CN108140433A - 核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及核能领域，尤其涉及低功率以及超级低功率反应堆。一种核反应堆包含一反应器，反应器形成反应堆堆芯。堆芯置于初级工艺管中，用于循环冷却剂，堆芯置于次级工艺管中，用于容纳控制系统及保护系统元件。该反应器还包括：用于一次回路冷却剂的进液室，以及用于一次回路冷却剂的排液室，进液室与排液室由隔板隔开。初级工艺管的形式是场管，初级工艺管的外观固定在一次回路冷却剂进液室的底部，内管固定在隔板上。燃料组件安装在场管的内管悬架上，悬架固定在一次回路冷却剂排液室的顶部。次级工艺管与一次回路冷却剂的进液室及排液室隔开，核芯内管区域用对中子透明的介质或材料填充。

Description

核反应堆
本发明涉及核能领域，尤其涉及低功率和超低功率的核反应堆。
根据IAEA认可的分类(中小型核反应堆在世界市场的B.J.风险评估。IAEA－TECDOC－999，维也纳，1998)目前，低功耗的核反应堆是发电能力不超过300MW的核反应堆。中等功耗的核反应堆是发电能力在300－700MW的核反应堆。超过700MW的核反应堆是高功耗的核反应堆。
最初，低功耗的核反应堆用于军事潜艇上。民用核能部门在其发展时期借用了很多军用设计。
但是，在600－1000MW NPP中做了一个赌注在核能领域的这种开发对于工业发达国家来说是合理的，因为这些国家有完善的电力网络、人才、技术以及不断增长的能源吸收，这些可以让他们投资昂贵的项目。
但是，多数发展中国家还没有完善的基础设施、电力传输网络、足够的人口密度和资源来完成大型的耗资项目。要在这些国家中建造大型电厂，最好不要开发此阶段的能源产业。但是，如果不用核能发电，水脱盐或加热等就不会有效率。因此，将低功率核电厂与核反应堆一起使用会更有效，其功率不超过25－40MW。
低功率和超低功率NPP有很好的效益，因为有机燃料的价格不稳定且其价格有上升趋势。核能的使用确保了更好的稳定性。
除了燃料供应的显著优势，使用超低电力NPP而获得的环境效益是另一个动力。对于北部地区和海岛生态系统尤其重要，因为那里的自我修复能力较弱。
核能的另一个好处是它能通过合并电产量、热水和蒸汽、水脱盐等达到多用途的低和超低功率核能。燃料供应相对简单加上长期的燃料运作(7－15年)以及单个核反应堆单元的低功率使得此类能源能够使人负担得起且成本有效。
关于上述内容，此类NPP的核反应堆在世界积极发展，而且对增加使用寿命(达到60年)方面尤其关注，同时核反应堆堆芯运行超负荷的频率小于每10年一次。
对于燃料替换间隔较长的低功耗电厂，有一个已知的带快速中子的核反应堆(加燃料间隔较长的小型快速中子波谱核电厂，美国专利8767902,G21C1/02,2014)。该核反应堆作为液钠的冷却介质使用，设计用于制造50到100MW范围内的能源，燃料替换间隔是20年。
使用液体金属保证了燃料较高的额定功率、高燃料转换比、热动力循环的性能提升且不需要高压，这提升了核反应堆的安全。关于快速反应堆的具体问题，首先，用钠作为冷却剂，钠空泡反应性的影响具有显著的积极价值，进而对排出反应堆芯或钠沸腾的紧急情况的安全性产生不利影响。
目前已有一个300KW，60年使用寿命的永无人操作供热反应堆。AKazansky,V.ALevchenko,E.S.Matusevich,Y.S.Yuriev,et a l.超低功率自动调节的供热反应堆，“MASTER IATE”高校新闻.核能N°3,p.63,2003).
该反应堆的缺点是其不满足核国际核不扩散材料的要求，因它的生产操作需约40％的浓缩核燃料以及反应堆的低功率，燃料的消耗，生产反应堆芯的高成本能源生产。此外，反应堆的良好技术和中子物理性质成为了提升功率的不可逾越的鸿沟。
已知的带有液态金属冷却剂的快中子压力管式反应堆)专利RU 2088981,G21С1/02,1997)。快速中子压力管式反应堆在槽式反应器上的优点是压力管的设计能够调整燃料通道中单个冷却剂的吸收，从而确保燃料棒处于最适宜温度的模式。
通道间的间距能够用来放置控制和保护系统(CPS)。一个显著的正力矩是反应堆冷却第一回路中CPS的独立性——控制棒不能通过冷却剂流从反应堆芯中排出，这从根本上提高了CPS的可靠性和反应堆的整体安全性。
从抗震稳定性的角度来看，缺少充满冷却剂的反应堆筒体给压力管式反应堆提供了重要优势，尤其是在使用铅铋冷却剂时。若反应堆筒体遭到损坏，从反应堆芯或钠燃烧中排出的后果将比单通道的损坏更加严重。筒体的使用寿命受辐射和热稳定性的限制。在反应堆中更换筒体几乎是不可能实现的，可根据需要定期更换新的通道盖，从而显著延长反应堆的使用寿命。
通道设计解决了在第一回路中万一发生冷却剂循环停止的情况转移余热的问题，并大大简化了万一发生反应堆堆芯熔毁情况防止二次临界物质形成中真皮分散的问题。
拟议的发明是对低、超低功率压力管式反应堆设计的进一步发展和改进，其中子谱被置换为中快能量空间。
本发明的技术成果是通过设计具有约30MW热容的核反应堆，延长反应堆的使用寿命并改善反应堆的质量空间参数，从而扩大了核反应堆的技术资源抉择。
此外，拟议的反应堆设计确保了改进的换热过程，这是由于在不加速冷却的情况下，核反应堆堆芯的额定功率除热的均匀性和有效性的提高所引起的。
所提及的技术成果是通过反应堆设立、发射壳体配备以及反应堆堆芯形成来实现的。位于反应堆核心的第一(燃料)过程通道是为冷却循环而设计的，位于反应堆核心的第二(控制)过程通道是为安置CPS组件而设计的。
该反应堆还配备第一回路冷却供应室和排出室，并由一个隔板分开。
第一过程通道设计为现场管，其外管连接到第一回路冷却供应室的底部，内管连接到隔板上。燃料棒阵列安装在内管和吊杆上的现场管之中，连接道第一回路冷却排出室的顶部(盖子)。二过程通道与第一回路冷却供应室和排出室隔离。反应堆芯壳填充有介质或材料，对中子来说是透明的(或者说，具有微量的中子吸收截面)。
关于本发明的设计方面，反射器可有侧反射器组成，比如设计成一组环以及上下反射器。
采用具有微量中字吸收截面的锆合金作为可测材料是本发明设计的另一个方面。
另外，将CPS控制器放置在第一回路的载热排放室的顶部(盖)也是本发明设计的一个方面。
另外，紧急保护吸收杆以及补偿杆和控制杆可以用作CPS部件，放置在第二处理通道内。
除此之外，本发明设计优选В4С，浓缩到80％到10В，以作为垫片杆吸收器。
优选В4С，浓缩到20％到10В，以作为控制杆吸收器。
在本发明设计中，将燃料棒阵列的一部分设计成Gd2O3可燃吸收器
同时，也可将燃料棒阵列的一部分设计成Er可燃烧吸收器。
上述是本发明的摘要，包含简化、概括以及所有细节；因此，技术专家应加以考虑，本发明摘要仅具有说明性，不具有任何限制性。
为了更好地理解拟议技术解决方案的设想，下面讲给除本发明的具体事例描述，然而，参照图纸来看，这并非根据本发明的核反应堆而实际实施的极限案例，图中描绘了如下内容。
图1展示了本发明反应堆总体布局的轴测图。
图2展示了位于第一过程通道的第一个回路的冷却供应和室排放室设计理念。
图3展示了燃料棒阵列和第二过程通道的吊带设计理念。
图4展示了含有燃料棒阵列的第一过程通道设计理念。
图5展示了反应堆堆芯的横截面。
图6展示了图5的视图A。
图7展示了图5的视图B。
反应堆的主要结构布局如图1所示。反应堆由金属壳(1)构成，其中配有反应堆堆芯(2)，并由反射器(3)构成。第一过程通道(4)是为第一回路冷却循环而设计的，第二过程通道(5)是为安置位于反应堆堆芯的CPS组件而设计的。
第一回路冷却供应室(6)和冷却排出室(7)由位于反应堆堆芯(2)上的隔板(8)分开。CPS控制器(9)位于第一回路冷却排放室(7)的顶部。
反射器(3)由侧反射器组成，设计为一组环(10)、下反射器(11)和上反射器(12)。采用A1-Be合金材料制作反射器。
如图2所示，第一回路冷却剂供应室(6)由反应器壳体(1)的盖子(13)、侧壁(14，壳体)和隔板(8)组成。导管(15，图3)位于侧壁1(14)上，通过循环泵将第一回路热载体传送至冷却供应室(6)。以水(H2O)作为第一回路冷却剂。
如图3所示，第一回路冷却排出室(7)由隔板(8)、侧壁(16)和上盖(17)构成。导管(18)位于侧壁(16)上，用于将第一回路冷却剂从排出室(7)传送至热交换器，可设计成蒸汽发生器。
第一(燃料)过程通道(4，图2)设计成现场管，没根管均包含外管(19)和内管(20)。外管(19)焊接到反应器壳体(1)的盖子(13)上，设计成具有沿三角形网格放置的有孔管板。内管(20)焊接到第一回路冷却供应室(6)和排出室(7)之间的隔板(8)上，同样，该隔板设计成与盖子(13)具有对应孔的有孔管板。
第二(控制)过程通道(5，图3)，每组包含管(21)，位于反应堆堆芯(2)，管(22)则是穿过第一回路冷却供应室(6)和排出室(7)而形成的，并将第二过程通道与冷却剂隔离。位于反应堆堆芯(2)的过程通道空间(23，图4)填充有具有微量中子吸收截面的E-110型锆合金。
反应堆堆芯第一和第二过程通道的位置如图5所示。
燃料棒阵列(24)的吊杆安装在第一回路冷却排出室(7)的上盖(17，图3)顶部。燃料棒阵列(24)由中心杆(25)组成，其下端装有18根燃料棒(26)。中心杆(25)上端配有一个特殊的法兰(27)，以紧固上盖(17)上的燃料棒阵列(24)吊杆，并在反应堆堆芯(2)中安装和移除燃料棒的同时抓住燃料棒。
冷却剂从循环泵流经导管(15)至冷却供应室(6)再流至第一过程通道。然后，如图2所示，沿着现场管的外管(19)与内管(20)之间的空间向反应堆堆芯传输预热热量。
此外，如图4所示，冷却剂流经内管(20)时，燃料棒阵列(24)也位于其中。冷却剂流经燃料棒阵列时，将加热到所需温度并返回到冷却排出室(7)，
然后流经导管(18)至热交换器。
这种燃料通道设计可容许50％的反应堆堆芯线性尺寸，以我方为例，以高度为准。此外，冷却剂内管(20)出口处到冷却剂外管(19)入口处的部分散热会影响散热的均匀性和有效性。此外，这也改善了燃料棒沿其长度方向的热量分布。
反应堆设计简单，确保温度变形的全面补偿。所有这些均可确保冷却剂流经反应堆堆芯是产生大量消耗，从而提高额定功率并在局部区域
提供20MW的热功率。
上述反应堆燃料棒由浓缩的二氧化铀制成。优点包括对这种燃料的最佳处理，已通过数千反应堆年的使用得到证实。根据原子能机构关于防止核武器扩散的要求，用于核燃料生产的铀浓缩度仅限于20％。选定的浓缩度等于铀-235含量的19％(浓缩度类似于BN-800反应堆的生产燃料)。浓缩度最大容许值的选取可缩小反应堆堆芯的尺寸，以达到所需的反应裕度和高深度燃烧。
为确保反应堆在无过载情况下的长期使用寿命，则必须保有较高的反应裕度(约22％)。通过反应堆堆芯中的吸收棒的最小数量来补偿此类裕度，并通过使用可燃性吸收燃料来确保内部的自我保护。采用铒(Er)和钆(GdC)作为可燃吸收剂。
燃料棒阵列(24)的燃料棒的位置和成分如图7所示。燃料棒阵列包含3根Er燃料棒(28)、3根Gd2O3燃料棒以及不包含可燃吸收剂在内的12根棒(30)。
通过十三个调节CPS控制器(图2)来控制反应堆，每一个控制器都包含七个吸收棒32(图6)。根据其用途不同，将全部CPS吸收棒划分为以下几组：-四组补偿棒33，确保对反应堆的过剩反应进行补偿，依靠燃料燃烧产生了反应性损失，进而设计了这四组补偿棒；
-两组控制棒34，,确保运行期间，控制、维系反应堆功率；
-七组应急保护棒35，,确保在正常运行时出现故障以及紧急情况下，迅速降低功率，并将反应堆切换至亚临界模式。
沿着六边形周边放置十二组吸收棒，在反应堆中心放置一组吸收棒(应急保护)。以反应堆中心为轴线，控制棒34组组对称。
纤蕊中心
В4С增加到80％，成为10В，用于补偿以及应急保护棒，В4С增加到
上述选择在实际应用中，可另选方法，不受本发明限制。因此，我们可以假设，比方说使用内部设计时，不同于上述描述的形状、部件数量以及位置都可能出现。

Claims (9)

1.一种核反应堆，由壳体和反射器组成，形成一反应堆堆芯，第一道处理通道，位于所述反应堆堆芯，用于冷却剂循环，第二道处理通道，位于所述反应堆堆芯，用于放置CPS部件以及燃料棒排列，不同于一次回路冷却剂供给室及排液室由隔板隔开，第一道处理通道按场管进行设计，场管的外管连接到所述一次回路供应室的底部，内管连接到隔板，燃料棒陈列安装在场管内管的悬架上，并连接到所述一次回路供应室的顶部，第二道处理通道与所述一次回路冷却剂供应室及排液室隔离，所述反应堆堆芯的壳程由对中子透明的介质或材料填充进行填充。
2.根据权利要求1所述的核反应堆，其不同在于反射器包括一侧反射器(由一组环状物组成)以及上反射器和下反射器。
3.根据权利要求1所述的核反应堆，其不同在于其具有锆合金作为壳程材料。
4.根据权利要求1所述的核反应堆，其不同在于其具有位于所述第一环路冷却剂排放室上部的CPS控制器。
5.根据权利要求1所述的核反应堆，其不同在于其具有用于CPS部件的紧急保护吸收棒、补偿以及控制棒。
6.根据权利要求4所述的核反应堆，其不同在于其具有В4С增加到80％，成为10В，用作补偿以及应急保护棒的吸收器。
7.根据权利要求5所述的核反应堆，其不同在于其具有В4С增加到20％，成为10В，用作控制棒的吸收器。
8.根据权利要求1所述的核反应堆，其不同在于其具有在燃料棒阵列中设有Gd2O3可燃吸收器的一部分燃料棒。
9.根据权利要求1所述的核反应堆，其不同在于其具有在燃料棒阵列中设有Er可燃吸收器的一部分燃料棒用。
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