CN102915774A - 核反应堆以及核反应堆停堆方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核反应堆以及反应堆停堆方法。根据本发明实施例的反应堆包括：反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒；以及中子吸收剂，所述中子吸收剂设置在所述反应堆堆芯下方。该核反应堆能够有效地提高核反应堆的安全性能。根据本发明实施例，本发明还公开了一种核反应堆的停堆方法，所述核反应堆包括燃料棒容器，所述燃料棒容器内设置有燃料棒，所述停堆方法包括：在所述反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂。利用该停堆方法，能够有效地在核反应堆发生事故时，减少燃料棒材料的熔化泄露。

Description

核反应堆以及核反应堆停堆方法

技术领域

本发明涉及核领域。具体地，涉及一种核反应堆以及核反应堆停堆方法。

背景技术

核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂基本上都是利用核裂变反应而发电。核能发电不像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，因此核能发电不会造成空气污染。另外，核能发电不会产生加重地球温室效应的二氧化碳。核燃料的能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便。核能发电的成本中，燃料费用所占的比例较低，核能发电的成本较不易受到国际经济的影响，故发电成本较其他发电方法稳定。然而，核电站的核反应堆内有大量的放射性物质，如果在事故中释放到外界环境，会对生态及民众造成巨大伤害。以日本福岛核电站事故为例，核电站如果发生事故所造成的灾难是巨大的。从19世纪70年代投入运行以来，日本福岛第一核电站利用六个沸水堆，通过铀核裂变来产生热能。核心周围的水沸腾后变成水蒸气，推动涡轮从而发电。福岛第一核电站的反应堆由一个钢与混凝土构成的厚实外壳(第一层安全壳)保护着，另外还配有一个蓄水库，防止反应堆过热。正常情况下，当核心过热时，抑压池可以起到保护第一层安全壳的作用，这时阀门会打开，水蒸气就能进入抑压池内冷凝，减缓压力过大造成的危险。然而，日本地震造成各种控制系统和水泵的电力供应被切断，而海啸又使备用发电机组无法工作。自地震以来，由于冷却水的供应不足，造成反应堆核心中的燃料棒一直处于过热状态。如果工程师们无法成功冷却受损燃料核心，浓缩铀会像具有放射性的熔岩，烧穿安全壳，或者让具有放射性的水蒸气从系统裂缝流入外界。因而，如何应对当核电站中的核心燃烧棒链式反应失控而造成的事故，是亟待需要解决的问题。

发明内容

本发明旨在至少解决现有技术中存在的技术问题之一。为此，本发明的一个目的在于提出一种安全的核反应堆。

本发明是基于发明人的下列发现而完成的：目前在核电站中，核反应堆的燃料棒主要采用二氧化铀。二氧化铀是一种深褐色粉末，其密度为10.96g/cm³，熔点为2878摄氏度。目前主要采用二氧化铀的原因是其熔点高，能够防止燃料棒在高温下熔化。通常，在核反应堆中会设置控制棒，以防止燃料棒温度过高而熔化。然而，实际上在核反应堆的运转过程中，一旦燃料棒材料的发热反应失控，例如控制棒弯曲卡死，就会无法减缓燃料棒材料的链式反应，或者，核分裂反应过于剧烈，控制棒不足以控制燃料棒的链式反应，则温度会持续升高，无论燃料棒的熔点多高，都能够足以将燃料棒熔化，并且，在高温下中子吸收材料会发生挥发，进而燃料棒材料会发生二次聚集。通常，如果冷却失灵，燃料棒的温度超过一定限度，例如1000摄氏度，就说明温度的升高已经基本上失控。这样，就会发生燃料棒材料熔穿炉底。而一般的岩石的熔点低于2000摄氏度，因而，熔化的高温液态燃料棒材料会熔化岩石，另外，由于二氧化铀的密度大，因而会一直向底层下部下沉，甚至熔穿地壳。在熔穿的过程中，会造成不可控的大量放射性污染。实际上，据信日本福岛核电站被熔掉的燃料棒已经熔到地壳深处去了。这样，即使发生很小的事故，也会造成非常严重的后果，而没有回旋的余地。本发明是基于纵深防御的思路，提出了为核反应堆提供一项或者多项备用措施，以便在燃料棒的升温失控、冷却失灵时，能够尽可能地减少核反应堆的核燃料材料泄露，从而提高了核反应堆的安全性能。所述纵深防御是指在核反应堆失控时，为了达到使放射性物质不泄露的目标，采取逐步降低防御标准和设置多重屏障的措施来控制或停止核反应，使放射性物质始终处于可控状态。为此，根据本发明的实施例，提供了一种核反应堆，包括：反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒；以及中子吸收剂，所述中子吸收剂设置在所述反应堆堆芯下方，并且中子吸收剂优选在空间上包围反应堆堆芯。所述中子吸收剂的作用是吸收中子，迅速停止核反应。将中子吸收剂设置在反应堆堆芯的下方，当燃料棒的持续升温使得燃料棒材料发生熔化时，熔化的燃料棒材料在重力的作用下能自动进入中子吸收空间，并与设置在反应堆堆芯下方的中子吸收剂接触，从而中子吸收剂能够降低核裂解反应的反应速度，从而可以作为核反应堆在发生事故时的防线，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。

根据本发明的实施例，核反应堆还可以具有下列附加技术特征：

根据本发明的一个实施例，所述中子吸收剂的熔点高于所述燃料棒的熔点。由此，不仅可以避免高温的燃料棒材料熔化中子吸收剂，而且还可以给燃料棒材料预留一定的升温空间，容许燃料棒材料熔化到中子吸收剂中后还有一定的核反应“惯性”，进一步确保核反应堆的安全性能。所述核反应“惯性”是指熔化的燃料棒材料进入中子吸收空间后，核反应并未立即停止，而需经过中子吸收剂逐渐将中子吸收后才停止。

根据本发明的一个实施例，反应堆堆芯进一步包括燃料棒外壳，所述燃料棒设置在所述燃料棒外壳内，其中，所述燃料棒外壳的熔点高于所述燃料棒的熔点。由此，可以进一步保护燃料棒，使得燃料棒材料在温度较低、反应未失控时，封闭燃料棒，保证反应堆清洁地运行，并使反应过程中产生的有害物质不外泄，提高反应堆的安全性能。

根据本发明的一个实施例，所述燃料棒外壳底部设置有通孔，所述通孔由熔点低于所述燃料棒外壳的材料封闭，此外，所述封闭通孔的材料的熔点还要低于中子吸收剂的熔点。由此，避免高温的的燃料棒材料熔化燃料棒外壳，同时也避免高温的封闭通孔的材料熔化中子吸收剂。当燃料棒温度升高到设计认为反应已经失控的温度时，封闭通孔的材料熔化，为即将或已经熔化的燃料棒材料打开泄流通道，实施纵深防御，进一步确保核反应堆的安全性能。

根据本发明的一个实施例，所述中子吸收剂呈板状。由此，便于中子吸收剂与熔化的燃料棒材料接触，从而提高中子吸收剂降低核裂解反应速度的效率。

根据本发明的一个实施例，所述板状中子吸收剂上形成有多个均匀分布的底端封闭的孔。由此，可以增加中子吸收剂与熔化的燃料棒材料的接触面积，从而进一步提高中子吸收剂降低核裂解反应速度的效率。

根据本发明的一个实施例，进一步包括冷却装置，所述冷却装置用于对所述中子吸收剂进行冷却。由此，能够进一步提高中子吸收剂的停堆效率，进而提高核反应堆的安全性能，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。

根据本发明的一个实施例，所述燃料棒由纯铀制成。采用较低熔点的燃料棒材料能够确保当核电站发生事故，其他保障措施都失效、燃料棒材料在高温下发生熔化时，熔化的燃料棒材料不会熔化岩石，从而造成大面积泄露。

本发明的另一方面，提供了一种核反应堆停堆方法，根据本发明的实施例，所述核反应堆包括反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒，所述方法包括：在所述反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂，并且中子吸收剂在空间上包围反应堆堆芯。所述中子吸收剂的作用是吸收中子，迅速停止核反应。通过在反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂，当燃料棒持续升温使得燃料棒材料发生熔化时，熔化的燃料棒材料在重力的作用下能自动进入中子吸收空间，并与设置在反应堆堆芯下方的中子吸收剂接触，从而中子吸收剂能够降低核裂解反应的反应速度，从而可以作为核反应堆在发生事故时的一道防线，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。

根据本发明的实施例，核反应堆停堆方法还可以具有下列附加技术特征：

根据本发明的一个实施例，所述中子吸收剂的熔点高于所述燃料棒的熔点。由此，可以避免高温的燃料棒材料熔化中子吸收剂，而且还可以给燃料棒材料预留一定的升温空间，容许燃料棒材料熔化到中子吸收剂中后还有一定的核反应“惯性”，进一步确保核反应堆的安全性能。所述核反应“惯性”是指熔化的燃料棒材料进入中子吸收空间后，核反应并未立即停止，而需经过中子吸收剂逐渐将中子吸收后才停止。

根据本发明的一个实施例，所述中子吸收剂呈板状，所述板上形成有多个均匀分布的底端封闭的孔。由此，便于中子吸收剂与熔化的燃料棒材料接触，可以增加中子吸收剂与熔化的燃料棒材料的接触面积，从而提高中子吸收剂降低核裂解反应速度的效率。

根据本发明的一个实施例，进一步包括对所述中子吸收剂进行冷却。由此，能够进一步提高中子吸收剂的停堆效率，进而提高核反应堆的安全性能，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。

本发明的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。

附图说明

本发明的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：

图1是根据本发明的一个实施例的核反应堆的示意图；

图2是根据本发明的一个实施例的燃料棒的示意图；

图3是根据本发明又一个实施例的燃料棒的示意图；

图4是根据本发明一个实施例的中子吸收剂的示意图；

图5是根据本发明另外一个实施例的中子吸收剂的示意图。

具体实施方式

下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，仅用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。

在本发明的描述中，术语“纵向”、“横向”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明而不是要求本发明必须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。

本发明中所使用的术语“核反应堆”应作广义理解，可以是任何涉及到核材料燃烧的任何反应堆，可以是发生核裂变的核反应堆，也可以是发生核聚变的核反应堆，例如根据本发明实施例的核反应堆包括但不限于在核电站中所使用的核反应堆。

目前在核电站中，核反应堆的燃料棒主要采用二氧化铀。二氧化铀是一种深褐色粉末，其密度为10.96g/cm³，熔点为2878摄氏度。目前主要采用二氧化铀的原因是其熔点高，能够防止燃料棒在高温下熔化。通常，在核反应堆中会设置控制棒，以防止燃料棒温度过高而熔化。然而，实际上在核反应堆的运转过程中，一旦燃料棒材料的发热反应失控，例如控制棒弯曲卡死，就会无法减缓燃料棒材料的链式反应，或者，核分裂反应过于剧烈，控制棒不足以控制燃料棒的链式反应，则温度会持续升高，无论燃料棒的熔点多高，都能够足以将燃料棒熔化，并且，在高温下中子吸收材料会发生挥发，进而燃料棒材料会发生二次聚集。通常，如果冷却失灵，燃料棒的温度超过一定限度，例如1000摄氏度，就说明温度的升高已经基本上失控。这样，就会发生燃料棒材料熔穿炉底。而一般的岩石的熔点低于2000摄氏度，因而，熔化的高温液态燃料棒材料会熔化岩石，另外，由于二氧化铀的密度大，因而会一直向底层下部下沉，甚至熔穿地壳。在熔穿的过程中，会造成不可控的大量放射性污染。实际上，据信日本福岛核电站被熔掉的燃料棒已经熔到地壳深处去了。这样，即使发生很小的事故，也会造成非常严重的后果，而没有回旋的余地。本发明是基于纵深防御的思路，提出了为核反应堆提供一项或者多项备用措施，以便在燃料棒的升温失控、冷却失灵时，能够尽可能地减少核反应堆的核燃料材料泄露，从而提高了核反应堆的安全性能。

为此，发明人提供了一种新的核反应堆的设计方案。下面参考图1-图5，对根据本发明的实施例的核反应堆1000进行详细描述。

参考图1，根据本发明实施例的核反应堆1000包括反应堆堆芯100和中子吸收剂400。根据本发明的实施例，所述反应堆堆芯100中设置有燃料棒200和控制棒300。正常工作状态下，设置在反应堆堆芯100内的燃料棒200会发生核反应，例如核裂变反应，从而产生大量的热能，可以用于例如发电。通常而言，在核电站的运行中，燃料棒200是核反应堆1000的供热源，其原理是通过用中子轰击燃料棒材料，启动裂变反应并产生更多的中子，从而发生能够产生巨大能量的链式反应。正常情况下，通过设置控制棒300，上述链式反应是可控的，因而燃料棒材料的温度不会持续升高。然而，一旦常规手段失灵，燃料棒200的链式反应失控，由于燃料棒200的反应例如核裂变反应是链式反应，因而燃料棒200的裂变反应会十分剧烈，进而温度会持续升高，如前所述，最终将会使得燃料棒200熔化成为液态，如果处理不当，将会对环境造成巨大的危害。根据本发明的实施例，将中子吸收剂400设置在反应堆堆芯100的下方，当燃料棒200的持续升温使得燃料棒材料发生熔化时，熔化的燃料棒材料会与设置在反应堆堆芯100下方的中子吸收剂400接触，中子吸收剂400能够吸收熔化的燃料棒材料的中子，能够降低核裂解反应的反应速度，从而可以作为核反应堆1000在发生事故时的防线，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染，可以作为核反应堆的高可靠备份停堆措施。这里所使用的术语“停堆”是指当发生危及反应堆安全的事件时，为减轻或防止危险状态，安全保护自动动作，使反应堆停止或者降低核裂变反应的措施。

在本发明中所使用的术语“中子吸收剂”是指任何能够吸收熔化的燃料棒材料中的中子的制剂，从而能够降低燃料棒核裂变反应速度，防止升温过快。根据本发明的实施例，能够用于本发明的中子吸收剂400的类型不受特别限制，只要能够吸收燃料棒材料中的中子，阻断其链式反应即可。根据本发明的一个实施例，所述中子吸收剂的熔点高于所述燃料棒的熔点。由此，可以避免高温的燃料棒材料熔化中子吸收剂，而且还可以给燃料棒材料预留一定的升温空间，容许燃料棒材料熔化到中子吸收剂中后还有一定的核反应“惯性”，进一步确保核反应堆的安全性能。所述核反应“惯性”是指熔化的燃料棒材料进入中子吸收空间后，核反应并未立即停止，而需经过中子吸收剂逐渐将中子吸收后才停止。根据本发明的一些示例，可以采用的中子吸收剂400为选自硼、钨的至少一种。硼和钨可以有效地吸收中子，从而更有效地提高核反应堆的安全性能，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。另外，硼和钨能够在燃料棒一旦熔化的情况下，可以与熔化的燃料棒液体形成液态合金，从而降低了燃料棒材料的聚合度，能够进一步降低反应速度，确保核反应堆1000的安全性能。根据本发明的实施例，可以将中子吸收剂400制成多孔材料，以增加中子吸收剂400与熔化的液态燃料棒材料的接触面积，提高吸收中子的效率，进而提高核反应堆的安全性能。根据本发明的一个具体示例，可以采用的中子吸收剂400为由硼制成的多孔材料。硼的熔点为2000度，在将硼制成多孔材料后，其比表面积显著增大，由此，能够增加熔化的燃料棒材料与中子吸收剂硼的接触面积，从而提高中子吸收剂与熔化的液态燃料棒材料反应吸收中子的效率，进而降低燃料棒材料的反应速度，更有效地提高核反应堆的安全性能，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。另外，根据本发明的实施例，可以将中子吸收剂400优选硼制成平板形状，由此，便于中子吸收剂与熔化的燃料棒材料接触，从而提高中子吸收剂降低核裂解反应速度的效率。根据本发明的一个实施例，所述板状中子吸收剂上形成有多个均匀分布的底端封闭的孔。由此，可以增加中子吸收剂与熔化的燃料棒材料的接触面积，从而进一步提高中子吸收剂降低核裂解反应速度的效率。

需要说明的是，在本文中所使用的术语“中子吸收剂”与“控制棒”的作用不同，控制棒是在核反应堆的正常运行过程中，对裂变反应进行控制的常规部件。然而，本文中所使用的术语“中子吸收剂”则作为一种异常状态下的防护措施，并非目前核反应堆的常规部件。

参考图2和图3，根据本发明实施例，燃料棒200在反应堆堆芯100内的设置方式并不受特别限制。根据本发明的一些实施例，反应堆堆芯100包括燃料棒外壳201。可以将燃料棒200设置在燃料棒外壳201内，其中，所述燃料棒外壳201的熔点高于燃料棒200的熔点。由此，可以进一步保护燃料棒200，使得在燃料棒材料在温度较低、反应未失控时，封闭燃料棒，保证反应堆清洁地运行，并使反应过程中产生的有害物质不外泄，提高反应堆的安全性能。另一方面，根据本发明的其他一些实施例，可以采用的燃料棒材料的熔点低于2000摄氏度，优选低于1500摄氏度。由于通常岩石的熔点低于2000摄氏度左右，因此，采用较低熔点的燃料棒材料也能够确保当核电站发生事故，其他保障措施都失效、燃料棒材料在高温下发生熔化时，熔化的燃料棒材料不会熔化岩石，从而造成大面积泄露。根据本发明的一个实施例，可以采用的燃料棒是由纯铀制成的。纯铀的熔点为1132.0摄氏度，可以满足上述要求，提高核反应堆的安全性能。具体地，可以为选自U-234、U-235、U-238的至少一种。本领域技术人员可以根据具体情况进行选择。另外，根据本发明的实施例，可以将核反应堆的核心部分中的其他部件(例如包括但不限于控制棒)的熔点选择为高于燃料棒材料的熔点。由此，可以避免这些部分先于燃料棒材料熔化，从而挤占在保护壳体为熔化的燃料棒材料预留的空间，降低了安全性能。

根据本发明的实施例，燃料棒200可以是作为一个整体设置在燃料棒外壳201内(如图2所示)，也可以是分段地设置在燃料棒外壳201内(如图3所示)。根据本发明的一个实施例，燃料棒外壳201底部设置有通孔(图中未示出)，通孔由熔点低于燃料棒外壳201的材料封闭。由此，避免高温的燃料棒材料熔化燃料棒外壳，进一步确保核反应堆的安全性能。根据本发明的实施例，通孔在燃料棒外壳201上的数目和位置并不受特别限制。优选通孔形成在燃料棒外壳201的底部。由此，在燃料棒熔化的早期，熔化的液态燃料棒材料即可以经由通孔流出，从而中子吸收剂400与燃料棒材料的反应，避免燃料棒材料熔穿岩层造成放射性污染，进一步提高核反应堆的安全性能。根据本发明的具体示例，在燃料棒外壳201的底部可以形成有多个通孔。由此，可以使得当燃料棒材料裂变反应失控，温度持续升高时，熔化的液态燃料棒材料能够快速地经由通孔流出，从而借助设置中子吸收剂400与燃料棒材料的反应，避免燃料棒材料熔穿岩层造成放射性污染。

根据本发明的实施例，参考图5，可以进一步包括冷却装置500，所述冷却装置500用于对所述中子吸收剂400进行冷却。由此，能够进一步提高中子吸收剂的停堆效率，进而提高核反应堆的安全性能，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。可以利用的冷却装置的类型不受特别限制，例如可以为水冷系统或者风冷系统。根据本发明的实施例，可以将冷却装置500设置在中子吸收剂400的外面，也可以将冷却装置500设置在中子吸收剂400内部，从而进一步提高冷却效果。

在本发明的另一方面，还提供了一种核反应堆的停堆方法。参考图1根据本发明的实施例，反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒。根据本发明实施例的停堆方法包括在反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂，并且中子吸收剂在空间上包围反应堆堆芯。所述中子吸收剂的作用是吸收中子，迅速停止核反应。通过在反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂，当燃料棒持续升温使得燃料棒材料发生熔化时，熔化的燃料棒材料在重力的作用下能自动进入中子吸收空间，并与设置在反应堆堆芯下方的中子吸收剂接触，从而中子吸收剂能够降低核裂解反应的反应速度，从而可以作为核反应堆在发生事故时的一道防线，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。

如前所详述的，在本发明中所使用的术语“中子吸收剂”是指任何能够吸收熔化的燃料棒材料中的中子的制剂，从而能够降低燃料棒核裂变反应速度，防止升温过快。根据本发明的实施例，能够用于本发明停堆方法的中子吸收剂的类型不受特别限制，只要能够吸收燃料棒材料中的中子，阻断其链式反应即可。根据本发明的一个实施例，中子吸收剂的熔点高于燃料棒的熔点。由此，可以避免高温的燃料棒材料熔化中子吸收剂，而且还可以给燃料棒材料预留一定的升温空间，容许燃料棒材料熔化到中子吸收剂中后还有一定的核反应“惯性”，进一步确保核反应堆的安全性能。所述核反应“惯性”是指熔化的燃料棒材料进入中子吸收空间后，核反应并未立即停止，而需经过中子吸收剂逐渐将中子吸收后才停止。根据本发明的一些示例，可以采用的中子吸收剂为选自硼、钨的至少一种。硼和钨可以有效地吸收中子，从而更有效地提高停堆方法的效率，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。另外，硼和钨能够在燃料棒一旦熔化的情况下，可以与熔化的燃料棒液体形成液态合金，从而降低了燃料棒材料的聚合度，能够进一步降低反应速度，确保停堆方法的效率。根据本发明的实施例，可以将中子吸收剂制成多孔材料，以增加中子吸收剂与熔化的液态燃料棒材料的接触面积，提高吸收中子的效率，进而提高核反应堆的安全性能。根据本发明的一个具体示例，可以采用的中子吸收剂为由硼制成的多孔材料。硼的熔点为2000度，在将硼制成多孔材料后，其比表面积显著增大，由此，能够增加熔化的燃料棒材料与中子吸收剂硼的接触面积，从而提高中子吸收剂与熔化的液态燃料棒材料反应吸收中子的效率，进而降低燃料棒材料的反应速度，更有效地提高停堆方法的效率，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。另外，根据本发明的实施例，可以将中子吸收剂优选硼制成平板形状，由此，便于中子吸收剂与熔化的燃料棒材料接触，从而提高中子吸收剂降低核裂解反应速度的效率。根据本发明的一个实施例，所述板状中子吸收剂上形成有多个均匀分布的底端封闭的孔。由此，可以增加中子吸收剂与熔化的燃料棒材料的接触面积，从而进一步提高中子吸收剂降低核裂解反应速度的效率。

根据本发明的实施例，停堆方法还可以进一步包括对中子吸收剂进行冷却。由此，能够进一步提高中子吸收剂冷却燃料棒材料的效率，有效地降低燃料棒材料裂解反应，进而提高核反应堆的安全性能，避免燃料棒材料对环境造成放射性污染。如前所述，参考图5，可以设置冷却装置来进行冷却。可以利用的冷却装置的类型不受特别限制，例如可以为水冷系统或者风冷系统。根据本发明的实施例，可以将冷却装置设置在中子吸收剂的外面，也可以将冷却装置设置在中子吸收剂内部，从而进一步提高冷却效果。当需要采取停堆措施时，启动冷却装置对中子吸收剂进行冷却，以便提高停堆方法的效率。

在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。

尽管已经示出和描述了本发明的实施例，本领域的普通技术人员可以理解。在不脱离本发明的原理和宗旨的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由权利要求及其等同物限定。

Claims (14)

1.一种核反应堆，其特征在于，包括：

反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒；以及中子吸收剂，所述反应堆堆芯下方设置有所述中子吸收剂。

2.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述中子吸收剂的熔点高于所述燃料棒的熔点。

3.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述反应堆堆芯四周设置有所述中子吸收剂。

4.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述反应堆堆芯进一步包括燃料棒外壳，所述燃料棒设置在所述燃料棒外壳内，其中，所述燃料棒外壳的熔点高于所述燃料棒的熔点。

5.根据权利要求4所述的核反应堆，其特征在于，所述燃料棒外壳底部设置有通孔，所述通孔由熔点低于所述燃料棒外壳的材料封闭。

6.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述中子吸收剂呈板状。

7.根据权利要求6所述的核反应堆，其特征在于，所述板状中子吸收剂上形成有多个均匀分布的底端封闭的孔。

8.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，进一步包括冷却装置，所述冷却装置用于对所述中子吸收剂进行冷却。

9.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述燃料棒由纯铀制成。

10.根据权利要求1-9中所述的核反应堆，其特征在于，所述中子吸收剂为选自硼、钨的至少一种。

11.一种核反应堆停堆方法，所述核反应堆包括反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒，所述方法包括：在所述反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂。

12.根据权利要求11所述的核反应堆停堆方法，其特征在于，所述中子吸收剂的熔点高于所述燃料棒的熔点。

13.根据权利要求11所述的核反应堆停堆方法，其特征在于，所述中子吸收剂呈板状，所述板上形成有多个均匀分布的底端封闭的孔。

14.根据权利要求11所述的核反应堆停堆方法，其特征在于，进一步包括对所述中子吸收剂进行冷却。

Images