多用途热管堆原型样机概念设计及堆芯物理分析

李潘潇; 张智鹏; 王成龙; 张大林; 秋穗正; 苏光辉

doi:10.13832/j.jnpe.2023.S2.0133

多用途热管堆原型样机概念设计及堆芯物理分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.S2.0133

西安交通大学核科学与技术学院，西安，710049

详细信息

作者简介:
李潘潇（1998—），男，博士研究生，核科学与技术专业，E-mail: lipanxiao@stu.xjtu.edu.cn

中图分类号: TL331
计量
- 文章访问数: 86
- HTML全文浏览量: 23
- PDF下载量: 22
- 被引次数: 0
出版历程
- 收稿日期: 2023-07-11
- 修回日期: 2023-09-24
- 刊出日期: 2023-12-30

Conceptual Design and Physical Analysis of Multi-Purpose Heat Pipe Reactor Prototype

Department of Nuclear Science and Technology, Xi’an Jiaotong University, Xi’an, 710049, China

摘要

摘要: 为了验证多用途小型热管反应堆核动力技术的可行性，设计了一个多用途热管堆核电源系统一体化集成实验装置。该实验装置利用高温钾热管实现堆芯冷却及能量传输过程，利用斯特林热机及方钴矿热电片实现动态及静态热电转换过程，本文通过蒙特卡洛程序MCNP完成样机堆芯物理设计，为热管堆原型样机落成提供技术支持。验证结果表明：选用富集度为80%的UN燃料可以满足设计需求；堆芯中子呈快中子谱分布；当2个以上的B₄C毒物朝向堆内，反应堆即可实现安全停堆；堆芯功率峰因子为1.37。该研究可为热管堆原型样机带核试验提供参考依据。
- 热管反应堆 /
- 原型样机 /
- 概念设计 /
- 堆芯物理计算
Abstract: To verify the feasibility of the multipurpose micro heat pipe reactor nuclear power technology, an integrated experimental device for multipurpose heat pipe reactor power system was designed. This experimental device utilizes high-temperature potassium heat pipes to achieve core cooling and energy transfer processes, employs Stirling engines and bismuth cobaltite thermoelectric modules to realize dynamic and static thermoelectric conversion processes. In this paper, the prototype core physical design of the reactor was carried out using the Monte Carlo code MCNP, which provides technical support for the completion of the heat pipe reactor prototype. The validation results indicate that 80% enriched UN fuel can meet the design requirements; the core neutron spectrum exhibits a fast neutron distribution; when more than two B₄C poisons are oriented toward the core, the reactor can be safely shut down; and the core power peaking factor is 1.37. This research can serve as a reference for the critical experiments of the heat pipe reactor prototype.
- Heat pipe reactor /
- Prototype /
- Conceptual design /
- Core physical analysis

HTML全文

图 1 斯特林发电机示意图

Figure 1. Schematic Diagram of Stirling Generator

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 2 方钴矿热电片示意图

Figure 2. Schematic Diagram of CoSb₃ Thermoelectric Modules　　　　　　

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 3 热管堆原型样机示意图

Figure 3. Schematic Diagram of Heat Pipe Reactor Prototype

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 4 堆芯结构示意图

Figure 4. Schematic Diagram of Reactor Core Structure

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 5 等效导热模型示意图

Figure 5. Schematic Diagram of Equivalent Heat Conduction Model

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 6 等效模型温度分布云图

Figure 6. Temperature Counter of Equivalent Heat Conduction Model

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 7 不同燃料富集度下k_eff随θ变化

Figure 7. Variation of k_eff with θ Under Different Fuel Enrichmen　　　　　　

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 8 堆芯中子能谱

Figure 8. Neutron Spectrum of Core

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 9 堆芯中子能量份额分布

Figure 9. Distribution of Core Neutron Energy Share

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 10 控制鼓干涉效应

No.1~No.4为1~4号转鼓

Figure 10. Interference Effect between Control Drums

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 11 1/6堆芯径向相对功率分布

Figure 11. Radial Relative Power Distribution of 1/6 Core

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 12 堆芯轴向相对功率分布

Figure 12. Axial Relative Power Distribution of Core

下载: 全尺寸图片幻灯片

表 1 钾热管参数

Table 1. Parameters of Potassium Heat Pipes

参数名	参数值
管壳尺寸/mm	Φ20×2×1400
吸液芯目数	600
吸液芯厚度/mm	2
蒸发段长度/mm	300
绝热段长度/mm/	940
冷凝段长度/mm	160

下载: 导出CSV

表 2 样机参数

Table 2. Parameters of Prototype

参数名	参数值
热功率/kW	40
动态斯特林发电功率/kW	3
电功率/kW	4.5
静态热电片发电功率/kW	1.5

下载: 导出CSV

表 3 样机堆芯设计参数表

Table 3. Reactor Core Design Parameters of Prototype

参数名	参数值
热功率/kW	40
堆芯直径/cm	50.6
活性区高度/cm	38
基体外接圆直径/cm	28.9
反射层厚度/cm	7.3~12.8
转鼓数量	6
燃料棒间距/mm	21.3
燃料棒直径/mm	17.3
热管直径/mm	20

下载: 导出CSV

表 4 不同角度的情况下堆芯的k_eff

Table 4. k_eff of Core under Different θ

θ	0°	45°	90°
k_eff	0.93272	0.95196	0.99087
误差	0.00023	0.00025	0.00024
反应性	−0.07213	−0.05046	−0.00921

θ	135°	180°
k_eff	1.01957	1.02743
误差	0.00025	0.00026
反应性	0.01919	0.02670

下载: 导出CSV

表 5 转鼓卡轴事故工况下堆芯k_eff与反应性

Table 5. k_eff and Reactivity under Control Drum Stuck Accident　　　　　

向外转鼓编号	k_eff	反应性
1	0.94825	−0.05457
1、2	0.96502	−0.03625
1、3	0.96274	−0.0387
1、4	0.96320	−0.03821
1、2、3	0.98101	−0.01936
1、2、4	0.97874	−0.02172
1、3、5	0.97745	−0.02307
1、2、3、4	0.99640	−0.00361
1、2、3、5	0.99460	−0.00543
1、2、4、5	0.99458	−0.00545
2、3、4、5、6	1.01106	0.010939
1、2、3、4、5、6	1.02743	0.026698

下载: 导出CSV

参考文献(9)

[1]	余红星,马誉高,张卓华,等. 热管冷却反应堆的兴起和发展[J]. 核动力工程,2019, 40(4): 8.
[2]	PATRICK M C, DAVID P, MARC G, et al. Nuclear demonstration test design for the kilopower space reactor[J]. Transactions of the American Nuclear Society, 2014, 111(1): 1421-1424.
[3]	黄金露,王成龙,郭凯伦,等. 新型海洋静默式热管反应堆(NUSTER-100)电源系统概念设计和分析[C]. 烟台: 中国核学会,2021.
[4]	LIU Z H, LI Y Y, Bao R. Thermal performance of inclined grooved heat pipes using nanofluids[J]. International Journal of Thermal Sciences, 2010, 49(9): 1680-1687. doi: 10.1016/j.ijthermalsci.2010.03.006
[5]	KANG S W, YEH H M, TSAI M C, et al. Manufacture and test of a high temperature heat pipe[J]. Journal of Applied Science and Engineering, 2019, 22(3): 493-499.
[6]	BUSSE C. Theory of the ultimate heat transfer limit of cylindrical heat pipes[J]. International Journal of Heat and Mass Transfer, 1973, 16(1): 169-186. doi: 10.1016/0017-9310(73)90260-3
[7]	高剑,郭键,赵守智. 用于核电推进的30 kWe反应堆电源堆芯设计[J]. 核科学与工程,2018, 38(03): 347-352. doi: 10.3969/j.issn.0258-0918.2018.03.002
[8]	SUN H, WANG C L, MA Pet al. Conceptual design and analysis of a multipurpose micro nuclear reactor power source[J]. Annals of Nuclear Energy, 2018, 121(NOV.): 118-127.
[9]	WANG C, TANG S, LIU X, et al. Experimental study on heat pipe thermoelectric generator for industrial high temperature waste heat recovery[J]. Applied Thermal Engineering, 2020, 175(5): 115299.