鉛鉍冷卻反應堆含配重燃料組件結構完整性分析.pdf

1、以鉛或鉛合金（統(tǒng)稱鉛基材料）為冷卻劑的反應堆具有良好的中子學、熱工水力和安全特性，已成為第四代先進核能系統(tǒng)的主要候選堆型之一。燃料組件作為堆芯核心部件之一，其結構受堆芯結構和服役環(huán)境的影響，而鉛鉍冷卻反應堆具有許多與傳統(tǒng)反應堆不同的結構特點，如堆芯體積小、服役溫度高、冷卻劑密度大以及換料周期長等等，因此需要對其燃料組件開展系統(tǒng)詳細的設計和驗證工作，包括完成燃料組件的設計限值和結構設計、結構性能分析和驗證等。本文基于10MW強迫循環(huán)的鉛鉍

2、冷卻反應堆服役環(huán)境，提出了針對于鉛鉍冷卻反應堆含配重燃料組件的設計流程和結構設計方案。在此基礎上，采用有限元分析方法，對燃料元件和組件分別進行結構力學和結構完整性研究。
　　首先，本文在廣泛調研國內外鉛基冷卻反應堆燃料組件結構設計和研究方法的基礎上，結合鉛鉍冷卻反應堆的服役特點，深入研究并提出了燃料組件的設計原則、約束條件和設計限值等。在此基礎上，提出了適用于鉛鉍冷卻反應堆的含配重燃料組件的結構設計參數和方案，選擇富集度為19.7

3、5％的UO2作為首選燃料，15-15Ti不銹鋼為包殼管結構材料，貧鈾為配重材料。燃料棒呈三角形排列，整盒組件為六邊形，燃料棒之間通過繞絲固定，組件之間通過墊塊固定。
　　其次，針對鉛基反應堆小型化、換料周期長等特點所導致的芯塊溫度過高、結構材料負荷過大的風險，提出了高份額的燃料元件設計方案。通過溫度場計算分析可得，正常運行工況下，活性區(qū)的燃料芯塊中心溫度為880.712℃，低于UO2的熔化溫度限值，包殼最高溫度為488.313℃，

4、低于15-15Ti不銹鋼的正常使用溫度限值，均滿足設計限值中關于上限使用溫度的要求。熱應力分析結果表明，在穩(wěn)態(tài)運行時活性區(qū)的最大應變?yōu)?.1％;嚴重事故下，最大應變?yōu)?.5％，均滿足設計限值的要求。因此，高份額的燃料元件結構設計方案可用于解決鉛基反應堆小型化、換料周期長等特點導致的芯塊溫度過高、結構材料負荷過大等服役問題。
　　在元件活性區(qū)結構設計的基礎上，針對具有高密度的冷卻劑帶來的浮力大于重力問題，提出了燃料元件一體化配重的燃

5、料組件固定方式。配重區(qū)芯塊最高溫度為406℃，包殼管最高溫度為402.053℃，均滿足使用溫度限值。熱應力分析可以得出，配重區(qū)最大應變?yōu)?.0024％，滿足設計限值的要求。含配重燃料棒的堆外的靜力學分析結果表明，受力部件（下端塞、包殼管和配重塊）的變形量在設計限值允許范圍以內。對整盒組件受力分析后，承力最大的零部件（即下管座和喇叭口）的受力都在合理范圍內，符合設計限值的要求。
　　最后，開展燃料元件和組件的模態(tài)分析以及地震譜響應分

6、析，獲得元件和組件的固有頻率和振型，并識別組件結構的薄弱環(huán)節(jié)，從而加以重點分析和優(yōu)化。單根元件在僅受到上下端約束而徑向自由的情況下，變形量較大，且一階頻率較低。整盒組件的模態(tài)分析表明，操作頭處變形最明顯，因此在結構設計的優(yōu)化中，在此處加墊塊，起進一步固定的作用。組件在通用地震位移譜下的最大變形量出現在X方向為0.00117mm，滿足設計限值的要求。因此，在該地震位移譜作用下，組件的結構設計合理，結構完整性較為理想。通過燃料組件結構完整性