[发明专利]水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆

说明书

技术领域

本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及能增殖核燃料的水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆。

背景技术

研发增殖钚或铀-233核燃料效率高(“倍周期”短)、安全性高、经济性好的快中子增殖反应堆是实现核电燃料供应自持、保证核电持续发展的必由之路。

快中子增殖堆的研发历史已有50多年，除前苏联成功建造了船用铅(鉍)冷却快中子增殖堆以外，主要集中在钠冷堆，巳有六个电功率250-1200MWe的快中子增殖堆核电站建成和运行，验证了其在发电的同时可以增殖核燃料，但是于政冶、经济、核安全性尚待改进和市场需求不足等原因，近十多年以耒，除少数国家如印度、俄罗斯以外，钠冷快堆在核电商业应用方面进展缓慢，研发工作停滞(衰落)，当前，美国能源部倡导的第四代核能论坛推荐的六种堆型中钠冷快堆、氦气冷却快堆、铅(鉍)冷却快堆是快中子增殖堆，超临界水堆既可设计成热中子堆也可设计成快中子增殖堆，并计划2014年作决定，从前三种堆型中选出一种作为下一代快中子增殖堆，此外，日本正在研发并计划2012年建造原型堆的降低慢化能力沸水堆RMBR和五、六十年代美国研发过的过热水蒸汽快热耦合堆均属于水冷却快中子增殖堆。

上世纪五、六十年代，美国阿贡实验室R.AVERY等人提出并研发过快-热中子耦合增殖反应堆，堆芯包括快中子能谱堆芯和热中子能谱堆芯，在系统内蒸发水来得到饱和蒸汽，在由燃料棒(外直径0.318cm、不锈钢包壳、PuO2在和贫铀混合体中重量含量为10％)束组成的快中子能谱堆芯里过热到453℃。和钠冷快堆不同，除贫铀(或钍)的再生区以外，在其间还加了一个压水冷却的(二氧化天然铀、二氧化贫化铀)燃料棒栅，反应堆总增殖比计算值1.4。上世纪六十年代，为了提高核电站热效率、节省核燃料，美国通用电气公司GE研发、设计过在沸水堆内产生饱和蒸汽，并在堆内快中子能谱堆芯中过热的“快-热中子混合能谱型”反应堆。所有这些过热水蒸汽冷却堆设计中过热区均采用不锈钢包壳、二氧化铀或铀钚混合MOX燃料的棒或管状元件，其不锈钢包壳最大许用温度限制了出口蒸汽温度，如R.AVERY等人设计中进入汽机的过热蒸汽为75大气压、453℃，未能实现原来目标值565℃，加之还有安全和电价经济性等问题有待解决，最终均未得到工程实施。建造出口温度高的反应堆的关键是耐高温、能达到深燃耗、完整性高(制造的破损率低，运行中放射性泄漏率低)、中子经济好、技术成熟、制造成本低的燃料元件。

美、俄提出过包复颗粒套管组件超临界水冷却单堆芯热中子堆，但没有见到过将之应用于快堆的设计，也没有提出过应用于水冷双区增殖核反应堆堆芯。

90年代以耒，在钠冷快堆因经济性差和安全性有待改进而推迟规模建造条件下，日本研制了基于ABWR“经过验证的技术”，用以在2020年起逐步替代现有轻水堆的“减低慢化能力沸水堆”RMWR，堆芯中空泡率可高达70％，因而，RMWR等效堆芯中慢化剂和燃料的体积比可小到0.17-0.3，成为稠密水栅，中子能谱在0.1Mev以上部份和钠冷快堆一样，同时，采用高浓度(乏燃料后处理得到的)钚和贫铀混合燃料(MOX)、以致转化比1.02-1.05。日本、俄罗斯、美国、欧盟、加拿大等国均提出过棒状元件超临界水冷却的快堆，均系单堆芯，但没有提出过与之耦合的棒状元件稠密水栅热中子能谱堆芯。

发明内容

本发明的目的在于提供一种堆芯冷却剂出口温度高、可产生高增殖比的水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆。

本发明提供的水冷双区增殖核反应堆堆芯的技术方案如下：

一种水冷双区增殖核反应堆堆芯，包括快中子能谱区和热中子能谱区，其特征在于：所述的快中子能谱区由若干个套管燃料组件组成，每个套管燃料组件包括上端的上管座、中间同轴的中套管和中心管以及下端的下管座，中套管与中心管之间的环形空间内装有直径为1-9mm的多层热解碳和碳化硅包覆的包覆颗粒燃料，中套管上部管壁上设有进水孔，中套管和中心管管壁上设有小孔，所述的热中子能谱区由稠密棒束燃料组件组成，棒束燃料组件中燃料棒间距为0.7～3.0mm。

上述技术方案所述的快中子能谱区含有燃料丰度分段变化的套管燃料组 件，该套管燃料组件的中段含有丰度为10％～25％的易裂变材料，剩余的上、下两端为贫化铀或钍。

上述技术方案所述的水冷双区增殖核反应堆堆芯还包括快中子能谱区和热中子能谱区之间的缓冲区，缓冲区由所述的套管燃料组件组成，缓冲区的核燃料全部为贫化铀或钍。

上述技术方案所述的热中子能谱区的最外若干圈燃料组件采用贫化铀或钍燃料。