CN104126206B - 小型核能发电系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及构筑实现系统整体进一步小型化、安全且高效率的发电系统。所述发电系统具备原子反应堆(3)，所述原子反应堆(3)具有使用含有铀(235，238)以及钚239的任一者或两者的金属性燃料的堆芯(2)、收纳有该堆芯(2)的原子反应堆容器(1)、以及填充到原子反应堆容器(1)内而被堆芯(2)加热的金属钠和将由堆芯(2)辐射的中子的有效倍增系数维持在约1以上、使堆芯处于临界状态的中子反射体(9)。在原子反应堆(3)的外部设置有主换热器(15)。将由原子反应堆(3)加热的金属钠供给到主换热器(15)中，使与被加热的金属钠进行换热的超临界二氧化碳循环。被主换热器(15)加热的超临界二氧化碳驱动涡轮(20)，通过该涡轮(20)的驱动，使发电机(21)工作。

Description

小型核能发电系统
技术领域
本发明涉及核能发电系统，更详细而言，涉及冷却系统至少分为一次系统和二次系统的小型核能发电系统。
背景技术
以往，作为用于核能发电系统的原子反应堆，已知利用未被辐射线污染的水蒸汽使涡轮旋转来进行发电的间接循环型的原子反应堆。这种原子反应堆在一次冷却系统与二次冷却系统之间具备蒸汽发生器、换热器。
于是，以构筑大型的发电系统为目的的回路型的高速增殖反应堆中，将冷却堆芯而被加热了的一次钠体系(一次冷却系统)的热通过中间换热器传递到二次钠体系(二次冷却系统)中，进而将二次钠体系的热通过蒸发器以及过热器传递到水/蒸汽体系中。此外，即便在增大原子反应堆容器、将一次钠体系的泵与中间换热器收纳到原子反应堆容器内的箱型的高速增殖反应堆中，同样地将一次钠体系的热通过中间换热器传递到二次钠体系中，进而将二次钠体系的热通过蒸汽发生器传递到水/蒸汽体系中。
这种大型的发电系统中使用的原子反应堆具备使将含有低传热特性的铀235或钚239的金属氧化物成形为颗粒状的燃料收纳到包覆管中的大量的燃料棒集合而成的堆芯。对于大型的原子反应堆中使用的堆芯，使200根左右的将数十根左右的燃料棒集束而成的燃料棒束集合，在这些燃料棒的集合体之间配置用于控制燃料的反应速度的控制棒。使用这样的控制棒的大型的原子反应堆中，控制控制棒的位置的机构产生故障等、控制棒不能发挥功能时，存在堆芯的核反应失控的危险。
进而，除高速增殖反应堆以外的原子反应堆、例如加压水型轻水反应堆将冷却堆芯而被加热了的一次冷却水的热通过蒸汽发生器传递到水/蒸汽体系中。该种原子反应堆中，也在收纳到反应堆内的燃料的集合体之间配置控制棒，从而控制堆芯的反应速度。
以构筑上述的大型的发电系统为目的的回路型的高速增殖反应堆、加压水型轻水反应堆等采用了间接循环的原子反应堆中，各冷却系统间的热传递通过相互独立、或者收纳到各个室、用配管连接的蒸汽发生器、换热机来进行，因此冷却系统整体成为复杂且大的系统。特别是，以发电为目的的高速增殖反应堆等中，作为冷却材料利用金属钠的一次冷却系统由大量的回路构成，进而，该回路一个一个地与多个二次冷却系统的回路连接，因此配管类、泵类、换热器、蒸汽发生器等的个数增多、冷却系统的复杂化、大型化显著。
进而，构筑大型的发电系统的大型的原子反应堆时，通过在燃料集合体间配置的控制棒控制堆芯的核反应速度，因此需要控制棒的监视系统等，反应堆自身的结构变得复杂。因此，不仅原子反应堆的制造成本变巨大，其维修管理也需要大量的人员和监视设备。
需要说明的是，为了实现与回路型的高速增殖反应堆相比冷却系统简化、小型化，提出了箱型的高速增殖反应堆。这种高速增殖反应堆中，为了避免用于冷却堆芯的钠的危险性，也依然需要中间换热器、蒸汽发生器，冷却系统的简化、小型化不能称之为充分。
在此，为了要求冷却系统的进一步简化、小型化并达到这样的目的，提出了如专利文献1中记载的那样的原子反应堆。
现有技术文献
专利文献
专利文献1：WO03/007310
发明内容
发明要解决的问题
本发明的目的在于提供可以使包含原子反应堆以及发电系统的系统整体进一步小型化的小型核能发电系统。
此外，本发明的目的在于提供负载跟随型、控制容易、且安全的小型核能发电系统。
进而，本发明在于提供可以使制造成本、用于维修管理的成本降低的核能发电系统。
用于解决问题的方案
为了达成上述那样的目的而提出的本发明的小型核能发电系统具备如下的原子反应堆，该原子反应堆具备：由多个燃料棒形成的堆芯，该多个燃料棒是将含有铀(235，238)以及钚239的任一者或两者的金属性燃料封装到包覆管而成的；收纳有该堆芯的原子反应堆容器；填充到原子反应堆容器内而被堆芯加热的由金属钠形成的一次冷却材料，以及以围绕堆芯的周围的方式设置并将由堆芯辐射的中子的有效倍增系数维持在约1以上而使堆芯处于临界状态的中子反射体。其中，铀燃料中含有的铀238吸收中子，运转的同时生成钚238。
该小型化核能发电系统在原子反应堆的外部设置有主换热器。向主换热器中经由导管供给由原子反应堆加热的一次冷却材料，使与该一次冷却材料进行换热而被加热的二次冷却材料循环。本发明中，二次冷却材料中使用超临界二氧化碳。而且，具备被由主换热器加热的二次冷却材料驱动的涡轮和通过该涡轮的驱动而工作的发电机。
以围绕被收纳在原子反应堆中的燃料集合体的周围的方式设置的中子反射体形成为小于堆芯的高度尺寸的高度，该中子反射体利用移动机构从堆芯的下方一侧向上方一侧移动。
而且，原子反应堆的堆芯由如下的多个燃料棒的集合体构成，该多个燃料棒是将金属燃料封装到由铁素体系不锈钢或铬/钼钢形成的包覆管中而成的，该金属燃料由合金形成，该合金为由锆与铀(235，238)以及钚239形成的合金或由铀(235，238)以及钚239中的任一者与锆形成的合金。
此外，原子反应堆容器形成为将直径设为2m以下、将高度设为12m以下的圆筒状，收纳到该原子反应堆容器中的堆芯由将直径设为5～15mm、使其长度形成为2m以下的燃料棒的集合体形成。
进而，本系统还具备使填充到原子反应堆容器中的一次冷却材料从原子反应堆容器向主换热器循环的泵。
进而，本发明所述的系统具备：冷却器，其将驱动涡轮而从该涡轮排出的二次冷却材料冷却；压缩机，其将利用该冷却器冷却后的二次冷却材料压缩；和再生换热器，其被供给从涡轮排出的二次冷却材料，同时被供给利用所述压缩机压缩后的二次冷却材料，并且利用由涡轮供给的二次冷却材料将利用该压缩机压缩后的二次冷却材料加热，然后使加热后的二次冷却材料返回到主换热器中。压缩二次冷却材料的压缩机利用涡轮驱动。
发明的效果
本发明通过不使用用于控制核反应的速度的控制棒而构成原子反应堆从而实现原子反应堆的小型化，进而，通过使用超临界二氧化碳作为由原子反应堆进行加热而驱动涡轮的二次冷却材料，从而实现包含涡轮的发电系统的驱动系统的小型化，进而，实现核能发电系统整体的小型化。
此外，构成本发明的小型核能发电系统的原子反应堆通过使用过金属钠作为一次冷却材料，从而进行跟随连接于该发电系统的负载的耗电量的变动而使发电输出变动的负载跟随型运转时，可以跟随负载的耗电量的变动而自动地控制核燃料的反应程度，使发电系统的自动运转成为可能。
进而，本发明通过形成为比燃料集合体的高度尺寸小的高度、可以从燃料集合体的下方一侧向上方一侧移动地支撑的中子反射体从燃料集合体的核燃料已消耗的部分向未消耗的部分移动，从而可以边控制核燃料的反应程度边长时间地维持核反应。
本发明以将直径设为2m以下、将其高度设为12m以下的方式形成原子反应堆容器，以将直径设为5～15mm、将其长度设为2.5m以下的燃料棒的集合体的方式形成收纳到该原子反应堆容器中的堆芯，因此可以实现原子反应堆的小型化。
本发明使用泵而使填充到原子反应堆容器中的一次冷却材料循环，因此可以可靠地使构成一次冷却材料的金属钠循环。
而且，对于本发明，原子反应堆中经加热的一次冷却材料供给到在原子反应堆的外部设置的换热器、且与由超临界二氧化碳形成的二次冷却材料进行换热，因此可以将包含换热器以及涡轮的二次冷却材料的循环系统设置在原子反应堆的外部，可以容易地进行发电系统的维修检查。
此外，使驱动涡轮的二次冷却材料循环的循环路径以封闭回路的形式构成，因此可以实现发电系统的进一步小型化，而且可以抑制二次冷却材料的损失。
而且，通过使用超临界二氧化碳作为二次冷却材料，从而可以使驱动发电机的涡轮进一步小型化。即，这是由于超临界二氧化碳与水等相比密度足够大，因此可以高效率地驱动涡轮。
进而，通过使用超临界二氧化碳作为二次冷却材料，从而即便与构成一次冷却剂的金属钠接触也可以防止钠与水反应而产生的爆炸那样的事故，可以提高系统的安全性。
附图说明
图1为表示本发明的小型核能发电系统的实施方式的构成简图。
图2为表示本发明的原子反应堆中使用的燃料棒的侧视图。
图3为表示原子反应堆的内部的剖视图。
图4为表示本发明的小型核能发电系统的设置例子的构成简图。
具体实施方式
如图1所示，本发明的小型核能发电系统具备在原子反应堆容器1中装填有堆芯2的的原子反应堆3。
本实施方式中，原子反应堆容器1形成为将直径R1设为2m以下、将高度H1设为12m以下的圆筒状。进而，具体而言，原子反应堆容器1形成为将直径R1设为1.5m、将高度H1设为3m的圆筒状。
而且，装填到原子反应堆容器1的堆芯2如图2所示由燃料集合体5构成，所述燃料集合体5是将多个燃料棒4集束而成的，该多个燃料棒4是将含有铀(235，238)和钚239的金属燃料封装到包覆管中而成的。
本实施方式中使用的金属燃料由锆与铀(235，238)以及钚239的合金形成，形成为将直径设为5～15mm、将高度设为10cm以上的棒状。该金属燃料被封装到由铁素体系不锈钢形成的包覆管中而构成燃料棒4。
在此，金属燃料要被封装的包覆管形成为将直径设为5～15mm将其长度设为2.5m以下的细长的圆筒状。所以，使用该包覆管而构成的燃料棒4形成为将直径设为约9mm、将其长度设为约1.5m的圆柱状。
而且，如图2所示，将金属燃料封装到包覆管中而构成的燃料棒4以约50根为一束的方式使用捆扎带4a来集束而构成一个燃料集合体5。该燃料集合体5的约40根一体化而构成燃料集合组7。需要说明的是，约40根的燃料集合体5如图3所示通过在其外周围配设的堆芯机筒6而一体化。该燃料集合组7装填到原子反应堆容器1内中，构成堆芯2。
在此，燃料集合组7由将长度设为约1.5m的燃料棒4构成，因此制成与燃料棒4几乎相同的1.5m的长度。而且，将高度制成约1.5m的燃料集合组7如图1所示装填到将高度H1设为3m的原子反应堆容器1的底部侧，因此在原子反应堆容器1的上部侧设置有1～1.2m左右的空间部1a。
需要说明的是，金属燃料可以为由铀(235，238)以及钚239中的任一者与锆的合金而形成的金属燃料。
此外，用于封装金属燃料而构成燃料棒4的包覆管可以为由铬/钼钢而形成为筒状的管。
而且，在原子反应堆容器1内填充有被通过使堆芯2成为临界状态而产生的热加热的一次冷却材料8。本实施方式中，一次冷却材料8使用金属钠。
进而，原子反应堆容器1内、在多个燃料集合体5一体化而成的燃料集合组7的外周侧配设有中子反射体9。该中子反射体9与燃料集合组7保持恒定的间隙，以围绕该燃料集合组7的方式设置。而且，中子反射体9反射由构成堆芯2的燃料棒4辐射的中子，控制原子反应堆容器1内的中子的密度，将由燃料棒4辐射的中子的有效倍增系数维持在约1以上，使堆芯2处于临界状态。
本发明中使用的原子反应堆3使用中子反射体9，将由燃料棒4辐射的中子反射到堆芯2一侧，控制原子反应堆容器1内的中子的密度，使堆芯2处于临界状态，因此燃料少量即足够，可以实现原子反应堆3的小型化。
本实施方式中，中子反射体9使用可以反射由燃料棒4辐射的中子的不锈钢等而形成。此外，中子反射体9形成为隔着恒定间隔而配置的由内筒和外筒形成的双层壁的环状体，其内部填充有具有中子的反射功能的石墨微粒。如此，将作为碳微粒的石墨微粒9a填充到内部的中子反射体9将从由该中子反射体9围绕的燃料棒4辐射的中子向燃料棒4反射，进而，使透过内周侧的反射壁的中子冲撞到石墨微粒上进行反射而返回堆芯。
需要说明的是，石墨等碳原材料的中子的吸收少、而且中子冲撞截面积较大，因此反射的概率大。于是，利用石墨微粒9a具有的反射概率大这样的特征而将石墨微粒9a作为中子的反射材料。
需要说明的是，中子反射体9以围绕燃料集合组7的方式配置于原子反应堆容器内时，形成为燃料集合组7的外周面与内周壁之间具有产生1～10cm、优选1～2cm左右的间隔的大小的圆筒状。
但是，对于堆芯2，在燃料集合组7的周围不存在中子反射体9时，由金属燃料辐射的中子的密度降低而不能维持临界状态。此外，堆芯2成为临界状态、进行反应，从而消耗金属燃料中含有的铀235、钚239。
因此，将中子反射体9形成为装填到原子反应堆容器1的燃料棒4的长度的1/2以下的高度H2，可以沿着燃料集合组7的上下方向移动地进行支撑。而且，使中子反射体9从燃料棒4的金属燃料已消耗的部分缓慢地向未消耗的部分移动，从而可以长时间地持续堆芯2的临界状态。
本实施方式中，中子反射体9形成为约40cm的高度H2。而且，中子反射体9如图1所示与堆芯2平行地配置，被利用旋转驱动机构10进行旋转操作的驱动轴11支撑，该驱动轴11通过进行旋转操作从而使中子反射体9沿堆芯2的高度方向进行移动操作。
需要说明的是，驱动轴11以贯通用于密闭原子反应堆容器1的上部的分隔壁12的方式设置。而且，驱动轴11与在分隔壁12的上部设置的旋转驱动机构10连结，通过驱动该旋转驱动机构10而使驱动轴11旋转，使中子反射体9沿堆芯2进行上下移动操作。
而且，本发明的小型核能发电系统具备主换热器15，所述主换热器15被供给在原子反应堆3内被加热了的一次冷却材料8，使与该一次冷却材料8进行换热而被加热的二次冷却材料循环。该主换热器15经由构成供填充到原子反应堆容器1内的一次冷却材料8流通的流通路径的导管16、17与原子反应堆3连结，且设置在原子反应堆3的外部。
而且，在原子反应堆容器1内被加热的一次冷却材料8经由供给侧的导管16供给到主换热器15中。供给到主换热器15的一次冷却材料8在主换热器15内流通之后，经由返回侧的导管17返回到原子反应堆容器1内。即，填充到原子反应堆容器1的一次冷却材料8在以自原子反应堆容器1起在主换热器15中循环的封闭回路的方式构成的循环路径中流通。
此外，在一次冷却材料8的循环路径中设置有使在原子反应堆容器1内加热的一次冷却材料8的对流加速的泵18。该泵18设置于供从主换热器15排出的一次冷却材料8向原子反应堆容器1流通的流通路径的途中。如此，通过设置使一次冷却材料8的对流加速的泵18，从而即便在一次冷却材料8中使用粘性较高的金属钠时，也可以使其在从原子反应堆容器1到主换热器15的循环路径中顺利地循环。
但是，作为一次冷却材料8，使用作为电的导体的金属钠，因此泵18使用电磁式的泵。电磁泵18为如下的泵：金属钠在循环路径中流通时，在该金属钠中产生电流，通过该电流与源自电磁泵18的磁场的作用，从而产生金属钠流通的方向的力、促进流通。
而且，主换热器15内设置有供二次冷却材料循环的传热管19。二次冷却材料在主换热器15内的传热管19流通时实现与供给到主换热器15内的加热了的一次冷却材料8热接触而被加热。本实施方式中，作为二次冷却材料，使用超临界二氧化碳。
本发明的小型核能发电系统具备利用在主换热器15中被加热的二次冷却材料即超临界二氧化碳驱动的涡轮20、和通过该涡轮20驱动而工作的发电机21。
进而，本发明的系统具备：冷却器22，其将驱动涡轮20的超临界二氧化碳冷却；压缩机23，其将利用该冷却器22冷却后的超临界二氧化碳压缩；和再生换热器24，其被供给从涡轮20排出的超临界二氧化碳，同时被供给利用压缩机23压缩后的超临界二氧化碳，并且利用由涡轮20供给的超临界二氧化碳将利用该压缩机23压缩后的超临界二氧化碳加热，然后使加热后的超临界二氧化碳返回到主换热器15中。
而且，设置有将在驱动涡轮20之后供给到再生换热器24中的超临界二氧化碳供给到冷却器22中的循环用泵25。
从再生换热器24供给到冷却器22中的超临界二氧化碳在冷却器22内配设的传热管26内流通。在该传热管26内流通的超临界二氧化碳通过实现与经由冷却水流通管27供给到冷却器22内而流通的冷却水(H2O)热接触而被冷却。
利用冷却器22冷却后的超临界二氧化碳供给到压缩机23中进行压缩。需要说明的是，压缩机23经由连结轴28与涡轮20连结，通过涡轮20的驱动而工作。
而且，利用压缩机23压缩后的超临界二氧化碳再次供给到在再生换热器24内配设的传热管29内。供给到再生换热器24内的传热管29的超临界二氧化碳在再生换热器24内与由涡轮20供给的温度高的超临界二氧化碳进行热接触而被加热。利用再生换热器24加热的压缩超临界二氧化碳经由返回路径30回流到主换热器15内的传热管19中。
如上所述，利用主换热器15加热的超临界二氧化碳驱动涡轮20之后，通过进行从冷却器22至压缩机23、进而从再生换热器24至主换热器15的循环，从而边重复加热、膨胀、压缩边驱动涡轮20，使发电机21工作，进行发电。
接着，更具体地说明本发明的小型核能发电系统的工作。该小型核能发电系统处于运转开始前的初始状态时，中子反射体9位于原子反应堆容器1的上部空间部1a。
而且，为了开始运转而驱动旋转驱动机构10，使中子反射体9向原子反应堆容器1的下方一侧移动，如图1所示，使中子反射体9与堆芯2的下部侧相对。中子反射体9与堆芯2相对时，由构成燃料集合组7的燃料棒4辐射的中子被中子反射体9反射而使堆芯2内的中子密度上升，使由燃料棒4辐射的中子的有效倍增系数为约1以上，使堆芯2处于临界状态。
堆芯2处于临界状态、燃料棒4内的燃料反应、发热，从而填充到原子反应堆容器1的一次冷却材料8被加热。加热了的一次冷却材料8在原子反应堆容器1内对流，经由供给侧的导管16供给到主换热器15中。供给到主换热器15中的一次冷却材料与在主换热器15内配设的传热管19进行热接触，对在该传热管19内循环的二次冷却材料进行加热。此时，加热二次冷却材料的一次冷却材料6通过在返回侧的导管17的途中设置的泵18促进流动，使一次冷却材料6从主换热器15起在原子反应堆容器1内循环。
本发明中，由主换热器15实现换热的一次冷却材料8使用金属钠并且作为二次冷却材料使用超临界二氧化碳，因此即便传热管19等损伤而使高温的一次冷却材料8与二次冷却材料直接接触，也可以可靠地避免爆炸等危险。
金属钠加热至600℃左右而与CO2接触，从而发生化学反应，但即便产生化学反应时，如下述反应式所示，仅产生作为固体的碳酸钠与碳，不产生与水反应那样的情况下产生的爆炸等事故。
4Na+3CO2→2NaCO3+C
但是，原子反应堆3的堆芯2处于临界状态时，变为600℃～800℃，加热原子反应堆容器1内的一次冷却材料8。而且，通过堆芯2的发热而被加热至500℃～750℃左右的一次冷却材料8边利用泵18进行循环边供给到主换热器15中，与在配设于该主换热器15内的传热管19中流通的超临界二氧化碳进行换热，将超临界二氧化碳加热至450℃～700℃左右。
需要说明的是，在主换热器15内流通的超临界二氧化碳被压缩机23压缩至12～20MPa。
而且，利用主换热器15加热的超临界二氧化碳被喷射到在常温的大气压的气氛中设置的涡轮20内时，急速地减压、冷却，同时使体积膨胀并在涡轮20内流通，使涡轮20旋转。涡轮20旋转，从而驱动发电机21来进行发电。
但是，在12～20MPa下加热到450℃～700℃的超临界二氧化碳被喷射到在大气气氛中设置的涡轮20内时，减压至8.0～10MPa左右并且冷却至350℃～500℃左右。其结果，超临界二氧化碳体积膨胀到约2.5倍同时驱动涡轮20，然后从该涡轮20排出。
如此，驱动涡轮20的超临界二氧化碳在涡轮20的入口侧与出口侧的膨胀比约为2.5倍左右，因此也不需要像作为二次冷却材料使用水时那样扩大超临界二氧化碳的出口，可以实现涡轮20自身的小型化。
而且，喷出到涡轮20内、驱动涡轮20、被减压、冷却后的超临界二氧化碳供给到再生换热器24内，经由该再生换热器24供给到冷却器22。需要说明的是，超临界二氧化碳从再生换热器24向冷却器22的供给利用循环用泵25来进行。
供给到冷却器22的超临界二氧化碳边在冷却器22内的传热管26内流通边与在冷却器22内流通的冷却水进行换热，冷却至临界点附近。在此，供给到冷却器22的超临界二氧化碳维持在8.5～10MPa的压力。而且，冷却器22将压力设为8.5～10MPa的超临界二氧化碳冷却至临界点附近的35℃左右。
由冷却器22冷却至临界点附近为止的超临界二氧化碳供给到压缩机23中，被压缩至12～20MPa。
但是，处于临界点附近的超临界二氧化碳与处于临界点以下的压力或温度的二氧化碳相比，可以大幅降低达成同样的压缩比时所需要的工作量，因此可以降低压缩该超临界二氧化碳的压缩机23的工作量。本发明中，压缩机23被驱动发电机21的涡轮20驱动，因此可以相对地增加为了驱动发电机21而使用的能量。其结果，增大驱动涡轮20的发电机21的能量的比例，可以提高发电效率。
此外，利用压缩机23压缩的超临界二氧化碳供给到再生换热器24内的传热管29中，与从涡轮20喷射、供给到再生换热器24内的具有350℃～500℃左右的温度的超临界二氧化碳进行换热，被预加热至250℃～350℃左右。该预加热后的超临界二氧化碳再次返回至主换热器15中，与由原子反应堆3加热的一次冷却材料即金属钠进行换热而被加热。
如此，对于本发明的小型核能发电系统，将涡轮20的驱动中使用的超临界二氧化碳冷却、压缩，进而进行预加热、再次加热进行涡轮20的驱动，从而使发电机21工作，因此可以构筑高效率的发电系统。
进而，驱动发电系统的原子反应堆使用将直径设为2m以下、将其高度设为12m以下的原子反应堆容器而构成，因此可以构成为小型装置。因而，可以实现包含该原子反应堆的核能发电系统的小型化。
需要说明的是，本实施方式中，在超临界二氧化碳从主换热器15流通到涡轮20中的流通路径的途中、以及从涡轮20流通到再生换热器24的流通路径的途中，设置有使被超临界二氧化碳驱动的涡轮20与包含原子反应堆3的原子反应堆系统隔离的隔离阀31、32。通过设置这些隔离阀31、32，从而阻隔超临界二氧化碳向原子反应堆系统一侧的流通，可以将涡轮20与原子反应堆3隔离，因此可以安全且容易地进行包含涡轮20的发电系统的维修检查。
此外，本发明应用于进行负载跟随型运转的核能发电系统是有用的，该负载跟随型运转是指跟随连接到发电系统的负载的耗电量的变动边自动地控制原子反应堆3的燃料的反应程度边进行运转。
本发明中，作为原子反应堆的一次冷却材料使用金属钠。金属钠以跟随连接于发电系统的负载的耗电量的增加而增大发电输出的方式提高燃料的反应程度时，可以提高温度的同时降低密度。而且，提高通过燃料的反应而产生的中子数的泄露程度，自动地降低燃料的反应程度。相反，发电系统的发电输出降低时，金属钠降低温度的同时提高密度，使通过燃料的反应而产生的中子数的泄露程度降低，自动地提高燃料的反应程度。如此，使用金属钠作为一次冷却材料，从而可以跟随连接于发电系统的负载的耗电量的变动而自动地控制核燃料的反应程度，因此可以在不使用控制棒的情况下应用于进行负载跟随型运转的核能发电系统。
此外，对于本发明的小型核能发电系统，包含原子反应堆3以及主换热器15、和控制原子反应堆3的运转的机构的原子反应堆周边系统A和包含利用由主换热器15进行换热而被加热的超临界二氧化碳驱动的涡轮20、和利用该涡轮20而工作的发电机21的发电系统B仅经由供超临界二氧化碳流通的导管相关连，因此可以设置为相互分离独立的系统。
于是，如图4所示，将原子反应堆周边系统A例如设置在地下的混凝土制的建筑物32中，将发电系统B设置在地上的建筑物33中。如此，通过分离地设置原子反应堆周边系统A和发电系统B，从而降低辐射线照射量，保证安全，可以对包含涡轮20的发电系统B进行维修检查。
附图标记说明
1原子反应堆容器、2堆芯、3原子反应堆、8一次冷却材料、9中子反射体、10旋转驱动机构、11驱动轴、15主换热器、16，17导管、20涡轮、21发电机、22冷却器、23压缩机、24再生换热器、25循环用泵。

Claims (8)

1.一种小型核能发电系统，其特征在于，其具备：
原子反应堆，其具备堆芯，所述堆芯具有多个燃料集合体，所述燃料集合体是将含有铀235以及钚239的任一者或两者的金属燃料封装到包覆管中、或者是将含有铀238以及钚239的任一者或两者的金属燃料封装到包覆管中而构成的多个燃料棒集束并进行一体化而成的，所述燃料棒的直径设为5～15mm，且长度设为2.5m以下，
收纳有所述堆芯的原子反应堆容器，所述原子反应堆容器设为将直径设为2m以下，且将高度设为12m以下的圆筒状，
填充到所述原子反应堆容器内，跟随所述金属燃料的反应程度而改变温度，同时改变其密度，从而自动地控制所述金属燃料的反应程度的由金属钠形成的一次冷却材料，以及
以围绕所述堆芯的外周围的方式设置并将由所述堆芯的金属燃料辐射的中子反射到所述金属燃料一侧，将由所述金属燃料辐射的中子的有效倍增系数维持在1以上而使所述金属燃料处于临界状态的中子反射体，
所述中子反射体形成为所述燃料棒的高度的1/2以下的高度，并且沿着所述燃料棒的高度方向能够移动地进行支撑，利用移动机构从所述堆芯的下方一侧向上方一侧进行移动操作，从而使与所述堆芯的金属燃料相对的位置从下方一侧向上方一侧移动，所述金属燃料从下方一侧向上方一侧依次形成为临界状态；
主换热器，其设置在所述原子反应堆的外部，经由导管供给由所述原子反应堆加热的所述一次冷却材料，同时使与所述一次冷却材料进行换热而被加热的由超临界二氧化碳形成的二次冷却材料循环；
涡轮，其被由所述主换热器加热的由超临界二氧化碳形成的所述二次冷却材料驱动；和
发电机，其通过所述涡轮的驱动而工作。
2.根据权利要求1所述的小型核能发电系统，其特征在于，对所述中子反射体进行移动操作的移动机构由能够在上下方向上移动地支撑所述中子反射体的旋转驱动轴和对所述旋转驱动轴进行旋转操作的旋转驱动机构形成。
3.根据权利要求1所述的小型核能发电系统，其特征在于，所述堆芯具备多个燃料棒，该多个燃料棒是将金属燃料封装到由铁素体系不锈钢或铬/钼钢形成的包覆管而成的，该金属燃料由合金形成，该合金为由锆与铀235以及钚239形成的合金、或为由锆与铀238以及钚239形成的合金、或为由铀235以及钚239中的任一者与锆形成的合金、或为由铀238以及钚239中的任一者与锆形成的合金。
4.根据权利要求1～3中任一项所述的小型核能发电系统，其特征在于，该小型核能发电系统还具备使填充到所述原子反应堆容器的所述一次冷却材料从所述原子反应堆容器向所述主换热器循环的泵。
5.根据权利要求1～3中任一项所述的小型核能发电系统，其特征在于，该小型核能发电系统具备：
冷却器，其将驱动所述涡轮而从该涡轮排出的所述二次冷却材料冷却；
压缩机，其将利用所述冷却器冷却后的所述二次冷却材料压缩；和
再生换热器，其被供给从所述涡轮排出的二次冷却材料，同时被供给利用所述压缩机压缩后的所述二次冷却材料，并且利用由所述涡轮供给的二次冷却材料将利用所述压缩机压缩后的二次冷却材料加热，然后使加热后的二次冷却材料返回到所述主换热器中。
6.根据权利要求4所述的小型核能发电系统，其特征在于，该小型核能发电系统具备：
冷却器，其将驱动所述涡轮而从该涡轮排出的所述二次冷却材料冷却；
压缩机，其将利用所述冷却器冷却后的所述二次冷却材料压缩；和
再生换热器，其被供给从所述涡轮排出的二次冷却材料，同时被供给利用所述压缩机压缩后的所述二次冷却材料，并且利用由所述涡轮供给的二次冷却材料将利用所述压缩机压缩后的二次冷却材料加热，然后使加热后的二次冷却材料返回到所述主换热器中。
7.根据权利要求5所述的小型核能发电系统，其特征在于，所述压缩机利用所述涡轮进行驱动。
8.根据权利要求6所述的小型核能发电系统，其特征在于，所述压缩机利用所述涡轮进行驱动。
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Families Citing this family (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9067785B2 (en) 2013-10-01 2015-06-30 L'Air Liquide Société Anonyme Pour L'Étude Et L'Exploitation Des Procedes Georges Claude Integration of a closed loop supercritical carbon dioxide power cycle in a steam methane reformer
US20150089949A1 (en) * 2013-10-01 2015-04-02 L'air Liquide, Societe Anonyme Pour L'etude Et L'exploitation Des Procedes Georges Claude Closed loop supercritical carbon dioxide power cycle
JP5838511B2 (ja) * 2014-03-25 2016-01-06 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
KR101588827B1 (ko) 2015-02-06 2016-01-27 최일호 소형 원자력 발전소
KR101629657B1 (ko) * 2015-02-06 2016-06-13 한국과학기술원 초소형 발전 모듈
JP2016156729A (ja) * 2015-02-25 2016-09-01 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
CA2981574A1 (en) * 2015-04-02 2016-10-06 Clear Inc. Small load-following nuclear power generation system using heat deformation of reflector caused by thermal expansion phenomenon
JP5967790B1 (ja) * 2015-04-02 2016-08-10 株式会社クリア 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム
CN105261404A (zh) * 2015-11-19 2016-01-20 中国核动力研究设计院 采用超临界二氧化碳工质的钠冷快堆发电系统
EP3336851A4 (en) 2015-12-15 2019-05-15 Clear Inc. CORE REACTOR SYSTEM FOR DELETING RADIOACTIVITY
CA3021942C (en) * 2016-04-26 2021-04-06 Clear Inc. Load-following small nuclear reactor system using liquid metal primary coolant
CN106677849A (zh) * 2016-12-29 2017-05-17 中科瑞华原子能源技术有限公司 采用超临界co2工质液态重金属冷却反应堆发电装置
KR101988265B1 (ko) * 2017-05-24 2019-06-12 한국원자력연구원 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
CN109427421A (zh) * 2017-08-27 2019-03-05 南京乐朋电子科技有限公司 一种小型核能发电装置
RU2674268C1 (ru) * 2017-09-12 2018-12-06 Федеральное государственное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления
US11424046B2 (en) * 2018-12-05 2022-08-23 Westinghouse Electric Company Llc Electronic enclosure with neutron shield for nuclear in-core applications
CN109616229A (zh) * 2019-01-11 2019-04-12 哈尔滨电气股份有限公司 用于钠冷快堆的梯级供热超临界二氧化碳循环热电联供系统
CN109441582B (zh) * 2019-01-11 2023-09-22 哈尔滨电气股份有限公司 小型钠堆的再压缩循环紧凑式超临界二氧化碳循环供能系统
CN110534210B (zh) * 2019-08-31 2021-11-19 华南理工大学 一种可长途运输的气冷小堆及其安全控制方法
CN112865606B (zh) * 2020-12-08 2022-07-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种碱金属反应堆电源
KR102632044B1 (ko) * 2022-03-02 2024-01-31 한국수력원자력 주식회사 소형 연료집합체를 포함하는 소형모듈원전

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5420897A (en) * 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
CN101656119A (zh) * 2008-08-18 2010-02-24 河南省长葛市新能源研究所 Co2工质联产重水堆核能低温发电装置

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CH488103A (de) * 1968-04-24 1970-03-31 Siemens Ag Gasturbinenkraftwerk zur Ausnutzung der durch Kernspaltung bzw. Verbrennung fossiler Brennstoffe erzeugten Wärme
US4971753A (en) * 1989-06-23 1990-11-20 General Electric Company Nuclear fuel element, and method of forming same
JPH03282396A (ja) * 1990-03-30 1991-12-12 Toshiba Corp 原子炉の出力調整装置
JP2835161B2 (ja) * 1990-07-24 1998-12-14 株式会社東芝 高速増殖炉
FR2665290B1 (fr) * 1990-07-24 1994-06-10 Toshiba Kk Reacteur rapide.
JP3126502B2 (ja) 1992-07-30 2001-01-22 株式会社東芝 反射体制御方式の原子炉
JPH0815473A (ja) * 1994-07-05 1996-01-19 Toshiba Corp 高速炉の反射体駆動装置
JP3530939B2 (ja) * 2001-08-09 2004-05-24 東京工業大学長 原子炉プラント
JP2003028975A (ja) 2001-07-10 2003-01-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉
JP2005049135A (ja) * 2003-07-30 2005-02-24 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子力プラント
JP4825478B2 (ja) * 2005-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 高速炉
JP2007107907A (ja) * 2005-10-11 2007-04-26 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高温ガス炉システム及び中間熱交換システム
US7685820B2 (en) * 2006-12-08 2010-03-30 United Technologies Corporation Supercritical CO2 turbine for use in solar power plants
JP2008191069A (ja) * 2007-02-07 2008-08-21 Toshiba Corp 反射体制御方式高速炉の中性子検出器設置方法及び運転方法、並びに反射体制御方式高速炉
JP4962956B2 (ja) * 2007-05-22 2012-06-27 独立行政法人日本原子力研究開発機構 核熱利用装置
JP4825763B2 (ja) * 2007-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
US8571167B2 (en) * 2009-06-01 2013-10-29 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors
RU2596160C2 (ru) * 2010-02-22 2016-08-27 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
US20130083878A1 (en) * 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5420897A (en) * 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
CN101656119A (zh) * 2008-08-18 2010-02-24 河南省长葛市新能源研究所 Co2工质联产重水堆核能低温发电装置

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Publication number Publication date
JP2017044703A (ja) 2017-03-02
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CA2860823A1 (en) 2013-06-27

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