CN101315815A - 快速增殖与转化核燃料的方法与装置 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，其中采用可流动的、类似于流体的“流动固体核燃料”，可应用于快中子反应堆内，以较少的裂变燃料初装量、在更短的时间内、以较低成本增产出更多核燃料，进而满足当前世界核能大发展阶段的核燃料需求。这种快速增殖与转化核燃料的方法与装置，是一种真正的固有安全的核反应堆，可以彻底消除目前核电站仍有可能发生的核燃料元件熔化导致大量放射性外泄的严重事故。

Description

快速增殖与转化核燃料的方法与装置

技术领域

本发明涉及核燃料增殖与转化技术领域，尤其涉及一种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，其中采用可流动的、类似于流体的“流动固体核燃料”，可应用于快中子反应堆内，以较少的裂变燃料初装量、在更短的时间内、以较低成本增产出更多核燃料，以满足当前世界核能大发展阶段的核燃料需求。这种快速增殖与转化核燃料的方法与装置，是一种真正的固有安全的核反应堆，可以彻底消除目前核电站仍有可能发生的核燃料元件熔化导致大量放射性外泄的严重事故。

背景技术

随着当前世界的全球化经济不断迅速发展，特别是中国与其他众多发展中国家经济增长速度更快，以至能源供应空前紧缺，从而国际政治关系也随之日趋紧张。另一方面，目前世界能源消费仍以化石能源为主，其燃烧所排放的二氧化碳(即所谓“温室气体”)造成的不可逆全球性气候变化，其恶果已显端倪，故世界各国都正积极寻求不排放温室气体的“替代能源”，其中以核能最具有立即大规模替代化石能源的潜力。

核能的大规模发展需要大量的可裂变核燃料装入其采用的原子反应堆。由于自然界存在的天然铀内，仅含有约千分之七的可裂变核燃料成分，即铀-235同位素，故全世界已探明的天然铀储存量不可能满足大规模发展核能的需求。特别是已知的可开采的天然铀资源分布极不均衡，很容易被少数国家所控制，已经成为国际纷争的根源之一。因此许多国家先后开展快中子增殖反应堆的研究与开发，以便实现核燃料的增殖与转化(以下简称为增殖)，即将天然铀中原来99％很难裂变的主要成份铀-238，转变为容易裂变的“人造元素”钚-239，使绝大部分天然铀都能被用来生产核裂变能。

近年来已有美法日德等十余发达国家发起旨在开创“第二核纪元”的先进核能装置的研究发展工作，中国等发展中国家也已先后参加。该计划初步选择了六种堆型进行深入研究，其中一大半是核燃料增殖反应堆，即钠冷快中子增殖堆、气冷快中子增殖堆、铅冷快中子增殖堆和熔盐(热中子)增殖堆等四种，可见全世界对于开发增殖核燃料技术的重视与紧迫程度。

然而，以上所选出的先进增殖堆型，虽各有其突出优点，但都还不能从根本上克服目前核燃料增殖技术的一个最根本弱点，即增殖速度太慢。其中的三种快中子增殖堆，虽然其“增殖比”较高，但其初次装入的钚-239数量很大，又需要由已运行的热中子反应堆(如压水堆、沸水堆或重水堆等)的乏燃料(即使用过的废燃料)经过后处理取得，故其核燃料增殖速度很慢。据估计，通过目前的热中子堆(如压水堆)将铀-238转化为钚-239，然后将其乏燃料取出，在后处理厂中提取钚-239，将其与天然铀或贫化铀混合制成快中子反应堆的燃料元件，再由第一座(批)商业快中子堆增殖出更多的核燃料钚-239，供给第二座(批)商业快中子堆，这样一轮的整个周期约需30～50年，其发展规模视各该国已运行的热中子反应堆核电厂的规模而定。

因此，只有目前已经建成了足够数量核电站的核能大国(如美俄法日等)，有希望在本世纪中叶走上这条增殖核燃料商业化的路线，利用核能作为主力解决其能源问题；而新发展核能的国家(如中印等国)，目前能够自己转化生产钚-239供应快中子堆装料的能力很小，要想走通这条增殖核燃料的商业化路线，即使付出沉重的经济代价，也是路途遥远，在本世纪内想利用核能作为主力，是可望而不可及的。

因此，如果希望在21世纪就在全世界各国普遍开创“第二核纪元”，特别是在后起的发展中国家内，使核能成为替代化石燃料的首选，就必须发展出一种能够快速、低成本、大量增殖与转化核燃料的方法与装置，才能在本世纪内迅速而廉价地为全世界希望兴建的大批核电站提供充足核燃料。

能否找到一条“多、快、省”的快速增殖与转化核燃料的方法呢？要回答这一棘手问题，须由分析决定核燃料增殖速度的三个最主要因子入手。决定核燃料增殖速度的三个最主要因子是：反应堆内核燃料的“转化比”、“增殖系数”和“燃料比功率”，可以发现，前两者取决于堆芯构成的物理参数，在目前的反应堆设计中已经尽力优化，没有大幅度提高的可能；唯有“燃料比功率”一项在客观上还存在潜力。

虽然，一般认为，在目前的快中子堆设计中，再大幅度提高燃料比功率同样受到多重限制，例如：核燃料的最高安全温度(如需要低于氧化铀-钸燃料的融化点)、包壳的最高安全温度(避免在内压力下开裂或蠕变破坏)、高比功率所需要的大流量载热剂的输送功率过高、高比功率产生高辐射对堆芯结构材料的损伤、和燃料元件装卸周期过短等等；但如果从根本上改变增殖转化堆的燃料元件和堆芯结构与热工水力设计，就完全有可能克服上述限制而大幅度提高燃料比功率，从而大大加快核燃料的增殖与转化速度。以此为切入点，本发明提出如下的快速、低成本、大量增殖与转化核燃料方法。

发明内容

(一)要解决的技术问题

有鉴于此，本发明的一个目的在于提供一种快速增殖与转化核燃料的方法，采用具有一定程度流动性的固体燃料球与适当载热剂的混合物，即具有流动性的“流动固体核燃料”，就可能大幅度提高反应堆的燃料比功率，并同时实现不停堆连续更新与循环使用该流动固体核燃料，使燃料球及反应堆的有效利用率均达到最大值，从而加快核燃料的增殖与转化速度。

本发明的另一个目的在于提供一种安全地快速增殖与转化核燃料的方法，能够完全依靠核能装置本身的物理特性，保证其中的球形核燃料元件在任何情况下，都不会融化，不可能发生放射性裂变产物大规模泄漏到环境中的事故。

本发明的又一个目在的于提供一种低成本的快速增殖与转化核燃料的方法，大幅度简化反应堆的结构与减少核燃料的初始装载量，并通过连续检测并循环使用使绝大部分燃料球的燃耗达到最高值，以及利用计算机完全自动控制的运行方式，以降低反应堆投资、运行与燃料循环的成本。

(二)技术方案

为达到上述目的，本发明采用的技术方案如下：

一种快速增殖与转化核燃料的方法，其中采用可流动的、类似于流体的核燃料，该核燃料是由一种燃料球及增殖球与一种流体载热剂混合而成的流动固体核燃料，可像流体一样地在管道内进行输送；该流动固体核燃料被送入反应堆堆芯，构成一燃料球与增殖球床；使同种载热剂流过此燃料球与增殖球床，并将堆芯中产生的核裂变能载出，再传递给堆芯以外的换热器中的工质，生产电力或直接向工业或民用供热；使用后的燃料球与增殖球则在乏材料后处理厂内提取其中增产的核燃料与剩余的增殖料，制成更多的燃料球与再生增殖球重复使用。

优选地，所述燃料球与增殖球床中采用具有密封包壳的燃料球与增殖球，该燃料球与增殖球的内核是实心的，或者在该燃料球与增殖球内核的中心留有一定的空腔，而每个球内包壳材料所占有的体积份额不超过30％。

优选地，所述反应堆堆芯由多层环状区间构成，包括核燃料区，外增殖区、上增殖区、下增殖区和载热剂流道区；其中，所述核燃料区中装满燃料球，所述外增殖区、上增殖区和下增殖区中装满增殖球。

优选地，所述流体载热剂是在常压下沸点高于运行时可能达到最高温度的液态金属或融盐，或者是在一定压力下运行的气体与液体，该气体与液体的物理性质均满足与燃料球或增殖球混合后具有一定的流动性。

优选地，所述反应堆堆芯内各区之间分界面的壁板上，开有众多的狭缝，该狭缝的宽度应不允许燃料球漏出，但允许载热剂自由流通。

优选地，所述流体载热剂按垂直于堆芯中心线的方向穿过各区间的界面壁板上的狭缝后，流经燃料球或增殖球的表面，与燃料球或增殖球进行直接接触热交换，再由另一侧界面壁板上的狭缝流出到邻区，最后流出堆芯。

优选地，所述流动固体核燃料在运行时可缓慢地在堆芯内流动，从而连续更新；故反应堆开始运行时装入流动固体核燃料的量，正好能够满足使反应堆临界并达到满功率的需要；运行期间所需补充的新燃料，可连续添加与排出，使反应堆的反应性能够随时保证与其功率需求大体相匹配，从而使反应堆内根本不存在可能引发重大核事故的那种过量剩余反应性。

优选地，所述流动固体核燃料在使用并被排出后，首先被送入燃料球与增殖球循环室内逐一进行检测，将燃耗不足的燃料球与增殖球送回反应堆内循环使用，而将已达到最大燃耗的燃料球与增殖球，送往乏材料储存室进行最终储存，以获得最低燃料循环成本，所述已达到最大燃耗的燃料球与增殖球以下统简称为乏材料。

优选地，所述反应堆具有足够大的负温度系数，其功率变化可依靠其内在的固有特性自动控制，任何由于外负荷波动所引起的反应性波动，都完全可依靠反应堆堆芯温度的相应变化自动消除，从而不会发生任何由于反应堆功率飙升而引发的放射性事故。

优选地，所述反应堆堆芯安装在装满高沸点载热剂的载热剂池下部；当外部事故引起全厂长期断电的情况下，反应堆可凭借其内在的自动安全机制，依靠堆芯内流动固体核燃料中的载热剂温度升高，密度减小，在载热剂池内产生自然循环，将反应堆内的全部剩余发热通过余热换热器排放到大气层中。

优选地，所述反应堆及其主要系统的运行，完全由计算机控制而无需操纵人员干预，从而排除人因安全事故。

优选地，所述流动固体核燃料进入反应堆厂房后，就只能按设计流程自动进行重复使用，直至成为乏材料后自动入地下的乏材料储存室储存，最后在国际的权威安全机构的监督下，将乏材料取出，并运往由国际的权威安全机构直接控制下的乏材料后处理厂处理。

一种安全快速增殖与转化核燃料的装置，该装置包含：

流动固体核燃料与增殖料制备室3，其中设有流动固体核燃料与增殖料制备与分配装置，并与包括燃料球及增殖球的核材料球输入管1、载热剂输入管2、燃料球及增殖球进入管4a及4b、以及燃料球及增殖球再循环管24a及24b相连接；

载热剂池6，其中装满液态的高沸点载热剂，其液面上有一层稍低于大气压的气体空间；

反应堆堆芯5，由多层环状区间构成，包括核燃料区502、外增殖区503、上增殖区504、下增殖区505和载热剂流道区501，一并安装于载热剂池的下部，与燃料球及增殖球进入管4a及4b、以及燃料球及增殖球排出管22a及22b相连接；

若干换热器9，安装于载热剂池6的上部，与其上的载热剂泵8、工质输送管10及工质回流管12相连接；

一对余热散热器15，安装于载热剂池6的上部，与其上的载热剂进、出口管16及17及散热空气进、出口管19及20相连接；

若干后备停堆管13，安装在反应堆堆芯内中心贴近燃料区502的周圈上，并与相应的传动装置14相连接；

环状反应堆初级屏蔽层18a，环绕在反应堆堆芯5之外；

核燃料及增殖料循环室23，与燃料球及增殖球排出管22a及22b、燃料球及增殖球再循环管24a及24b、冷却空气进、出口管28及29、以及乏材料储存室25相连接；

乏材料储存室25，与乏材料出口阀门26、冷却空气进、出口管28及29，以及燃料球及增殖球循环室23相连接；

排放热空气的烟囱21，与散热空气进、出口管19及20以及冷却空气进、出口管28及29相连接；

完全自动控制运行的计算机系统11a。

一种安全快速增殖与转化核燃料的装置，该装置包含：

流动固体核燃料与增殖料制备室3，其中设有流动固体核燃料与增殖料制备与分配装置，并与包括燃料球及增殖球的核材料球输入管1、载热剂输入管2、燃料球及增殖球进入管4a及4b、以及燃料球及增殖球再循环管24a及24b相连接；

多腔预应力混凝土压力壳31，包括一个充满具有一定压力的气体或液体载热剂的中心腔32和一圈多个空腔33，其中安装有下述反应堆主体及其一回路设备；

反应堆堆芯5，位于中心腔内，由多层环状区间构成，包括核燃料区502、外增殖区503、上增殖区504、下增殖区505和载热剂流道区501，与燃料球及增殖球进入管4a及4b、以及燃料球及增殖球排出管22a及22b相连接；

若干换热器9，安装于周围的空腔32内，与相应的载热剂泵8，工质输送管10及工质回流管12相连接；

若干余热散热器15，安装于堆芯周围，与散热空气进、出口管19及20相连接；

若干后备停堆管13，安装在反应堆堆芯内中心贴近燃料区502的周圈上，并与相应的传动装置14相连接；

环状反应堆初级屏蔽层18a，环绕在反应堆堆芯5之外；

燃料球及增殖球循环室23，与燃料球及增殖球排出管22a及22b、核燃料及增殖料循环管24a及24b、冷却空气进、出口管28及29、以及乏材料储存室25相连接；

乏材料储存室25，与乏材料出口阀门26、冷却空气进、出口管28及29，以及燃料球及增殖球循环室23相连接；

排放热空气的烟囱21，与散热空气进、出口管19、20以及冷却空气进、出口管28及29相连接；

完全自动控制运行的计算机系统11a。

优选地，该装置中采用载热剂本身作为发电工质的直接循环装置34发电，安装于围绕中心空腔一圈的多个空腔32内，与其上的载热剂进、出口管35及36，以及冷却介质进、出口管38及39相连接。

优选地，该装置中采用的流动固体核燃料中使用一种组合球型元件46，将固体燃料球30组装在一个较大的薄壁空心球壳47内，以减少载热剂的流动阻力，并可调节反应堆芯的铀-水比；该球壳表面开有众多小孔，其形状与大小允许载热剂自由通过，但固体燃料球不能漏出。

优选地，该装置中采用的耐压外壳为钢制反应堆压力壳41，而不是多腔预应力混凝土压力壳31，而其换热器9、循环泵8、或直接循环装置34，也均分别装于分置的各自耐压外壳内，与反应堆压力壳41之间用高压管道相连接。

(三)有益效果

1、本发明提供的这种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，可应用于快中子反应堆内，以较少的裂变燃料初装量、在更短的时间内、以较低成本增产出更多核燃料，进而满足当前世界核能大发展阶段的核燃料需求。

2、本发明提供的这种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，是一种真正的固有安全的核反应堆，可以彻底消除目前核电站仍有可能发生的核燃料元件熔化导致大量放射性外泄的严重事故。

3、本发明提供的这种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，采用具有一定程度流动性的固体燃料球与适当载热剂的混合物，即具有流动性的“流动固体核燃料”，可大幅度提高反应堆的燃料比功率，并同时实现不停堆连续更新与循环使用该流动固体核燃料，使燃料球及反应堆的有效利用率均达到最大值，从而加快核燃料的增殖与转化速度。

4、本发明提供的这种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，能够完全依靠核能装置本身的物理特性，保证其中的球形核燃料元件在任何情况下，都不会融化，不可能发生放射性裂变产物大规模泄漏到环境中的事故。

5、本发明提供的这种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，大幅度简化反应堆的结构与减少核燃料的初始装载量，并通过连续检测并循环使用使绝大部分燃料球的燃耗达到最高值，以及利用计算机完全自动控制的运行方式，以降低反应堆投资、运行与燃料循环的成本。

附图说明

本发明的上述与其它特征与优点，将参照以下各附图进行说明，其中：

图1表示本发明提出的一种安全、低成本地快速增产核燃料装置的结构示意图，在其中采用处于大气压力下的高沸点液体载热剂；

图2表示本发明提出的另一种安全、低成本地快速增产核燃料装置的结构示意图，在其中采用处于高于大气压力的气体载热剂；图2-A表示该多腔式预应力混凝土压力壳的多腔布置方式；图2-B是一幅剖面图，表示该多腔式预应力混凝土压力壳的主要设备布置方式及其中与图1中有所不同的流程；

图3表示本发明提出的又一种安全、低成本地快速转化核燃料装置的结构示意图，在其中采用可流动的组合式球形燃料元件代替棒状燃料元件以改进目前的压水堆，加大核燃料转化速度；图3-A所示为组合球型元件，图3-B表示采用可流动的球形燃料元件而大大简化的压水堆堆芯结构；

图4表示本发明提出的安全、低成本地快速增产核燃料方法的高燃料比功率及低核燃料倍增时间与目前典型的快中子堆参数的比较曲线示意图。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，以下结合具体实施例，并参照附图，对本发明进一步详细说明。

图1表示本发明提出的一种安全、低成本地快速增产核燃料装置的结构示意图，在其中采用处于大气压力下的高沸点液体载热剂。由图1可见，核材料球(含燃料球及增殖球，下同)及高沸点载热剂(例如铅)分别由核材料球输入管1及载热剂输入管2送入地下的流动固体核燃料及增殖料制备室3，然后将制备好的流动固体核燃料及增殖料，各按预先计划定量分别通过燃料球及增殖球输入管4a及4b送到反应堆堆芯5内。反应堆堆芯位于载热剂池6的下部。由于本图中以密度较大的液态金属铅载热剂为例，其比重略大于燃料球，故图1内的燃料球及增殖球输入管4a及4b均由反应堆堆芯5下部进入。

反应堆堆芯5设计为环状，环内为球形燃料的堆积区。冷的载热剂由下方进入堆芯的中心流道501，向上流动，并沿途向外流入环状燃料区502，并横向穿过堆积的球形燃料后，载带由核裂变产生的热量，依次进入装满增殖球的环状外增殖层503和环状载热剂流道7。然后载热剂向上流到载热剂池上部，由载热剂泵8送入换热器9内，并将核裂变产生的热量转移给二次载热工质(以下简称“载热工质”)。由于燃料球在堆积床内的总散热表面积较大，横向流动的载热剂与球面之间的放热系数也较大，故燃料表面的温差峰值比典型快中子堆内采用棒状元件时的温差峰值为小。当采用液态金属为载热剂时，估计此温差峰值仅比周围的载热剂温度畧高几摄氏度。因此在本发明中容许采用的载热剂出口温度比典型快中子堆内高得多，从而能够显著提高热能利用效率。

在环状燃料区502的上下方各设装满增殖球的环状上、下增殖层504、505和外增殖层503。增殖球的球芯为贫化铀的化合物，其包壳材料及直径大小均与燃料球相同。载热剂由中心流道501横向穿过环状的上、下增殖层504及505，进入环状载热剂流道7。

核燃料核心内产生的强放射性碎片，在所有运行情况下，都被高温合金或高温陶瓷体的包壳密封在核燃料颗粒之内，不致泄漏到载热剂内，更不会进入发电工质之中。空心球形核燃料芯块的内部的空腔，可以容纳部分裂变气体以减少包壳的压力。

根据当前核能工业已经成功地长期使用过的高沸点载热剂可分两类：即氟化物熔盐和液态金属。两者都可应用于本发明的快速增殖与转化核燃料装置。

发电所用工质由工质输送管10送往利用核能的厂房11；冷却后的工质由工质回流管12回流到换热器9。如果该核能用于发电，则厂房10代表发电厂；如核能用于工业或民用供热，则厂房10代表利用核能制造氢燃料、淡化海水、炼钢、或生产重化工原料的相应工厂，或者代表区域供热站。

由于采用了类似流体性质的固体燃料球与高温载热剂的混合物，图1所示的反应堆与传统的流体燃料反应堆一样地具有较大的“负温度系数”，从而使本反应堆具有极大的自我保护能力。

本反应堆的输出功率大体可随高沸点载热剂的流量作正比变化：即当降低流量时可以自动降低输出功率，此时反应堆芯的平均温度上升而载热剂的进出口温差变小；而增大流量时则可增大输出功率，此时反应堆芯的平均温度下降而载热剂的进出口温差变大。切断流量或关闭循环泵可使反应堆自动终止运行，此时反应堆芯的平均温度有较大上升，而载热剂的进出口温差则大幅度下降，趋近于零。

由于载热剂的比热很大，当外负荷功率由零变化到最高峰值时，载热剂温度变化范围有限，因此本反应堆无需设置另外的功率控制系统，从而排除了现有核电站中由于控制系统失灵或误操作所引起的意外事故。但为双重保险起见，本反应堆内仍然设置一组后备停堆管13，以备停堆时可以由液压装置14在管中自动输入固体的中子吸收剂球或流体中子吸收介质，使反应堆自动停堆时的暂时温升能够较快地下降。

载热剂池内装满高沸点载热剂液体，在其上部设有若干余热散热器15。反应堆停堆后的剩余发热，可使载热剂池内高沸点载热剂产生自然循环，由进口管16进入余热散热器，经冷却后由出口管17回流到载热剂池内，然后通过池底部内屏蔽层外的环形流道18向下由底部流入堆芯。该余热散热器采用空气自然循环冷却，其散热空气进出口管分别为19与20。余热加热后的空气经由排放热空气的烟囱21散入大气层。

由于所用的燃料球的体积较小，其典型直径一般约在10毫米以内，故每单个球中产生的剩余发热量也非常小，同时球的包壳又很薄，热量极易导出，因此小颗粒的中心最高温度非常接近载热剂温度，可以完全避免核心熔化或包壳破裂的危险。加之高沸点载热剂液体又始终处于常压之下，运行时载热剂池的液面上还保持略低于大气压的压力，又完全排除了堆芯丧失载热剂的事故(LOCA)。因此，本反应堆从根本上排除了发生类似于美国三里岛核电站和前苏联切尔诺贝利核电站一类重大核事故的可能性。

本发明的反应堆的流动固体核燃料还采取“只进不出”的全封闭式核燃料安全管理方法，即进入反应堆堆芯产生核裂变并生产能量的燃料球，并不像传统的熔盐(热中子)增殖堆那样随载热剂流出堆芯而进入换热器，进行冷却；也不像传统的棒状元件快中子增殖堆那样，需要定期停堆，分批将燃料元件盒取出反应堆进行更换；而是以极缓慢的速度(大约每秒微米量级)流动，在完全密封的反应堆系统内连续更新。

为了使所有燃料球的燃耗深度尽可能达到极限值，由堆芯排出的燃料球及增殖球分别通过燃料球及增殖球排出管22a及22b，流入燃料球及增殖球循环室23内。在此对燃料球及增殖球首先进行检测，将燃耗不足的燃料球及增殖量不足的增殖球检出，分别经过燃料球及增殖球循环管24a、24b及燃料球及增殖球进入管4a、4b，送回堆芯与增殖层内重复使用。只有燃耗达到或接近极限值的乏燃料球及乏增殖球才送入乏材料储存室25进行中期储存。由于乏燃料球与乏增殖球的体积小，燃耗又深，故需要储存的乏材料体积也小，何况这些乏材料球又密封在凝固的金属内，故地下中期储存极其安全。

在必要时，甚至可以一直存放到该核能装置的运行寿命终了(一般地说可能在五十年以上)，才作为核电站场地清理计划的一部分，在国际核安全机构监督下，进行凿地施工，将储存室内全部乏材料球与金属的混合物重新融化为可流动的流体，再用密码打开预先深埋于地下乏材料出口阀门26，通过乏材料出口管27取出储存室内的乏燃料球及增殖球，运往指定的最终废物储存库，或乏燃料后处理厂。

在这种核燃料安全管理模式下，由于核燃料一旦进入反应堆，所有阀门都可设密码遥控，只能按自动程序运行，最后流入密封于地下乏材料储存室储存，其他人根本不可能由反应堆内取出核燃料。

乏燃料球和增殖球的剩余发热可由地面引入的空气自然循环冷却，其冷却空气进出口管分别为28与29。热量由排放热空气的烟囱21排入大气层。

贴近反应堆堆芯的外侧，设有环状反应堆初级屏蔽层18a，它与池内的环状流道18内的载热剂共同构成载热剂池壳内的屏蔽层，足以大大降低池壳的辐射损伤，使其寿命不低于该核能装置的总体设计寿命。

快速增产与转化核燃料方法和装置的核心部件是燃料球30。该燃料球由包壳30a与燃料核心30b构成，在燃料核心中央有一空腔30c用于储存裂变产生的气体，以减轻包壳的压力。

至于这种快速增殖与转化核燃料的方法与装置何以能够降低成本，由于(1)该反应堆采用具备“固有安全性”的流动固体核燃料，不需要许多外加的安系统和繁琐的备用系统；(2)大部分设备都可以采用与普通大型火电站相当的质量级别，从而进一步降低投资成本；(3)加之载热剂出口温度比目前所有商业核电站更高，故发电或其它热利用的效率也高，不亚于正在研发的高温气冷堆所达到的水平。预计此种核能装置在初始投资和运行成本上都有很强的商业竞争能力。

图2表示本发明提出的另一种安全、低成本地快速增产核燃料装置的结构示意图，在其中采用处于高于大气压力的气体载热剂。

鉴于高压气体及液体载热剂在许多采用热中子反应堆的商业核电站内已有长期的运行经验，而且这类核电站同时也是转化铀-238成为发展快中子增殖堆核燃料钚-239的主要来源，因此本发明在图2内提出另一种采用处于高于大气压力的气体载热剂的增殖-转化堆核电站的示意图，其中采用多腔式预应力混凝土压力壳来承受气体的高压，以确保反应堆不会发生一回路管道断裂的LOCA重大事故。

图2-A表示该多腔式预应力混凝土压力壳的多腔布置方式。在该应力混凝土压力壳31的中心有一个大的反应堆本体腔32，其周围设有若干设备腔33，排列成圆圈状。

图2-B是一幅剖面图，表示该多腔式预应力混凝土压力壳的主要设备布置方式及其中与图1中有所不同的流程。

由于图2-B内所绘出的部分反应堆本体结构与主要系统的工艺流程与图1内的相应部分完全相同，故此等设备及与之连接的管道均一律采用与图1相同的标号，与之有关流的程也不在此重复说明。由于图2-B的页面太小，图1中其余与反应堆运行有关的辅助系统，例如反应堆初级屏蔽层、燃料球及增殖球循环室、乏材料储存室、发电厂、排放烟囱及自动控制运行的计算机系统等，在此也均省略而未画出。但必须指出，由于本图内采用的气体载热剂(例如氦气)的密度比燃料球的密度低，故燃料球及增殖球进入管(4a)及(4b)位于堆芯上方，而燃料球及增殖球排出管(22a)及(22b)则位于其下方，其相对位置与图1恰好相反。

图2-B中画出的在反应堆本体空腔周围的左右两侧空腔内，分别示意地画出两种不同的热能利用方案。在图2-B左侧空腔内画出的是当前流行的采用气体载热剂(例如氦气)兼作发电工质的“直接发电循环”方案。该流程中设置若干套氦气透平发电装置34直接发电，而无须采用中间换热器。此时由反应堆流出的极高温氦气(载热剂)通过载热剂出口管35进入发电装置，在发电装置中用以膨胀发电后，再经冷却与压缩后的氦气，则由载热剂入口36返回反应堆堆芯。在氦气透平发电装置的下方设有一台氦气冷却器37，用于冷却进入压缩机前的氦气。所用的冷却介质的进、出口管分别表示为38与39。该直接发电装置所产生的电力由电缆40送入输变电系统。

在图2右侧空腔内画出的是间接发电厂方案，即采用反应堆内的(一回路)载热剂先通过热交换器(或蒸汽发生器)，将热量传递给另一种发电工质，然后利用后者发电。由于这一方案与图1基本相同，故其设备(换热器)与相应管线均采用与图1中相同的的标号，有关流的程也不再复述。

图3表示本发明提出的又一种安全、低成本地快速转化核燃料装置的结构示意图，在其中采用可流动的组合式球形燃料元件代替棒状燃料元件以改进目前的压水堆，加大核燃料转化速度。

在压水堆内采用球形燃料元件的优点有四：其一是可以在如新设计的压水堆内，用同样大小的压力壳加大单获得更大的单堆堆功率；其二是可以改造已有的压水堆，减小堆芯尺寸和燃料初装量，提高燃料比功率；其三是可以简化压水堆堆芯结构；其四是可以实现连续装卸燃料，提高利用系数，增大安全性。以上诸优点有利于加大核燃料转化速度与降低成本。但由于燃料球的直径很小，在压水堆内不能直接把这种小球堆积成几英尺高的球床来使用，因此本发明又提出如图3-A所示的“组合球型元件”。

提出如图3-A所示的“组合球型元件”的原因，首先是由于在压水堆内，一般采用载热剂兼作慢化剂，故反应堆内要求保持一定的铀-水比；其次是水流通过小球堆积床的流动阻力过大，不利于提高反应堆功率，因此本发明又提出了“组合球型元件”的新概念。组合球型元件46是在一个直径较大的多空蜂窝状空心球壳47内，装满图1内所示的小直径燃料球30，成为一种大的组合球型元件。通过调节复合式球状元件内的小燃料球数量和(或)空腔的比例，可以很容易地将铀-水比调节到合乎要求的水平。

图3-B表示采用可流动的球形燃料元件而大大简化的压水堆堆芯结构。在压水堆的压力壳41内的堆芯是一个简单的空心金属筒42，其中装满上述组合球形燃料元件。组合球形燃料元件由燃料球输入管4a送入堆芯，由燃料球排出管22a排出到图1所示的燃料球循环室23内。图3-B中画出的部分堆体结构部件的标号均与图1相同，不在此复述。载热剂的流动与一般压水堆相同。高压下的水由载热剂进口管43进入堆芯周围的环状流道44向下流动，然后由压力壳底部向上流过燃料球床。在堆芯内受热的高压水，从上方流出堆芯，由载热剂出口管45流入堆外的蒸汽发生器(图中未画出)。可以看出，对目前压水堆的这种改装，使压水堆的堆芯结构变得十分简单。

图4表示本发明提出的安全、低成本地快速增产核燃料方法的高燃料比功率及低核燃料倍增时间与目前典型的快中子堆参数的比较曲线示意图。

在核燃料元件中心最高运行温度不高于目前快中子核电站安全标准的条件下，对本发明所介绍的铅冷球形燃料元件的初步估算表明：当燃料球直径小于5毫米、且燃料核心的中心空腔体积控制在20％～30％之间时，核燃料比功率有可能提高到目前目前的快中子反应堆的3～5倍。由此估算出的核燃料倍增时间与累计核电系统总功率增长速度的曲线表示在图4中。

图4中画出的第一根曲线(自左上角下降到右下角)表示当燃料比功率由目前快中子堆的水平提高到2～5倍时，燃料倍增时间的下降趋势：即由目前大约20年左右逐渐下降到大约4年左右。由于以快中子反应堆为基础的核电系统总功率增长率，与燃料倍增速度是指数关系，因此自左下角开始的一组不同比功率下的核电系统总功率增长曲线，呈分散度极大的指数上升趋势。其中标号为1的曲线相应于目前快中子堆燃料倍增期约20年左右的核电系统总功率增长情况：在运行20年后核电系统总功率仅仅能够增长约一倍。曲线2表示采用球形燃料元件后将燃料比功率提高到2倍时，20年后该核电系统总功率的增长情况：此时运行20年后核电系统总功率能够增长约4倍。曲线3表示采用球形燃料元件后将燃料比功率进一步提高到3倍时，20年后该核电系统总功率能够增长约8倍；余此类推。到燃料比功率进一步提高到5倍时，该核电系统总功率可能够增长超过20倍。由此组曲线可见，如采用球形燃料提高快中子堆的燃料比功率3～5倍，则核能必将在可预见的将来就上升到世界能源供应中的显著地位。

总之，由以上说明可见，本发明可以提供一种具有高度固有安全性和低成本的快速增殖与转化核燃料的方法与装置，可应用于快中子反应堆内，以较少的裂变燃料初装量，在更短的时间内，以较低成本增产出更多核燃料，以满足当前世界核能大发展阶段的核燃料需求。这种快速增殖与转化核燃料的方法与装置，是一种真正的固有安全的核反应堆，可以彻底消除目前核电站仍有可能发生的核燃料元件熔化导致大量放射性外泄的严重事故。

还必须指出，除以上所说明的本发明的方法与装置的系统图及作为示例的装置与设备的基本特征之外，根据本发明权利要求书中所述的原则与基本特征，利用普通的工程技术，还可以设计出各种不同的方法、装置与设备，并进行各种改进与设计出各种代用品。

Claims (17)

1、一种快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，其中采用可流动的、类似于流体的核燃料，该核燃料是由一种燃料球及增殖球与一种流体载热剂混合而成的流动固体核燃料，可像流体一样地在管道内进行输送；该流动固体核燃料被送入反应堆堆芯，构成一燃料球与增殖球床；使同种载热剂流过此燃料球与增殖球床，并将堆芯中产生的核裂变能载出，再传递给堆芯以外的换热器中的工质，生产电力或直接向工业或民用供热；使用后的燃料球与增殖球则在乏材料后处理厂内提取其中增产的核燃料与剩余的增殖料，制成更多的燃料球与再生增殖球重复使用。

2、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述燃料球与增殖球床中采用具有密封包壳的燃料球与增殖球，该燃料球与增殖球的内核是实心的，或者在该燃料球与增殖球内核的中心留有一定的空腔，而每个球内包壳材料所占有的体积份额不超过30％。

3、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述反应堆堆芯由多层环状区间构成，包括核燃料区，外增殖区、上增殖区、下增殖区和载热剂流道区；其中，所述核燃料区中装满燃料球，所述外增殖区、上增殖区和下增殖区中装满增殖球。

4、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述流体载热剂是在常压下沸点高于运行时可能达到最高温度的液态金属或融盐，或者是在一定压力下运行的气体与液体，该气体与液体的物理性质均满足与燃料球或增殖球混合后具有一定的流动性。

5、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述反应堆堆芯内各区之间分界面的壁板上，开有众多的狭缝，该狭缝的宽度应不允许燃料球漏出，但允许载热剂自由流通。

6、根据权利要求5所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述流体载热剂按垂直于堆芯中心线的方向穿过各区间的界面壁板上的狭缝后，流经燃料球或增殖球的表面，与燃料球或增殖球进行直接接触热交换，再由另一侧界面壁板上的狭缝流出到邻区，最后流出堆芯。

7、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述流动固体核燃料在运行时可缓慢地在堆芯内流动，从而连续更新；故反应堆开始运行时装入流动固体核燃料的量，正好能够满足使反应堆临界并达到满功率的需要；运行期间所需补充的新燃料，可连续添加与排出，使反应堆的反应性能够随时保证与其功率需求大体相匹配，从而使反应堆内根本不存在可能引发重大核事故的那种过量剩余反应性。

8、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述流动固体核燃料在使用并被排出后，首先被送入燃料球与增殖球循环室内逐一进行检测，将燃耗不足的燃料球与增殖球送回反应堆内循环使用，而将已达到最大燃耗的燃料球与增殖球，送往乏材料储存室进行最终储存，以获得最低燃料循环成本，所述已达到最大燃耗的燃料球与增殖球以下统简称为乏材料。

9、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述反应堆具有足够大的负温度系数，其功率变化可依靠其内在的固有特性自动控制，任何由于外负荷波动所引起的反应性波动，都完全可依靠反应堆堆芯温度的相应变化自动消除，从而不会发生任何由于反应堆功率飙升而引发的放射性事故。

10、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述反应堆堆芯安装在装满高沸点载热剂的载热剂池下部；当外部事故引起全厂长期断电的情况下，反应堆可凭借其内在的自动安全机制，依靠堆芯内流动固体核燃料中的载热剂温度升高，密度减小，在载热剂池内产生自然循环，将反应堆内的全部剩余发热通过余热换热器排放到大气层中。

11、根据权利要求1所述的快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述反应堆及其主要系统的运行，完全由计算机控制而无需操纵人员干预，从而排除人因安全事故。

12、根据权利要求1所述的安全快速增殖与转化核燃料的方法，其特征在于，所述流动固体核燃料进入反应堆厂房后，就只能按设计流程自动进行重复使用，直至成为乏材料后自动入地下的乏材料储存室储存，最后在国际的权威安全机构的监督下，将乏材料取出，并运往由国际的权威安全机构直接控制下的乏材料后处理厂处理。

13、一种安全快速增殖与转化核燃料的装置，其特征在于，该装置包含：

流动固体核燃料与增殖料制备室(3)，其中设有流动固体核燃料与增殖料制备与分配装置，并与包括燃料球及增殖球的核材料球输入管(1)、载热剂输入管(2)、燃料球及增殖球进入管(4a)及(4b)、以及燃料球及增殖球再循环管(24a)及(24b)相连接；

载热剂池(6)，其中装满液态的高沸点载热剂，其液面上有一层稍低于大气压的气体空间；

反应堆堆芯(5)，由多层环状区间构成，包括核燃料区(502)、外增殖区(503)、上增殖区(504)、下增殖区(505)和载热剂流道区(501)，一并安装于载热剂池的下部，与燃料球及增殖球进入管(4a)及(4b)、以及燃料球及增殖球排出管(22a)及(22b)相连接；

若干换热器(9)，安装于载热剂池(6)的上部，与其上的载热剂泵(8)、工质输送管(10)及工质回流管(12)相连接；

一对余热散热器(15)，安装于载热剂池(6)的上部，与其上的载热剂进、出口管(16)、(17)及散热空气进、出口管(19)、(20)相连接；

若干后备停堆管(13)，安装在反应堆堆芯内中心贴近燃料区(502)的周圈上，并与相应的传动装置(14)相连接；

环状反应堆初级屏蔽层(18a)，环绕在反应堆堆芯(5)之外；

核燃料及增殖料循环室(23)，与燃料球及增殖球排出管(22a)及(22b)、燃料球及增殖球再循环管(24a)及(24b)、冷却空气进、出口管(28)、(29)、以及乏材料储存室(25)相连接；

乏材料储存室(25)，与乏材料出口阀门(26)、冷却空气进、出口管(28)、(29)，以及燃料球及增殖球循环室(23)相连接；

排放热空气的烟囱(21)，与散热空气进、出口管(19)、(20)以及冷却空气进、出口管(28)、(29)相连接；

完全自动控制运行的计算机系统(11a)。

14、一种安全快速增殖与转化核燃料的装置，其特征在于，该装置包含：

流动固体核燃料与增殖料制备室(3)，其中设有流动固体核燃料与增殖料制备与分配装置，并与包括燃料球及增殖球的核材料球输入管(1)、载热剂输入管(2)、燃料球及增殖球进入管(4a)及(4b)、以及燃料球及增殖球再循环管(24a)及(24b)相连接；

多腔预应力混凝土压力壳(31)，包括一个充满具有一定压力的气体或液体载热剂的中心腔(32)和一圈多个空腔(33)，其中安装有下述反应堆主体及其一回路设备；

反应堆堆芯(5)，位于中心腔内，由多层环状区间构成，包括核燃料区(502)、外增殖区(503)、上增殖区(504)、下增殖区(505)和载热剂流道区(501)，与燃料球及增殖球进入管(4a)及(4b)、以及燃料球及增殖球排出管(22a)及(22b)相连接；

若干换热器(9)，安装于周围的空腔(32)内，与相应的载热剂泵(8)，工质输送管(10)及工质回流管(12)相连接；

若干余热散热器(15)，安装于堆芯周围，与散热空气进、出口管(19)、(20)相连接；

若干后备停堆管(13)，安装在反应堆堆芯内中心贴近燃料区(502)的周圈上，并与相应的传动装置(14)相连接；

环状反应堆初级屏蔽层(18a)，环绕在反应堆堆芯(5)之外；

燃料球及增殖球循环室(23)，与燃料球及增殖球排出管(22a)及(22b)、核燃料及增殖料循环管(24a)及(24b)、冷却空气进、出口管(28)、(29)、以及乏材料储存室(25)相连接；

乏材料储存室(25)，与乏材料出口阀门(26)、冷却空气进、出口管(28)、(29)，以及燃料球及增殖球循环室(23)相连接；

排放热空气的烟囱(21)，与散热空气进、出口管(19)、(20)以及冷却空气进、出口管(28)、(29)相连接；

完全自动控制运行的计算机系统(11a)。

15、权利要求14所述的安全快速增殖与转化核燃料的装置，其特征在于，该装置中采用载热剂本身作为发电工质的直接循环装置(34)发电，安装于围绕中心空腔一圈的多个空腔(32)内，与其上的载热剂进、出口管(35)(36)，以及冷却介质进、出口管(38)、(39)相连接。

16、根据权利要求14所述的安全快速增殖与转化核燃料的装置，其特征在于，该装置中采用的流动固体核燃料中使用一种组合球型元件(46)，将固体燃料球(30)组装在一个较大的薄壁空心球壳(47)内，以减少载热剂的流动阻力，并可调节反应堆芯的铀-水比；该球壳表面开有众多小孔，其形状与大小允许载热剂自由通过，但固体燃料球不能漏出。

17、根据权利要求14所述的安全快速增殖与转化核燃料的装置，其特征在于，该装置中采用的耐压外壳为钢制反应堆压力壳(41)，而不是多腔预应力混凝土压力壳(31)，而其换热器(9)、循环泵(8)、或直接循环装置(34)，也均分别装于分置的各自耐压外壳内，与反应堆压力壳(41)之间用高压管道相连接。

Images