本发明涉及核能源领域，特别涉及一种具有内外双层防护结构的核燃料元件。
背景技术：
核燃料元件是现代社会核能应用中不可或缺的物质支撑。为了制造方便，某些核燃料元件往往设计为实心状结构，如现在通用的实心圆柱形核燃料元件，六棱锥形式的核燃料元件，第四代高温气冷堆中的球形核燃料元件等。核反应堆中的热量能否即使有效的被冷却剂带走，在核电站设计中是一个非常重要的考虑因素，尤其是在发生严重事故的情况下，更加需要有效的带走堆芯余热、避免反应堆熔堆等事故的发生。核燃料元件内部高温热量不能够有效的被冷却介质带走，是核燃料元件所面临的一个比较重要的问题。
因此，本发明人对核燃料元件进行研究，以提供一种具有高换热强度的适于核反应堆的核燃料元件。
技术实现要素：
为了解决上述问题，本发明人进行了锐意研究，结果发现：对核燃料元件进行中空设计，核燃料元件内外均通过冷却剂，极大提高了核燃料元件的传热效率，可有效避免核燃料元件在严重事故情况下冷却能力不足、发生熔堆事故风险较高、以及在反应堆停堆之后不能很快将堆芯余热导出所面临的问题，从而完成本发明。
本发明的目的在于提供一种核燃料元件，所述核燃料元件100包括外壳层1和内壳层2，所述外壳层1和内壳层2之间形成封闭结构以填装燃料芯块3；
核燃料元件100为管状结构，其内壳层2内部形成中空流道区4，所述中空流道区4和外壳层1外部通以冷却剂。
根据本发明提供的一种核燃料元件，具有以下有益效果：
(1)本发明中核燃料元件具有中空流道区，核燃料元件内外均通过冷却剂，极大提高了核燃料元件的传热效率，可有效避免核燃料元件在严重事故情况下发生熔堆事故的可能性；
(2)本发明在与冷却剂接触的壳体上设置凸起结构，使冷却剂形成湍流，可以有效的防止层流边界层的生成，并由此所形成的冷却剂二次流可以充分将核燃料元件内部的热流带走，提高传热效率；
(3)本发明中外壳层和内壳层均包括隔离层和辐射防护层，进一步降低了核泄漏的风险；
(4)本发明中核燃料元件设计原理清晰，结构简单，可以有效、经济地被规模化地制造出来，成为一种安全可靠的核燃料元件。
附图说明
图1示出本发明中核燃料元件的主截面结构示意图；
图2示出本发明中一种优选实施方式的核燃料元件主截面结构示意图；
图3示出核燃料元件沿图2中A-A线的剖视图；
图4示出核燃料元件上凸起结构示意图；
图5示出本发明中一种优选实施方式中辐射防护层上凸起结构排布方式的示意图；
图6示出本发明中一种优选实施方式的上封头或下封头上元件接口和出水口的分布示意图；
图7示出本发明中一种优选实施方式中核燃料组件中核燃料元件的排布方式示意图。
附图标号说明：
100-核燃料元件；
1-外壳层；
11-隔离层Ⅰ；
12-辐射防护层Ⅰ；
121-凸起结构Ⅰ；
2-和内壳层；
21-隔离层Ⅱ；
22-辐射防护层Ⅱ；
221-凸起结构Ⅱ；
3-燃料芯块；
4-中空流道区；
200-元件接口；
300-出水口。
具体实施方式
下面通过对本发明进行详细说明，本发明的特点和优点将随着这些说明而变得更为清楚、明确。
当前的核反应堆中的核燃料元件均为实心结构，在核裂变过程中，核燃料元件核心内部的温度会极高。由于冷却剂在核燃料元件外表面通过，热量由核心内部向外部单向扩散，冷却效果(传热效率)受限。若核燃料元件的内部采用空心结构，核燃料元件中空内部和外表面均通过冷却剂，产生的热量可向内外两侧传递，则冷却效果会得到极大改善。本发明人研究证实，中空核燃料元件具有优异的核燃料冷却效果，其将会是未来核燃料元件设计发生、生产制造的趋势之一，具有较为广阔的应用前景。
因而，如图1所示，本发明提供了一种核燃料元件，该核燃料元件100包括外壳层1和内壳层2，所述外壳层1和内壳层2之间形成封闭结构用于填装燃料芯块3。
如图1和图3所示，核燃料元件100为管状结构，其内壳层2内部形成中空流道区4，所述中空流道区4和外壳层1外部通以冷却剂。
燃料芯块3中的核燃料包括裂变物质铀-235或钚-239中任意一种，裂变物质的含量为1(重量)％～5.5(重量)％，优选为3.0(重量)％～3.5(重量)％。
在一种优选的实施方式中，所述核燃料元件100的主截面为对称环形结构，如圆环形、矩环形或等腰三角环形中任意一种，优选为矩环形。其中，圆环形为同心圆环。矩环形和等腰三角环形与圆环形类似，矩环形是指内边缘和外边缘均为矩形的同心环形结构，其中，内部矩形的边与外部矩形的对应边平行。等腰三角环形是指内边缘和外边缘均为等腰三角形的同心环形结构，其中，内部三角形的边与外部三角形的对应边平行。
在进一步优选的实施方式中，所述核燃料元件100的长度为20mm～250mm。
当核燃料元件100的主截面为圆环形时，其内环半径为5～19mm，外环半径为6～20mm；
当核燃料元件100的主截面为矩环形时，其内环边长分别为10～38mm、10～38mm；外环边长分别为12～40mm、12～40mm；
当核燃料元件100的主截面为等腰三角环形时，其内环边长为分别为16～64mm、16～64mm和16～64mm，外环边长分别为18～66mm、18～66mm和18～66mm。
上述核燃料元件100的尺寸一方面能满足各种功率的反应堆堆型对燃料元件尺寸的要求，另一方面可为中空流道区4提供足够的换热空间，提高传热效率。
在一种优选的实施方式中，如图2和图3所示，所述外壳层1包括隔离层Ⅰ11，所述隔离层Ⅰ11为锆合金，合金元素包括锡、铌、铁、铬或镍中任意一种或多种。优选地，隔离层Ⅰ11外套设辐射防护层Ⅰ12，所述辐射防护层Ⅰ12为钢辐射防护层、硼辐射防护层、铅辐射防护层或掺杂碳纳米管的钢辐射防护层。
在进一步优选的实施方式中，所述隔离层Ⅰ11的厚度为0.5mm～0.8mm，辐射防护层Ⅰ12的厚度为0.5mm～0.8mm。隔离层Ⅰ11和辐射防护层Ⅰ12厚度的选择同时考虑了辐射防护效果和有效传递热量两方面的因素。如果厚度过大，虽然辐射防护效果得到了加强，但是其传递热阻必然增大，合理的厚度可以保证辐射防护和热量传递都达到较为理想的效果。
在另一种优选的实施方式中，所述内壳层2包括隔离层Ⅱ21，所述隔离层Ⅱ21为锆合金，合金元素包括锡、铌、铁、铬或镍中任意一种或多种。锆合金在300～400℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面，对核燃料有良好的相容性，因此，锆合金可用作反应堆的堆芯结构材料。优选地，隔离层Ⅱ21内紧密结合有辐射防护层Ⅱ22，所述辐射防护层Ⅱ22为钢辐射防护层、硼辐射防护层、铅辐射防护层或掺杂碳纳米管的钢辐射防护层。
在进一步优选的实施方式中，所述隔离层Ⅱ21的厚度为0.5mm～0.8mm，辐射防护层Ⅱ22的厚度为0.5mm～0.8mm。
当反应堆运行时，核裂变反应将产生大量中子和γ射线，裂变产物衰变也释放α、β粒子和γ射线。α和β粒子射程很短，很容易被空气或其他物体吸收，一般对操作人员不构成威胁；中子和γ射线有极强的穿透能力，为了阻挡其穿透，一般在反应堆四周设置混凝土层以进行屏蔽。考虑到自然灾害或者核电站设备故障等而发生核泄漏，混凝土层无法达到完全隔绝和辐射的目的。本发明中核燃料元件100的内壳层2和外壳层1中均设置辐射防护层，进一步加强了对核辐射的屏蔽。
在本发明中，如图4所示，外壳层1外部和内壳层2内侧分布凸起结构，所述内侧是指朝向中空流道区4的方向。当外壳层1设置辐射防护层Ⅰ12，和/或内壳层2设置辐射防护层Ⅱ22时，辐射防护层Ⅱ22的内表面上设置凸起结构Ⅱ221，辐射防护层Ⅰ12的外表面上设置凸起结构Ⅰ121。为加工方便，所述凸起结构Ⅰ121和凸起结构Ⅱ221为按一定规律排布的简单几何体。所述凸起结构Ⅰ121和凸起结构Ⅱ221选自圆柱体、棱柱、圆锥体或棱锥体中任意一种或多种，优选其中单独一种。凸起结构Ⅰ121和凸起结构Ⅱ221的高度均为0.5～1.0mm。凸起结构高度的选择充分考虑了边界湍流搅混换热和避免影响冷却剂流动两方面的原因。如果凸起结构较小时，则起不到边界搅混强化换热的效果；但如果凸起结构较大，则会明显增大流动阻力，影响冷却剂的正常流动。
在一种优选的实施方式中，如图5所示，所述凸起结构为底面呈正方形的四棱柱，其排布方式为紧密交替排布。所述紧密交替排布是指：凸起结构在辐射防护层上沿核燃料元件100的长度方向上排列成多行，凸起结构之间的距离为底面正方形的边长，某一行中凸起结构对应相邻行中凸起结构之间的空隙，即相邻两行中相邻凸起结构共用一条棱边。其中，凸起结构的底面是指背向辐射防护层方向的面。
凸起结构可以有效的增强冷却介质的流动和换热。当冷却剂在中空流道区4和核燃料元件100外部流动时，由于冷却剂在不同的凸起结构部位产生了较大的湍流动能，可以有效的防止层流边界层的生成，并由此所形成的冷却剂的二次流动可以充分的将核燃料元件100内部的热流带走，提高了冷却效果。
在本发明中，上述核燃料元件所应用的反应堆堆型为压水反应堆，冷却剂为水。冷却剂的压力为8～25.5MPa，其在反应堆入口温度为150～280℃范围之内，出口温度为450～530℃范围之内，质量流速为600～2100kg/m2s。
在上述参数下，圆环形(主截面)的核燃料元件的传热系数为30～45kW/m2·K，矩环形(主截面)的核燃料元件的传热系数为15～25kW/m2·K，等腰三角环形(主截面)的核燃料元件的传热系数为5～12kW/m2·K。总体来说，圆环形(主截面)的核燃料元件换热系数效率最高。但是经过受力强度分析，如果截面为圆环形，其核燃料元件加工成型后易受到挤压变形，而矩环形加工成型后不易受到挤压变形，所以矩环形(主截面)的核燃料元件制作成型后更有利于工业化生产，且矩环形(主截面)的核燃料元件传热系数已经满足了使用需求，因而，核燃料元件100优选为矩环形(主截面)的核燃料元件。
本发明的另一方面是提供一种核燃料组件，所述核燃料组件中平行固定有多个上述所述的核燃料元件100。核燃料元件100在核燃料组件中排布成正方形，其排列形式(行×列)为10*10～25*25，正方形排布方式的核燃料组件，有利于生产上核燃料元件的实际操作布置，形式简单不易出错，且传热效率高。
在所有核燃料元件100的上部及下部分别安装上封头和下封头，上封头和下封头上均设置与核燃料元件100对应的元件接口200，上封头的元件接口200用于将冷却剂分别注入各核燃料元件100的中空流道区4，下封头的元件接口200接收经过中空流道区4的冷却剂。同时，上封头和下封头上设置出水孔300，上封头的出水孔300将冷却剂通入核燃料组件内部且在核燃料元件100之间流动换热，下封头的出水孔300对冷却剂进行汇流。从而，核燃料元件100之间和核燃料元件100的中空流道区4内流通有冷却剂。
在一种优选地实施方式中，如图6所示，在上封头或下封头上，每四个出水孔300均匀分布于一个元件接口200周围，每四个元件接口200均匀分布于一个出水孔300周围。
在进一步优选的实施方式中，核燃料元件100在核燃料组件中排布成正方形，在正方形的四角和中间部位不设置核燃料元件100。这是由于边缘的角落不利于换热，容易形成死角；而中间部位的空缺便于冷却剂在和核燃料组件中流动。
在一种优选的实施方式中，如图7所示，核燃料元件100以21*21的布局形式平行排布在核燃料组件内，同行或同列中相邻的两个核燃料元件100之间的距离D为5mm～20mm。所述距离D是指：在垂直于核燃料元件的截面上，同行或同列中相邻的两个核燃料元件的截面图形的重心之间的尺寸减去位于两截面图形内部的尺寸。
本发明的另一方面是提供一种压水反应堆，该压水反应堆中设置有多个包括上述核燃料元件100的核燃料组件，核燃料组件之间通有冷却剂。
实施例
实施例1
一种核燃料元件100，其由内壳层2和外壳层1围成主截面为圆环形的中空管状结构，内壳层2和外壳层1之间形成的封闭结构填装含3.2(重量)％U-235的二氧化铀陶瓷芯块，内壳层2内部的中空流道区4和外壳层1外部通过冷却水。其中，核燃料元件100的长度为100mm，其内环半径为10mm，外环半径为15mm。
核燃料元件100的内壳层2包括隔离层Ⅱ21和位于其内侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅱ22。核燃料元件100的外壳层1包括隔离层Ⅰ11和位于其外侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅰ12。隔离层Ⅱ21和隔离层Ⅰ11的厚度均为0.8mm，辐射防护层Ⅱ22和辐射防护层Ⅰ12的厚度均为0.5mm。
采用上述核燃料元件100进行传热系数测试分析，冷却剂的压力为25.0MPa，其在反应堆入口温度为200℃，出口温度为500℃，质量流速为1000kg/m2s，结果表明，换热系数为38.25kW/m2·K。
实施例2
一种核燃料元件100，其由内壳层2和外壳层1围成主截面为矩环形的中空管状结构，内壳层2和外壳层1之间形成的封闭结构填装含3.2(重量)％U-235的二氧化铀陶瓷芯块，二氧化铀陶瓷芯块的装填量同实施例1，内壳层2内部的中空流道区4和外壳层1外部通过冷却水。其中，核燃料元件100的长度为100mm，其内环边长分别为18mm和18mm，外环边长分别为20mm和20mm。
核燃料元件100的内壳层2包括隔离层Ⅱ21和位于其内侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅱ22。核燃料元件100的外壳层1包括隔离层Ⅰ11和位于其外侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅰ12。隔离层Ⅱ21和隔离层Ⅰ11的厚度均为0.8mm，辐射防护层Ⅱ22和辐射防护层Ⅰ12的厚度均为0.5mm。
采用上述核燃料元件100进行传热系数测试分析，冷却剂的压力为25.0MPa，其在反应堆入口温度为200℃，出口温度为490℃，质量流速为1000kg/m2s，结果表明，换热系数为22.62kW/m2·K。
实施例3
一种核燃料元件100，其由内壳层2和外壳层1围成主截面为三角环形的中空管状结构，内壳层2和外壳层1之间形成的封闭结构填装含3.2(重量)％U-235的二氧化铀陶瓷芯块，二氧化铀陶瓷芯块的装填量同实施例1，内壳层2内部的中空流道区4和外壳层1外部通过冷却水。其中，核燃料元件100的长度为100mm，其内环边长分别为30mm、30mm和30mm，外环边长分别为32mm、32mm和32mm。
核燃料元件100的内壳层2包括隔离层Ⅱ21和位于其内侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅱ22。核燃料元件100的外壳层1包括隔离层Ⅰ11和位于其外侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅰ12。隔离层Ⅱ21和隔离层Ⅰ11的厚度均为0.8mm，辐射防护层Ⅱ22和辐射防护层Ⅰ12的厚度均为0.5mm。
采用上述核燃料元件100进行传热系数测试分析，冷却剂的压力为25.0MPa，其在反应堆入口温度为200℃，出口温度为508℃，质量流速为1000kg/m2s，结果表明，换热系数为9.06kW/m2·K。
实施例4
一种核燃料元件100，其由内壳层2和外壳层1围成主截面为矩环形的中空管状结构，内壳层2和外壳层1之间形成的封闭结构填装含3.2(重量)％U-235的二氧化铀陶瓷芯块，二氧化铀陶瓷芯块的装填量同实施例1，内壳层2内部的中空流道区4和外壳层1外部通过冷却水。其中，核燃料元件100的长度为100mm，其内环边长分别为18mm和18mm，外环边长分别为20mm和20mm。
核燃料元件100的内壳层2包括隔离层Ⅱ21和位于其内侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅱ22。核燃料元件100的外壳层1包括隔离层Ⅰ11和位于其外侧与冷却水直接接触的辐射防护层Ⅰ12。隔离层Ⅱ21和隔离层Ⅰ11的厚度均为0.8mm，辐射防护层Ⅱ22和辐射防护层Ⅰ12的厚度均为0.5mm。
辐射防护层Ⅱ22的内表面和辐射防护层Ⅰ12的外表面上设置凸起结构。凸起结构为底面为正方形的四棱柱，其排布方式为紧密交替排布。
采用上述核燃料元件100进行传热系数测试分析，冷却剂的压力为25.0MPa，其在反应堆入口温度为200℃，出口温度为503℃，质量流速为1000kg/m2s，结果表明，换热系数为25.1kW/m2·K。
对比例
对比例1
一种核燃料元件，其由包壳围成主截面为矩形的管状结构，包壳的端部用塞子密封并在包壳内部填装含3.2(重量)％U-235的二氧化铀陶瓷芯块，二氧化铀陶瓷芯块的装填量同实施例1。包壳外部通过冷却水。其中，核燃料元件的长度为100mm，包壳截面的边长分别为20mm和20mm。
采用上述核燃料元件进行传热系数测试分析，冷却剂的压力为25.0MPa，其在反应堆入口温度为200℃，出口温度为485℃，质量流速为1000kg/m2s，结果表明，换热系数为7.31kW/m2·K。
在本发明的描述中，需要说明的是，术语“上”、“下”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于本发明工作状态下的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
以上结合了优选的实施方式对本发明进行了说明，不过这些实施方式仅是范例性的，仅起到说明性的作用。在此基础上，可以对本发明进行多种替换和改进，这些均落入本发明的保护范围内。