CN105247621A - 支撑核燃料组件 - Google Patents

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Abstract

一种核反应堆模块包括：反应堆容器；堆芯，其包括一个或多个核燃料组件；以及中子反射体，其包围所述堆芯并且至少部分由氧化铝制成。

Description

支撑核燃料组件
技术领域
本公开内容总体上涉及核反应堆，并且更具体说来涉及中子反射体和用于核反应堆堆芯的支撑结构。
背景技术
压水反应堆包括核燃料组件，在一些情况下，核燃料组件通过带有加强肋的挡板支撑在核反应堆模块的反应堆压力容器中，这种挡板通常被称为成型板(formerplate)。挡板通常包围着燃料组件并且为燃料组件提供横向支撑。这种结构通常被称作堆芯围筒(corebarrel)或挡扳成型围筒组件(baffle-former-barrelassembly)或堆芯护筒(coreshroud)。挡板可以组装在螺栓连接式组件中或焊接式组件中。燃料组件的竖直限制是用上部堆芯板和下部堆芯板实现的。在一些情况下，挡板还提供将高速中子反射回到燃料组件中的次级功能。
发明内容
在总体实施方案中，一种核反应堆系统包括：反应堆容器，具有内部体积；堆芯，其包括一个或多个核燃料组件；上升管，其从所述堆芯的顶部部分通过所述反应堆容器的所述内部体积朝向所述反应堆容器的上半部分延伸；中子反射体，其包括包围所述堆芯的横向侧面的内面和与所述内面相对的外面；堆芯支撑结构，其包括一个或多个支撑支柱，所述支撑支柱从所述反应堆容器的底部部分附近朝向所述堆芯延伸，以支撑所述一个或多个核燃料组件；以及初级冷却剂流动路径，其容纳在所述反应堆容器内，从所述上升管朝向所述反应堆容器的所述上半部分延伸，在朝向所述反应堆容器的所述底部部分的下向流(downflow)中从所述反应堆容器的所述上半部分通过所述中子反射体的所述外面与所述反应堆容器之间的环形间隙延伸，并且从所述反应堆容器的所述底部部分围绕所述一个或多个支撑支柱通过所述堆芯延伸到所述上升管。
在可与所述总体实施方案组合的第一方面中，所述堆芯支撑结构进一步包括堆芯围筒，所述堆芯围筒位于所述反射体与所述反应堆容器之间的环形间隙中。
在可与前述方面中的任一个组合的第二方面中，所述初级冷却剂流动路径在朝向所述反应堆容器的底部部分的下向流中通过所述中子反射体的外面与所述堆芯围筒的内表面之间的环形间隙延伸。
在可与前述方面中的任一个组合的第三方面中，所述堆芯支撑结构进一步包括下部支撑板，所述下部支撑板位于所述反应堆容器的所述底部部分中，并且朝向所述反应堆容器的内表面延伸。
在可与前述方面中的任一个组合的第四方面中，所述一个或多个支撑支柱从所述下部支撑板朝向所述堆芯延伸。
在可与前述方面中的任一个组合的第五方面中，所述一个或多个支撑板与所述反射体的底表面接触式接合。
在可与前述方面中的任一个组合的第六方面中，所述初级冷却剂流动路径从所述环形间隙延伸到在所述下部支撑板与所述反射体的底表面之间的、所述反应堆容器的底部部分。
可与前述方面中的任一个组合的第七方面进一步包括下部堆芯板，其支撑在所述一个或多个支撑支柱上，处在所述支柱与所述一个或多个燃料组件之间。
在可与前述方面中的任一个组合的第八方面中，所述一个或多个支撑支柱从所述反应堆容器的辐射状(radiussed)内表面通过所述反应堆容器的底部部分朝向所述堆芯延伸。
在可与前述方面中的任一个组合的第九方面中，所述初级冷却剂流动路径从所述环形间隙延伸到所述反应堆容器的底部部分并且围绕所述一个或多个支撑支柱延伸。
可与前述方面中的任一个组合的第十方面进一步包括下部堆芯板，其支撑在所述一个或多个支撑支柱上，处在所述支柱与所述一个或多个燃料组件之间。
在可与前述方面中的任一个组合的第十一方面中，所述初级冷却剂流动路径从所述支柱周围通过所述下部堆芯板中的一个或多个孔口延伸到所述堆芯。
在可与前述方面中的任一个组合的第十二方面中，所述系统的一部分包括氧化铝或氧化铍中的一种。
在可与前述方面中的任一个组合的第十三方面中，所述反射体包括氧化铝或氧化铍中的一种。
在可与前述方面中的任一个组合的第十四方面中，所述反射体具有大约0.5英寸与5英寸之间的厚度。
在另一总体实施方案中，一种方法包括：提供核反应堆系统，所述核反应堆系统包括：反应堆容器，具有内部体积；堆芯，其包括一个或多个核燃料组件；上升管，其从所述堆芯的顶部部分通过所述反应堆容器的内部体积朝向所述反应堆容器的上半部分延伸；以及堆芯支撑结构；使初级冷却剂流从所述上升管向上朝向所述反应堆容器的上半部分循环；使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述上半部分通过包围所述堆芯的中子反射体的外面与所述反应堆容器之间的环形间隙向下循环到所述反应堆容器的底部部分；使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述底部部分围绕支撑所述燃料组件的所述堆芯支撑结构的一个或多个支撑支柱循环通过所述堆芯；以及使所述初级冷却剂流在所述燃料组件与所述反射体的与所述外面相对的内表面之间的区域中从所述堆芯循环到所述上升管。
在可与所述总体实施方案组合的第一方面中，所述堆芯支撑结构进一步包括堆芯围筒。
在可与前述方面中的任一个组合的第二方面中，使所述初级冷却剂流从反应堆容器的上半部分通过包围堆芯的中子反射体的外面与反应堆容器之间的环形间隙向下循环到反应堆容器的底部部分包括：使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的上半部分通过包围所述堆芯的中子反射体的外面与堆芯围筒之间的环形间隙向下循环到所述反应堆容器的底部部分，所述堆芯围筒位于所述反射体与所述反应堆容器之间的环形间隙中。
在可与前述方面中的任一个组合的第三方面中，所述堆芯支撑结构进一步包括：位于所述反应堆容器的底部部分中并且朝向反应堆容器的内表面延伸的下部支撑板，并且所述一个或多个支撑支柱从下部支撑板延伸成与反射体的底表面接触式接合。
在可与前述方面中的任一个组合的第四方面中，使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的底部部分围绕支撑燃料组件的堆芯支撑结构的一个或多个支撑支柱通过堆芯循环包括：使初级冷却剂流从环形间隙循环到在下部支撑板与反射体的底表面之间的反应堆容器的底部部分。
可与前述方面中的任一个组合的第五方面进一步包含使初级冷却剂流从下部支撑板与反射体的底表面之间通过支撑在一个或多个支撑支柱上的、在支柱与一个或多个燃料组件之间的下部堆芯板循环到堆芯。
在可与前述方面中的任一个组合的第六方面中，所述一个或多个支撑支柱从所述反应堆容器的辐射状内表面通过所述反应堆容器的底部部分朝向所述堆芯延伸。
在可与前述方面中的任一个组合的第七方面中，使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的底部部分围绕支撑燃料组件的堆芯支撑结构的一个或多个支撑支柱通过堆芯循环包括：使初级冷却剂流通过支撑在一个或多个支撑支柱上的、在支柱与一个或多个燃料组件之间的下部堆芯板循环到堆芯。
在可与前述方面中的任一个组合的第八方面中，所述反射体包括氧化铝或氧化铍中的一种。
在可与前述方面中的任一个组合的第九方面中，所述反射体具有大约0.5英寸与5英寸之间的厚度。
在另一总体实施方案中，一种冷却核反应堆系统中的中子反射体的方法包括：使初级冷却剂从上升管流到所述上升管与反应堆容器之间的环形间隙中；使所述初级冷却剂向下流经在包围所述核反应堆系统的堆芯的反射体与所述反应堆容器之间延伸的所述环形间隙；以及将热量从所述反射体传递到所述初级冷却剂的向下流动。
在另一总体实施方案中，一种核反应堆模块包括：反应堆容器；堆芯，其包括一个或多个核燃料组件；以及中子反射体，其包围所述堆芯并且包括氧化铝。
本公开内容中描述的核堆芯支撑件与反射体组件的各个实施方案可以不包括以下特征，包括以下特征中的一个、一些或全部。举例来说，多个燃料组件可以横向地(例如在核反应堆堆芯内径向地)以及轴向地得到支撑，以例如在运行和/或地震事件期间抵抗移动。作为另一实例，将高速中子反射回到堆芯中的反射体可以由氧化铝构成，由此例如与市电核反应堆中典型的石墨或不锈钢反射体相比，提供更可行的并且更有成本效益的组件。作为另一实例，所述组件可以包括氧化铝的厚反射体(例如大约4"-6"之间或者甚至高达20"的更大厚度)，以便相对于不锈钢的薄反射体(例如，1/4"与11/4"之间)提高中子效率。作为另一实例，所述组件可以有利于初级冷却剂的下向流布置(例如，从反应堆容器的顶端到堆芯附近的底端)以冷却反射体，而非带有旁路的上向流(upflow)布置。在一些方面，这种布置可以例如通过去掉旁路而提供对初级冷却剂循环的更小的流动阻力，同时仍然能将反射体冷却到适当温度。作为又一实例，所述组件可经配置以在初级冷却剂循环通过反应堆容器时使初级冷却剂通过反应堆容器时的流动阻力最小化。作为又一实例，下向流布置可以减少例如反射体的制造成本，因为不需要建造上向流通道。
在附图及以下描述中阐述本说明书中描述的主题的一个或多个实施方案的细节。所述主题的其它特征、方面和优点将从所述描述、图式和权利要求书变得明显。
附图说明
图1是说明核反应堆系统的框图；
图2A-2B是分别展示核反应堆系统的一部分中的循环路径的侧视图和俯视图的示意图；
图3A-3C分别说明包含反射体和堆芯支撑结构的核反应堆系统的一部分的实例实施方案的侧视图、俯视图和等距视图；以及
图4A-4C分别说明包含反射体和堆芯支撑结构的核反应堆系统的一部分的另一个实例实施方案的侧视图、俯视图和等距视图。
具体实施方式
图1是说明核反应堆系统100(例如核反应堆)的框图，其包括堆芯支撑结构25和中子反射体15。在一些方面，核反应堆系统100是市电压水反应堆，其利用初级冷却剂的自然循环来冷却核芯，并且通过一个或多个热交换器将堆芯发出的热量传递到次级冷却剂。次级冷却剂(例如水)一旦加热(例如加热成蒸汽、过热蒸汽或其它形态)，就能够驱动发电设备，例如汽轮机或其它设备，然后次级冷却剂冷凝并返回到所述一个或多个热交换器。
关于核反应堆系统100，反应堆堆芯20位于圆柱形或胶囊形反应堆容器70的底部部分。反应堆堆芯20包括一定量的核燃料组件，或者燃料棒(例如裂变材料，其配合控制棒能产生有控制的核反应)，并且任选地包括一个或多个控制棒(未图示)。如上所述，在一些实施方案中,核反应堆系统100设计成具有被动运行系统(例如，未设有用于初级冷却剂的循环泵)，这种系统利用物理学定律来确保核反应堆100在正常运行期间维持安全运行，或者甚至在紧急状况下至少在预定义的一段时间中没有操作人员干预或监督也能实现安全运行。圆柱形或胶囊形密闭容器10包围反应堆容器70并且部分或完全地浸没在反应堆池中，例如在反应堆舱(reactorbay)5内的水线90(可以在舱5的顶表面35处或就在其下方)下方。反应堆容器70和密闭容器10之间的体积可以部分或完全地抽空以减少从反应堆容器70到反应堆池的热传递。然而，在其它实施方案中，反应堆容器70和密闭容器10之间的体积可以至少部分用气体和/或液体填充，所述气体和/或液体增加所述反应堆和密闭容器之间的热传递。
在所说明的实施方案中，反应堆堆芯20浸没在液体(例如水)内，所述液体可以包含硼或其它添加剂，所述液体在与反应堆堆芯的表面接触之后上升到通道30中。加热后的冷却剂的向上运动通过通道30(例如上升管30)内的箭头40(例如初级冷却剂40)表示。冷却剂经过热交换器50和60的顶部且由于密度差而沿着反应堆容器70的内壁朝下流动，因此允许冷却剂将热量给予热交换器50和60。在到达反应堆容器70的底部部分之后，与反应堆堆芯20的接触使得冷却剂受到加热，所述冷却剂再次通过通道30上升。虽然图1中热交换器50和60示出为两个不同的元件，但是热交换器50和60可以代表环绕通道30的至少一部分的任何数目的螺旋(或其它形状)盘管。
核反应堆模块的正常运行以其中加热后的冷却剂通过通道30上升且与热交换器50和60接触的方式进行。在接触热交换器50和60之后，冷却剂以引起热虹吸过程的方式朝向反应堆容器70的底部下落。在图1的实例中，在反应堆容器70内的冷却剂保持处于大气压之上的压力，因此允许所述冷却剂维持高温而不蒸发(例如，沸腾)。
当热交换器50和60内的冷却剂温度增加时，冷却剂可能开始沸腾。当热交换器50和60内的冷却剂开始沸腾时，蒸发后的冷却剂(例如蒸汽)可以用于驱动一个或多个涡轮机，这些涡轮机将蒸汽的热势能转换成电能。在冷凝之后，冷却剂返回到靠近热交换器50和60的底座的位置。
所说明的堆芯支撑结构25向堆芯20中的燃料组件提供轴向支撑(例如在顶端和/或底端)。在高水平处，堆芯支撑结构25通过分别邻近于堆芯组件的顶端和低端安装的上板和下板竖直地限制堆芯20中的燃料组件。用包围堆芯20的支撑结构25的实心或半实心壁，可以实现燃料组件的横向限制。支撑结构25总体上在正常运行期间以及紧急事件(例如地震事件)期间都能限制堆芯20中的燃料组件。
在所说明的实施方案中，并且如下文更完整地论述，反射体15与反应堆容器70之间的降液管区域(downcomerregion)为在上升管30与反应堆容器70之间的环形间隙中流动的初级冷却剂40提供了一条流体路径，初级冷却剂40是来自容器70的顶端(例如，在经过热交换器50、60之后)和容器70的底端(例如，在堆芯20下方)。所述流体路径将还有待通过堆芯20再循环的初级冷却剂40引导成与反射体15的至少一个表面对流接触，以便冷却反射体15。
反射体15和堆芯支撑结构25一起可以提供下面的功能。举例来说，这些部件中的一个或两个可以提供燃料组件、控制棒组件和堆芯内器械的结构支撑和取向。此外，在包含初级冷却剂40和堆芯20中的核分裂产生的辐射的所说明的环境中，这些部件中的一个或两个可以设计成支持至少60年的使用寿命。此外，一个或两个部件可以配置成形成封闭自然循环回路，同时使使用被动循环系统(例如，没有用于初级冷却剂40的泵)运行的核反应堆系统100中的流动阻力最小化。一个或两个部件还可提供中子反射能力(例如，反射回到堆芯20中)以及反应堆容器70和密闭容器10的中子和伽马屏蔽。
反射体材料可能会影响到中子反射回到堆芯20的情况并且因而影响到中子效率(例如keff，这是运行反应堆的临界条件的衡量标准，其中1表示稳定，>1表示功率增加，<1表示功率减少)。举例来说，在压水反应堆中，分裂产生的中子平均有2.9％-9％可能从堆芯泄漏出来。中子泄漏可能会直接影响所需的燃料浓化度和燃料的有效燃烧寿命，这可能影响运行成本。在一些方面，反射体15具有低吸收横截面和高散射横截面，由此增加高速中子反射回到堆芯20中的情况，并且能量变化极少，从而允许中子在堆芯20的有燃料供应的区域中热化。
在所说明的实施方案的一些方面中，反射体15可以由氧化铝制成。氧化铝(Al2O3)是天然产生的矿物质和铝氧化的产物。氧化铝在2050℃下在空气中熔化，并且对热冲击有良好的抵抗性；其它属性包含3.95g/cc的密度、500℃温度下的8.50x10-6的热膨胀系数(CTE)。氧化铝晶体还容易使用，而且不溶于水并且没有毒性。在所说明的实施方案中，具有由氧化铝制成的反射体15的堆芯在大约0.5"厚度下具有1.0的keff(例如具有规定量的硼浓度)，其增加到大约5"厚度下的大约1.022的keff(例如具有规定量的硼)。由于核反应堆100的稳定运行需要1.0的keff，所以核燃料的浓化度可以在大于0.5"的反射体厚度(例如在4.5")下减小，由此提高效率。
在所说明的实施方案的一些方面中，反射体15可以由氧化铍制成。氧化铍(BeO)是一种陶瓷材料。氧化铍具有3.01g/cc的密度和500℃温度下的8.00x10-6的CTE。在所说明的实施方案中，由氧化铍制成的反射体15在大约0.5"厚度下具有1.0的keff，其增加到大约4.5"厚度下的大约1.026的keff。由于核反应堆100的稳定运行需要1.0的keff，所以核燃料的浓化度可以在大于0.5"的反射体厚度下减小，由此提高效率。
图2A-2B是分别展示核反应堆系统200的一部分中的循环路径的侧视图和俯视图的示意图。在一些方面，系统200可以是图1的所说明的系统100的一部分，或者是另一核反应堆系统(例如另一被动循环核反应堆系统)。在高水平处，系统200包含下向流布置，其中初级冷却剂250从反应堆容器210的顶端朝向容器210的底端循环(例如自然地循环)，以便冷却位置邻近于包含核燃料组件的堆芯220(例如，在其周围)的反射体215。
如本实例中所说明，堆芯支撑结构包含上部支撑板205，其位于堆芯220上方(例如在顶端)(例如在堆芯220与未图示的上升管之间)。支撑结构还包含下部支撑板225，其位于堆芯220下方(例如在底端)，并且尺寸设计成围绕反应堆容器210的内表面的周边延伸。支撑结构还包含堆芯围筒230，其位置邻近于反应堆容器210的内表面，两者之间有一个相对较小的环形间隙255。例如在正常运行期间以及紧急运行(例如地震事件)期间，上部支撑板205和下部支撑板225以及堆芯围筒230一起可以向堆芯220提供轴向和横向支撑。
板205和225中的一个或两个可以包含孔或孔口，以允许流体穿过其连通(例如初级冷却剂250的流体连通)。举例来说，如所说明，初级冷却剂250可以在反射体215与堆芯围筒230之间的环形间隙245中向下循环(例如自然地循环)。冷却剂250部分地由于反应堆容器210的辐射状底部部分，朝向容器210中心并且向上通过堆芯220流动。在初级冷却剂250循环通过堆芯220时，热量被传递(例如，来自分裂释放出的能量)到冷却剂250。这样的热量最终传递到在热交换器中循环的次级冷却剂，所述热交换器例如安装成邻近于核反应堆容器200的上升管(未图示)，正如上文所解释。
反射体215(其可以由氧化铝、氧化铍或另一材料制成)，如图2A-2B中所说明，可以包围堆芯220并且将从堆芯220泄漏的中子反射回到堆芯220中。因此，反射体215可以达到高温并且需要冷却。反射体215的内面235至少部分地通过初级冷却剂250流经堆芯220得到冷却。反射体215的外面240如所说明，通过反射体215与堆芯围筒230之间的环形间隙245中的初级冷却剂250的下向流得到冷却。如所说明，初级冷却剂流250的全部或相当大的部分循环通过堆芯220，而无需从堆芯220绕过以流经反射体215。因此，反射体215的全部或基本上全部冷却都可能来源于冷却剂250在环形间隙245中的下向流(外面240上)和初级冷却剂250通过堆芯220的上向流(内面235上)。
图3A-3C分别说明包含反射体335和堆芯支撑结构的核反应堆系统300的部分的实例实施方案的侧视图、俯视图和等距视图。大体而言，核反应堆系统300的实例实施方案有利于初级冷却剂穿过堆芯围筒330与反射体335之间的环形间隙370的下向流布置，其与图2A-2B中展示的下向流布置相似或相同。此外，如所说明，堆芯支撑结构包含安装在堆芯320(例如在运行期间包含燃料组件)上方的上部板305、安装在堆芯320下方的下部板325和多个支柱350。
如所说明，支柱350从下部板325延伸，并且支撑燃料组件(例如每个支柱350支撑一个燃料组件)，并且将燃料组件抬离下部板325并抬到下部板325上方。在所说明的实施方案中，反射体335也搁置在支柱350上并且由支柱350支撑，由此将反射体335与下部板325分开。
在所说明的实施方案中，反射体335包含鳍片360，其从反应堆容器310的中心径向向外延伸，并且与堆芯围筒330接合。在一些方面，鳍片360可以向位于堆芯320中的燃料组件提供或帮助提供横向支撑。
尤其参照图3C，示出了核反应堆系统300的另一实例方面。在这个方面，支柱350联接到下部堆芯板355，其形成燃料组件的支撑区。因此，在这个方面，燃料组件可能不是直接支撑在支柱350上，而是可以通过下部堆芯板355直接支撑。
在核反应堆系统300的运行中，初级冷却剂可以例如在循环通过上升管和经过热交换器之后，从系统300的上部部分(未图示)在堆芯围筒330与反射体335之间的环形间隙370中向下循环(例如自然地循环)。当初级冷却剂经过降液管环形间隙370中的反射体335时，热量从反射体335(例如从反射体335的外面)传递到冷却剂。初级冷却剂在反射体335(例如，在支柱350上抬高的)下面、围绕支柱350和向上穿过堆芯320循环。当冷却剂循环通过堆芯320时，在冷却剂向上朝向系统300的上端循环的时候，热量从燃料组件和反射体335的内面传递到冷却剂。
在一些方面，堆芯围筒330与反应堆容器310之间的环形间隙中填充有初级冷却剂，但是通过这个区域时的流速极低。举例来说，堆芯围筒330中可以安设孔洞，以在系统中填充有初级冷却剂时允许截留的空气从这个环形间隙流出，并且在运行期间少量冷却剂可以穿过这个环形间隙。在一些方面，这个冷却剂流可以确保这个区域中的冷却剂不会沸腾。
4A-4C分别说明包含反射体435和堆芯支撑结构的核反应堆系统400的一部分的另一实例实施方案的侧视图、俯视图和等距视图，堆芯支撑结构包含支柱440和下部堆芯板445，但是不包含堆芯围筒。在一些方面，核反应堆系统400与系统300一样包含下向流布置，其中初级冷却剂流从系统400的顶部部分(例如通过上升管(未图示)与反应堆容器410之间的环形间隙)通过环形间隙475向下循环，然后向上通过堆芯420。在一些方面，下向流循环可以冷却反射体435的外表面，同时上向流循环(例如通过堆芯420)可以冷却反射体435的内表面。
由于(例如)从系统400去除堆芯围筒，所以堆芯(例如堆芯中的燃料组件)的重量经由支柱440、下部堆芯板445和反射体435传递到反应堆容器410。举例来说，支柱440可以将来自下部堆芯板445的一部分载荷传递到反应堆容器410的辐射状底部部分。这个界面可以为堆芯420中的燃料组件提供向上和向下两种载荷。举例来说，向下载荷可以简单地通过支柱440得到支承，而向上载荷可以通过锁定机构得到支承，所述锁定机构将地震事件期间发生的燃料的向上加速力从上部堆芯支撑板通过反射体435传递。
回到图4A-4C，对堆芯420中的燃料组件的横向支撑可以从下部堆芯板445传递到反射体435并且传递到支撑鳍片455，支撑鳍片455联接(例如附接)到反应堆容器410。在一些方面，这种支撑系统能够在堆芯420下方提供大型体积。在一些方面，可以通过降低堆芯420来减小所述体积，这又会增加使初级冷却剂循环通过堆芯420(例如在强制循环系统中)所必需的泵吸功率，但是减少了使初级冷却剂在自然循环系统中循环所必需的功率。
如所说明，下部堆芯板445可以包含多个穿过其中的孔口450，诸如(例如)朝向下部堆芯板445中心的基本上正方形的孔口，和朝向下部堆芯板445周边的基本上椭圆形的孔口(但是其它形状也是可能的，并且涵盖在本发明内)。在一些方面，孔口450可以提供堆芯420下方的反应堆容器410的下部部分的体积与堆芯420之间的流体连通。在一些方面，下部堆芯板445可能不包含任何孔口并且流体可以循环。
在核反应堆系统400的运行中，初级冷却剂可以例如在循环通过上升管和经过热交换器之后，从系统400的上部部分(未图示)在反应堆容器410与反射体435之间的环形间隙475中向下循环(例如自然地循环)。当初级冷却剂经过降液管环形间隙475中的反射体435时，热量从反射体435(例如从反射体435的外面)传递到冷却剂。初级冷却剂循环到反应堆容器410的下部体积470中，围绕支柱440，并且向上穿过下部堆芯板445进入堆芯420中。当冷却剂循环通过堆芯420时，在冷却剂向上朝向系统400的上端循环的时候，热量从燃料组件和反射体435的内面传递到冷却剂。
已经描述多个实施方案。然而，应理解可以进行各种修改。例如，如果以一种不同的顺序执行所公开的技术的步骤、如果以一种不同的方式组合所公开的系统的组件，或如果用其它组件取代或补充所述组件，那么可以实现有利的结果。因此，其它实施方案也在所附权利要求书的范围内。

Claims (20)

1.一种核反应堆系统，其包括：
反应堆容器，具有内部体积；
堆芯，其包括一个或多个核燃料组件；
上升管，其从所述堆芯的顶部部分通过所述反应堆容器的所述内部体积朝向所述反应堆容器的上半部分延伸；
中子反射体，其包括包围所述堆芯的横向侧面的内面和与所述内面相对的外面；
堆芯支撑结构，其包括一个或多个支撑支柱，所述支撑支柱从所述反应堆容器的底部部分附近朝向所述堆芯延伸，以支撑所述一个或多个核燃料组件；以及
初级冷却剂流动路径，其容纳在所述反应堆容器内，从所述上升管朝向所述反应堆容器的所述上半部分延伸，从所述反应堆容器的所述上半部分在朝向所述反应堆容器的所述底部部分的下向流中通过所述中子反射体的所述外面与所述反应堆容器之间的环形间隙延伸，并且从所述反应堆容器的所述底部部分围绕所述一个或多个支撑支柱通过所述堆芯延伸到所述上升管。
2.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其中所述堆芯支撑结构进一步包括堆芯围筒，其位于所述反射体与所述反应堆容器之间的所述环形间隙中，并且所述初级冷却剂流动路径在朝向所述反应堆容器的所述底部部分的所述下向流中通过所述中子反射体的所述外面与所述堆芯围筒的内表面之间的所述环形间隙延伸。
3.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其中所述堆芯支撑结构进一步包括下部支撑板，其位于所述反应堆容器的所述底部部分中，并且朝向所述反应堆容器的内表面延伸，所述一个或多个支撑支柱从所述下部支撑板朝向所述堆芯延伸。
4.根据权利要求3所述的核反应堆系统，其中所述一个或多个支撑板与所述反射体的底表面接触式接合，并且所述初级冷却剂流动路径从所述环形间隙延伸到在所述下部支撑板与所述反射体的所述底表面之间的、所述反应堆容器的所述底部部分。
5.根据权利要求3所述的核反应堆系统，其进一步包括下部堆芯板，所述下部堆芯板支撑在所述一个或多个支撑支柱上，处在所述支柱与所述一个或多个燃料组件之间。
6.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其中所述一个或多个支撑支柱从所述反应堆容器的辐射状内表面通过所述反应堆容器的所述底部部分朝向所述堆芯延伸，并且所述初级冷却剂流动路径从所述环形间隙延伸到所述反应堆容器的所述底部部分，并且围绕所述一个或多个支撑支柱延伸。
7.根据权利要求6所述的核反应堆系统，其进一步包括下部堆芯板，所述下部堆芯板支撑在所述一个或多个支撑支柱上，处在所述支柱与所述一个或多个燃料组件之间，并且所述初级冷却剂流动路径从所述支柱周围通过所述下部堆芯板中的一个或多个孔口延伸到所述堆芯。
8.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其中所述系统的一部分包括氧化铝或氧化铍中的一种。
9.根据权利要求8所述的核反应堆系统，其中所述反射体包括氧化铝或氧化铍中的一种。
10.根据权利要求8所述的核反应堆系统，其中所述反射体包括大约0.5英寸与5英寸之间的厚度。
11.一种方法，其包括：
提供核反应堆系统，所述核反应堆系统包括：反应堆容器，具有内部体积；堆芯，其包括一个或多个核燃料组件；上升管，其从所述堆芯的顶部部分通过所述反应堆容器的内部体积朝向所述反应堆容器的上半部分延伸；以及，堆芯支撑结构；
使初级冷却剂流从所述上升管向上朝向所述反应堆容器的上半部分循环；
使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述上半部分通过包围所述堆芯的中子反射体的外面与所述反应堆容器之间的环形间隙向下循环到所述反应堆容器的底部部分；
使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述底部部分围绕支撑所述燃料组件的所述堆芯支撑结构的一个或多个支撑支柱并通过所述堆芯循环；以及
将所述初级冷却剂流在所述燃料组件与所述反射体的与所述外面相对的内表面之间的区域中从所述堆芯循环到所述上升管。
12.根据权利要求11所述的方法，其中所述堆芯支撑结构进一步包括堆芯围筒，并且使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述上半部分通过包围所述堆芯的中子反射体的外面与所述反应堆容器之间的环形间隙向下循环到所述反应堆容器的底部部分包括：
使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述上半部分通过包围所述堆芯的中子反射体的外面与所述堆芯围筒之间的环形间隙向下循环到所述反应堆容器的底部部分，所述堆芯围筒位于所述反射体与所述反应堆容器之间的所述环形间隙中。
13.根据权利要求11所述的方法，其中所述堆芯支撑结构进一步包括下部支撑板，所述下部支撑板位于所述反应堆容器的所述底部部分中，并且朝向所述反应堆容器的内表面延伸，并且所述一个或多个支撑支柱从所述下部支撑板延伸成与所述反射体的底表面接触式接合，并且使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述底部部分围绕支撑所述燃料组件的所述堆芯支撑结构的一个或多个支撑支柱通过所述堆芯循环包括：
使所述初级冷却剂流从所述环形间隙循环到在所述下部支撑板与所述反射体的所述底表面之间的所述反应堆容器的所述底部部分。
14.根据权利要求13所述的方法，其进一步包括使所述初级冷却剂流从所述下部支撑板与所述反射体的所述底表面之间通过支撑在所述一个或多个支撑支柱上的、在所述支柱与所述一个或多个燃料组件之间的下部堆芯板一个或多循环到所述堆芯。
15.根据权利要求11所述的方法，其中所述一个或多个支撑支柱从所述反应堆容器的辐射状内表面通过所述反应堆容器的所述底部部分朝向所述堆芯延伸。
16.根据权利要求15所述的方法，其中使所述初级冷却剂流从所述反应堆容器的所述底部部分围绕支撑所述燃料组件的所述堆芯支撑结构的一个或多个支撑支柱并通过所述堆芯循环包括：
使所述初级冷却剂流通过支撑在所述一个或多个支撑支柱上的、在所述支柱与所述一个或多个燃料组件之间的下部堆芯板一个或多循环到所述堆芯。
17.根据权利要求11所述的方法，其中所述反射体包括氧化铝或氧化铍中的一种。
18.根据权利要求17所述的方法，其中所述反射体包括大约0.5英寸与5英寸之间的厚度。
19.一种核反应堆模块，其包括：
反应堆容器；
堆芯，其包括一个或多个核燃料组件；以及
中子反射体，其包围所述堆芯并且包括氧化铝。
20.一种冷却核反应堆系统中的中子反射体的方法，其包括：
使初级冷却剂从上升管流到所述上升管与反应堆容器之间的环形间隙中；
使所述初级冷却剂向下流经在包围所述核反应堆系统的堆芯的反射体与所述反应堆容器之间延伸的所述环形间隙；以及
将热量从所述反射体传递到所述初级冷却剂的向下流动。
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