CN110265162A - 通过流体工质输运、可循环换料的核反应堆堆芯 - Google Patents

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Abstract

本项目中核反应堆堆芯由包壳管束组成，并穿过压力容体下部构件与换料停堆冷却系统相通。核燃料包壳内流体工质采用铅基材料或氟化盐，在工作状态下(温度可达400至800摄氏度)具有良好的液体流动性，可使球形燃料(可采用金属燃料或外覆金属的陶瓷燃料)随流体工质在燃料包壳管道内输运，实现不停堆换料。在严重事故状态下可将堆芯包壳管内的球形燃料随流体工质快速卸出堆芯至压力容器下部的换料停堆冷却系统中(非能动低压冷却的、不可能核临界的停堆系统)，以保证堆芯部件及核燃料不发生熔毁损坏。燃料包壳管道内流体工质的流动输运使得球形燃料可在堆芯至堆外换料停堆冷却系统循环移动，可实现反应堆不停堆换料，均衡堆芯燃料的燃耗深度，有利于提高核燃料利用率。

Description

通过流体工质输运、可循环换料的核反应堆堆芯
技术领域
该发明涉及核反应堆，核燃料循环技术。
背景技术
现有压水堆核反应堆堆芯在严重事故状态下丧失余热载出手段后，燃料中的放射性物质不断产生的热量会使堆芯温度持续上升，最终造成堆芯支撑结构失效和堆芯解体。本项目中核反应堆堆芯由包壳管束组成，并穿过压力容体下部构件与换料停堆冷却系统相通。核燃料包壳内流体工质采用铅基材料或氟化盐，在工作状态下(温度可达400至800摄氏度)具有良好的液体流动性，可使球形燃料(可采用金属燃料或外覆金属的陶瓷燃料)随流体工质在燃料包壳管道内输运，实现不停堆换料。在严重事故状态下可将堆芯包壳管内的球形燃料随流体工质快速卸出堆芯至压力容器下部的换料停堆冷却系统中(非能动低压冷却的、不可能核临界的停堆系统)，以保证堆芯部件及核燃料不发生熔毁损坏。燃料包壳管道内流体工质的流动输运使得球形燃料可在堆芯至堆外换料停堆冷却系统循环移动，可实现反应堆不停堆换料，均衡堆芯燃料的燃耗深度，有利于提高核燃料利用率。
发明内容
一回路压力容器内，堆芯燃料包壳管通过管路贯穿下封头与压力容器下部停堆换料冷却系统相连，管内燃料为球形，在工作温度下(400至800摄氏度)，燃料载运工质(铅基材料或氟化盐)为熔融形态，由泵压输送可将球形燃料沿燃料包壳管内输运。贯穿件压力容器下封头的管路包括电磁泵、阀门系统、安全冷冻塞等。当核燃料由泵压输送入堆时，输运速度较低，燃料入堆完成后，通过关闭阀门使核燃料保持在堆芯内，输运泵可停止工作。安全冷冻塞与泵、阀系统可在事故工况下快速开放，使堆芯核燃料下卸至反应堆下部停堆换料冷却系统中。
附图说明
图1和本发明的系统示意图。
图中1.冷却剂出口；2.冷却剂入口；3.压力容器；4.停堆换料冷却系统；5.燃料包壳管；6.燃料小球。
具体实施方式
在图1中一回路压力容器内，堆芯燃料包壳管(5)通过管路贯穿下封头与压力容器下部停堆换料冷却系统(4)相连，由泵压输送可将燃料小球(6)沿燃料包壳管内输运至堆芯；同理，安全冷冻塞与泵、阀系统可在事故工况下可将堆芯核燃料快速下卸至反应堆下部停堆换料冷却系统中。

Claims (3)

1.一种通过流体工质输运、可循环换料的核反应堆堆芯，包括由惯穿压力容器下封头的核燃料包壳管束组成的堆芯、泵驱动的流体工质燃料小球输运系统、换料停堆冷却系统；其特征在于核燃料包壳内流体工质采用铅基材料或氟化盐，运行工况下温度达400至800摄氏度，具有良好的流动性，可使核燃料小球随流体工质在燃料包壳管道内输运，实现不停堆换料；在严重事故状态下可将堆芯包壳管内的燃料小球随流体工质快速卸出堆芯至换料停堆冷却系统中(非能动、低压冷却停堆系统)，可确保堆芯部件及核燃料不发生熔毁损坏。
2.如权利要求1所述的惯穿压力容器下封头的核燃料包壳管束组成的堆芯，其特征在于组成堆芯的核燃料包壳管束通过管路惯穿压力容器下封头与外部换料停堆冷却系统联通。
3.如权利要求1所述的泵驱动的流体工质燃料小球输运系统，其特征在于利用铅基材料或氟化盐工质在高温运行工况下温度(400至800摄氏度)具有的良好流动性，通过泵驱动将燃料小球随流体工质输运，实现不停堆换料，并可将堆芯包壳管内的燃料小球随流体工质快速卸出堆芯至换料停堆冷却系统中(非能动、低压冷却停堆系统)，可确保堆芯部件与核燃料在发生严重事故时不发生熔毁损坏。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN113935567A (zh) * 2021-08-27 2022-01-14 中核龙原科技有限公司 一种核电厂提前停堆换料燃料经济损失的定量评估方法

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