铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析

1、铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析以铅或铅合金 （统称铅基材料 ） 为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、 热工水 力和安全特性 , 已成为第四代先进核能系统的主要候选堆型之一。燃料组件作为 堆芯核心部件之一 ,其结构受堆芯结构和服役环境的影响 , 而铅铋冷却反应堆具 有许多与传统反应堆不同的结构特点 , 如堆芯体积小、服役温度高、冷却剂密度 大以及换料周期长等等 , 因此需要对其燃料组件开展系统详细的设计和验证工作 包括完成燃料组件的设计限值和结构设计、结构性能分析和验证等。本文基于10MWS迫循环的铅铋冷却反应堆服役环境,提出了针对于铅铋冷 却反应堆含配重燃料组件的设计流程和结构设计方

2、案。在此基础上 , 采用有限元 分析方法 , 对燃料元件和组件分别进行结构力学和结构完整性研究。首先 , 本文在广泛调研国内外铅基冷却反应堆燃料组件结构设计和研究方法 的基础上,结合铅铋冷却反应堆的服役特点 ,深入研究并提出了燃料组件的设计 原则、约束条件和设计限值等。在此基础上 , 提出了适用于铅铋冷却反应堆的含 配重燃料组件的结构设计参数和方案,选择富集度为19.75%的U02作为首选燃 料,15-15Ti不锈钢为包壳管结构材料,贫铀为配重材料。燃料棒呈三角形排列 , 整盒组件为六边形 , 燃料棒之间通过绕丝固定 , 组件之 间通过垫块固定。其次 , 针对铅基反应堆小型化、换料周期长等特点

3、所导致的芯 块温度过高、结构材料负荷过大的风险 ,提出了高份额的燃料元件设计方案。通过温度场计算分析可得 , 正常运行工况下 , 活性区的燃料芯块中心温度为880.712 C ,低于U02的熔化温度限值,包壳最高温度为488.313 C ,低于15-15Ti 不锈钢的正常使用温度限值 , 均满足设计限值中关于上限使用温度的要求。热应 力分析结果表明 ,在稳态运行时活性区的最大应变为 0.1%；严重事故下 ,最大应 变为 0.5%，均满足设计限值的要求。因此, 高份额的燃料元件结构设计方案可用于解决铅基反应堆小型化、换料 周期长等特点导致的芯块温度过高、 结构材料负荷过大等服役问题。 在元件活性

4、 区结构设计的基础上 , 针对具有高密度的冷却剂带来的浮力大于重力问题 ,提出 了燃料元件一体化配重的燃料组件固定方式。配重区芯块最高温度为406C,包壳管最高温度为402.053 C,均满足使用温 度限值。热应力分析可以得出 , 配重区最大应变为 0.0024%,满足设计限值的要求。含配重燃料棒的堆外的静力学分析结果表明 , 受力部件 （下端塞、包壳管和配 重块） 的变形量在设计限值允许范围以内。 对整盒组件受力分析后 , 承力最大的零 部件（ 即下管座和喇叭口 ） 的受力都在合理范围内 , 符合设计限值的要求。最后 , 开展燃料元件和组件的模态分析以及地震谱响应分析 , 获得元件和组 件的

5、固有频率和振型 , 并识别组件结构的薄弱环节 , 从而加以重点分析和优化。 单 根元件在仅受到上下端约束而径向自由的情况下 , 变形量较大 , 且一阶频率较低。整盒组件的模态分析表明 , 操作头处变形最明显 , 因此在结构设计的优化中 , 在此处加垫块 , 起进一步固定的作用。组件在通用地震位移谱下的最大变形量出 现在X方向为0.00117mm满足设计限值的要求。因此 , 在该地震位移谱作用下 , 组件的结构设计合理 , 结构完整性较为理想。 通过燃料组件结构完整性的分析表明 , 燃料元件一体化配重方案解决了由于铅基 反应堆的冷却剂密度大导致的燃料组件无法依靠重力安装和固定的问题 , 为铅基 反应堆堆芯组件设计提供了一种思路。本文针对铅铋冷却反应堆的服役环境 , 提出了一种高份额、一体化配重的燃 料组件结构方案 , 并