核反应堆结构-fast_reactor.ppt

快中子增殖反应堆 ;转变长寿命锕系核素 ： 任何核电站反应堆运行时，每Gwe·a(100万干瓦·年)将产生25-100kg(依燃料成份而变)的长寿命锕系核素，它们要衰变三、四百万年才能达到该堆所用天然铀对环境的影响水平。对这些放射性核素，一般贮存、埋藏方法是不适用的，因为一般贮存方法至多数百年有效，在它们的寿期内要做数千次甚至万次的重新包装、贮存是不可想象的。而且，长期埋存由于天灾人祸引起放射性释放的风险也太大。 所幸，快堆中的快中子可以将长寿命的锕系核素转变成短寿命的裂变产物，从而便于最终处理和处置。快堆是转变掉它们的最经济和现实的方法。按国外设计，一座快堆可以烧掉(转变掉)4-l0座同等功率规模的热堆产生的锕系核素。所以，将快堆发展起来可解决核能发展中所产生环境影响的后顾之忧。 ;核燃料循环示意图： ;发展概况： ;目前世界上快堆发展有二种技术路线和趋势： 一种是在欧洲，以法国为代表，联合英、德和比利时等国利用其原有的快堆技术成果，在超凤凰快堆经验基础上继续发展混合氧化物燃料的大型快堆(单堆电功率可达1500MW)。目前法、英和德国联合发展和设计的“欧洲快堆”(EFR)就是其代表。该堆旨在进一步改进经济性达到与PWR可竞争的水平。 其二是美国能源部支持的以金属铀合金为燃料的小型模块快堆(PRISM)(每个模块快堆电功率约为150MW)，一个电站可由若干个模块快堆联合组成；同时采用一体化闭式就地后处理(IFR)的技术路线，其经济性能达到与压水堆(PWR)可竞争的水平甚至更优．;快中子增殖反应堆的基本结构和特点 堆芯组成：快堆的堆芯通常由两个区组成，即燃料区和再生区或增殖转换区。燃料区通常由若干钚含量不同的燃料组件同心圆环组成，中间插有若干含有B4C的控制棒组件；再生区则由一些含可转换材料(例如贫铀)棒的增殖组件组成。 堆芯布置：燃料区和再生区的布置可以有两种不同形式：一种叫做均匀堆芯布置，这是最简单的布置方式，即燃料区集中在中间，而再生区(增殖组件)则包围在燃料区的外围；另一种是非均匀堆芯，这些增殖组件在芯部中与燃料组件相间布置。非均匀堆芯可以获得更高的增殖比，但它所需的燃料装载量要比均匀堆芯大。通常为了减少堆芯外部的中子注量，并起部分反射中子作用，使其返回再生区参加增殖提高增殖比，在芯部外面围上数圈“反射”组件，这些组件的形状和尺寸均与燃料组件一样，但它是由不锈钢钢材料制成。 ;;燃料组件： 在增殖堆的设计中，普遍地采用三角形栅格或六角形栅格结构。因为三角形的燃料栅格布置比正方形栅格布置有更高的燃料体积份额，而较高的燃料体积份额减少了反应堆的泄漏，从而减少了易裂变材料的装载量。 典型结构：标准的三角形栅格，螺旋形金属绕丝把燃料元件棒隔开，271根燃料元件细棒组组成棒束置于组件导管内。另外，可用定位架隔离燃料棒．燃料芯块形成堆芯区域，转换区芯形成其轴向边界 ;;燃料材料与几何布置 在陶瓷燃料的FBR中，燃料棒(或称元件)是将加工成圆柱形的燃料芯块，沿轴向装入金属包壳管里堆积而成的，包壳使燃料棒保持结构上的完整性，并把燃料和冷却剂分隔开来，因而可以避免裂变产物进入一次冷却剂里，包壳管外径的典型值为6mm~8 mm，每个燃料芯块长约7mm，直径约6mm，芯块的直径加工成稍小于包壳管的内径，所以，燃料和包壳之间有一个初始的间隙。 目前这一代快堆的燃料是氧化铀和氧化钚(UO2-PuO2)混合物；第二代陶瓷燃料，混合碳化物(UC-PuC)正在研究之中，并很可能用在今后的设计中；利用金属燃料和钍铀-233混合物陶瓷燃料的设计也已开始研究。;与压水堆比较：FBR的燃料棒与LWR的燃料棒相比，它们的轴向结构是完全不同的。在FBR中，包含有易裂变燃料的区域(它们组成反应堆堆芯)仅约为燃料棒长度的1／3；而LWR燃料区域的典型值将比其燃料棒长度的80%还大。通常，FBR堆芯长度约1m，而其整个燃料棒长约3m，因为与之功率大致相同的LWR堆芯高度要高得多，所以， LWR的整个燃料棒长度和FBR系统的燃料长度大致是差不多的。 ;燃料棒结构： 轴向转换区芯块，是用贫铀氧化物制成的，它们装在堆芯燃料芯块上部和下部。轴向转换区的典型高度是0.3m至0.4 m，芯块上面的弹簧是用于在运输时压紧芯块的；同时，在燃料组件插入堆芯时，用以阻止芯块分离，一旦燃料棒处于功率运行工况，这个弹簧在结构上没有任何作用。 燃料棒中设置的裂变气体腔是用于容纳在辐照期间产生裂变产物的。通常，裂变气体腔的长度同堆芯高度大致相同。裂变气体腔可以设置在堆芯上面或堆芯下面，把气腔设置在堆芯上方的好处是，在气腔部位的包壳破裂时，裂变气体不会通过堆芯(因为钠是向上流动的)；不利方面是气腔的长度(或体积)要比设在堆芯下部的气腔大，这是因为在堆芯上方，冷