CN107767966A - 核反应堆系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开一种核反应堆系统，特别是由加速器驱动的陶瓷快堆(ADCFR)系统。该系统包括强流超导直线加速器、重力驱动的高功率密集颗粒散裂靶和全陶瓷快中子反应堆。该系统由加速器进行外源驱动。散裂靶产生中子，使反应堆在次临界状态下进行核反应。经过预定时间后，停止加速器的外源驱动，使反应堆转变为在临界状态下运行。反应堆的堆芯中的结构均由陶瓷材料制成。

Description

核反应堆系统
技术领域
本发明涉及核反应堆系统，更具体地涉及由加速器驱动的陶瓷快堆系统。
背景技术
近年来，能源安全、环境污染和气候变化越来越受到人们的关注。核能是一种环保、高效的清洁能源，可以生产全球30％以上的低碳电力。然而，目前的核电技术仍然存在很大的问题，例如核燃料利用率低(～1％)，核废料管理困难，固有安全性差，经济性低等。为了改善上述状况，第四代国际论坛(GIF)对未来的核电技术提出了以下4个目标：
1)可持续发电且核废料最小化；
2)与其他能源系统(化石、可再生能源)相比，具有明显的成本优势和较低的金融风险；
3)堆芯损坏程度低；以及
4)使用尽可能简单的技术和常规的材料来保护人身安全，防止恐怖主义。
核反应堆系统是能维持可控自持链式核裂变反应以实现核能利用的系统。核反应堆系统产生的能量可以用于发电、动力、工业生产、同位素生产、热能生产等多个方面。
核反应堆系统包括堆芯。堆芯主要由活性区、反射层、外压力壳和屏蔽层构成。活性区由核燃料、慢化剂、冷却剂和控制棒等组成。由于核反应堆系统通常运行在高温、强辐照等极端环境下，所以对核反应堆系统的物理、化学和力学性能有严格的要求。另外，采用不同的冷却剂、结构材料和核燃料会给反应堆带来不同的安全问题。因此，反应堆安全性是反应堆设计的重要课题。
发明内容
为了解决上述问题，本发明提供一种核反应堆系统，特别是长燃耗的由加速器驱动的陶瓷快堆(ADCFR)系统。该系统能够大幅度提高反应堆的燃料利用率，使反应堆长周期安全运行(＞30年)并且中途无需停堆以更换或补充燃料。
本发明的核反应堆系统包括：反应堆，其包括堆芯；以及直线加速器，其用于对所述快中子反应堆进行外源性驱动。所述堆芯中的结构均由陶瓷制成。
在初始阶段，所述直线加速器对所述反应堆进行外源性驱动以使所述反应堆燃烧增殖并产生能量。在经过预定时间段后，在不停堆的情况下使所述直线加速器停止驱动，所述反应堆转变为自持燃烧状态。
所述反应堆可以是快中子反应堆，并且所述直线加速器可以是强流超导直线加速器。中子能量分布集中在1KeV至10MeV之间，相对中子密度峰值所对应的中子能量值为0.1MeV。在初始阶段，所述反应堆在次临界状态下运行，所述反应堆中理论K有效增值因子Keff的初始值为0.98，束流强度小于10mA。在经过预定时间段后，Keff达到1.0，产生剩余反应性，所述直线加速器停止驱动，所述反应堆转变为在临界状态下运行。
所述堆芯大致呈圆柱状，外径为2.5m至3m(优选的是2.8m)，高度为2.8m至3.2m(优选的是3m)。所述堆芯可以包括多个燃料构件、反射构件、屏蔽构件、控制构件、补偿构件以及包覆并支撑所述构件的支撑结构。所述堆芯还可以包括设置在中心处的散裂靶。所述散裂靶可以是重力驱动的密集颗粒陶瓷散裂靶，并且可以由Al2O3陶瓷颗粒制成。
所述燃料构件大致呈棱柱状，具体地可以呈四棱柱状、六棱柱状或八棱柱状。所述燃料构件包括包壳和设置在所述包壳中的多根燃料棒。所述燃料棒大致呈圆筒状，由此形成冷却剂通道，以允许冷却剂从所述冷却剂通道中流过，以便冷却所述燃料棒。所述包壳的内壁与所述燃料棒的外壁之间的间隙以及相邻的燃料棒的外壁之间的间隙中填充有空气、氧气、二氧化碳、氮气、氦气或其他气体。
所述冷却剂可以是由陶瓷颗粒和气体混合而成的气固两相流。所述冷却剂中的陶瓷颗粒可以由碳化物、氮化物或氧化物陶瓷材料制成，具体地可以是Al2O3、ZrO2、SiC、MgO和Zr3Si2中的一者或多者，优选的是Zr3Si2，并且所述冷却剂中的气体可以是氦气。另外，所述冷却剂中的陶瓷颗粒可以由氧化锆、氧化铝、氮化锆、碳化硅或其混合物制成，并且所述陶瓷颗粒的直径为0.1mm至1.5mm。所述冷却剂的密堆率在0.5至0.7的范围内(优选的是0.57)，流速为0.1m/s至2m/s。
所述包壳可以由碳化物、氮化物或氧化物陶瓷或其混合物制成，具体地可以由碳化锆、碳化硅、氧化锆或氧化铝制成。所述燃料棒由碳化物、氮化物陶瓷核燃料(例如UC、UN)材料颗粒烧结而成。
所述反射构件可以由碳化铍、硅化锆或氧化铍陶瓷制成，并且所述屏蔽构件可以由碳化硅材料制成。所述控制构件和所述补偿构件可以由碳化硼材料制成。
通过采用本发明的方案，获得了以下有益的技术效果：
1)功能集成性
本发明的核反应堆系统有效地将包括简单处理过的乏燃料在内的各种可能增殖的材料转变为核燃料，支撑上千年的核裂变能；在嬗变、深燃耗烧掉大部分的长寿命核废料的同时，使核废料量大大减少，便于处置和管理。
2)系统安全性
本发明的次临界堆的固有安全性能够确保事故工况下自动地停堆；高温堆的设计使用非能动余热排放使系统比现有反应堆更安全可靠运行，反应堆同时嬗变、增殖和产能使堆内外强放射性材料有限，由此将极低概率的事故限制在可控范围内。
3)经济性
本发明的核反应堆系统降低了对燃料和后处理的费用，高温运行提高了次临界堆产能效率以冲抵加速器额外耗能，模块化堆的工厂制造、延长堆的换料周期减少制作、运行和资本筹措的成本，这些优化大大提高系统的性价比。
4)核不扩散性
将经高温分离的乏燃料处理成新燃料过程只是排除大部分裂变产物，不存在裂变材料的富集，并且大幅度降低裂变材料的放射性，使核扩散难度增大，从而使恐怖行动的风险大幅降低。
5)选址广泛性
由于本发明的核反应堆系统的堆芯是无水环境，因而选址非常广泛。既可以建在沿海地区，也可以建在内陆地区。
通过参考以下解释性的、非限制性的详细说明，能够更好地理解本发明的以上和其他方面的特征及优点。
附图说明
图1是根据本发明的实施例的ADCFR系统的示意图。
图2是堆芯的横截面示意图。
图3是堆芯燃料构件的局部透视图。
图4是ADCFR系统的中子能谱分布图。
图5是反应堆中理论K有效增值因子(Keff)和全功率运行时间的关系图。
图6是核燃料中的235U和239Pu的质量随着时间而变化的分布图。
图7是不同的冷却剂材料的理论Keff和运行时间的关系图。
具体实施方式
在下文中结合附图来详细描述本发明的示例性实施例。
图1示出根据本发明的实施例的ADCFR系统。ADCFR系统基于加速器驱动系统(ADS)构建，属于加速器驱动的先进核能系统(ADANES)中的燃烧器子系统。ADCFR的基本原理是：以少量235U作为起始燃料，使用外部中子源驱动次临界堆，对238U进行增殖。在裂变材料235U燃烧的同时，239Pu的量不断地增加。239Pu可以直接用作下一代反应堆的起始燃料。
图1所示的ADCFR系统主要包括强流超导直线加速器、重力驱动的高功率密集颗粒散裂靶和全陶瓷快中子反应堆。全陶瓷快中子反应堆包括堆芯。
初始启动反应堆时，ADCFR系统利用强流超导直线加速器对反应堆进行外源性驱动，反应堆进行燃烧增殖并产能，此时ADCFR系统在次临界状态下运行。以这种状态运行3至5年后，在不停堆的情况下切断强流超导直线加速器，停止反应堆的外部中子源驱动，反应堆此后转变为自持燃烧状态，即ADCFR系统在临界状态下运行。
图2是堆芯的横截面示意图。堆芯包括多个燃料构件1、反射构件2、屏蔽构件3、控制构件4、支撑结构5和补偿构件6。堆芯的中心位置是散裂靶7的保留设计位置。燃料构件1用于燃烧并产生能量。反射构件2和屏蔽构件3设置在燃料构件1周围，分别起到反射和屏蔽堆芯1中的中子的作用。可以根据反应堆的具体情况来确定以上各种构件的数量和排列方式，图2所示的情况仅是示例性的。支撑结构5将上述构件整体上包覆成圆柱状。圆柱状堆芯的直径为2.5m至3m，优选的是2.8m。堆芯的高度约为2.8m至3.2m，优选的是3m。
图3是燃料构件1的局部透视图。燃料构件1整体上呈六棱柱状，也可以呈四棱柱状、八棱柱状等。燃料构件1包括包壳11以及设置在包壳11中的多根燃料棒12。包壳11的厚度约为4mm至5mm。燃料棒12呈空心圆筒状，外径约为2.8cm至3.2cm，内径约为1cm至1.5cm。多根燃料棒12按照反应堆的设计要求来排布和固定。燃料棒12的空心圆筒状结构形成冷却剂通道，以允许冷却剂从中流过，从而冷却该燃料棒。包壳11的内壁与燃料棒12的外壁之间的间隙以及相邻的燃料棒12的外壁之间的间隙中填充有空气、氧气、二氧化碳、氮气、氦气或其他惰性气体，用以提高换热效率。
堆芯中的上述结构均由陶瓷材料制成。与传统的金属合金材料相比，陶瓷材料具有耐高温、耐腐蚀、抗辐射、高传热、高强度、中子物理性能好、化学兼容性好、稳定性强等优点。因此，陶瓷材料能够提高核反应堆系统的固有安全性及经济性，适用于长时间的增殖和燃烧。
具体地说，包壳11可以由耐辐射、耐高温的陶瓷材料制成。该陶瓷材料例如是碳化物、氮化物或氧化物陶瓷或其混合物，更具体地例如是氧化锆、氧化铝、碳化锆、碳化硅等。燃料棒12可以由碳化物或氮化物陶瓷核燃料材料颗粒烧结而成，燃料材料颗粒的直径为0.1mm左右，烧结的等效密度为理论密度的60％至70％，外直径与内直径之比为2左右，或者根据反应堆的具体情况来设置。反射构件2可以由碳化铍、硅化锆或氧化铍等陶瓷材料制成。屏蔽构件3可以由碳化硼材料制成。冷却剂是密集陶瓷颗粒与气体混合而成的气固两相流。冷却剂的密堆率可以随着结构而改变，大致范围是0.5至0.7，优选的是0.57左右。冷却剂的流速为0.1m/s至2m/s。冷却剂中的陶瓷颗粒可以由碳化物、氮化物或氧化物陶瓷等材料制成，更具体地例如由氧化锆、氧化铝、氮化锆、碳化硅或其混合物制成。冷却剂可以确保堆芯的可用温度范围达到300℃至1500℃，短时间内(短于1小时)甚至允许高于1600℃。由于碳化物陶瓷材料的导热系数大，辐射吸收率高，所以通过对陶瓷颗粒和冷却通道的几何构造(尺寸和形状)进行适当的设计(例如将陶瓷颗粒的直径设置为0.1mm至1.5mm)并与填充气体的流动传热相配合，能够最大限度地吸收堆芯的热量。
实例
通过在如下条件下对本发明的ADCFR系统及其运行参数进行中子物理学及热工水力学测试，发明人认为本发明的ADCFR系统能够令人满意地解决本发明所要解决的问题并实现本发明的目的。
表1示出本发明的ADCFR系统优选的运行参数。表2示出本发明的ADCFR系统优选的或可选的堆芯结构设计及材料。
发明人对采用如图2所示的六边形堆芯结构的ADCFR系统的中子能谱和反应堆中理论K有效增值因子(Keff)进行了测定。具体地说，各构件均采用陶瓷材料，其中，燃料为UC，散裂靶为Al2O3颗粒靶，冷却剂和结构材料为Al2O3，反射构件2和屏蔽构件3的材料为SiC，控制构件和补偿构件的材料为B4C，反应堆系统的运行模式为次临界模式和临界模式。
表1
参数 值 单位
热功率 0.5～2.0 GW
功率密度 ～40 W/cm3
燃料 UC
235U的浓度 ～10 ％
散裂靶 陶瓷颗粒 颗粒靶
密堆率 ～50 ％
束流 质子束～1.5@20 GeV@mA
冷却剂 陶瓷颗粒 气体-颗粒流
系统压强 大气压或负压
运行寿命 ＞30 年
入口/出口温度 ～300/＞700 ℃
表2
图4是测得的本发明的ADCFR系统的中子能谱分布图。中子能谱是核反应堆的重要参数，它决定了堆芯的物理特性，尤其对于新型核反应堆的设计和建造具有重要意义。为了提高燃料的使用效率和核乏料的转化率，需要反应堆的中子能谱是快中子能谱。如图4所示，本发明的ADCFR系统中的中子能量分布主要集中在1KeV至10MeV之间，相对中子密度峰值所对应的中子能量值约为0.1MeV，符合快中子的特点。因此，本发明的ADCFR系统的中子能谱属于快中子能谱，具有增殖和嬗变核废料的能力，可以长时间运行而无需更换或补充燃料。
图5是在未更换燃料的情况下反应堆中理论K有效增值因子(Keff)和全功率运行时间(～40年)的关系图。在初始阶段，ADCFR系统在外部中子源驱动的次临界状态下运行，Keff的初始值为0.98(初始束流强度＜10mA)。在运行约5年后，Keff达到1.0，此时由于产生剩余反应性，所以ADCFR系统能够在无外部中子源驱动的情况下运行在临界状态下。在15年之后，Keff上升至峰值。然后，Keff在未来的20年间逐渐下降。本系统总运行时间将超过30年。
图6示出核燃料中的235U和239Pu的质量随着时间而变化的分布情况。ADCFR系统最初产生的大部分能量来自于235U，然后235U逐渐裂变殆尽，中子通过外部中子源将238U转化成易裂变核素239Pu。Keff曲线随着239Pu的增加而逐渐升高，相应的束流强度则逐渐减小。在大约15年时，235U和239Pu的质量曲线出现交叉，此时235U的质量与239Pu的质量相同。当Keff的值接近1.0时，Keff继续在临界状态下增大至峰值，然后由于裂变产物的积累而逐渐减小。最后，235U的量基本消耗至最小值，239Pu的量达到平衡。因此，本发明的反应堆可以长期运行，并对核燃料中一些超铀元素进行增殖和嬗变(如超铀元素镅(Am)、锔(Cm)等)。
发明人还测定并比较了不同的冷却剂材料的中子性能。具体地说，发明人对Al2O3、ZrO2、SiC、MgO和Zr3Si2共5种冷却剂材料进行了测定。在进行测定时，将冷却剂通道的密堆率设为0.6，将初始Keff值设为0.95，将工作模式设为由加速器驱动的次临界模式(质子束能量为1.2GeV，堆芯功率为1GW)，所需束流强度小于20mA。
图7是以上5种冷却剂材料的理论Keff和运行时间的关系图。如图7所示，随着时间的增加，这些冷却剂的Keff曲线都逐渐升高，其中，Zr3Si2的Keff曲线比其余4种冷却剂的Keff曲线稍高。因此，这5种陶瓷材料冷却剂都是本发明的ADCFR系统可选的冷却剂材料。
尽管以上参考优选的实施例描述了本发明，但本领域的技术人员将会理解的是，可以在不脱离随附的权利要求书所限定的范围的情况下对本发明的方案进行增加、省略、替代、重组等。

Claims (10)

1.一种核反应堆系统，包括：
反应堆，其包括堆芯，所述堆芯中的结构均由陶瓷制成；以及
直线加速器，其用于对所述反应堆进行外源性驱动，
其特征在于，在初始阶段，所述直线加速器对所述反应堆进行外源性驱动，以使所述反应堆燃烧增殖并产生能量；并且在经过预定时间段后，在不停堆的情况下使所述直线加速器停止驱动，所述反应堆转变为自持燃烧状态。
2.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其中，
所述堆芯呈圆柱状，外径为2.5m至3m，高度为2.8m至3.2m，
所述堆芯包括多个燃料构件、多个反射构件、多个屏蔽构件、多个控制构件、多个补偿构件、设置在所述堆芯的中心处的散裂靶、以及包覆并支撑所述构件和所述散裂靶的支撑结构。
3.根据权利要求2所述的核反应堆系统，其中，
所述散裂靶是重力驱动的密集颗粒陶瓷散裂靶，所述反射构件由碳化铍、硅化锆或氧化铍陶瓷制成，所述屏蔽构件由碳化硅材料制成，所述控制构件和所述补偿构件由碳化硼材料制成。
4.根据权利要求2所述的核反应堆系统，其中，
所述燃料构件呈棱柱状，其包括：
包壳，其由碳化物、氮化物或氧化物陶瓷或其混合物制成；以及
多根圆筒状燃料棒，其设置在所述包壳中并且由碳化物和/或氮化物陶瓷核燃料材料颗粒烧结而成，
其中，所述包壳的内壁与所述燃料棒的外壁之间的间隙以及相邻的燃料棒的外壁之间的间隙中填充有空气、氧气、二氧化碳、氮气、氦气或其他气体，
所述燃料棒的内部形成冷却剂通道，以允许冷却剂从所述冷却剂通道中流过，由此冷却所述燃料棒，并且
所述冷却剂是由陶瓷颗粒和气体混合而成的气固两相流。
5.根据权利要求4所述的核反应堆系统，其中，
所述冷却剂中的陶瓷颗粒由碳化物、氮化物或氧化物陶瓷材料制成，所述陶瓷颗粒的直径为0.1mm至1.5mm，并且所述冷却剂中的气体是氦气。
6.根据权利要求4或5所述的核反应堆系统，其中，
所述冷却剂的密堆率在0.5至0.7的范围内，所述冷却剂的流速为0.1m/s至2m/s，并且所述堆芯的可用温度范围为300℃至1500℃。
7.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其中，
所述反应堆是快中子反应堆，并且所述直线加速器是强流超导直线加速器，并且
中子能量分布集中在1KeV和10MeV之间，相对中子密度峰值所对应的中子能量值为0.1MeV。
8.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其中，
在初始阶段，所述反应堆在次临界状态下运行，所述反应堆中理论K有效增值因子Keff的初始值设为0.98，初始束流强度小于10mA；
在运行5年后，Keff达到1.0，产生剩余反应性，所述直线加速器停止驱动，所述反应堆转变为在临界状态下运行；
在运行15年后，Keff上升至峰值；
然后，Keff在未来的20年间逐渐下降。
9.根据权利要求4所述的核反应堆系统，其中，
在初始阶段，所述反应堆在次临界状态下运行，所述反应堆中理论K有效增值因子Keff的初始值设为0.95，初始束流强度小于20mA，质子束能量为1.2GeV，堆芯功率为1GW，所述冷却剂通道的密堆率为0.6。
10.根据权利要求9所述的核反应堆系统，其中，
所述冷却剂中的陶瓷颗粒是Al2O3、ZrO2、SiC、MgO和Zr3Si2中的一者或多者，并且所述冷却剂的Keff曲线随着时间的增加而升高。
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