文摘

韩国进口约97%的能源资源由于缺乏可用的能源资源。在这个状态,核能发电的角色预计将在未来几年内变得更加重要。特别是,快堆系统发电最有前途的反应堆类型之一,因为它能有效地利用铀资源,减少放射性废物。承认快堆的重要性在未来的能源政策,长期先进SFR发展计划是授权KAEC更新2008年和2011年将向2028年建设一个先进的SFR原型装置。基于经验在KALIMER概念设计的发展中,KAERI最近开发先进的钠冷快堆(SFR) TRU燃烧器的设计理念,能更好地满足第4代技术目标。核能的现状和SFR设计技术开发项目将讨论在韩国。设计概念的发展,包括核心、燃料、液体系统,机械结构,执行了安全性评价。此外,必要的先进的SFR技术商业化和基本的关键技术已经开发大规模钠热工测试设备,包括超临界布雷顿循环系统,在钠灯浏览技术,金属燃料开发、规范的发展,验证被描述为研发活动。

1。介绍

在韩国,电力需求增长了11倍自1980年以来平均年增长率为8.7%,主要是由于经济增长。预期的平均年增长率估计有2.2%在2010年到2024年期间,如图1(1]。然而,可用的能源资源极其有限的在韩国:没有国内原油、天然气,水力发电和有限的网站。因此,约97%的能源都来自海外。目前核电站产生用电总量的约40%,以及核电站发电的作用在韩国有望成为更重要的是在未来几年,由于韩国的自然资源的缺乏。核能将成为更大的意义,考虑到它的实际潜力应对温室气体的排放控制。这严重依赖核能的最终提高铀资源的高效利用的问题,韩国目前从国外进口,乏燃料存储的2]。

的观点,钠冷快堆(SFR)潜在的增强安全利用固有安全特性,比较(TRU)减少和解决乏燃料存储问题通过proliferation-resistant锕系元素循环,一个SFR肯定是最有前途的核能的选择。

韩国原子能研究所(KAERI)自1997年以来一直发展SFR设计技术在国家核研发项目。SFR设计技术开发项目的目标是确保战略的关键技术和开发SFR的概念设计必要的铀资源的有效利用和高水平的减少废物体积。SFR设计技术开发项目进行了如下。从2002年到2005年,初步设计概念kalimer - 600开发(3]。基本的关键技术是根据一个功率增加基于kalimer - 150设计概念和先进的防核扩散等核心概念,《国际先驱论坛报》的一个简化管道和反应器结构,开发了。实验数据获得通过验证实验等基本实验计算模型和钠检测实验。基本的关键计算机代码和方法不断改进,和额外的开发是必要的。最近,长期先进SFR研发计划又成立了旨在建设一个先进的SFR原型反应堆在2028年。

2。示范堆的设计理念

2.1。顶级的设计要求

kalimer - 600设计作为一个起点为发展中一个新的设计先进,配备了先进的设计理念和功能。提出了各种先进的设计理念和评估与设计要求,建立了满足第四代技术的目标。

600兆瓦的顶级设计要求TRU燃烧器由三个分类标准:总体设计要求,安全性和投资保护,植物和经济性能。这些设计要求给出了表的详细信息1。这些需求反映了设计策略,尤其强调扩散阻力,安全保证,和金属燃料性能和形式发展的基础、普通的关键概念的详细系统设计要求。

2.2。核心设计

一个概念性的核心设计展示TRU燃烧了。主要的目标是测试和演示TRU燃料,操作大型(1500 MWth) SFR,并展示商业燃烧堆的TRU燃烧能力(4]。它将使用铀燃料初始核心由于不确定性TRU示范的燃料。LTRU核心从轻水反应堆燃料轻水反应堆乏燃料和MTRU核心燃料,由LMR乏燃料和self-recycled燃料,将逐步使用,因此三个核心铀核心,LTRU核心,MTRU核心设计。

给出了核心功能表2。每一个核心被设计维护相同的核心维度的核心。图2显示600 MWe-rated铀核心的布局。如图2,核心包括两个燃料区域。它由151个燃料组件的核心和174年燃料组件外核。内/外核的裂变充实径向功率控制15和20 wt。20 wt %,浓缩。%是最大允许铀浓缩在商业市场的核心。内六角燃料组件包含271棒管包装。杆的外径是7.4毫米。核心配置是一个径向均匀了环状的哪些地区浓缩变异。活动核心的高度调整到使20 wt外核的浓缩。%,调整高度为85厘米。表3显示了摘要的核心性能分析结果,获得与平衡周期分析。铀的燃耗反应swing核心估计1698 pcm。

旁边的核心设计LTRU铀的核心。核心使用轻水反应堆的乏燃料和适应直流循环选项。径向和轴向功率分布通过搜索夷为平地浓缩比例之间的内部和外部核心功率峰值降到最低。当TRU充实的内在和外在核心地区达到19.2 wt。wt %和24.8。%,峰值因素估计1.50平衡周期的开始(BOEC)和1.44的平衡循环(EOEC),和这些值低于1.60预定的设计极限。

MTRU核心使用混合TRU燃料轻水反应堆乏燃料和self-recycled燃料。MTRU核心设计,介绍了反射器总成的中部地区核心减少钠增加无效的价值。TRU消费率估计为185公斤/周期,和燃耗反应,2945 pcm。

演示的核心被选中后的一系列核心设计,从美国核心LTRU和MTRU内核。特别努力增加卸料燃耗是由于相对较低的放电燃耗的核心。如表所示4五位候选人,包括第一个作为参考进行了应用和分析。候选人1、2和3有相同的核心的高度,但不同的燃料载荷循环简化核心修改从U核心TRU核心没有任何几何结构的变化。然而,这些修改在美国不能有效地提高卸料燃耗核心以及钠无效反应也增加了LTRU和MTRU核心,如图3。作为替代方法,候选人4和5提出了通过改变活动核心高度和燃料销直径相同的目的,即使修改所需的核心结构。候选人4和5有一个改进的卸料燃耗与候选人1相比,2和3 U的核心,但高钠的反应相对比MTRU候选人1和2的核心。因此,本文选取候选人1尽管这核心显示卸料燃耗低于候选人4和5,因为它揭示了最佳性能从U核心TRU核心之间在安全方面候选人1,2,3,可以保持相同的核心维度。

2.3。燃料设计

包层故障或损坏的概率在稳态和瞬态条件必须由适当的评估预测编码。防止金属在快堆燃料棒故障,应评估设计限制如(1)包层应变和累积损伤分数(CDF),(2)燃料融化,和(3)共晶熔化。

包层的设计要求是假定为1%的热蠕变应变和0.05 CDF。包层应变极限和CDF限制金属燃料被MACSIS评估代码。这些限制取决于plenum-to-fuel比率,包层厚度/温度和燃耗。

如果包壳温度高于625°C,据估计,HT9包层不保守足以满足CDF实验组的限制,因为蠕变断裂强度太低在更高的温度。如果包壳温度高于645°C,据估计,HT9M包层满足了CDF限制通过建立最优设计参数。因此,625和645°C是保守选为HT9和HT9M最高覆盖层温度,分别。

图4的计算结果显示了CDF限制根据plenum-to-fuel比包层温度和燃耗。如果plenum-to-fuel比率扩大,据估计,HT9M包层满足了CDF限制在卸料燃耗的目标。

辐射损伤的熔覆快速中子会导致肿胀和包覆的延性降低。HT9和HT9M包层非常宽容的快中子辐照由于晶格结构的体心立方(BCC)。HT9包层是显示非常低的肿胀和维护它的机械完整性n /厘米²。峰值快中子积分通量的包层表所示3低于n /厘米²。

燃料熔化温度范围955和1200°C用于U-TRU-Zr和U-Zr燃料,分别。据估计,金属燃料有足够的保证金蛞蝓融化的温度。然而,避免共晶熔化的燃料表面温度是限制在650和720°C U-TRU-Zr U-Zr,分别。这是计算出U-Zr有足够的余地。然而,power-to-eutectic极限下降为U-TRU-Zr 350 W /厘米。这一结果表明,包覆屏障的概念可能是必要的防止共晶熔化,在U-TRU-Zr。

2.4。流体系统设计

流体系统设计,确保安全目标的第四代反应堆系统,提高经济学通过权衡研究提出各种设计候选人之间基于证明技术(5]。液体运输系统由一个热传输系统和安全系统。

主要的热传输系统包括热传输系统(PHTS)、中间热传输系统(《国际先驱论坛报》),电力转换系统(pc)。除衰变热系统(DHRS)采用的安全设计特性消除反应堆堆芯的衰变热反应堆关闭后正常的热传输路径不可用。

PHTS池类型中,所有的主要部件和主钠在反应堆容器防止主钠泄漏容器之外,如图5。两个PHTS泵和四个中间热交换器(IHXs)沉浸在在反应堆钠池,和他们的安排是呈现在图6。PHTS泵是一种离心泵机械容量为290.3 m³/分钟。IHX是逆流壳管类型(特马类型年代),垂直方向的反应堆容器内PHTS流经壳程和《国际先驱论坛报》钠钠流经管程。的方案设计概念PHTS泵和IHX图所示7。核心的进口和出口温度为365°C和510°C,分别。

《国际先驱论坛报》两个循环,和两个IHXs泵连接到一个蒸汽发生器和一个《国际先驱论坛报》在每个循环如图6。《国际先驱论坛报》泵是一种离心式容量为209.8 m³/分钟,位于每个冷腿。蒸汽发生器是一种螺旋管式776.7 MWt的热容量,及其方案设计概念图所示7。《国际先驱论坛报》钠流向下通过壳程,而通过管程水/蒸汽上升。蒸汽温度和压力在正常操作条件是100% 471.2°C和17.8 MPa,分别。《国际先驱论坛报》的冷腿管道是一个自下而上型有足够的高度,以防止sodium-water反应产品到达IHX对于蒸汽发生器管失败。此外,《国际先驱论坛报》管道安排加强在《国际先驱论坛报》泵旅行情况下自然循环能力。

电脑使用过热蒸汽兰金循环。正常操作条件在100%功率如图8。这是决定以这样的方式来减少总传热面积IHX和核电站蒸汽发生器和最大化效率。

DHRS由两个被动衰变热移除电路(PDRCs)和两个活动衰变热移除电路(adrc)。设计有足够的能力将所有设计基地的衰变热事件通过合并冗余和独立性的原则。每个循环的取热能力是9次参与者。由省发展改革委核准安全等级被动系统是由两个独立的循环与衰变换热器(DHX)沉浸在热水池区域和自然通风sodium-to-air换热器(AHX)位于上部区域的每个循环反应堆建筑。它是基于密度的自然循环和DHX之间的高差和AHX。自抗扰控制器是一个安全等级活跃的系统,这是由两个独立的循环DHX,一个强制通风sodium-to-air换热器(FDHX),一个电磁泵,每个循环的FDHX鼓风机。电磁泵和FDHX鼓风机推导出钠循环回路和气流的壳程FDHX,分别。因为自然对流的自抗扰控制器也可以经营模式对失去电源,热转移到DHRS可以通过AHXs终于消散大气和FDHXs钠和空气的自然对流机制。图9显示了热交换器的设计概念。

2.5。机械结构设计

反应堆外壳系统由双血管(反应堆容器和巡逻船)和一个厚平板的反应堆。图10展示了概念设计的反应堆蒸汽供应系统的配置。在这个设计,反应堆容器大小直径12米,身高16.5米。《国际先驱论坛报》主要管道是144米长/循环系统。图10显示视图顶部的安排主要组件和《国际先驱论坛报》管道包括除衰变热系统。

反应堆系统支持一个裙子类型支持结构关节反应堆,反应堆容器的螺栓。这将提供访问洞在职检查设备检查反应堆和护卫舰。核心支撑结构是一种超然的裙子没有焊接结构之间的核心支撑结构和反应堆容器底部。这只是穿上了法兰锻造反应堆容器底封头允许自由热膨胀。

2.6。安全分析

顶部,LOF loh,主要管道破裂,反应堆容器泄漏事件进行了分析使用MARS-LMR代码。俺们- 79模型用于核心反应堆紧急停堆后衰减能力。AHX阻尼器被认为在5秒后一个反应堆的旅行。SG给水的隔离时间线被认为是一样的泵的旅行时间。两个独立PDRCs和自抗扰控制器被认为可以通过一个单一的故障判据。

事故是假定为启动顶部由于控制棒驱动电动机撤军的失败。在10秒前意外启动,插入一个积极的反应的30¢在15秒。反应堆的旅行发生在22.73秒的高功率/流之旅。电力高峰后启动杆,它大大降低,因为反应堆,反应堆堆芯和包层的温度显示最高的价值。包层温度峰值计算为580.93°C低于极限值。数据(11日)和11 (b)展示行为的核心入口温度和总热量平衡植物,分别。AHX热量超过4400秒后的核心力量,和堆芯出口温度不断降低。总之,PHTS和燃料温度符合所有安全标准事故。

LOF意味着核心冷却能力的损失由于主泵的泵失败。反应堆功率之间的不平衡和主流量LOF事件是一个主要安全问题。防止出现权力和流之间的严重失衡,DFR设计这样的反应堆被高功率/流绊倒旅行。图12显示冷却液温度的行为在LOF事故。在这个模拟中,所有主泵绊倒在10秒。反应堆安全发生在16.9秒,反应堆功率和流量减少。能力大大降低,因为反应堆,反应堆堆芯和包层温度然后显示最高的价值。包层温度峰值计算为624.27°C。温度是评价符合安全标准。

发起的loh事故是假定发生蒸汽发生器给水隔离。《国际先驱论坛报》泵和PHTS泵也停止了与假设离线力量的损失发生在5秒后,反应堆的旅行。因此,实现余热去除只有在SG管水的蒸发和事故发生后的月。在这个仿真,给水SG是假定发生在10秒。反应堆被绊倒在58.77秒的异常上升IHX事故发生后入口温度。反应堆的旅行发生晚与其他事故。图13显示冷却液温度的行为在loh事故。泵行程后,冷却剂的温度迅速上升,周围的最大冷却液温度是计算大约513.56°C。温度符合安全标准。

冷却剂流入进气室从四个管道与两个PHTS泵相连。主要管道破裂的事故所发生的管道。流从破管排入冷池,和一些低温钠通过一个完整的管道流入进气室是释放到池中。从本质上说,这一事件类似于LOF事故。事故发生在10秒,如图14。初始温度增加由于钠离子通量的减少进入反应堆堆芯。在这个模拟中,冷却液温度峰值计算为579.23°C。温度低于极限值。

reactor-vessel-leak事故是一个典型的钠泄漏事故PHTS边界。它主要影响PHTS钠的水平。分析损坏的反应堆容器泄漏事故,泄漏被认为发生在反应堆容器的底部,保守,泄漏的大小是假定为10厘米²大小。

图15显示了在反应堆容器泄漏冷却液温度的行为。事故发生在10秒。反应堆的旅行发生在884.47秒。低液面探测到从反应堆泄漏。反应堆的旅行后,流的行为类似于流动的损失。最高的包层温度估计609°C。山顶覆盖层温度满足安全标准。

堵塞形成的结果在一个驱动燃料组件是故意分析子通道分析代码,MATRA-LMR / FB,示范堆。是应用于流堵塞事故的分析假设的概念设计3种类型的示范堆芯设计,也就是说,铀,L-TRU, M-TRU内核。分析了热燃料组件。堵塞的大小和径向通道堵塞的位置在组件中考虑的主要参数分析。三个径向位置的检查分析中心,中间组件中心和管之间的墙,和组件的边缘。

图16总结了分析结果。设计基础事件,6子通道堵塞是保证满足安全限制。24和54子通道堵塞的情况下,然而,无法满足峰值包壳温度极限。虽然足够利润的大约超过150°C可能获得对钠沸腾,燃料融化威胁了54子通道堵塞。

3所示。研发活动

3.1。大规模的钠热工测试设施

根据SFR长远发展计划获得韩国政府批准,一个特定的设计原型SFR将获得批准,到2020年,和它的建设将于2028年完工。支持这个项目的计划,一个大型钠热工测试程序叫做斯特拉(钠测试循环安全仿真和评估)是最近被KAERI进展。

程序的参考设计是采用高度可靠的韩国原型SFR安全等级衰变热移除系统。由于可靠的衰变热移除是核安全的最重要问题之一,除衰变热系统的性能应该验证使用大规模的测试设备。为此,斯特拉项目的第一个测试设备(以下称为STELLA-1)完成这是用于证明钠热工水力性能的主要部件,如热交换器和机械钠泵及其设计代码v和v。

第二步的一个整体效果测试循环,称为STELLA-2,将构造证明植物安全,支持设计批准反应堆原型。从概念设计原型的反应堆,测试设备的基本和详细设计反映出原型设计理念将根据设计要求进行反应堆原型。设备将被安装到2016年底。主要实验包括启动测试将于2017年开始。STELLA项目最终目标是整体效果测试来支持一个特定的设计批准韩国SFR原型。

STELLA-1由主要测试循环,钠净化系统和天然气供应及相关辅助系统。这个设施的主要组件是sodium-to-sodium换热器,sodium-to-air热交换器,机械钠泵,循环加热器,冷阱,堵漏仪、电磁泵、流量计、钠储罐。的总布置如图STELLA-1设施17。

设施的设计最高温度为600°C,和主要的热交换器的设计发电能力,比如sodium-to-sodium sodium-to-air热交换器,是1次参与者。最大的电力设施大约是2.5 MWt,液态钠和名义流量提供测试热交换器被设计成小于10公斤/秒。机械泵测试期间,超过120公斤/秒的液态钠循环10英寸直径管道。

在第一步演示的设计特点和系统性能、分离效果测试评估热交换器的性能和机械钠泵已经计划。sodium-to-sodium换热器测试执行调查传热的速度通过管壁冷热钠循环操作。在sodium-to-air热交换器的测试中,传热性能从液态钠内流管的气流是调查与环境空气冷却管外表面。评价排热能力在被动模式下,自然循环流内钠循环管道也使用旁通电磁泵的调查。PHTS泵测试循环由水库、管道、阀门、和一个立式泵单元。这个循环是配备了各种传感器用于测量流量、温度、液态钠水平,等等。主测试循环设计使用飞轮来模拟瞬态操作模式以及正常操作模式。

3.2。S-CO₂布雷顿循环系统

的S-CO₂布雷顿循环能量转换选项有很多优势,如良好的热效率和密实度的设备,例如,小涡轮机械和热交换器。此外,通过耦合系统SFR SFR的安全可以消除sodium-water反应增强。采用S-CO₂布雷顿循环的SFR几个研发活动,如系统设计、运营策略,Na-CO₂反应,换热器的发展。

在系统设计中,设计理念S-CO₂布雷顿循环再加上kalimer - 600开发,和操作策略是开发的系统来评估操作条件在不同功率水平。当改变系统流量变化系统功率,压力不平衡发生差异的涡轮和压缩机的设计特点。解决不平衡的压力,介绍了离合器和节流阀设计概念和系统瞬态分析是由使用MMS-LMR商业代码。

增强系统性能的降低压力损失在高温和低温换热器,换热器提出了的新的设计理念的应用S-CO的翼型翅片₂流路径。新模型,进行了三维数值分析探讨超临界CO的传热和压降特性₂利用商业CFD代码流,流利的6.3。从仿真结果,总传热速率单位体积几乎相同的锯齿形通道PCHE和压降减少到二十分之一,在曲折的通道PCHE通过抑制分离流的生成由于流线型的形状机翼鳍(6]。

为了测试新设计的表演,一个模型换热器是捏造的,如图18并安装在试验装置图19。测试设备由储罐、电磁泵、电磁流量计、膨胀水箱、热交换器测试部分,液态钠行,涵盖燃气管道用于充电和返回钠。有两个复现加热器内部的膨胀罐4千瓦热源,2千瓦。这个储罐的容量10升的圆柱形状。一个EM泵安装垂直直立,防止泵内气体捕获的封面。每个组件和管道的材料是不锈钢316 L,只有封面气体是不锈钢304行。钠的收费总额的储罐是8升,和5 ~ 6升的钠用于实验。

从测试结果,压力损失是锯齿形通道的五分之一来自这样一个事实:streamlined的形状机翼鳍也抑制了分离流的一代。因此,机翼形状鳍模型导致更小的压降比锯齿形PCHE观察。然而,较小的压力损失比数值结果的实验结果似乎来自制造业和制造的不确定性,但传热速率几乎是类似于数值模拟的结果(7]。

尽管S-CO₂布雷顿循环有很多优势,仍然存在有公司的可能性₂液态钠泄漏到从压力边界失败。压力边界的失败可以提高技术问题,如结构完整性的排污高压有限公司₂气体变成液体钠空间与一个重要的化学反应和固体反应产物引入主冷却剂系统,这可能导致狭窄流动通道的堵塞。

量化不同钠的反应速率温度和确定详细的动力学参数加上大规模扩散过程,提出了一种两区域模型和实验工作表面反应试验决定的价值值的图20.。从测试结果,发现反应动力学在钠300°C到500°C的温度范围在很大程度上依赖于温度对传质效应,但不敏感,还发现,这两个区域模型460°C的阈值温度的温度范围内有效快速反应堆钠(8]。此外,我们需要调查的入口有限公司/股份有限公司₂混合气体在冷却剂主路径和一个潜在的公司产生的感应₂无效运输反应堆核心的关键问题。潜在的固体颗粒引入主冷却剂系统也会导致堵塞的风险在狭窄的核心内的燃料组件渠道,pch非常狭窄的地区,等等。粒子的形成做好充分净化系统必要的;这样的系统应配备高性能滤波器消除粒子和控制固体反应产品的数量。这个设计功能只需要考虑超临界CO₂系统。因此,高度可靠检测系统需要减轻有限公司₂进入事件,应该包括几个互补设备适应各种应付sodium-CO当地条件₂互动(9]。

3.3。在钠灯的观察技术

超声波波导传感器模块已经开发了潜在的应用在钠灯观看在船舶结构不透明液态金属钠。传感器模块细长结构,这样就可以插入到ISI访问港口旋转插头。两个原型超声波导传感器模块设计和制作的基本性能测试。一个是单波导传感器模块,另一个是双波导传感器模块。

单波导传感器模块设计和开发在钠灯的查看和使用一个通道波导传感器等。双波导传感器模块设计和开发的探测和识别松散部分由两个通道波导传感器的双旋转扫描。

13米长h型钢框架结构设计和建造安装10米长原型超声波导传感器模块处于垂直状态。原型超声波导传感器模块组成的超声波波导先生,多级圆柱形导管,和上层主管单位。在上层主管单位,步进马达安装旋转和垂直运动的超声波导传感器。

实验装置由一个13米长h型钢框架,一个XYZ扫描仪,扫描仪驱动模块,超声波C-scan系统。还在钠灯检验软件程序(US-MultiView)已经开发了控制超声波波导传感器模块和C-scan成像可视化使用虚拟仪器图形化编程语言。可视化成像分辨率使用10米长单波导传感器模块由C-scan评估测试的各种目标。测试的目标是反应堆堆芯模型,宽松的别针,一部分和表面缝隙缺陷。反应堆堆芯模型和松散部分针显然是图像中识别和解决,如图21。结果表明:C-scan图像的空间分辨率的检测表面缝大约是0.8毫米。

这部小说在钠灯的超声波导传感器模块开发的实际应用钠。在钠灯的超声波导传感器在铍(是)和镍(镍)涂层对SS304波导板建议的有效生成液态钠的漏波。内表面的辐射1.5毫米厚的端截面波导板涂有0.25毫米厚铍减少辐射梁和的角度做一个成熟的梁在钠。辐射端截面的外表面涂有0.1毫米厚镍和micropolished内获得表面粗糙度0.02μ钠米,润湿了质的飞跃。

钠实验装置被设计和建造来演示一个在钠灯的超声波导传感器模块的性能在钠环境条件。钠试验装置由一个开放型的测试箱,钠钠储罐,antichamber手套箱系统,电加热器和控制单元,一个氩循环和冷却系统。在钠灯波导传感器模块的敏感性评价测量接收到的超声波信号从一个平面反射镜的钠。

图(22日)显示了在钠灯C-scan测试,和图22 (b)显示了典型的超声回波脉冲信号的初始脉冲,反射信号从一个在钠灯的端截面波导传感器和反射信号测试目标的钠(250°C)。信噪比(S / N)的比例从测试目标反射的回波信号测量钠10 dB的水平。长10米的可视化性能测试在钠灯波导传感器模块已由C-scan测试钠。测试的目标是SS304块SFR字符2毫米缝是雕刻。如图22 (c)“SFR”字符显然C-scan图像识别和解决。

3.4。金属燃料发展

金属燃料,比如U-Pu-Zr合金,一直视为核燃料钠冷快堆(SFR)相关管理次要锕系元素的封闭式燃料循环和减少高放射性乏燃料自1980年代。金属燃料很适合这样一个概念由于其高导热系数、高热膨胀,兼容pyrometallurgical后处理方案,和他们制造的工程规模在一个偏远的热单元环境(10]。之前尝试铸造金属燃料使用注射与镅铸造炉,捏造数百U-Pu-Zr燃料EBR-II导致一个重要的元素的挥发损失镅过程中(11]。参考朝鲜钠冷快堆燃料(SFR)正在开发的韩国原子能研究所(KAERI)是一种金属合金。提高生产力和效率的燃料制造工艺,废水必须最小化和燃料损失量化和降低到较低的水平。

U-Zr合金系统燃料蛞蝓是重力铸造方法制造的,如图23(12]。铸造后相当数量的燃料蛞蝓铸造炉,熔炼室燃料损失,坩埚,模具已经定量评估。贫铀(DU)的基本块,锆,再保险(Nd 53%,这个25%,公关16%,6%)被用来制造U-10 wt。% Zr-5 wt。% RE合金燃料蛞蝓。物质平衡的坩埚装配和模具装配后熔化和铸造的燃料蛞蝓如表所示5。大量的糟粕,融化后残渣留在坩埚熔化和铸造;然而,大多数带电材料熔化和铸造的燃料蛞蝓后恢复。燃料损失的质量分数相对于制造后的电荷量U-10 wt。% Zr-5 wt。%燃料蛞蝓很低,约为0.3%。基于这些结果,有一个高水平的信心,损失将得到有效控制。

HT9包覆管初步是在合作制造的钢管制造企业。HT9包壳管光学显微镜和透射电镜检查(透射电子显微镜)。包壳管的微观结构是马氏体+δ铁素体。进行拉伸试验在室温到700°C。HT9包壳管了产量和抗拉强度类似文献中的数据。爆试验,是由将气体的破裂异型管200毫米长。增压速度为14 MPa /分钟。破裂进行了测试在室温到688°C。的最终箍应力HT9包覆管1135 MPa和487 MPa在室温和688°C,分别。管蠕变测试也在650°C。 The HT9 cladding tube had creep rupture strength similar to the data in the literature (Figure24)。管制造过程也正在开发以提高包壳管的特点。HT9包壳管将被用在2013年的一次优化制造工艺制作的。

的一个因素可能会限制在金属合金燃料燃耗包层损耗是由于燃料成分和裂变产物的反应与包层(FCCI-fuel包层的化学作用)。为了解决这个问题,扩散对测试是由插入障碍材料,如锆、Nb,钛、钼,助教,V, Cr燃料蛞蝓和包层之间。在这些障碍中,V和Cr展出最有前途的性能(图25)。范围后各种涂层方法、铬电镀被选中作为一个可能的候选人,因为它是成本有效和容易适用于较小的管几何。演示屏障管技术,20μm Cr的统一在9 cr-2w FMS的内表面镀管内径4.6毫米和170毫米长度(图25)。然而,据透露,当镀传统条件下,许多电镀过程中产生的裂缝作为扩散路径在扩散对燃料组件的测试。研究集中减少裂缝提高Cr屏障性能。扩散对测试显示优秀的结果相比,传统的镀铬。

的辐照考验U-Zr HANARO——(Ce)金属燃料做了从2010年到2012年。HANARO是一个实验性的热中子反应堆用水冷却剂。因此,温度和裂变快堆燃料密度模拟,虽然HANARO的快中子通量比快堆低得多。燃料的组成蛞蝓是u - 10% Zr -公元(0,6)。其目标是照射U-Zr-Ce燃料3。%。也是为了确定Cr障碍的特点是正在开发抑制金属燃料和包层之间的共晶反应。燃料的组成蛞蝓是u - 10% Zr -公元(0,6)。图26显示了辐照胶囊原理图和冷却剂通道横截面。图26也显示了辐照HANARO金属燃料的历史。金属燃料的平均燃耗大约3。%。作为运行线性热率为240 W /厘米在中行,在转换端和减少到220 W /厘米。作为运行的实验分析表明,平均达到2.73。%燃耗的完成辐照试验。据估计,最大的燃耗的目标是满足。

辐照胶囊和燃料的辐照后检查正在进行从2012年在炎热的细胞。代表破坏性测试是测量或观察燃料燃耗,显微组织,裂变气体释放,构成再分配。无损检测如γ射线扫描进行了五个小棒。等破坏性试验的测量裂变气体释放和正在进行微观结构分析。

3.5。开发规范和验证

3.5.1。反应堆物理实验TRU燃烧器

KAERI已经与IPPE合作验证反应堆堆芯设计代码系统(TRANSX / TWODANT / REBUS-3)的self-shielded群优秀(150组)截面是由TRANSX [13),哪些地区从TWODANT光谱14]随后被用来崩溃TRANSX的横截面。结果few-group(25组)横截面由REBUS-3用于整个核心损耗计算(15]。

创建了四个关键议会BFS-1或BFS-2设施,叫做bfs - 73 - 1 75 - 1 76 - 1 - 109 - 2 a。前两个关键组件代表kalimer - 150的早期阶段核心设计在1990年代末的这是一个金属铀燃料(U-10Zr)加载钠冷快堆。bfs - 76 - 1代表最近的TRU燃烧器的核心,没有毯子,特点是一个核心的低转化率的核心,高燃耗反应,和随之而来的深插入主要在BOEC控制棒。此外,bfs铀- 109 - 2展示了最初的核心,在金属铀燃料没有径向和轴向加载毯子。最近的实验工作bfs - 109 - 2将在今年年底完成(2013),和bfs分析- 109 - 2 -将在2014年完成。

3.5.2。系统瞬态分析代码

对于一个成功的设计和分析的钠冷快堆(SFR),需要有可靠和明晰系统分析代码。为了达到这个目的,KAERI已经加强火星的建模功能代码通过添加SFR-specific热工水力学模型和反应性反馈模型。这些努力导致MARS-LMR代码的开发。在广泛的应用程序使用MARS-LMR代码之前,有必要通过分析验证和验证的代码模型相应的实验数据和分析结果。SFR的参考设计,开发在韩国,是一个池类型设计。在一个池类型SFR,所有主要的热传输系统的主要组件排列在两大卷钠:热水池和冷池。瞬变期间在一个池类型SFR,池中的热工水力学现象由于混合的形成,成为高度复杂的分层和浮力的存在。因此,它是需要有灵活的建模包括多维的方法来提高安全评价的准确性。

最近,KAERI评价的多维建模能力大量使用可用的测试数据。适合这个评估的一个重要数据集提供了从凤凰临终(EOL)自然循环测试。MARS-LMR建模,热水池区域的核心出口入口IHXs分为8个轴向节点,4个径向节点,和6个方位节点,如图27。此外,冷池地区已经与12轴建模节点,节点1径向节点,9方位。这种多维的显著成绩池建模与一维建模图28。发现overpredicted核心与一维方法是减少出口温度计算多维。这个结果表明,池中的多维效应的行为是很重要的在一个池类型SFR。

4所示。总结

在韩国,大部分能源供应依赖进口,因为可用的能源资源是极其有限的。因此,核能发电的比例将不断增加在未来几年实现能源自力更生。快速反应堆是未来最有前途的核电站,因为有效的使用铀和减少放射性废物。特别是,钠冷快堆(SFR)都集中在韩国的新一代核电站。

自1977年以来,基本的关键技术开发的SFR一直持续,以及kalimer - 150的设计概念和卡里姆- 600已成功实现。KAEC在2008年批准了一项长期先进SFR研发计划,旨在建设一个先进的SFR原型装置由2028年协会pyroprocess技术开发。支持这个研发计划,KAERI一直专注于发展的燃烧器反应堆的先进的设计理念,满足安全的未来的目标,经济,可持续发展,扩散阻力。此外,研发活动一直致力于实现安全可靠先进的SFR设计,如大规模钠热工测试设施,超临界CO₂布雷顿循环系统,一个在钠灯浏览技术,金属燃料和安全分析的代码。

承认

这项工作是由核研发项目支持的国家研究基金会由教育部资助,在韩国科学和技术。