CN108369827A - 矩形核反应堆芯 - Google Patents

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Abstract

一种操作核裂变反应堆的方法，所述反应堆包括反应堆堆芯和容纳冷却剂的冷却剂容器，所述堆芯包括以大致平行的多列布置的燃料组件的阵列，每个燃料组件包括容纳裂变燃料的一个或多个燃料管。对于阵列的每一列，在所述列的第二端处从阵列中移除一个或多个乏燃料组件，燃料组件沿着所述列从第一端移动到第二端；并且一个或多个燃料组件在列的第一端处被引入阵列。当燃料组件在阵列内时，每个燃料组件保持在单列中。当燃料组件位于阵列内时，每个燃料组件的燃料管的至少燃料填充部分被浸入在冷却剂中。

Description

矩形核反应堆芯
技术领域
本发明涉及在裂变同位素被消耗时，通过用新鲜燃料组件替换乏燃料组件来维持在核反应堆堆芯中反应性的简单程序。
背景技术
核反应堆的堆芯的形状通常是圆柱形的，以便最小化表面面积与体积的比率，并且因而最小化中子泄漏的速率。已经提出了矩形的堆芯，例如俄罗斯的RBMK2400(A.P.Aleksandrov，N.A.Dollezhal苏维埃原子能43，985)，但是很少已经被构建。
在GB2508537中已经描述了包括由含有熔融盐燃料的管的组件形成的堆芯的核反应堆。与固体燃料反应堆相比，这种反应堆具有显着的优点。WO 2015/166203中描述了在不将燃料组件提升出堆芯的情况下，用新鲜燃料组件替换乏燃料组件是用于维持堆芯的反应性的一种机制和做到这一点的方法。WO 2015/166203中描述的方法通常涉及燃料组件向反应堆芯的中心逐渐移动，随后沿着“出口列”相对快速地移出堆芯。要实现这一点，需要能够在两个水平方向上移动组件的燃料组件移动装置，机械上相当地复杂的过程。
发明内容
由于为此所需要的系统的较大的机械简化，通过将燃料组件沿单一方向移动来维持反应性的方法应是有利的，但是在圆柱形反应堆堆芯中应是最低效的，不允许核燃料的均匀或高燃耗。
根据第一方面，提供了一种操作核裂变反应堆的方法，所述反应堆包括反应堆堆芯和容纳冷却剂的冷却剂容器，所述堆芯包括布置成大致平行的列的燃料组件阵列，每个燃料组件包括一个或多个容纳裂变燃料的燃料管。对于阵列的每一列，在所述列的第二端处从阵列中移除一个或多个乏燃料组件，燃料组件沿着所述列从第一端移动到第二端；并且一列或多列燃料组件在列的第一端处被引入阵列。当燃料组件在阵列内时，每个燃料组件保持在单列内。当燃料组件在阵列内时，每个燃料组件的燃料管的至少燃料填充部分浸入冷却剂内。
根据另一方面，提供了一种核裂变反应堆。该反应堆包括堆芯、容纳冷却剂的冷却剂容器和燃料组件移动单元。所述堆芯包括以平行的多列布置的燃料组件阵列，每个燃料组件包括容纳裂变燃料的一个或多个燃料管。燃料组件移动单元被配置为，对于所述阵列的每一列：
在所述列的第二端处从所述阵列移除一个或多个乏燃料组件；
沿所述列将所述燃料组件从第一端移动到第二端；且
在所述列的第一端处将燃料组件引入该阵列。
燃料组件移动单元被构造以执行这种移动，使得在所述燃料组件在所述阵列内时，每个燃料组件保持在单列内；并且使得在所述燃料组件在所述阵列内时，每个燃料组件的燃料管的至少燃料填充部分被浸入冷却剂中。
附图说明
图1是矩形反应堆堆芯的俯视图，显示燃料组件沿着交错行列中的相反方向迁移。
图2是在燃料组件底部处的作为尖钉的底部锁扣的示例的侧视图，其位于相应的孔中的是支撑栅格。
图3显示顶部锁扣的示例，该锁扣允许弹簧压力在正常条件下保持向下并且确定地定位组件，同时在需要时允许其移动。
图4显示反应堆堆芯中裂变率和平均裂变浓度如何变化的示例。
图5示出容纳石墨堆芯的燃料组件的横截面。
图6显示其中实现66％燃料燃耗的矩形反应堆堆芯上的功率分布。
图7示出反应堆结构的图示，显示用于移动燃料组件并将其移除或插入堆芯中的机构。
具体实施方式
“平行”在此使用，没有涉及沿平行线的运动方向-即“平行”包括“反平行”，其中两个部件平行但是在相反方向上定向。
反应堆堆芯由多个燃料组件组成，燃料组件包括容纳熔盐核燃料的多根管。这些组件至少部分地浸没在冷却剂介质中，冷却剂介质可以是第二熔融盐，或者可以是另一种液体冷却剂，诸如熔融金属，例如钠、钾、铅、铋或其混合物。冷却剂处于完全覆盖燃料组件的燃料填充区域的水平。该组件的结构可以类似于为固体燃料反应堆广泛开发的结构。这些组件的横截面大致为正方形或矩形，尽管其他横截面允许组件紧密配合在一起，同时能够沿着组件的列移动，包括三角形截面。
图1是以平行的多列A，B的矩形阵列布置的燃料组件11的阵列10的俯视图。乏燃料组件从每列的一端12被移除，并且新燃料组件在另一端13处被插入，燃料组件在中间沿着所述列移动。如在下文中更详细描述的，可能存在定位在多列之间的控制叶片(blade)14。
图2示出了并入燃料组件11的阵列的示例性反应堆20。该反应堆包括：容纳冷却剂盐21的冷却剂容器27、包括燃料组件11的阵列的堆芯以及由马达23驱动的热交换器22。乏燃料组件26从主反应堆堆芯移动到保持区域，直到它们足够冷却以从冷却剂中安全地移除。燃料组件通过顶部24和底部25锁扣从顶部和底部被牢固地支撑。通过脱开结合顶部和底部锁扣然后将组件移动到列中的下一个位置，燃料组件在所述列上移动。可以设想许多机构来实现这一点，并且在图2中示出了一个机构，其中底部锁扣是在组件底部处的圆锥形/金字塔形“尖钉”，其定位在支撑栅格28(以下称为栅格)中的相应孔中，低于堆芯。通过将燃料组件提升小段距离而脱开锁扣，之后横向地移动锁扣，并且将尖钉重新插入栅格中的下一个孔中。图3显示用于顶部锁扣的合适机构。该机构并入弹簧，该弹簧将燃料组件牢固地保持在栅格中，与销钉(pegs)一起抵抗任何浮力，所述销钉将组件的顶部牢固地锚定到支撑顶部栅格结构中。在将燃料组件升高到足以使底部锁扣脱离并且然后横向地移动组件之前，通过来自燃料组件移动机器的垂直压力使销钉被脱开并且弹簧被完全地压缩，其然后将弹簧锁定在完全被压缩的位置中。
通过相同的运动系统将乏燃料组件从组件的乏燃料组件的列的端部移除。乏燃料组件然后被移动远离堆芯。可选地，乏燃料组件可以被横向地移动足够远离核芯，以至于在强中子通量以外，并且允许冷却，同时仍然浸没在冷却剂中直到衰退热量已经充分下降，使乏燃料组件被安全地提升出冷却剂和反应堆容器。当乏燃料组件已经被移除时，在所述列中的剩余燃料组件被迁移一个位置，在所述列的相对端处留下间隙。然后将新鲜的燃料组件插入该间隙中。
基于熔盐燃料的反应性的高负温度系数，堆芯反应性完全可以通过被动手段控制。然而，提供中子吸收关闭或控制元件可能是方便的。这些可以定位为中子吸收材料的叶片，其可以被插入燃料组件的相邻列之间。在大多数反应堆控制棒中使用的标准故障安全电磁系统可用于控制叶片位置。
燃料组件的运动可以在反应堆运行的同时进行，只要在该过程期间可以保持足够的热量从燃料组件移除。或者，可以在燃料更换过程中关闭反应堆，或者可以使用控制叶片减小特定列或多列燃料组件的功率水平，同时允许堆芯作为整体以保持关键。
燃料组件的运动可以通过设置燃料组件来简化，所述燃料组件具有在燃料管的水平面之上的上部区域，该上部区域比燃料组件的主要部分更窄。这为支撑结构提供将多列燃料组件与其相邻的多列分开的空间。其还在用于仪器的反应堆堆芯的燃料填充部分上方形成空间，所述仪器包括靠近堆芯的活性区域放置的中子和温度传感器。
应该理解的是，燃料组件可以单独地沿着多列迁移(使得如果组件从该列的一端移除，相邻组件被移动进入空出的空间等)，或者同时地沿着多列移动(使得一整组的组件被移动并且然后在列的端部处的组件被移除)。
相邻燃料组件列在相反方向上迁移的主要目的是维持反应堆堆芯内裂变同位素的近似均匀浓度。向单一方向迁移是可能的，但是会在堆芯的一侧产生高功率和中子通量，在另一侧产生低功率和中子通量。还可以使用燃料组件列的其他运动方案-例如交错列AABB(其中A表示一个运动方向，并且B表示相反方向)，或者一些其他方案，其中第一组列沿着一个方向移动，并且第二组列在另一个方向移动。
图4说明了这是如何实现的。曲线401显示了堆芯上中子通量的分布。曲线402和403显示了两个相邻列的裂变率。曲线404显示了堆芯上相邻列中两个组件之间的平均裂变率。可以看出，在相反方向上的组件列的迁移的结果是在堆芯上的相对平坦的平均裂变率。
多列燃料组件可以被合并在多个模块中，所述模块可以包括燃料组件支撑结构、组件移动装置、热交换器、泵和仪表等。这些模块可以组装成更长的矩形反应堆，提供了一种使用类似的、可能的工厂生产和组装的模块产生不同功率水平的反应堆的简单方法。
燃料管可以具有从5mm到50mm的直径范围。管越窄，允许的功率水平越高，最小燃料管直径由熔融盐燃料的热物理性质决定。如果管太窄，防止对流热流动，并且允许的功率水平下降。
调整燃料组件以包括慢化剂也是有益的。使用石墨作为慢化剂在核反应堆中是众所周知的，已广泛用于诸如俄罗斯RBMK和英国AGR反应堆等反应堆中。在所有情况下，石墨都被用作反应堆堆芯中的主要结构元件，燃料组件插入石墨基体的孔中。在燃料组件本身内使用的石墨(如在英国AGR中)主要作为结构部件存在，负责用于中子的慢化的大部分石墨是在燃料组件被插入其中的堆芯结构中。
这种布置被认为是理想的，因为在反应堆堆芯中需要高容量的石墨部分以实现充分的中子慢化。由于中子引起的对石墨的损害，这种反应堆必须以低功率密度(每单位体积反应堆堆芯的热量kW)运行，这限制了在高功率密度处的反应堆寿命。
在熔盐燃料反应堆中，石墨已经是作为慢化剂的选择材料。在泵送的熔盐反应堆中，熔盐燃料通常通过石墨中的通道泵送。这种反应堆的相对较高的功率密度需要频繁更换石墨，这是反应堆设计中的主要挑战。
然而，这样使用石墨会带来很大的损失。石墨吸收裂变产物并因此变得显着放射性，使得处置具有挑战性并且昂贵。由于石墨的反应以形成碳化物，石墨还防止熔盐被保持在强烈的还原氧化还原电位处，这是希望的以使金属腐蚀最小化。
GB2508537描述了用石墨管替换包括这种燃料管的反应堆堆芯中的一些熔融盐燃料管的可能性。然而，这种方法本身带有严重的限制，因为大量的石墨管会呈现大的表面积用于与熔融盐反应，并且如果用保护性金属包覆，会将堆芯中的寄生中子俘获增加至使得实现临界性所必需的裂变同位素的非常高浓度的水平。
如果燃料组件本身包括诸如石墨或氢化锆的中子慢化材料，则可以解决这些问题。这种反应堆将以热或超热中子模式运行。在更换燃料的同时更换慢化剂克服了诸如在强中子场中的石墨和氢化锆等材料寿命短的其他实质性问题。图5中提供了这种燃料组件的示例，其中燃料组件具有围绕石墨堆芯52的多个燃料管51。
慢化剂堆芯52可以被包覆在耐熔融盐材料53中，例如金属合金(诸如不锈钢)、陶瓷(诸如碳化硅)或其他合适的材料。慢化剂可以是具有低中子吸收的任何低原子量固体材料，包括碳、氢化锆、氘化锆、钇氢化物或氘化物、氢化锂或氘化物、氧化铍或称为固体慢化剂的其他材料。
燃料组件可以可选地整体包覆在耐熔融盐的材料中(如图5的示例所示)。
有利的是，具有围绕慢化剂堆芯的单层燃料管使得所有的管都经历类似的中子通量。但是，必要时可以使用多个层。在使用双层管的情况下可能是有利的，其中管为U形，U形的一个腿在内层中，而另一个腿在管的外层中。由于U管两腿之间的燃料盐混合，即使管的两层经受到不同的中子通量，仍可实现均匀的裂变消耗。
慢化剂堆芯可以被用于其他横截面的燃料组件，包括六边形部分，用于不同的燃料组件阵列布置(例如WO 2015/166203中公开的那些)。
尽管由一层或多层燃料管围绕的慢化剂的中央堆芯的布置是方便的，但可以使用慢化剂和燃料管的其他布置来形成燃料组件。一个示例包括在全部四面都被慢化剂层围绕的燃料管的中央区域。重要的是反应堆堆芯中的中子慢化剂的全部或大部分，例如至少75％或至少50％，包括在燃料组件中。
示例1
在中子计算机模型中构建矩形快速反应堆堆芯。该分析使用MCNPX进行中子传输模拟。中子散射截面从ENDF/B-VII.1库中取样。使用具有CINDER90转化库信息的ENDF/B-VII.0从MCNPX模拟计算裂变产物组成。使用CERN ROOT框架对模拟结果进行分析和绘图。
燃料管的外径为10毫米，并且通过1毫米直径的螺旋缠绕导线确保晶格中的最小间隔距离为1毫米。管壁厚度为0.316毫米。将燃料管建模为204厘米高的管(外部)，包括160厘米燃料和之上40厘米空隙(气体增压室)以及两个2厘米厚的管端塞。螺旋缠绕导线被建模为沿着管对齐的直径为1mm的垂直圆柱体。
除了管之间的冷却剂盐之外，在燃料管的上方和下方建模100厘米的冷却剂盐层以作为反射器。管和导线均由金属Nimonic PE16制成。在这项研究中，以下低浓度元素从PE16材料模型中省略：硫、银、铋、铅和锆(尽管浓度很低，但硼被建模)。材料温度和密度在各处都建模为恒定。冷却剂盐建模为密度为2.77g/cm3的41ZrF4-1ZrF2-10NaF-48KF，并且横截面基于600KENDF/B-VII.0散射数据库，多普勒展宽至773K。结构PE16使用900K ENDF/B-VII.0数据库，没有展宽，并且具有8.00g/cm3的密度。
燃料盐以3.1748g/cm3的密度建模，使用900K数据库，多普勒展宽至1103K。燃料盐是具有UCI3、PUCI3的不同组分的60％NaCl以及取决于初始组成和燃耗水平的裂变产物的接近共晶混合物。没有应用热中子处理散射核，这种热处理的效果预计是微不足道的，因为这个反应堆是快速反应堆。燃料组件建模为201x 199.0mm2的六角形晶格，包括以18x21紧密堆积的六角形阵列布置的燃料管。两个相邻组件中的堆芯管的最小间隔距离为2mm。堆芯被建模成由10×19组件组成的长方体(10‘宽’，19‘长’)。假定1/4对称，采用反射边界。1米冷却剂盐层建模在堆芯的所有侧面上。
该模拟基于在燃料组件移动穿过堆芯(10阶)时的期间过程的初始的裂变原子的66％消耗。初始燃料组成为16mol％反应堆级三氯化钚、24％天然三氯化铀和60％氯化钠。初始的裂变浓度为11.5％Pu-239/241，并且其在乏燃料中降至3.8％。
图6显示沿着一列组件(ROW A)的10个组件中的平均功率密度，以及其中组件在相反方向迁移的相邻列(ROW B)中的功率密度。还示出了相邻列(ROW A+B)中功率密度的总和，其表示整个堆芯的宽度上的平均功率密度的分布。
单个燃料组件的功率密度维持在相对恒定的水平，直到组件通过堆芯的中点。此后，由于裂变同位素浓度下降和中子通量减少的结合，功率密度显着下降超过50％。然而，平均在相邻的列上，功率密度在堆芯中心处达到峰值，但在堆芯边缘处仅下降33％，这是可接受的平坦的功率分布。在较高的裂变同位素燃耗时，平均功率不在堆芯中心线处达到峰值，而是在中心线两侧的两个区域中达到峰值。
示例2
图7显示了具有燃料组件的逆流运动的矩形堆芯反应堆的可能构造。在燃料组件上方的反应堆盖中的狭槽用于正向地定位燃料组件的上部锁扣，同时当锁扣被脱开结合时允许组件的横向移动。在狭槽的每端处的较宽的槽允许燃料组件插入和移出反应堆容器。

Claims (23)

1.一种操作核裂变反应堆的方法，所述反应堆包括反应堆堆芯和容纳冷却剂的冷却剂容器，所述反应堆堆芯包括布置成大致平行的多列的燃料组件的阵列，每个燃料组件包括容纳裂变燃料的一个或多个燃料管，所述方法包括：
对于所述阵列的每一列：
在所述列的第二端处从所述阵列移除一个或多个乏燃料组件；
沿着所述列从第一端向第二端移动燃料组件；和
在所述列的第一端处将一个或多个燃料组件引入该阵列；
其中：
当燃料组件在所述阵列内时，每个燃料组件保持在单列内；且
当燃料组件在所述阵列内时，每个燃料组件的燃料管的至少燃料填充部分被浸入冷却剂中。
2.根据权利要求1所述的方法，其中，在包括多列的第一组中的燃料组件沿与包括多列的第二组中的燃料组件相反的方向移动。
3.根据权利要求2所述的方法，其中，所述第一组中的列数与所述第二组中的列数基本上相似。
4.根据权利要求3所述的方法，其中，所述多列燃料组件在所述第一组中的多列与所述第二组中的多列之间交错，使得在相邻的列中的燃料组件在相反的方向上移动。
5.根据前述权利要求中任一项所述的方法，其中，引入、移动和移除燃料组件的步骤发生在以下一者或两者期间：
所述反应堆的发电期间；
反应堆的停堆期间。
6.根据前述权利要求中任一项所述的方法，还包括在多列之间减小包括中子吸收材料的控制叶片，以便减少由其中的燃料组件正在移动的列产生的功率。
7.根据权利要求1所述的方法，其中，该阵列是矩形的。
8.根据前述权利要求中任一项所述的方法，其中，冷却剂和裂变燃料中的一种或两种是熔融盐。
9.一种核裂变反应堆，该反应堆包括堆芯、容纳冷却剂的冷却剂容器和燃料组件移动单元，其中：
所述堆芯包括以平行的多列布置的燃料组件的阵列，每个燃料组件包括容纳裂变燃料的一个或多个燃料管；
所述燃料组件移动单元被配置为，对于所述阵列的每一列：
在所述列的第二端处从所述阵列移除一个或多个乏燃料组件；
沿所述列将所述燃料组件从第一端移动到第二端；且
在所述列的第一端处将燃料组件引入该阵列；
使得：
在所述燃料组件在所述阵列内时，每个燃料组件保持在单列内；且
在所述燃料组件在所述阵列内时，每个燃料组件的燃料管的至少燃料填充部分被浸入冷却剂中。
10.根据权利要求9所述的核裂变反应堆，还包括控制叶片，其中所述控制叶片由中子吸收材料形成，并且被配置为被下放到所述阵列的多列之间，以便控制在所述反应堆中的核反应的速率。
11.根据权利要求9或10所述的核裂变反应堆，其中，所述燃料组件移动单元配置为，移动燃料组件，使得在包括多列的第一组中的燃料组件在与包括多列的第二组中的燃料组件相反的方向移动。
12.根据权利要求11所述的核裂变反应堆，其中，所述多列燃料组件在所述第一组中的多列和在所述第二组中的多列之间交错，使得相邻的列沿着相反的方向移动。
13.一种燃料组件，用于包括这种燃料组件的阵列的核裂变反应堆中，其中燃料组件包括中子慢化剂和容纳裂变材料的多个燃料管。
14.根据权利要求13所述的燃料组件，其中，每个燃料管与所述中子慢化剂相邻。
15.根据权利要求13所述的燃料组件，其中，每个燃料管是U形的，具有与所述中子慢化剂相邻的第一竖直部分和不与所述中子慢化剂相邻的第二竖直部分。
16.根据权利要求13至15中任一项所述的燃料组件，其中，所述燃料管围绕所述中子慢化剂。
17.根据权利要求16所述的燃料组件，其中，所述燃料管布置在围绕所述中子慢化剂的层中。
18.根据权利要求13至17中任一项所述的燃料组件，其中，所述中子慢化剂被包覆在抵抗被反应堆的熔融盐冷却剂腐蚀的材料中。
19.根据权利要求16或17所述的燃料组件，其中，围绕所述中子慢化剂的所述燃料管被包覆在抵抗被反应堆的熔融盐冷却剂腐蚀的材料中。
20.根据权利要求18或19所述的燃料组件，其中，抵抗腐蚀的材料是金属合金或陶瓷中的一种。
21.根据权利要求13至20中任一项所述的燃料组件，其中，所述中子慢化剂包括以下中的任何一种或多种：碳；石墨；氢化锆；氘化锆；氢化钇；氘化钇；氢化锂；氘化锂；氧化铍。
22.根据权利要求9至12中任一项所述的核裂变反应堆，其中，所述燃料组件是根据权利要求13至20中任一项所述的燃料组件。
23.根据权利要求1至8中任一项所述的方法，其中，所述燃料组件是根据权利要求13至20中任一项所述的燃料组件。
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