CN111627572B - 模块化熔盐堆堆芯及熔盐堆 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种模块化熔盐堆堆芯及熔盐堆，模块化熔盐堆堆芯包括石墨基体，所述石墨基体内开设有多个燃料孔道和多个冷却孔道，所述燃料孔道用于容纳燃料，所述冷却孔道用于容纳冷却剂，任一所述燃料孔道与任一所述冷却孔道互不连通，所述冷却孔道连通至堆芯外部。本发明的模块化熔盐堆堆芯只包含石墨、耐高温的冷却剂以及耐高温的燃料，反应堆平均温度可设置在1000℃左右，远高于一般熔盐堆设计，反应堆产生的热可应用于高温制氢等热应用行业。

Description

模块化熔盐堆堆芯及熔盐堆
技术领域
本发明涉及核反应堆，特别涉及一种模块化熔盐堆堆芯及熔盐堆。
背景技术
熔盐堆是六种第四代反应堆候选堆型中唯一使用液态燃料的反应堆，在固有安全性、经济性、防核扩散和核燃料可持续发展等方面具有其独特优势。熔盐堆的燃料选择较为灵活，可采用固态燃料，也可采用液态燃料。固态燃料一般采用高温气冷堆所采用的TRISO(Tri-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒的球形燃料元件，而液态燃料则通常为氟盐或氯盐作为载体盐的熔融燃料盐。两种类型的燃料盐均有良好的高温和辐照性能。
石墨具有良好的慢化性能和化学稳定性，这使得其成为第四代反应堆(如HTGR、FHR以及MSR)慢化剂和反射层的强有力的候选材料之一。此外，石墨还具有耐高温，耐腐蚀，导热性能好、热膨胀系数低以及中子活化度低等物理化学性能优势。这使得其在容器以及换热器选材上也有很大的优势。用石墨材料制成的合成炉、反应釜等已经用于盐酸、氯化聚醚生产工艺上。此外，石墨换热器工艺也很成熟，有块孔式﹑管壳式和板式3种类型，被广泛应用于氯碱化工、石油化工等生产行业。
自熔盐堆概念诞生以来，世界上熔盐堆及熔盐堆概念设计研究主要为：美国橡树岭国家实验室的熔盐堆实验MSRE(Molten Salt Reactor Experiment)以及熔盐增殖堆MSBR(Molten Salt Breeder Reactor)，法国国家科学研究院的无慢化熔盐快堆MSFR(Molten Salt Fast Reactor)，日本的FUJI系列熔盐堆以及俄国的熔盐嬗变堆MOSART。上述堆型的慢化剂或反射层均采用石墨。
其中，熔盐堆实验MSRE是唯一建成并运行的采用石墨为慢化剂的熔盐堆。慢化剂栅元为侧面开凹槽，横截面近似为正方形的四棱柱。相邻慢化剂的凹槽拼合在一起形成熔盐流道，供燃料盐流动并带出热量。慢化剂栅元下端插入打孔的栅格板中固定其位置，排布成近似圆形的堆芯。由于堆芯有合金构件，其入口温度和出口温度分别为621℃以及649℃。
热堆的典型堆型为MSBR，采用FLiBe熔盐作为载体盐，石墨作为慢化剂和反射层，堆芯入口温度约560℃，出口温度约700℃，热功率为2250MW。据评估，MSBR具有正的温度反应性系数，对反应堆的安全性有严重影响，且其堆芯石墨需以四年为周期进行更换，这使得反应堆的成本也较高。MSBR设计目标为增殖堆，其主回路换热器材料为哈氏合金，其在温度上的限制也使其在热应用领域方面的应用受限。
快堆的典型代表MSFR是法国国家科学研究院CNRS提出的无石墨慢化的熔盐堆快堆概念。同样由于堆芯内合金构件和主回路合金换热器温度限制，其堆芯温度也只设计在600℃左右，在热应用上没有优势。
此外，2011年1月，中国科学院启动战略性先导科技专项——钍基熔盐堆核能系统(TMSR)，致力于实现基于熔盐堆的钍资源高效利用和核能综合利用。熔盐堆概念的起源地，以及世界上第一个石墨慢化熔盐实验堆的诞生地——美国，也于2018年宣布将重启熔盐堆的研发。熔盐堆的研究和开发，正向着多用途、灵活以及模块化生产等方向发展。尤其是在热应用方面，针对供暖、供热水的小型熔盐堆设计概念已被国内核能研究机构广泛提出。
中国专利CN108389632A公开了一种熔盐堆堆芯，该熔盐堆堆芯包括活性区和反射层，反射层包覆活性区，活性区由燃料组件阵列组装而成；活性区熔盐通道的体积占活性区体积的2-25％；活性区包括中心区域和边缘区域，中心区域与边缘区域的体积比为1:15-1:8；中心区域单个熔盐通道的体积占边缘区域单个熔盐通道的体积的40-50％。其熔盐通道采用石墨通道，但是其上下腔室采用合金制成，因此同样不能耐700℃以上的高温，且若需延长堆的使用寿命，需周期更换堆芯石墨，而多个组件更换和安装都相当复杂。
中国专利CN206134267U公开了一种熔盐堆堆芯，包括石墨反射层和活性区，石墨反射层设置在活性区的外围，石墨反射层的层内设置有代替固体控制棒的吸收体，所述吸收体为合金材料且在熔盐堆运行状态下为液态，停堆状态及常温状态下均为固态。其中，由于吸收体为液态合金，因此需要金属输送装置控制液态合金的流动。因此，该堆芯中依然由于液态合金和金属输送装置的存在而不能耐受700℃以上的高温。同样，由于堆芯采用了石墨，限制了其使用寿命，而若选择周期更换石墨，在处理堆芯组件和液态合金方面也有诸多不便。
因此本领域急需一种能够耐高温运行，易于更换石墨而延长反应堆寿命的熔盐堆堆芯。
发明内容
本发明要解决的技术问题是为了克服现有技术中熔盐堆堆芯不耐700℃以上的高温，以及不便于延长堆寿命周期更换堆芯石墨的缺陷，提供一种模块化熔盐堆堆芯及熔盐堆。
本发明是通过下述技术方案来解决上述技术问题：
一种模块化熔盐堆堆芯，其包括石墨基体，所述石墨基体内开设有多个燃料孔道和多个冷却孔道，所述燃料孔道用于容纳燃料，所述冷却孔道用于容纳冷却剂，任一所述燃料孔道与任一所述冷却孔道互不连通，所述冷却孔道连通至堆芯外部，所述燃料孔道的总体积与所述石墨基体的石墨的体积的比例为1:3.0-1:5.7，例如1:3.0、1:3.5、1:3.6、1:3.7、1:4或1:5.7。
这样的熔盐堆堆芯能够起到活性区的作用。同时由于石墨基体中开设有多个冷却孔道，因此上述熔盐堆堆芯还能够起到主回路换热器的作用。由于石墨基体较厚实，熔盐孔道开设在石墨基体中，因此外围石墨基体也能够起到一部分反射层的作用。
优选地，所述石墨基体具有至少一个侧面和至少一个端面，所述燃料孔道从所述侧面穿透所述石墨基体，所述冷却孔道从所述端面穿透所述石墨基体。
优选地，所述石墨基体具有至少一个侧面和至少一个端面，所述燃料孔道从所述端面穿透所述石墨基体，所述冷却孔道从所述侧面穿透所述石墨基体。
优选地，所述多个冷却孔道并排设置。
优选地，所述燃料孔道的总体积与所述石墨基体的石墨的体积的比例为1:3.6-1:4。在此范围内，中子有效增殖系数可达1.0121-1.032。
优选地，所述熔盐孔道和所述冷却孔道均为圆柱形。
一种熔盐堆，其包括反射层、冷却剂、燃料、控制棒以及如上述的模块化熔盐堆堆芯，所述反射层为位于所述模块化熔盐堆堆芯外侧的石墨层，所述控制棒布置在部分所述冷却孔道中。
上述的模块化熔盐堆堆芯的石墨能够起到慢化剂的作用，因此无需额外的慢化剂。控制棒能够直接插入到冷却孔道中，因此控制棒无需自带冷却功能，这就简化了控制棒的构造。而且由于控制棒与燃料隔离，大大降低了辐照损伤，延长了使用寿命。石墨基体与其中的燃料和冷却剂形成为一个模块，在服役达到设计寿命时，可模块化更换。更换时只需更换石墨基体和其中的燃料，其他的都不用更换，这就简化了更换流程，延长了其他部件的使用寿命。更换下来的退役的熔盐堆堆芯只需分别处理石墨基体和燃料，简化了处理流程。
反射层可以为石墨套筒，围裹在堆芯的外周，同时起到防止燃料泄露的作用。
所述燃料可为本领域常规的核燃料。优选地，所述燃料为液态熔融燃料盐、金属燃料、氧化物或碳化物陶瓷燃料或TRISO颗粒燃料的一种。进一步优选地，所述燃料为235UO2陶瓷燃料或93％的高富集度TRISO颗粒燃料。
优选地，燃料固定分布在石墨基体中。
所述冷却剂可为本领域常规的冷却剂。优选地，所述冷却剂为FLiBe或者FLiNaK熔盐。
冷却剂熔盐能够在冷却孔道中流通，从而将裂变产生的热量带离熔盐堆堆芯。
所述控制棒可以采用本领域常规的控制棒。优选地，所述控制棒采用碳化硼作为中子吸收体。进一步优选地，控制棒的数量为3根到8根。
在符合本领域常识的基础上，上述各优选条件，可任意组合，即得本发明各较佳实例。
本发明的积极进步效果在于：
1、本发明提供的模块化熔盐堆堆芯只包含石墨、耐高温的冷却剂以及耐高温的燃料，反应堆平均温度可设置在1000℃左右，远高于一般熔盐堆设计，反应堆产生的热可应用于高温制氢等热应用行业。
2、本发明提供的模块化熔盐堆堆芯易于模块化生产，在达到设计寿命后，整体更换。
3、本发明提供的模块化熔盐堆堆芯中石墨堆芯同时作为主换热器，精简了堆芯，缩减了成本，提高了反应堆经济性。
4、本发明提供的模块化熔盐堆堆芯中燃料是固定于石墨中，免去了熔盐堆燃料盐主泵，节约了成本。
5、本发明提供的模块化熔盐堆堆芯可将控制棒设置在冷却剂孔道中，不同燃料直接接触，控制棒受到的辐照损伤要远低于一般熔盐堆设计。
附图说明
图1为本发明较佳实施例的熔盐堆的结构示意图。
图2为本发明实施例1的石墨基体的立体结构示意图。
图3为本发明实施例1的石墨基体的侧视结构示意图。
图4为本发明实施例1的石墨基体的截面结构示意图。
图5为本发明实施例1的石墨基体在不同温度下的导热性能。
图6为本发明实施例2的石墨基体的截面结构示意图。
图7为本发明实施例2的石墨基体的侧视结构示意图。
图8为本发明实施例3的石墨基体的截面结构示意图。
图9为本发明实施例3的石墨基体的侧视结构示意图。
附图标记说明：
石墨基体 1
燃料孔道 2
冷却孔道 3
反射层 4
控制棒 5
二回路泵 6
二回路换热器 7
热应用功能模块 8
具体实施方式
下面通过实施例的方式进一步说明本发明，但并不因此将本发明限制在所述的实施例范围之中。
实施例1
实施例1以一座热功率为250MW的小型模块化超高温熔盐堆为例。
如图1、图2和图3所示，该熔盐堆包括石墨基体1、燃料孔道2、冷却孔道3、反射层4和控制棒5。石墨基体1同时作为换热器。石墨基体1径向和轴向都有孔道，分别为燃料孔道2和冷却孔道3，两种孔道互相不贯通，如图4所示。燃料固定布置于石墨基体1的径向孔道中，石墨基体1起到慢化剂的功能。冷却剂流经石墨基体1的冷却孔道3带走燃料裂变产生的热量。如图5所示，石墨基体1在高温下也具有很好的导热性能，即使在1000℃下，其热导率也高于铝合金热导率。本实施例中石墨基体1也承担换热器的功能。反射层4位于石墨基体1的外围，一方面起到防止燃料泄漏的功能，另一方面也部分起到反射层的功能。控制棒5布置于冷却孔道3中，不与燃料直接接触。
石墨基体1为圆柱形，其直径为2m，高度为3.5m。反射层4为环形，厚度为50cm。反射层4可以分成6个扇形块，采用石墨销和石墨键的方式与石墨基体1连接，使得两者之间缝隙足够小，防止燃料泄漏。石墨基体1上开孔，其孔径为4cm，孔径之间间隔约5cm。控制棒5均匀布置于轴向的冷却孔道中，一共6根。
本实施例采用的燃料为93％的高富集度TRISO颗粒燃料，石墨为无渗透核级石墨，冷却剂采用FLiBe熔盐，控制棒吸收体采用碳化硼。
本实施例中所采用燃料和石墨均耐高温，堆芯平均温度可设置在1000℃。堆芯产生热量可应用于高温制氢等行业。
实施例1的小型模块化高温熔盐堆的工作过程如下：
通过提出冷却孔道中的控制棒，增加堆芯反应性，使反应堆达到临界。石墨基体1中的燃料发生裂变反应产生热量。在二回路泵6的作用下，使得冷却剂流经轴向的冷却孔道3，将热量带至二回路换热器7。二回路带走的热量最后达到热应用功能模块8，可应用于高温制氢等行业。
实施例2
实施例2的结构与实施例1基本结构一致，不同之处在于，燃料固定布置于石墨基体1的轴向的燃料孔道2中，如图6所示，而冷却剂流经石墨基体1的径向的冷却孔道3中，如图7所示。控制棒5布置于径向的冷却孔道3中，从而被冷却剂冷却。石墨基体的直径为3.5m，高度为2m。在燃料上下两端有圆柱状的反射层4，厚度为50cm。根据计算机模拟结果，采用同实施例1中的慢化剂与燃料比，堆芯可临界，并拥有负的温度反应性系数，保证反应堆的安全。同实施例1，本实施例中所采用燃料和石墨均耐高温，堆芯平均温度可设置在1000℃。堆芯产生热量可应用于高温制氢等行业。
实施例3
实施例3的结构与实施例2基本相同，不同之处在于，燃料采用的是液态燃料，成分为LiF-BeF2-ZrF4-UF4，如图8所示。燃料在轴向的燃料孔道2中循环，通过径向的冷却孔道3中的冷却剂带走其产生的裂变热，如图9所示。根据计算机模拟结果，采用同实施例1中的慢化剂与燃料比，堆芯可临界，并拥有负的温度反应性系数，保证反应堆的安全。
实施例4-8
实施例4-8与实施例1基本相同，不同之处在于，石墨基体1中的燃料和石墨的体积比有所不同。实施例4-8的表示反应堆是否能临界(该值若小于1则不临界，反应堆无法维持链式裂变反应)的中子有效增殖系数的计算机模拟结果如表1中所示：
表1：实施例1-8的计算机模拟结果
Figure BDA0002524819060000081
对比例1-5
对比例1-5与实施例1基本相同，不同之处在于，石墨基体1中的燃料和石墨的体积比有所不同。对比例1-5表示的反应堆是否能临界的中子有效增殖系数的计算机模拟结果如表2中所示：
表2：对比例1-5的计算机模拟结果
Figure BDA0002524819060000082
Figure BDA0002524819060000091
由于对比例1-5的中子有效增殖系数小于1，从而不临界了，因此温度反应性系数没有意义。
虽然以上描述了本发明的具体实施方式，但是本领域的技术人员应当理解，这仅是举例说明，本发明的保护范围是由所附权利要求书限定的。本领域的技术人员在不背离本发明的原理和实质的前提下，可以对这些实施方式做出多种变更或修改，但这些变更和修改均落入本发明的保护范围。

Claims (11)

1.一种模块化熔盐堆堆芯，其特征在于，其包括石墨基体，所述石墨基体能起到慢化剂的作用；所述石墨基体内开设有多个燃料孔道和多个冷却孔道，所述燃料孔道用于容纳燃料，所述冷却孔道用于容纳冷却剂，所述熔盐堆堆芯能起到主回路换热器的作用；任一所述燃料孔道与任一所述冷却孔道互不连通，所述冷却孔道连通至堆芯外部，所述燃料孔道的总体积与所述石墨基体的石墨的体积的比例为1:3.0-1:5.7，所述石墨基体与其中的燃料和冷却剂形成一个可模块化更换的模块。
2.如权利要求1所述的模块化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述石墨基体具有至少一个侧面和至少一个端面，所述燃料孔道从所述侧面穿透所述石墨基体，所述冷却孔道从所述端面穿透所述石墨基体；
或者，所述石墨基体具有至少一个侧面和至少一个端面，所述燃料孔道从所述端面穿透所述石墨基体，所述冷却孔道从所述侧面穿透所述石墨基体。
3.如权利要求1所述的模块化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述多个燃料孔道并排设置；
和/或，所述多个冷却孔道并排设置。
4.如权利要求1所述的模块化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述燃料孔道的总体积与所述石墨基体的石墨的体积的比例为1:3.6-1:4。
5.一种熔盐堆，其特征在于，其包括反射层、冷却剂、燃料、控制棒以及如权利要求1-4任意一项所述的模块化熔盐堆堆芯，所述反射层为位于所述模块化熔盐堆堆芯外侧的石墨层，所述控制棒布置在部分所述冷却孔道中。
6.如权利要求5所述的熔盐堆，其特征在于，所述反射层为围裹在所述模块化熔盐堆堆芯的外周的石墨套筒。
7.如权利要求5所述的熔盐堆，其特征在于，所述燃料为液态熔融燃料盐、金属燃料、氧化物或碳化物陶瓷燃料或TRISO颗粒燃料的一种。
8.如权利要求7所述的熔盐堆，其特征在于，所述燃料为235UO2陶瓷燃料或93%的高富集度TRISO颗粒燃料。
9.如权利要求5所述的熔盐堆，其特征在于，所述冷却剂为FLiBe或者FLiNaK熔盐。
10.如权利要求5-9中任意一项所述的熔盐堆，其特征在于，所述控制棒采用碳化硼作为中子吸收体。
11.如权利要求10所述的熔盐堆，其特征在于，所述控制棒的数量为3根到8根。
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112259263B (zh) * 2020-10-26 2022-08-02 中国科学院上海应用物理研究所 一种三流道熔盐堆堆芯结构及三流道熔盐堆系统
CN112863726B (zh) * 2021-01-21 2022-12-09 中国科学院上海应用物理研究所 一种液态熔盐堆生产高活度比Sr-89和Sr-90的方法以及系统
CN112992389B (zh) * 2021-02-09 2022-11-01 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐快堆
CN113241200B (zh) * 2021-05-12 2022-12-16 中国科学院上海应用物理研究所 一种燃料盐回路系统及运行方法
CN114188043A (zh) * 2021-10-29 2022-03-15 中广核研究院有限公司 燃料模块及其应用

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN208225535U (zh) * 2018-02-07 2018-12-11 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4113563A (en) * 1976-01-06 1978-09-12 Westinghouse Electric Corp. Fuel arrangement for high temperature gas cooled reactor
CN108198635B (zh) * 2018-02-12 2019-07-30 中国科学院上海应用物理研究所 一种钍基熔盐增殖堆堆芯
CN108806805B (zh) * 2018-06-06 2020-03-27 中国科学院上海应用物理研究所 一种池式熔盐堆及其运行方法
CN109509563B (zh) * 2018-11-13 2020-08-25 西安交通大学 一种小型氟盐冷却高温堆堆芯
CN109509562B (zh) * 2018-12-07 2023-09-19 中国科学院上海应用物理研究所 堆芯结构、熔盐球床堆和熔盐球床堆的燃料管理与堆芯装载方法

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN208225535U (zh) * 2018-02-07 2018-12-11 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算;刘利民等;《原子能科学技术》;20150520;126-131 *
未来先进核裂变能――TMSR核能系统;江绵恒等;《中国科学院院刊》;20120515(第03期);366-374 *

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