已成 为国际 性计 划 。 降低 浓缩度有三个好处 ? 燃料来源不 受 限制 , ?降低燃料运行费用 , 有可能 提高原 有堆 的通 量指标 。 降低 浓缩度的措施是把原来铀铝合金元件改成弥散体型元件 , 把铀或铀 的化合物弥散 到 基体金 属 中去 , 尽 管 降低了浓缩度 , 但铀重量 7对一 定体积言8反 而相 对增 加了 。 国外开 展 了 !;5一# 、 # 一# 、 !56一#和 ; :陶 瓷燃料元件 的研究 , 都已取得肯定的结果 。 加拿

13、大研究堆% 和 %原来都是 用)!肠高浓铀铝合釜 , 元件是棒束型 。 目前堆内正 在考验. 肠低浓缩度和? 肠中浓 缩度的# 一5# 弥散型元件 。 高含 铀量 的 5# 合 金 密度 是! (?)= 1 , 其 中铀密度可达? ,8 原采 用) !肠高浓铀铝弧 板型 元件 , 也 即 铀 、 含铀量 和结 合金包 壳的板 形 元件 。 许 多边长 9 一 ! 毫米的小 方块 ; :被放 入结合 金板焊 成的小栅元 隔室 内 , 上 下方 再盖 上 ?毫米厚 的铝合 金包 壳 , 在高温高压 下 扩散 焊制 成最 终厚一. 9毫米的板 。 元件的 铀密度 可达 / / = 1 “。 从 )年

14、 开 始 , 在 ; 66 堆上做了全 堆芯 4 5 4 % 0)(, , 1 1 , +,2 )_0), 1 . ) 01),。 , = !? , !: )12 4 5 % 3 ,(?, # ?= !? ? 7 & 1 )( % & ()0 , =? , #= ! 孙荣先 , 核动力工程 , #=? , ? = ! ? . 7 一# ?= ! 郭星渠 !一堆第一 、 二炉利用率估算 , 未发表 4 %& ( 4 . 1/ 4 2 4 = ?肠 ? # 5 4 :) ( (04 : ) 1 2 4 5 4 % 4 # 4 ? , ? = 口? ?米雄 4 套管元件定位肋条的钎焊 !?年核材料会议资料 4 9 )& 2+ 21 0&)0 ,1 5(0 )0,1 2, 89.:7 ) 1/) , 外 )1 5 2 ) 0( 21 2( 0)& 2 , 1_1 , _ ) 2 ( 0 1 ,& ) 1 0&01 & (1 2 201/ ), 2 01 ) 1,&1 0 2 , ) 1_ ) , ) )0()0(0, 0/ 0 )_0)0, 1 )