PDF《关于洁净核能系统中的反应堆工程技术问题》

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, ...... . mMM- m 川川『/川川1刷刷刷刷刷刷AEam阳mmnumMMMqL M M 川川num川Nm川MCIII.次临界反应堆

167 关于洁净核能系统中的反应堆工程技术问题 罗璋琳 丁大钊 中国原子能科学研究院,北京,

102413 摘要驱动堆是加速器散裂中子源驱动的次临界反应堆,工作在高功 率状态,因此,它将面临一般高功率反应堆相类似的工程技术问题,但是 也有它的特殊性.文内将就几个主要方面进行初步的分析,如堆型选择、 反应堆物理、反应堆工程结构、反应堆热工和安全分析、反应堆材料、反 应堆控制运行等. 关键词 加速器驱动次!陆界堆 工程技术特性

1 工程概念实例 为了便于说明,先介绍两个工程概念实例 [1 , 2)0 (1)西欧核能研究中心,在C.Rubbia 领导下的工作小组,对以能量放 大器概念为中心的核能系统进行了广泛的研究和探讨,在他们提出的全尺 寸能量放大器验证计划中,发表了一个裂变热能产生单元(高功率次临界 反应堆)的概念设计[1) .为了叙述方便,下面我们称这个概念设计为 R-EA. 其结构如图

1 所示.从图中可以看出 R-EA 是一个池式结构,池深

30 m. 直径 6m. 充以熔融的铅作冷却剂.池内壁为反应堆容器,外壁为安全保持 容器,堆容器及其永久性的内部结构加工成一个整体单元,悬挂就位在堆 坑内.堆坑内壁和堆容器之间有作冷却用的空气流道.堆体单元总重

1500 t. 由顶部吊装.高能质子束由堆池的顶部通过器堆结合件一一-质子束管注入, 其结构示意图参见图

2 .真空束管伸入堆芯,末端有鸽制束窗和捕集器.质 子束的直径约

15 cm. 上端有应急束切断器,实际上为柬管故障时的充铅容 器. 质子束和堆芯内区的铅靶发生相互作用,产生散裂中子.核簇射产生 的热量和堆芯裂变热一起由铅的自然、对流带出,由在池上端的四台中间热 交换器传送出去.堆芯的进/出口温度为 600.'

C/650 '

C. 热铅经由热交换器 冷却到

400 .C. 然后再返回到堆芯与靶区的底部,为了保持有效的自然循 环,池的上下温差保持在 200......250 '

C之间.

168 III. 次临界反应堆 表1R-EA(Th)主要参黯简爱 单机总功率 15∞ MWI, 625MWe 堆结构类型 池式 冷却剂 熔融铅 有效增殖系数(k./J)(名义值) 0.95 热能名义增益

50 堆芯燃料区 初装燃料混合物 ThO,+O.lmUO, 初装燃料质量 28.41 t 比功率 52.8 W/g 功率密度

523 W/cm 平均燃料温度

908 '

C 最大包壳温度

707 '

C 燃料在堆内停留的满功率等效

5 年 时间〈相对于换料周期) 平均燃耗

1 ∞ GWd/t 增殖区 初始混合装料 η\0, 初始混合装料质量 5.6t 停堆即料时 mu 数量 242.7 kg 寿期末功率密度 3.0W/g 质子束与散裂靶 加速器类型 超导直线 束极 加速器总效率 50% 动能 (two options) 双边 1.0(2.7) GeV 名义电流 30(l 2) mA 名义束功率 30mW 散裂靶材料 溶融铅 在散裂靶处束直径 IScm 柬窗材料,厚度 鸽, 3.0(1.5) mm 束窗最大功率密度 1131W. cm'

束窗最大温度递增

137 '

C 窗期望寿命 ~l a III. 次临界反应堆

169 30 m 深的堆容器,从上到下,大体可分为三段,即1)靶、堆芯、增 殖区 2)对流区 3)热交换区.燃料组件和堆芯结构的吊装和更换,借助于 池式快堆的经验,通过远距离控制的天车进行,换料时间大约需 1~2 周, 换料周期大约为