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1、美国高性能试验堆燃料开发热工水力试验回路2011丘国外核动力第l期美国高性能试验堆燃料开发热工水力试验回路WR.Marcum,B.GWoods,D.M.Wachs摘要:美国国家核安全局(NNSA)下设的主动降低全球威胁(GTRI)秘密部门正努力为试验堆开发高铀密度燃料.这种燃料的目的是为了使高性能试验堆(HPRR)的高浓铀燃料有可能转换为低浓铀燃料.美国有5个归入高性能试验堆种类的反应堆:麻省理工学I完反应堆(MITR),国家标准局反应堆(NBSR),密苏里大学试验堆(MURRj,先进试验堆(ATR)和高通量同位素反应堆(HFIR).正在开发以铀钼合金燃料相为中ti"的2个设计
2、(分散和单块的形式).同时,燃料的微观性能最近已有了很大的进步;然而,对燃料元件微观行为研究,必须要在燃料性能被确定之前进行检查.一项临界区的研究是针对原型热工水力工况下反应堆特殊燃料元件行为而进行的.虽然此项计划的目的是指导上述反应堆的热工水力研究,但考虑到反应堆运行的环境和目前可用的信息,应特别关注先进试验堆.本文描述了作为研究试验堆降浓燃料(RERTR)开发项目一部分的热工水力试验装置的现状和未来发展.1引言美国国家核安全局(NNSA)主动降低全球威胁(GTRI)秘密部门正努力为试验堆开发高铀密度燃料.这种燃料的目的是为了使高性能试验堆(HPRR)的高浓铀燃料有可能转换为
3、低浓铀燃料.美国有5个归入高性能试验堆种类的反应堆:麻省理工学院反应堆(MITR),国家标准局反应堆(NBSR),密苏里大学试验堆(MURR),先进试验堆(ATR)和高通量同位素反应堆(HFIR).之前的研究集中于几个对象,研究希望能够达到这样的目的:虽然的富集度在低浓铀燃料中有所降低,但仍然能够满足所有的安全要求,同时还可以维持相同的反应堆性能特征.以铀钼合金燃料相为中心的2个设计(分散和单块的形式)正在开发之中.关于燃料微观性能的研究最近已取得重大进展;然而,对于燃料元件宏观行为研究却必须在燃料完全填满之前进行检查.一项临界区的研究是针对原型热工水力工况下的反应堆特殊燃料元
4、件行为.虽然这个项目的目的是指导上述反应堆的热工水力研究,但考虑到反应堆运行的环境和目前可用的信息,应特别关注先进试验堆.2研究对象2.1阶段1该项研究的第一阶段用目前的安全分析理论对以上5个美国高性能试验堆进行检查,目的是为了在试验研究和分析研究以前确定如何解决水力荷载和热负载间的相互作用.该项研究用于决定燃料结构形式中哪些相应的改变可能需要新的试验和分析.同样,评估设计的新燃料与上述5个反应堆的水力荷载(基板变形,板端倾斜,震动等)和热负荷(热膨胀,热皱褶,热阈值等)的适应程度也很重要.372.2阶段2此研究的第二阶段,是设计和建造可检查高性能试验堆元件的更宽范围的试验装置
5、,并要求创建一个用于验证新开发低浓铀燃料元件的数据库.此试验装置应可以提供先前收集的高温热工水力试验回路(包括高精确度的振动测量)的所有信息.这个装置被认为可以处理燃料元件,包括贫化铀和可能的低浓铀燃料.3背景3.1先进试验堆的描述先进试验堆上设计了一个用于试验的辐照装置,因此可为许多插入堆芯的试验提供条件.位于爱达荷国家实验室(INL)的先进试验堆是用于研究反应堆结构材料,燃料和毒物样品辐照性能的,热功率为250MW的高通量试验堆.其建造开始于1961年l1月,建成于1965年.1967年开始燃料装载,于1969年完成堆芯试验.满功率运行开始于1969年8月,第一个运行周期开
6、始于1969年10月.堆芯包括4O个燃料元件,这些元件呈螺旋形排列,用以形成9个通量阱区域(图1,略).每个燃料元件(图2,略)形成一个直圆柱体的45o区,并且通常由l9块燃料板(每块板的两面均有冷却剂通道)组成.此燃料板长为15.0876m,其中燃料活性段长度为14.6304m,UAl高浓铀芯体装载在一个铝包壳板中.用以降低径向功率峰值和延长燃料元件循环寿命的可燃毒物硼被封装在某些板中.3.2先进试验堆燃料设计准则更新后的最终安全分析报告(UFSAR)陈述了反应堆的设计,反应堆构件可满足以下性能要求和安全规范要求:①反应堆堆芯部件的机械设计及其堆芯布置,反应堆控制的改变和反应
7、堆安全系统(当使用时)应确保满足先进试验堆事故分析及厂房安全规范的要求;②燃料元件设计能够承受装卸和反应堆运行期间的各种负荷.如UFSAR中所述,燃料元件性能的设计准则如下:正常运行期间,燃料元件外形尺寸保持在运行公差范围内,同时,燃料元件的效率不会下降到安全分析的估计值之下.燃料板延展破损保持在安全分析估计的范围内.燃料板破损被定义为已造成裂变产物释放的燃料包壳破损.3.3先前的先进反应堆热工水力试验开展了一个内容广泛的热工水力研究计划,用以研究先进试验堆燃料元件性能,并为改进设计提供数据
