PDF《关于洁净核能系统中的反应堆工程技术问题》

5 年. 液体金属的自燃循环是一新的、传统上没有采用过的技术,因而该工 作在设计时采取全范围水力学计算机模拟. 与靶、堆芯、增殖相关的主要参数列在表

1 中. 在此概念设计中,质子束管为内径约为

15 cm ,长约

30 m 的圆柱型真 空管,直穿堆容器,整个束管能象剑一样从堆容器中抽出,以备维修和检 查,质子束在传输中略有发散,在窗处的直径约为

25 cm ,束窗使用寿期预 计为一年,用堆容器内的主冷却剂铅进行冷却,窗破裂事故将导致熔融状 态的铅进入柬管使质子束失效,从而关闭次临界反应堆. (2) 日本 OMEGA 计划中的概念设计 OMEGA 计划是日本

1988 年开始执行的核废料分离擅变技术的研究发 展计划,在研究探讨过各种方案的基础上,

1992 年在经过两年的设计研究 之后,提出了两种类型加速器驱动次临界反应堆的概念设计,其厂房布置 概念见图

3 .两种堆型都是中子能谱极硬的快中子系统,一个是固态靶堆芯 系统(见图 4) ,一个是熔盐靶堆芯系统(见固的.固态靶堆芯系统被称之为 MABR. 1.5 GeV 质子束穿通柬窗打在鸪靶上,产生散裂中子,散裂中子源 驱动产生的裂变热由铀冷却剂带出,然后由二回路传送给蒸汽动力转换系 统.核燃料由 Np-15Pu-30Zr 和AmCm-35Pu-l0Y 组成. MABR 的主要参数 列在表

2 中. 在这个概念设计中,次临界系统采用回路式结构,整个靶、堆芯包括 反射层放在钢制容器中,质子柬管从顶部垂直插入堆容器,直到靶的上部(堆 芯上缘),束管末端为鸪制束窗,靶材料也采用金属鸽,为六角形,在堆中 心占一个燃料组件位置.靶件由多个六角形金属鸪盘组成,鸽盘为多层结 构,各层盘上的孔位奇偶相错,成蜂窝状结构.这样的结构有利于散热, 也有利于散裂中子源的强度沿轴向展开,整个靶件的长度约

100 cm (见图 5) . 在这个概念设计中,热传输和蒸汽动力转换系统都可借鉴现行的回路 式铀冷快中子堆系统.每年燃烧(主要通过裂变反应)

250 kgMA,大约为

10 座1000We 轻水堆电站一年积累的 MA 总量.

170 I11.次临界反应堆 表2OMEGA 计划固态靶/堆芯系统.f-ABR)的主要参鼓 燃料 靶 冷却剂 增殖因数(k.a) 中子通量 快中子份额 平均中子能量 质子束 热功率 功率密度 峰值/平均 温度堆芯入口/出口 是大流量 MA 装量 燃耗 金属合金 Np-15Pu-30Zr AmCm-35Pu-10Y 固态鸽 液态纳 0.89 3.6X lO nlm'

? s >

0.1 keV 80% >

1 keV 23% 780keV 1.5 GeV

39 mA 820MW 930/400 MW/m3 330/340 c

8 mls

3160 kg

250 kg/a (0.8o/.Ja) MABR 在焚烧 MA 的同时,输出电能,输出电功率约

246 MWe ,热效 率30% ,运行1.5 GeV ,束流

39 mA的质子如速器消耗的电功率约为

146 MWe ,效率约 40% ,这意味着该系统热能增益 G=

14 ,而电增益1.7 左右.

2 反应堆工程技术问题的初步分析口,

41 2.1 堆型选择 当我们分析驱动堆所涉及的工程技术问题时,首先面临的是堆型选择 问题.驱动堆堆型选择与建造目的、资源状况、工业技术基础等诸多因素 再关.但是从中子学特性上讲,不外两种选择:一种是快中子反应堆、一种 是热中子反应堆.快中子反应堆中子能谱硬,与散裂中子能谱靠近,对焚 烧核废料、充分利用核资源较为再利,但是技术难度较大,特别是使用重 金属铅或铅合金作冷却剂,还缺乏足够的技术积累.选用热中子反应堆, 技术上比较成熟,但是对焚烧铜系元素性能不利,放射性洁净程度差.我 们曾经设想,对于我国,核电起步较晚,铀资源相对短缺,常规核电厂在 ,'