PDF《关于洁净核能系统中的反应堆工程技术问题》

111.次临界反应堆

171 一个相当长时期内难以充分发展,核废料、特别是大量 MA 的焚烧问题暂 时并不突出,发展驱动堆应以获得核能、充分利用核资源为主,兼顾 MA 的焚烧.因此,比较符合国情的是发展一种快热糯合系统.外区为热中子 重水栅格,以获得能量、提高资源利用率为主要建造目的.在工程技术上 利用 CANDU 型重水堆成熟的技术,在资源利用上靠散裂中子源再生燃料 元件以克服现行重水堆电厂资源利用不充分、燃料元件燃耗深度偏低的缺 点.也可以利用牡作增殖材料,逐步将 238U.239pu 燃料循环转变为 232Th.233U 循环.内区为金属铀冷快中子系统,用以焚烧布限数目的 MA,同时作为超 硬散裂中子和热堆中子能谱之间的缓冲过渡区,内区中子能谱很硬,有利 于焚烧 MA,内区的中子倍增放大作用还可降低对加速器束流强度要求.在 这个构想中,快中子内区规模有限,大体上小于或相当于实验快中子反应 堆的规模.当然,这一构想在工程技术上的可行性还有待于进一步深入研 究. 2.2 反应堆物理(宏观中子学) 驱动堆的中子学问题,在微观上需要深入研究中子在超高能区的物理 行为,扩展现有核数据库的能区和核素种类之外,在宏观上驱动堆堆芯的 反应堆物理特性主要表现在多维有源特性上.所谓多维,从空间上说,堆 芯杳一靶区,靶区可能并不贯穿整个堆芯,因此从空间上考虑它将涉及到 两维,甚至是三维问题.其次从中子能谱上说,与→般堆芯相比也将有更 大的不均匀性.图11 和12 显示散裂中子能谱上限达到

1000 MeV ,而裂变 谱仅

10 MeV ,前者平均值约为

10 MeV ,后者平均值仅为

2 MeVo 因此可 以断言在驱动堆里,中子能谱分布与空间有更多的依赖关系.我们知道, 反应堆物理计算大体可以分为两步,制作群常数和解少群扩散方程.在制 作群常数时,首先要计算堆中子能谱,作为一级近似,常常要假定巾子通 量密度的空间变数和能量变数可以分离.在制作出群常数之后,为了节省 机时,往往需要合井成少群群常数,然后解少群扩散方程作临界和空间分 布计算,而少群分群数目又与堆型和研究的问题有关.水堆一般采用

4 群, 对于高温气冷堆则采用 7~9 群,而对于快堆则需要

20 群或更多的群. 此外,驱动堆是一个有外源的深次临界系统,而传统的反应堆物理设 计计算都是在临界点附近进行,当考虑空间泄漏修正时常常采用基波几何 曲率(稳态时反应堆的材料曲率)进行修正.当然对驱动堆这样的深次临界 系统,在进行中子学设计时,理应考虑高次i皆波的问题.各种堆型的反应 堆物理计算己经有比较完善的、经过实践检验的计算机程序,但是要应用 这些程序来计算驱动堆的中子学间,应持慎重的态度.当然在概念研究、堆172 III. 次临界反应堆 型选择阶段,有选择地利用己有的计算程序,也能得到某些有价值、比较 确定的结果.随着工作的深入,进入工程设计,哪怕仅是工程概念设计研 究阶段,也需要通过研究发展适合于驱动堆特点的群参数库和物理计算程 序体系. 2.3 堆本体工程结构[2, 3] 堆本体工程结构问题实质上是反应堆和加速器的接口问题,或者说是 反应堆本体如何容纳重金属靶件和中子质子束管的问题. 核电站用反应堆的本体结构,经过

40 多年的发展,已经有比较成熟的 结构模式,对用轻水或重水作慢化和冷却的热中子反应堆,采用压力壳式(例如PWR,见图 7) 和压力管式(例如 CANDU,见图 8) 结构,总是与要提 高冷却剂的工作压力相联系.以金属纳为冷却剂的快中子反应堆,冷却剂 基本上是工作在常压,而它的堆本体结构有回路式(见图 9) 和池式(见图 10) 之分.但是有→个共同的特点,产生裂变热能的堆芯都工作在相当恶劣 的物理环境中,高温、高压、高辐射场,难以容纳外来部件.因此,可以 说核电厂反应堆堆芯是一个难以接近的工作环境,但是加速器驱动的核能 系统,次临界反应堆的高功率水平是靠外来散裂中子源维持的.需要在堆 内放置直径1O~30 cm 的靶件,且要在反射层和活性区交界处安装真空质 子束管,为了充分利用质子束,束窗应尽可能贴近堆芯,甚至进入堆芯内 部,以有效的利用散裂中子源强度.这无疑将增加堆体结构上的难度,由于PWR 堆芯工作在高温高压环境(典型参数为 310.C ,