10MW高温气冷实验堆的堆体结构特点

10MW高温气冷实验堆的堆体结构特点收稿日期：!"""#$%#&!；修回日期：!"""#!$#’( 基金项目：国家 %(& 高科技项目文章编号：$’)%— $"’( *’$$! +$!— $$)&— $, !"#$高温气冷实验堆的堆体结构特点刘俊杰，王敏稚，张征明，张振声，何树延 *清华大学核能技术设计研究院，北京，!$$$%, + 摘要：模块式高温气冷堆是当今世界上公认的先进反应堆堆型之一。固有安全性是它的最突出的优点。本文对 !$ -. 高温气冷堆的堆体布置进行了详细描述，并对 !$-. 高温气冷堆的结构设计特点进行了分析。...

收稿日期：!"""#$%#&!；修回日期：!"""#!$#’( 基金项目：国家 %(& 高科技项目文章编号：$’)%— $"’( *’$$! +$!— $$)&— $, !"#$高温气冷实验堆的堆体结构特点刘俊杰，王敏稚，张征明，张振声，何树延 *清华大学核能技术设计研究院，北京，!$$$%, + 摘要：模块式高温气冷堆是当今世界上公认的先进反应堆堆型之一。固有安全性是它的最突出的优点。本文对 !$ -. 高温气冷堆的堆体布置进行了详细描述，并对 !$-. 高温气冷堆的结构设计特点进行了分析。根据 !$ -.高温气冷堆的特点，本文对该堆的固有安全性、制造工艺等方面的优点进行了论述。关键词：高温气冷堆；堆体结构；结构设计中图分类号：/0&) 文献标识码：1 表 ! 2/3#!$ 堆结构的主要参数名称热功率 4 -. 一次侧氦气工作压力 4 -56 冷氦气温度 4 7 热氦气温度 4 7 活性区高度 4 88 活性区直径 4 88 控制棒根数 4根辐照孔道数 4个参数 !$ &9 $ ’)$ :$$ ’9 ) ; !$ & !9 % ; !$ & !$ ’ ! 前言模块式高温气冷堆 *以下简称 2/3#-<=>?@ + 是当今世界上公认的先进反应堆堆型之一，固有安全性是它的最突出的优点。它能够提供高达 "$$7的高温工艺热，是其他堆型无法代替的。清华大学设计、建造的 !$-. 高温气冷实验堆 *简称 2/3#!$ 堆 +是我国第一座高温气冷堆，填补了我国在高温气冷堆这一领域的空白。2/3#!$ 堆是模块式高温气冷堆的模拟堆，通过建造 2/3#!$ 堆，全面掌握 2/3#-<=>?@ 设计、建造与运行的技能，了解与验证其运行特性及固有安全性，并对有关的材料、燃料元件及主要部件的性能进行考验，从而对它的关键部件、关键材料及氦气技术取得实际的经验。 " #$%&!’堆的主要参数及其结构 2/3#!$堆结构的主要参数见表 !。2/3#!$ 堆的结构见图 !。堆芯活性区周围为石墨反射层。所用石墨为等径压核级石墨。侧向反射层石墨平均厚度 ::)88，与 2/3#-<=>?@ 完全相同。顶部反射层石墨厚度 "$$88，底部反射层 *包括高温氦气环道 +的石墨厚度 ! ,$$88。石墨反射层周围为碳砖。碳砖用做热中子吸收和隔热材料，含有中子吸收材料——— 硼。侧向碳砖层平均厚度 ’’)88，与 2/3#-<=>?@相同。石墨反射层分别开有控制棒孔道、材料辐照试验孔道和冷氦气孔道。’)$7的氦气经冷氦气孔道，由堆底部进入堆芯活性区上部空间，转向下流经堆芯后进入堆下部的高温热氦气环道，由热气导管进入蒸汽发生器。顶部反射层及碳砖除了开有控制棒及辐照孔道之外，还有燃料元件的加料孔。第 ! 期年 ’ 月核动力工程 A>B?@6C 5 压缩强度（平均值）5 <=> 弯曲强度（平均值）5 <=> 表 ’ 石墨主要参数参数 *)& !! 9 *& !’ " )!& ! ? *& !’ " ))& ! ? *& ! " )1& * ? *& !’ " */* 9 *& !’ " *)* 9 *& !’ " *)" 9 *& !’ " *!@ 9 *& !’ " ))@ ? *& !’ " 名称体密度 5 6·78 9 / 热膨胀系数（平均值、!垂直及 !平均）5 : 各向异性（ !垂直 ! !平均或 !平均 ! !垂直）热导率（"** :，平均值）5 A·8 9 )·B 9 ) 抗压强度（平均值）5 <=> 抗折强度（平均值）5 <=> 抗拉强度（平均值）5 <=> C "D（含硼碳砖，平均值）5 @ 灰份（不含硼碳砖，平均值）5 @ 表 / 碳砖主要参数石墨反射层及碳砖构成了 +,-.)*的堆体陶瓷部件结构，它安装在堆芯容器内。堆芯容器的下部安装在反应堆压力容器筒体的内支承座上，它的作用是支承和固定堆体的陶瓷结构。堆芯容器筒体内侧安装 ’*条纵向的键，用以对堆体的陶瓷结构进行定位。在碳砖以及石墨块之间的石墨键、销，一方面用于陶瓷块之间的相互定位，另一方面还有减小氦气旁流的作用。堆体结构顶部有 1 层总厚度达 /**88的堆内构件压紧钢板，分别压在 ’*块顶层碳砖上。这些钢板也是中子和 # 射线的屏蔽，用以减小 +,-.)* 堆上部结构以及反应堆压力容器上面的控制棒传动机构的剂量。 ! "#$%&’堆体结构主要部件 !( & 石墨反射层石墨主要参数见表 ’。石墨反射层周向分为 ’* 块，每块厚 /**88，共 )0 层，采用等径压各向同性石墨制造。石墨反射层总重量约 03 吨。石墨的灰份要求：灰份)0**86 5 ; 的石墨大于 1*@，在 0** E 2**86 5 ; 之内的石墨不大于 /*@，所有石墨样品的灰份不超过 2**86 5 ;。 !( ) 碳砖 +,-.)* 堆的碳砖含有 !@的 C"D，用做中子吸收和隔热材料。碳砖主要参数见表 /。 !( ! 堆芯容器堆芯容器壁厚 /*88，内径 / 3’*88，下部为陶瓷堆体的支承底板，上部为堆芯结构的压紧钢板。堆芯容器包容了堆体陶瓷结构。控制棒由堆芯容器顶部插入石墨侧反射层内，C"D吸收球停堆系统的贮球管固定于堆芯容器顶板上面，C "D 吸收球可由其贮罐进入石墨侧反射层孔道内。热氦气导管连接在堆芯容器侧壁的下材料 !"#!$%&’(& !)*+, 高温合金 -./!0$ /1"#*23 34 05 / 陶瓷纤维（含量 $67以上）表 1 热气导管所用材料刘俊杰等：!6*8高温气冷实验堆的堆体结构特点 11 材料参数 /9 1 /9 6 /16 016 :9 0 ; !6 / !!9 !11 ; !6 / <31!)=>6（钢板）与 !1*+%&（锻件） *$6 ; : 共 $6 根 <31:6·?0:·"!/ 名称设计压力 @ *AB 工作压力 @ *AB 设计温度 @ C 工作温度 @ C 内径 @ DD 高度 @ DD 主螺栓紧固件规格主螺栓紧固件材料表 : 反应堆压力容器主要参数部通至蒸汽发生器；冷氦气则由堆芯容器下底板进入石墨反射层的冷氦气环道内。堆芯容器的工作温度 016C，试验工况的最高温度不超过 :66C E位置在堆芯环带处 F。堆芯容器的材料选用 !1"#*2，总重量约为 >!吨。 !" # 反应堆压力容器 .(,=!6反应堆压力容器按照 3<*G规范一级设备进行设计、制造、检验和试验。由于 .(,=!6 反应堆压力容器的快中子辐照水平较低，寿期末 E.(,=!6 堆寿期为 06 年 F中子注量低于 ! ; !6!> @ HD0 E !I! *JKF，对材料的损伤很小。故 .(,=!6反应堆压力容器的材料选用早期核反应堆压力容器的材料，而没有选用当前所广泛采用的 *+=*2=%&系列的材料。反应堆压力容器的主法兰、热气导管开孔法兰和下部卸料孔接管采用整体 !1*+%&锻件，其它部位均采用 <31!)=>6 钢板。反应堆压力容器的主要参数见表 :。 !" $ 热气导管热气导管的作用是将反应堆堆芯容器和蒸汽发生器连接起来。来自堆芯的高温氦气经热气导管的内侧管进入蒸汽发生器，与蒸汽发生器内的传热管传输热量降低温度之后，在氦风机作用下流经热气导管的外侧管与热气导管压力容器之间的环形通道，再回到反应堆压力容器内。因为热气导管内侧管流过高温氦气，因而要求材料耐热。其它部位均为常用材料。热气导管所用主要材料见表 1。 # %&’()*堆结构设计特点 #" ) 固有安全性 .(,=!6堆结构的设计满足了固有安全性对结构设计的要求，最重要的是反应堆的剩余发热能够有效地、可靠地导出堆外，为此，用反应堆压力容器侧面的表面冷却器带走剩余发热。堆芯剩余发热经石墨反射层、碳砖和堆芯容器传至反应堆压力容器，再由压力容器以辐射和自然对流换热方式把剩余发热传递至表面冷却器，其内被加热的水再以自然对流方式，通过空气冷却器把热量散发到大气中去。 #" + 可维护性在 .(,=!6堆的设计中，其可维护性主要表现在：!反应堆压力容器采用全直径的大顶盖。不仅便于堆内结构的安装，也便于堆内部件的维护或更换；"反应堆压力容器与蒸汽发生器压力容器之间的热气导管采用法兰连接，允许对热气导管进行更换；#反应堆压力容器和热气导管的活化水平较低，在需要时，操作人员可以接近，以便进行部件维护。 #" ! 抗震性能在 .(,=!6堆结构设计中，由于陶瓷堆芯结构采用砌体的结构形式，石墨块以及碳砖之间采用销、键的连接与定位方式，其抗震性能必须在设计当中给予充分的重视。为此，对结构部件在地震荷载作用下的完整性进行了计算，表明 .(,=!6堆结构的抗震性能有足够的安全裕度。 #" # 克服热应力与热变形为克服 .(,=!6堆结构的热应力与热变形，陶瓷堆芯砌体的外层采用较厚的碳砖隔热层。不仅减少了向堆外的传热量，也降低了堆芯容器及反应堆压力容器的温度和温差，减少了堆结构的热应力与热变形。另外，在活性区下方高温氦气出口的高温区，石墨砌体在垂直方向的热膨胀量允许与外侧结构有些差别，以克服热变形对堆体陶瓷结构性能的影响。 #" $ 氦气旁流由于陶瓷堆芯结构采用砌体的结构形式，石墨块及碳砖块之间采用销、键的连接与定位部件端部法兰、波纹管中间法兰、外侧管内侧管紧固件隔热层材料 !" 核动力工程 #$%& ’’& ($& )& ’**) !"#$%&"’ () *"#+$(& ,$&%+$%&" -"’./0 )(& 1234 5./6 7"89"&#$%&" :#’;<((="> *"#+$(& +,- ./01234，56(7 83019:3，;<6(7 ;:40=1>30=，;<6(7 ;:401?:40=，<@ A:/1BC0 D ,0?E3E/E4 $F (/G%4CH @04H=B I4G:0$%$=BJ I?30=:/C -03K4H?3EBJ L43230=J )***MNJ O:30C P ?@’$&#+$：6? E:4 Q$H%R1Q3R4 CGG4SE4R CRKC0G4R 0/G%4CH H4CGE$HJ E:4 >$?E SH$>3040E G:CHCGE4H3?E3G $F <3=:1E4>S4HCE/H4 7C?1G$$%4R 8$R/%CH T4CGE$H 3? 3E? 30:4H40E ?CF4EB& I:4 G$H4 CHHC0=4>40E $F E:4 )*85 <3=:1E4>S4HCE/H4 7C?1G$$%4R T4CGE$HJ Q:3G: 3? 0$Q /0R4H G$0?EH/GE3$0J 3? R4?GH3U4R 30 R4EC3%& I:4 F4CE/H4? $F 3E? ?EH/GE/H4 R4?3=0 CH4 C0C%B94RJ C0R UC?4R $0 E:4?4 F4CE/H4?J E:4 CRKC0EC=4? $F 30:4H40E ?CF4EB C0R >C0/FCG1 E/H4 CH4 C%?$ R3?G/??4R& A"B C(&>’：<3=: E4>S4HCE/H4 =C?1G$$%4R H4CGE$H；T4CGE$H ?EH/GE/H4；V4?3=0 F4CE/H4? 作者简介：刘俊杰 D )WN!— P，男，副研究员，)WX* 年毕业于清华大学汽车专业，)WM’ 年在职研究生毕业于清华大学反应堆结构力学专业，现从事反应堆结构设计工作。王敏稚 D )W"X— P，女，助理研究员，)WW* 年毕业于清华大学精密仪器与机械学系，获硕士学位，现从事反应堆结构力学分析与结构设计工作。张征明 D )W"X— P，男，助理研究员，)WW* 年毕业于清华大学工程力学系，获硕士学位，现从事反应堆结构力学分析与结构设计工作。方式，陶瓷砌体结构有很多的缝隙，因而不可避免地会产生氦气的旁流，即冷氦气进入反应堆压力容器以后，不是流经活性区或规定的冷却流道，而是经过碳砖和石墨块之间的缝隙进入活性区下部的热氦气环道。如果结构设计不当，部件制造精度低，这部分旁流的冷氦气可能占到氦气流量的 XY Z )*Y 。为此，在 >。该处快中子注量可达 )*)" [ G>’ D !\)84KP，最高温度可达到 X**]。 $ 结论 D ) P 由于标准 D主要采用 6A8@规范 P进行设计，部件的设计、选材和制造、检验、试验符合国际和我国有关核能设备标准，主体部件都由我国厂家生产，表明我国已具备设计和制造

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