CN105374408A - 一种深井式常压供热核反应堆 - Google Patents
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Abstract
本发明提出了一种深井式常压供热核反应堆，包括埋于地下的深井、置于井底部的堆芯、控制棒、控制棒驱动机构，特征在于，还包括地下安全池、衰减箱、惯性水箱、堆芯余热排出系统和可移动井盖，所述辐射衰减筒和惯性水箱相连，所述地下深井内充满水。深井式常压供热核反应堆具有很低的运行压力，低温供热的要求大幅度降低反应堆的运行温度，此地下常压低温深井式反应堆没有压力壳、安全壳及安注和场外应急等系统，是利用核能满足供热需要的最安全与结构最简单的核反应堆。同时深井与乏燃料池相连大容积水体，纯净水将非常有效的屏蔽放射性物质的放射性，保障热井周边操作人员的安全，在最大天灾人祸包括非能动排出堆芯余热系统的全部设备都失效，并且在不能干预条件下，仍能维持90天核堆安全。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆领域，尤其涉及一种深井内低温常压供热核反应堆。
背景技术
深井式常压供热核反应堆是一种低温供热反应堆，这种反应堆工作在较低的温度下，将核裂变产生的热能直接供给低温用户，它的结构简单，建造容易，但需要有较高的安全性和可靠性。目前国内外设计与建造的低温核供热堆是利用深水池，由水静压力提高堆芯出口水的温度，从而达到提高供水温度的目的。
压水堆核电站一回路传热系统是指在反应堆安全壳里的压力壳内堆芯燃料裂变热，将高压主泵泵入的冷却剂加热到327℃、15.5MPa，流入蒸汽发生器将压水堆核电站二回路进水加热蒸发成高温高压蒸汽、驱动汽轮发电机组发电。被冷却的冷却剂回流入堆芯吸收核热能，持续此工艺将核能转换成电能。
堆芯、压力壳与蒸汽发生器U形管、其之间的主泵、主管段构成压水堆一回路。要求是核电站最高的核安全一级、其各自材料、制造设备、工艺、实验与监测要求最高、是现今世界上要求最严格的前沿与高端技术设备。
当前在研发的钠快堆与熔盐堆核电站属于常压、高温池式堆是四代反应堆，都面临巨额费用并漫长的研发艰难征程。
低温常压核供热站、与城市集中供暖及低温多效蒸馏海水淡化技术要求密切契合，特别符合治理雾霾、降低碳排放政策要求的安全可靠性高、造价低和经济性好，应用广泛、潜在市场巨大的新核能源技术，是高于第四代的核安全技术装备，必然受到各级政府与各方面越来越大支持、很快将会见到：在越来越多的地方、越来越快出现低温常压井式核供热站用于供热，海水淡化、供空调用冷水，工业用热等。
随着制造强国《中国制造2025》战略实施，井式核供热技术升级与多种系统匹配功能会更多、应用更广，带来新的更大发展。
现存的技术问题：其是在高压高温条件下进行核裂变释放核能，虽经50多年的研发设计、实验、建造、运行的发展与持续进步，围绕堆芯、安全壳、压力壳设置越来越多的安全屏障，其安全堆年的概率仍然偏低，国内的如众多的CPR1000、二代加都为二代半级核电站；美国AP1000、法国EPR与中国华龙一号：主要是增加堆芯余热非能动排出系统，为三代核电站，都尚无示范堆。
游泳池式反应堆，在水流经核心区域时很快就会达到极限功率(3到5mv)，这样如果这些水再次直接上升至反应堆表面时，就会导致试验出现过量辐射的问题。我们当然可以尝试通过相应的解决方案来解决这些难题。例如，可以在泳池的水流经核心区域时，同时让其通过净化池设施，并采用树脂离子交换的处理工艺。非常不幸，由于采用这种方法产生的泳池水辐射量大大超过了常规标准，无法完全通过树脂床进行处理。人们也曾提出过在泳池表面上方使用热水层、油层或酒精层的方案，或者在水下一两米处铺设树脂玻璃，不过这些方法的效率不高或者会影响到核心区域的可访问性，因此，基本上完全退出了泳池反应堆应用市场。
目前核电站卸出的大量的乏燃料，都存放在保存水池中，等待以后送后处理厂解体处理。这些乏燃料组件都没有使用到燃耗的最高限值，没有充分发挥燃料组件进一步加深燃耗的潜力(是现有技术存在问题吗？)并非是现有技术问题，而是有核电站反应堆的功率及运行条件所决定的。核电站在高温高压的条件下，通过将核裂变产生的热转化为电能。要求反应堆燃料组件具有较大的功率密度，才能达到预定的功率；当功率密度降低不能满足要求时，即成为乏燃料。而低温堆的原理是直接将核能转化为热能，功率远低于核电站，同时在低温常压下运行，因此对于反应堆的堆芯密度要求较低，使得核电站的乏燃料满足低温堆功率密度要求，从而可进一步利用，加深燃耗。
发明内容
为解决以上问题，本发明提出了一种深井式常压供热核反应堆，它采取的技术方案是：一种深井式常压供热核反应堆，包括深井、置于井底部的堆芯、控制棒、控制棒驱动机构，还包括安全池、n个辐射衰减筒、n个惯性水箱、堆芯余热排出系统和可移动井盖，所述辐射衰减筒布置在堆芯的四周，所述辐射衰减筒和惯性水箱相连，n≥2；其中，
所述深井的侧壁和底部包括内侧衬不锈钢壁、外侧衬碳钢壁的混凝土，所述安全池设置在深井的中上部，所述深井内充满水；
所述安全池包括乏燃料池、燃料暂存池和储水池，所述乏燃料池、燃料暂存池和储水池和深井反应堆相连形成大容积水系统；
所述堆芯装有新燃料和乏燃料的混合核燃料；
所述堆芯余热排出系统用于非能动排出深井中的余热，包括安装在深井上部的板式换热器和安装在深井上面的空气冷却塔，所述板式换热器与空气冷却塔中的板式空冷器相连；
所述可移动井盖安装在深井顶部，用于防止飞行物冲撞。
进一步地，所述堆中的混合燃料，其新燃料与乏燃料混合比为：1:9--6:4。
进一步地，所述堆芯的外周区设置由乏燃料构成的模拟堆芯。
进一步地，所述乏燃料为所述堆芯中用过的或是外来核反应堆的乏燃料。
进一步地，所述移动井盖由井上方的起重吊机控制开启和关闭。
进一步地，所述控制棒有多根，每根控制棒从下方或上方可插入堆芯中，所述控制棒驱动机构分别控制每根控制棒的上下运动，用于进行功率调节或停堆。
进一步地，所述的辐射衰减筒包括多层多孔的金属板，使热水流速降低并绕流，延长流动时间使流水放射性大幅度衰减。
进一步地，所述深井的内径8—12m、深10—150m、壁厚0.5—2.1m、厚底1—4m。
进一步地，所述深井内侧衬不锈钢壁为0.3—0.8mm，所述外侧衬碳钢壁为5—15mm。
进一步地，所述安全池容积为1000m3—1900m3。
本发明的有益效果是：在深井冷却剂水体自然压力(常压)下：具有很低的运行压力，供热低温的要求大幅度降低反应堆的运行温度，核裂变释放核能将循环水由78℃加热到98℃(如果在150米水深处，堆芯附近的最高温度可到200℃)，大幅度提高了反应堆的安全裕量，此常压低温深井式反应堆没有压力壳、安全壳及安注等系统，是利用核能满足供热需要的最安全与结构简单的反应堆。深井与安全池相连大容积水体，将非常有效的屏蔽保障放射性物质安全，在最大天灾人祸包括非能动排出堆芯余热系统的全部设备都失效，并且在不能干预条件下，仍能维持90天核堆安全。
附图说明
图1为本发明一种深井式常压供热核反应堆的结构示意图。
附图标记说明：1-深井、2-堆芯、3-控制棒、4-控制棒驱动机构、5-辐射衰减筒、6-惯性水箱、7-可移动井盖、8-乏燃料池、9-燃料暂存池、10-储水池、11-板式换热器、12-空气冷却塔。
具体实施方式
面结合附图对本发明一种深井式常压供热核反应堆的结构做进一步描述：该实施例仅用于说明本发明而不用于限制本发明的范围，本领域技术人员对本发明的各种等价形式的修改均落于本申请所附权利要求所限定的范围。
如图1所示，一种深井式常压供热核反应堆，包括深井1、置于井底部的堆芯2、控制棒3、控制棒驱动机构4，还包括安全池、n个辐射衰减筒5、n个惯性水箱6、堆芯余热排出系统和可移动井盖7，所述辐射衰减筒5布置在堆芯2的四周，所述辐射衰减筒5和惯性水箱6相连，n≥2；其中，
所述深井的侧壁和底部包括内侧衬不锈钢壁、外侧衬碳钢壁的混凝土，所述安全池设置在深井的中上部，所述深井内充满水；
所述安全池包括乏燃料池8、燃料暂存池9和储水池10，所述乏燃料池8、燃料暂存池9和储水池10和深井反应堆相连形成大容积水系统；乏燃料池8和燃料暂存池9之间设有隔板，隔板底部设有水流动口；
所述堆芯2装有新燃料和乏燃料的混合核燃料；
所述堆芯余热排出系统用于非能动排出深井中的余热，包括安装在深井上部的板式换热器11和安装在深井上面的空气冷却塔12，所述板式换热器与空气冷却塔中的板式空冷器相连；
所述可移动井盖7安装在深井顶部，用于防止飞行物冲撞。
所述堆2中的混合燃料，其新燃料与乏燃料混合比为：1:9--6:4；堆芯2的外周区设置由乏燃料构成的模拟堆芯；堆芯2的上表面距所述深井1口3-6m。
所述乏燃料为所述堆芯中用过的或是外来核反应堆的乏燃料。
深井1顶部设有可移动井盖7，在深1顶部平面的外侧设有两条轨道，可移动井盖7下部两侧外部各有2个滚轮，可电动、手动将可移动井盖7移开与关闭，所述可移动井盖厚1—2m；
在深井1上部主厂房内设有两个吊车(图中为示出)，位置高的天车是吊装、拆卸其他设备用，在可移动井盖7上部设置一台精密吊车，用于移动与垂直装、卸燃料与乏燃料。
所述控制棒3有多根，每根控制棒从下方或上方可插入堆芯2中，所述控制棒驱动机构4分别控制每根控制棒的上下运动，用于进行功率调节或停堆。
所述辐射衰减筒5通过不锈钢管路与堆芯2和惯性水箱6连接，辐射衰减筒5的结构：由中间保温层内外铝合金板的扇形筒，内部带孔的铜板束构成，使热水流速降低并绕流，延长流动时间使流水放射性大幅度衰减；惯性水箱6与换热回路连接。
所述深井1的内径范围为8---12m、深10---150m、壁厚0.5—2.1m、厚底1-4m。
深井内侧衬不锈钢壁厚为0.3-0.8mm，所述外侧衬碳钢壁厚为5-15mm。
所述安全池容积为1000m3—1800m3，与深井反应堆相连形成大容积水系统。
燃料暂存池9与池底模拟堆芯、燃料格架用于燃料与乏燃料转运、调换布放。
乏燃料池8系统功能：存储移来的乏燃料、对乏燃料池水持续冷却净化，传出乏燃料的衰变热到最终热阱如大气或地表大容量水体如江、河、湖、海。
装满水的储水池10用于为乏燃料池等补水。
运行时作为冷却剂的水从堆芯2容器底部流经裂变的燃料棒束、从78℃被加热到98℃，分别流入6个环路的辐射衰减筒5降低流速、延迟流出时间大幅度降低水放射性后、流进对应6个机房里的板式换热器11热侧放出热量、加热冷测二回路水传出，降到78℃通过水泵、阀门与回水管流回深井1水里、向下流动进入堆芯2底部，这样循环流动将裂变热通过换热器持续传入二回路换热系统。
运行时惯性水箱6里的水因压力下降水位降低，当停堆特别是事故紧急停堆水泵全停时，一回路水突然失去动力，惯性水箱6里的水位上升，加大堆芯2瞬时流量，提高堆芯2安全。
首座供热站堆芯装入90％新燃料、压水堆乏燃料中优选者用于燃料占10％；在首个运行供热期结束停堆换料时：将检测铀富集度相对较高的乏燃料布放在堆芯内的外环空的燃料格架中、较低的乏燃料布放在深井底部的格架上；再加入新燃料布放对应工位；这样获得：
1)10％乏燃料继续放出裂变热；
2)放置在外环的按压水堆已是乏燃料的燃料：继续放出裂变热；
3)放置在深井底部的乏燃料的衰变热加热一回路回水：将衰变热变成有效热，并减少乏燃料池冷却功率。
当环路中的主管道、泵、阀与换热器出现破口失水的LOKA重大事故，关闭对应的截止阀等阀门，排出事故流出的水进行检修。堆芯2与其他环路系统继续运行供热；
而当核电站反应堆发生LOKA事故：都紧急停堆、采取喷淋等应急措施后、进行检修。
本发明所述的深井式供热反应堆，每年需要一次停堆换料，更换其中1/6堆芯量的乏燃料。换下的乏燃料在放置在井底堆芯周边的暂存区格架贮存一年后，移至乏燃料处理装置。在此期间内供热中，乏燃料衰变热加热一环路冷却剂的回水，衰变热变成有效热。当需要停堆换料卸出大量的乏燃料时，精密吊车将乏燃料从置于井底部的堆芯2移出，堆放于位于井底部的乏燃料布置区，乏燃料布置区的顶部深井侧壁上设置环形肋板，环形肋板能有效地聚拢热量，乏燃料产出的有效热的效率最大化。
同时，所述反应堆在深井冷却剂水体自然压力(常压)下：具有很低的运行压力，供热低温的要求大幅度降低反应堆的运行温度，核裂变释放核能将循环水由78℃加热到98℃(如果在150米水深处，堆芯附近的最高温度可到200℃)，大幅度提高了反应堆的安全裕量，此常压低温深井式反应堆没有压力壳、安全壳及安注等系统，是利用核能满足供热需要的最安全与结构简单的反应堆。深井与安全池相连大容积水体，将非常有效的屏蔽保障放射性物质安全，在最大天灾人祸包括非能动排出堆芯余热系统的全部设备都失效，并且在不能干预条件下，仍能维持90天的核堆安全。
Claims (10)
1.一种深井式常压供热核反应堆，包括深井⑴、置于井底部的堆芯⑵、控制棒⑶、控制棒驱动机构⑷，特征在于，还包括安全池、n个辐射衰减筒⑸、n个惯性水箱⑹、堆芯余热排出系统和可移动井盖⑺，所述辐射衰减筒⑸布置在堆芯⑵的四周，所述辐射衰减筒⑸和惯性水箱⑹相连，n≥2；其中，
所述深井的侧壁和底部包括内侧衬不锈钢壁、外侧衬碳钢壁的混凝土，所述安全池设置在深井的中上部，所述深井内充满水；
所述安全池包括乏燃料池⑻、燃料暂存池⑼和储水池⑽，所述乏燃料池⑻、燃料暂存池⑼和储水池⑽和放置反应堆的深井相连形成大容积水系统；
所述堆芯⑵装有新燃料和乏燃料的混合核燃料；
所述堆芯余热排出系统用于非能动排出深井中的余热，包括安装在深井上部的板式换热器⑾和安装在深井上面的空气冷却塔⑿，所述板式换热器与空气冷却塔中的板式空冷器相连；
所述可移动井盖⑺安装在深井顶部，用于防止飞行物冲撞。
2.根据权利要求1所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述堆芯⑵中的混合燃料，其新燃料与乏燃料混合比为：1:9--6:4。
3.根据权利要求1或2所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述堆芯⑵的外周区设置由乏燃料构成的模拟堆芯。
4.根据权利要求1、2或3所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述乏燃料为所述堆芯中用过的或是外来核反应堆的乏燃料。
5.根据权利要求1所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述可移动井盖⑺由井上方的起重吊机控制开启和关闭。
6.根据权利要求1所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述控制棒⑶有多根，每根控制棒从下方或上方可插入堆芯⑵中，所述控制棒驱动机构⑷分别控制每根控制棒的上下运动，用于进行功率调节或停堆。
7.根据权利要求1深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述的辐射衰减筒⑸包括多层多孔的金属板，使热水流速降低并绕流，延长流动时间使流水放射性大幅度衰减。
8.根据权利要求1所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述地下深井⑴的内径8—12m、深10—150m、壁厚0.5—2.1m、厚底1—4m。
9.根据权利要求1所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述内侧衬不锈钢壁为0.3—0.8mm，所述外侧衬碳钢壁为5—15mm。
10.根据权利要求1所述的深井式常压供热核反应堆，其特征在于，所述安全池容积为1000m3—1900m3。
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