CN102568624A - 高温超临界核反应堆 - Google Patents

Abstract

本发明高温超临界核反应堆是采用球形固体作为核反应堆的冷却剂，不同于一般反应堆采用轻水、重水、气体、液钠。球形固体冷却剂可以是外敷碳化硅的石墨球、不锈钢钢球、以不锈钢作为包壳的石墨球等。利用球形固体滚动性良好的特点，使其在反应堆内受热后在重力作用下滚动到蒸汽发生器，达到热量由反应堆传递到蒸汽发生器的目的。这种反应堆对于热中子堆和快中子堆都是适用的，可以使用天然铀、低浓缩铀、高浓缩铀、钚、钍作为核燃料。蒸汽发生器输出的高温蒸汽/水的温度可以达到900℃，可以达到火电站同样的参数，可以满足超临界甚至超超临界的要求，具有较高的安全性和可靠性。

Description

高温超临界核反应堆

技术领域

本发明属于核反应堆工程先进堆型研究设计领域

背景技术

目前核电厂使用的反应堆主要是压水堆，少量沸水堆和高温气冷堆。但由于核电厂潜在的核泄露危险，造成人们对核电厂安全的担心，核电的发展受到了限制。如何改进核电厂的设计，提高核电厂的安全性和经济性是各国核电设计者努力的目标。

发明内容

本发明是采用球形固体作为核反应堆的冷却剂，不同于一般反应堆采用轻水、重水、气体、液钠。球形固体冷却剂可以是外敷碳化硅的石墨球、不锈钢钢球、以不锈钢作为包壳的石墨球等。利用球形固体滚动性良好的特点，使其在反应堆内受热后在重力作用下滚动到蒸汽发生器，达到热量由反应堆传递到蒸汽发生器的目的。这种反应堆对于热中子堆和快中子堆都是适用的，可以使用天然铀、低浓缩铀、高浓缩铀、钚、钍作为核燃料。蒸汽发生器输出的高温蒸汽/水的温度可以达到900℃，可以达到火电站同样的参数，可以满足超临界甚至超超临界的要求，具有较高的安全性和可靠性。

本发明对热中子、快中子反应堆都适用，对于热中子堆，总体设计方案如下：

冷却剂采用外敷碳化硅层的石墨球，石墨在反应堆中既作慢化剂又作冷却剂。碳化硅用来使石墨球有高的硬度。核燃料可以是天然铀、低浓缩铀、高浓缩铀、钍，包裹在石墨基体中，也可以以金属作为包壳制成燃料棒。反应堆和蒸汽发生器之间用有一定坡度的内壁光滑的管道连接，石墨球在反应堆内受重力作用下落到蒸汽发生器，蒸汽发生器里面预留了许多供石墨球流过的通道，石墨球一直下落流出蒸汽发生器。蒸汽发生器与反应堆之间有提升传送装置，该装置把石墨球提升到高于反应堆容器上顶面的高度，石墨球经过通道又下落到反应堆中。如此不断循环，石墨在反应堆内受热后，把热量传递给蒸汽发生器，蒸汽发生器再把热量传递给汽轮机厂房给水。这就是本发明高温超临界核反应堆的传热过程。这种传热方式有很多优点，传热效率高、传热速度快、安全性高，没有液体传热过程的热工水力学问题，可以在较高的温度参数下工作。尤其是使反应堆在无水的环境下运行，没有蒸汽爆炸的危险。反应堆、蒸汽发生器、石墨球提升传送装置、石墨球下落通道一起构成了一回路系统，可以把反应堆产生的热量传出到蒸汽发生器。只要控制提升传送装置传送速度就可以调节冷却剂流量。基于这样的传热过程，需要把原有的反应堆做一些修改，使之适应。

石墨球是依靠提升传送装置获得高度的，提升传送装置类似于电动扶梯，可以用电动机带动。一回路导热过程对于反应堆的安全很重要，为了提高传送装置的可靠性，可以设置两套电动机驱动，一套采用交流电动机，一套采用直流电动机，以便在失去外部电源的情况下，可以使用普通蓄电池驱动。这种传送装置对于密封性并没有要求，因而还可以使用蒸汽发生器的蒸汽驱动，可以设置一小汽轮机，来驱动提升传送装置，这样反应堆可以不依赖外部电源也可以稳定运行，可靠性有很大的提高。提升传送装置技术上比较成熟，不需要在高压力的环境中运行，可靠性要比压水堆的主泵高。且因石墨球和核燃料之间是固体传热，传热效率高，并不需要靠加大冷却剂流量来获得高的传热效率，提升传送装置耗电功率也较小。

为了提高反应堆的安全性，有效导出事故工况下堆芯余热，在反应堆容器内预留了注水通道，用于对堆芯冷却。注水通道在正常运行时里面是空的，只有在反应堆停堆关闭的情况下，正常余热导出系统不能使用时，才会投入使用。反应堆设置堆芯补水系统，由安注箱和阀门组成，事故工况下，触发堆芯注水信号，打开注水阀门，水箱中的水依靠重力流入堆芯，实现堆芯冷却。此外还设置了循环回路导出堆芯余热，自然循环和强迫循环，系统由水箱、循环水泵、热交换器、阀门组成，水箱设在高于反应堆的位置，形成高度差，通过自然循环导出堆芯热量，如果水泵有效，能正常驱动，也可以通过强迫循环，导出堆芯余热。

注水通道还可以用于注入重水，提高慢化能力。如果使用天然铀作为核燃料。反应堆使用石墨作慢化剂，也是冷却剂，反应堆布置较为紧凑，也可以获得高的燃耗深度。但随着堆内反应性减少，反应堆不能再达到临界，这时可以在预留的注水通道里面注入重水。重水的注入使堆内慢化剂慢化能力有很大提高，可以使反应堆重新达到临界，进一步加深燃耗，充分利用核燃料。为了防止重水沸腾变成蒸汽，需要使用稳压器，使重水受压不沸腾汽化。但这样反应堆只能在较低的参数运行，一般应低于330℃。注入重水并不会影响到反应堆的安全，紧急情况下用于冷却堆芯的系统仍然能够发挥作用。

反应堆还设置类似于气冷堆的气体导热系统，两根管道把反应堆容器和蒸汽发生器相连，组成一个回路，系统装有一小型风机，当固体冷却剂提升传送装置停止运行时，可以把热量从反应堆导出到蒸汽发生器。反应堆内正常运行时充满氮气，气体导热系统以氮气作冷却剂导出堆芯余热。氮气导热性能不如氦气，但是比较容易获得，系统只设计用于导出堆芯余热，还是可以的。风机设计成既可以使用交流电机驱动，又可以使用直流电机驱动，以便在事故情况下，可以用普通蓄电池驱动，使系统有比较高的可靠性。如果设置干燥剂、裂变产物吸附剂旁路，正常情况下还可以用于排除堆芯水分，吸附裂变产物。使反应堆有一个干燥无水的环境。使用裂变产物吸附剂可以防止气态裂变产物失控向外部环境释放。一般来说蒸汽发生器的水来源是可靠的，它与常规岛除盐水箱相连，气体导热系统可以独立导出堆芯余热。为了防止石墨球进入通气管道堵塞管道，需要在反应堆内的管道端口设置金属丝罩。

反应堆容器外壁螺旋式的布置不锈钢管道，外围用石墨填充，事故情况下可向管道通水，导出反应堆热量。反应堆容器内大量的石墨具有很好的导热能力，且石墨具有一定储存热量的能力，事故工况下热量能传导给反应堆容器外壁，对反应堆容器外壁冷却可以有效降低反应堆温度，导出堆芯余热，反应堆容器损坏可能性很低，只要对反应堆容器外壁冷却，可以达到冷却堆芯的目的。即使在堆芯熔化的情况下，注水通道不可用时，也可以用这个系统冷却反应堆。系统设计成既可以通过自然循环也可以通过强迫循环导出热量，由水箱、水泵、热交换器组成，水箱设置在反应堆上方，系统与设备冷却水系统相连，可以把热量传导到外部。水不直接经过堆芯，放射性水平比较低，这个设计为严重事故情况下利用外部力量冷却反应堆提供了便利。

反应堆容器上方设有备用固体冷却剂箱，内储存有大量石墨球，事故工况下，可以用来向堆芯补充冷却剂，还可以用来扩散堆芯热量到安全壳，提高反应堆固有安全性。

为了提高反应堆的固有安全性，用一根内部填充石墨的大口径钢管把反应堆和蒸汽发生器连接起来，堆芯过热时核燃料把热量传给堆内结构材料石墨，反应堆内一般情况下也充满石墨，热量通过钢管传导到蒸汽发生器，可以减轻事故，这是一个非能动的堆芯余热导出过程。事故情况下堆内温度可达1500℃以上，蒸汽发生器用普通水冷却，温差较大，导热效果还是很可观。一般来说，即使提升传送装置停止运行，固体冷却剂并不会流失，这样在反应堆和蒸汽发生器之间增加了一个固体传热通道，提高了事故工况下堆芯余热向外部扩散能力，反应堆固有安全性大为提高。

反应堆正常运行时，注水通道是空的，一般不允许水进入。为此，设置了氮气注入装置，氮气从氮气罐注入到通道，把水排出通道。为了应对堆芯熔化事故，还引进了液氮，液氮储存在反应堆厂房外液氮罐中，堆芯熔化时，打开阀门向堆芯注入液氮，防止堆芯进一步熔化。但一般来说只有其它堆芯冷却措施均已设施失效的情况才使用。液氮注入时，需要打开一回路，以防一回路超压。液氮可能会使安全壳超压，需要打开安全壳卸压阀，排放过量氮气，氮气通过过滤后向外部排放。当然这仅限于处理堆芯熔化事故的情况。反应堆正常运行可以在常压下进行，一回路也是封闭的，充满氮气作为保护性气体，阻止氧气进入反应堆。

反应堆安全壳采用目前AP1000的设计，即非能动安全壳冷却系统。也使用双层安全壳，反应堆内大量的石墨具有良好的导热能力，除非发生注水通道被熔化破裂事故，安全壳内是无水的，大量的石墨可以把堆芯热量传给堆芯外结构材料，再传给钢制安全壳，非能动安全壳冷却系统，最后把热量传出到外界。石墨具有耐高温能力，即使发生堆芯熔化事故也能很好的包覆核燃料，把余热导出到外界。安全壳内充以氮气，隔离氧气，防止高温下石墨与氧气反应。

为了阻止严重事故情况下放射性物质大量向大气排放，可以在反应堆厂房外再加一层铁丝网，这类似于足球场的外墙，铁丝网上覆盖一层保温棉。保温棉可以吸附放射性裂变产物，起到过滤放射性裂变产物的作用，热气流可以通过保温棉向外界扩散。这样放射性物质的释放被局限在反应堆厂房，减轻了事故后果。即使在安全壳被炸开的情况下，只要保持保温棉完好覆盖铁丝网就可以阻止放射性裂变产物向大气排放，有利于外界处理核事故。

核燃料可以是天然铀、低浓缩铀、高浓缩铀、钚、钍。这种反应堆核燃料的选择具有很大的灵活性，可以根据实际参数需要选择不同类型的核燃料，不同的浓度，核燃料利用率较高。如果使用天然铀，反应堆后期反应性比较少，需要注入重水以获得更深燃耗，这样反应堆只能在较低的参数运行，但是经济性良好。理论上可以使用碳化铀作为核燃料，碳化铀性能比二氧化铀好，但是蒸汽发生器传热管破裂时少量蒸汽可能会进入反应堆，注水通道高温下也可能熔化破裂导致蒸汽进入反应堆，所以并不支持使用。如果反应堆内完全无水，不使用水来冷却堆芯，类似于高温气冷堆，则可以使用碳化铀。浓缩铀核燃料可以制成柱状的，也可是球形的，核燃料包裹在石墨基体中，球形核燃料可以实现不停堆换料，这已经在一些高温气冷堆实现。由于石墨反应堆体积大，功率密度低，核燃料可以比较分散，反应堆固有安全性好。

理论上，可以让冷却剂石墨球直接与二回路水接触，类似于沸水堆，这样会有比较好的传热效果，但是难以保证二回路的水事故工况下不进入反应堆，水具有慢化中子和吸收中子能力，使反应堆控制变得复杂，鉴于切尔诺贝利核事故，并不支持这样做。

反应堆的控制可以使用金属材料控制棒，也可以使用硼制成的控制棒。理论上可以在固体冷却剂里面加入硼球，但硼球存在回收的问题。直接使用硼棒效果更好，而且硼的浓度可以有很大选择范围，硼棒也可以用来调节反应性。

正常情况下核反应均在无水的环境中进行，这样反应堆可以在较高的温度运行。选用耐高温材料，反应堆运行温度可以达到1000℃。且采用固体导热，没有水，没有发生蒸汽爆炸的危险，没有放射性裂变产物随水蒸汽大范围扩散的危险，即使在最严重的堆芯熔化事故情况下也只有少量气态裂变产物泄露到外部。燃料元件包壳可以不使用锆合金，而用碳化硅材料做包壳，包敷在石墨基体中，可以防止发生氢气爆炸。

石墨球进入到蒸汽发生器，由于石墨具有良好导热能力，与二回路水相比温差较大，传热效果良好，不需要使用细小的传热管，因此蒸汽发生器可靠性比较高。石墨球与二回路有很高的导热效率，只需一个蒸汽发生器就可以导出堆芯热量。因此，反应堆系统大为简化。石墨球可以在很高的温度参数运行，可以使蒸汽发生器输出蒸汽温度达到550℃，具有和常规火电厂同样高的参数。蒸汽发生器传热管可以比较厚，可以在高压下运行，满足超临界甚至超超临界的要求，大大提高核电厂热效率。较高的温度参数，使这种反应堆也可以用于煤的气化、高温电解制氢、供热、炼油、海水淡化等行业，还可以直接驱动氦气轮机发电。

本发明对于快中子反应堆也是适用的，总体设计方案如下：

冷却剂采用不锈钢钢球，不锈钢具有良好的导热能力，可以和液钠相比，但是安全性、稳定性比液钠好很多。以不锈钢钢球作为冷却剂，反应堆的控制大为简化，反应堆的安全性大为提高。不锈钢具有良好的耐高温能力，不存在液钠那样的安全性和稳定性问题，不存在液体沸腾引入正反应性的问题。只要保证足够的钢球流量，可以有效导出堆芯热量，可以满足快中子反应堆产热多，功率密度大的要求。

反应堆一回路系统由反应堆、中间热交换器、钢球提升传送装置、钢球下落通道组成，钢球不断循环流动导出堆芯热量。控制钢球传送速度，可以控制传热速度，这可以根据反应堆具体设计参数选择。

反应堆安全保护系统和热中子反应堆方案的一致，用于事故工况下导出堆芯余热。气体余热导出系统直接与蒸汽发生器相连。由于快中子反应堆功率密度大，为了获得良好的导热效果，需要使用氦气作为导热气体。一回路处于常压密闭的氦气环境中，不再需要重水注入系统。反应堆使用不锈钢钢球作为传热媒介，由于不锈钢感生放射性较强，需要再加一个石墨球导热循环回路，才能把热量传到蒸汽发生器。两回路使用中间热交换器实现热交换，中间热交换器也是采用固体与固体热交换，传热效果好，换热器体积可以比较小，可以承受很高的温度，但需要再加一套固体冷却剂提升传送装置。经过两次回路热交换，最后热量传送到蒸汽发生器。反应堆和蒸汽发生器之间用内填充石墨的钢管连接，事故工况下，反应堆可以把热量直接通过固体导热传给蒸汽发生器，这样的设计可以提高反应堆的固有安全性。多道安全屏障使反应堆安全性可以达到热中子反应堆的水平。

反应堆使用铀-238和钚-239作为核燃料。由于铀-238在自然界中储量更为丰富，所以这种反应堆具有更高的经济性。如果能够把自然界的核裂变材料都利用起来，产生的能量可以满足人类几千年的需求。本发明提供的快中子反应堆设计方案，可以安全可靠的充分利用核燃料。

附图说明

图1热中子高温超临界核反应堆系统图

1反应堆容器  2蒸汽发生器  3风机  4冷却水泵  5热交换器  6电动机

7石墨球提升传送装置  8汽动机  9备用石墨球箱  10堆芯冷却水泵  11液氮罐

12重水水箱  13稳压器  14氮气罐  15安注箱  16反应堆容器冷却水箱

17堆芯冷却水箱  18热交换器  19干燥剂、裂变产物吸附剂

图2快中子高温超临界核反应堆系统图

1反应堆容器  2固体热交换器  3风机  4冷却水泵  5热交换器  6电动机

7不锈钢钢球提升传送装置  8汽动机  9备用不锈钢钢球箱  10堆芯冷却水泵

11液氮罐  12氮气罐  13安注箱  14反应堆容器冷却水箱  15堆芯冷却水箱

16热交换器  17干燥剂、裂变产物吸附剂  18蒸汽发生换器  19电动机

20汽动机  21备用石墨球箱

具体实施方式

本发明提供了高温超临界核反应堆的原理和总体设计方案，具体实施还需要根据实际需要做详细设计，需要建设实验堆或原型堆获得重要的参数。

Claims (5)

1.高温超临界核反应堆，其特征在于：使用球形固体作为反应堆冷却剂，用来导出反应堆的热量。

2.如权利要求1所述的高温超临界核反应堆，其特征在于：反应堆系统既适合热中子反应堆，也适合快中子反应堆。

3.如权利要求1所述的高温超临界核反应堆，其特征在于：反应堆内预留了注水通道，可以用于堆芯的冷却。

4.如权利要求1所述的高温超临界核反应堆，其特征在于：反应堆容器外壁布置螺旋式冷却水管，用以冷却反应堆。

5.如权利要求1所述的高温超临界核反应堆，其特征在于：使用液氮来处理堆芯熔化事故。

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