CN114078604A - 包括减缓堆芯熔化事故的安全设备的整体式快中子反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种包括减缓堆芯熔化事故的安全设备的整体式快中子反应堆，本发明的主要目的是一种整体式快中子核反应堆，该反应堆包括：包括堆芯的主罐；包括主泵、中间热交换器和用于排出剩余功率的热交换器的集成式主回路；将热传递流体的体积分成热收集器和冷收集器的凸角堡，其特征在于，堆芯包括安全设备，该安全设备由专用于减缓堆芯熔化事故的至少一个基本安全设备构成，至少一个基本安全设备包括输送管和中空的穿通管，穿通管被定位成穿过堆芯栅板和强力背板以通向罐的底部，输送管包括一个或多个注射喷嘴和厚度减小的区域，以在堆芯熔化事故的情况下增加刺穿速度，用于回收熔化的燃料的设备被定位在罐的底部处。

Description

包括减缓堆芯熔化事故的安全设备的整体式快中子反应堆
技术领域
本发明涉及快中子核反应堆(FNR)领域，特别是涉及整体型快中子核反应堆。这种反应堆可以通过热传递流体来冷却，该热传递流体通常呈液态金属的形式，更具体地这种反应堆可以通过钠来冷却。因此，这种反应堆被称为钠冷快中子核反应堆(FNR-Na)或表示钠冷快反应堆的SFR型反应堆。这种类型的钠冷快中子核反应堆是“第四代”核反应堆家族的一部分。
因此，本发明提出了一种包括专用于减缓堆芯熔化事故的安全设备的整体式快中子核反应堆。
背景技术
快中子核反应堆的运行原理现已为人们所知数年。因此，快中子核反应堆是使用快中子(快中子的动能大于0.907MeV)而不是热中子(热中子的动能小于0.025eV)的核反应堆。而且，与常规的核反应堆相反，快中子核反应堆的堆芯是不会慢化的(中子不会减速或热化)。
此外，尽管已经研究了其它技术，但是绝大多数快中子核反应堆使用液态钠作为冷却剂，因为该冷却剂特别是具有高沸点。
钠冷却的核反应堆通常包括罐，堆芯被定位在罐中，堆芯上方具有堆芯控制塞。该堆芯包括通常被增殖器组件包围的大量燃料组件、包括使用过的燃料组件的内部存储区域、以及用作中子屏蔽物的反射器和吸收组件。热量的提取通过经由泵送系统使钠在堆芯中流通来进行。在用于在蒸汽发生器(VG)中产生水蒸汽之前，该热量通过一个或多个中间交换器(IE)传递到中间回路。然后，该蒸汽通过涡轮以将蒸汽转化为机械能，该机械能又转化为电能。
中间回路包括钠。由于在蒸汽发生器的管可能破裂的情况下，钠和水蒸汽之间可能发生剧烈反应，因此该回路的目的是使(罐中的)主钠与包含在蒸汽发生器中的水蒸汽隔离。这种架构揭示了两个钠回路：一个被称为主回路，负责在堆芯和中间热交换器之间传递热量，另一个被称为次级回路，负责将热量从中间交换器传递到蒸汽发生器。
所有钠反应堆具有共同的技术特征。罐由顶板密封，以使主钠不与外部空气接触。所有部件(交换器、泵、管道等)垂直地穿过该板，以能够通过用提升设备垂直地提升这些部件来拆卸。该板中的通道孔的尺寸取决于部件的尺寸和数量。孔(的尺寸和数量)越大，罐的直径越大。
主回路可根据两个主要的家族来布置。因此，在快中子核反应堆中，存在“整体式”反应堆和“环路式”反应堆。应当注意，优选地，本发明涉及整体型快中子核反应堆。
环路式反应堆的特征在于如下事实：中间交换器和用于泵送主钠的设备被定位在罐的外部。图1以轴向横截面示出了“环路式”钠冷快中子核反应堆的设计原理。
在图1的环路式反应堆R中，钠穿过堆芯1以带走所产生的卡路里。在堆芯1的输出端处，钠进入反应堆R的罐3的区域2。该区域2通常被称为“热收集器”。通过环路，管道4下降到热收集器2中以吸起主钠，并将该钠引导到中间交换器(图中未示出)，在中间交换器中，该钠将热量传递给二次钠。在中间交换器的输出端处，主钠被泵吸收并通过管道5直接送到堆芯的输入端。
对于给定的功率，环路设计的主要优点是获得罐的直径小于整体式反应堆的罐的直径，因为该罐包含更少的部件。因此，该罐更易于制造，并因此成本更低。然而，环路构思的缺点是使主钠离开罐，从主回路的架构的视角来看，这更复杂，并造成了重大的安全问题。因此，通过增加与环路设计相关的设备和用于管理主钠的可能泄漏的特殊装置而引起的额外成本，抵消了与减小罐的尺寸和更易于制造罐相关的收益。
对于具有整体构思的反应堆，反应堆的特征在于如下事实：中间交换器和用于泵送主钠的装置被定位在罐中，这使得能够避免主回路离开罐，并因此在安全性方面构成该方案家族相对于具有环路的方案家族的显著优点。图2以轴向横截面示出了“整体式”钠冷快中子核反应堆的设计原理。
在图2的整体式反应堆中，钠穿过堆芯11以带走所产生的卡路里。在堆芯11的输出端处，钠进入反应堆的罐13的区域12，该罐由顶板24密封。该区域12通常被称为“热收集器”。该热收集器12通过壁15与被称为“冷收集器”的另一区域14分开，该壁具有被称为“凸角堡”的总体圆柱形-圆锥形的形状。由管束(图中未示出)构成的中间交换器16穿过凸角堡15。主钠通过被定位在热收集器12中的输入端窗口17进入中间交换器16。当主钠沿着管移动时，该主钠将其热量释放给二次钠，并通过被定位在冷交换器14中的、中间交换器16的下部分中的窗口18离开中间交换器16。二次钠通过管道28进入中间交换器16，并通过管道29从中间交换器离开。在冷收集器14中，钠被泵送设备19吸收，并通过用于供给组件的堆芯栅板30直接送回堆芯11的输入端。堆芯栅板30是加压箱，组件、燃料、增殖器、内部存储器或用作中子屏蔽物的器件装配到该加压箱中。堆芯栅板30由被称为强力背板31的机械支撑结构支撑。
钠在中间交换器16中的流通通过重力在热收集器12和冷收集器14之间进行。出于中间交换器16的尺寸和几何体积的原因，两个收集器之间的钠驱动头被设置为大约2m，其对应于热收集器12的液位20和冷收集器14的液位21之差。出于最大效率的原因，穿过凸角堡15、中间交换器16和泵送装置的部件必须在这些通道22和23处具有尽可能多的密封，以避免主纳绕过中间交换器16。
凸角堡15是这种类型的反应堆的必要部件。大的部件(中间交换器和泵)穿过被定位在凸角堡15的下部分的圆锥形部分。圆柱形部分是被定位在凸角堡15的上部分的垂直护罩。凸角堡15是由通常通过机械焊接制造的钢制部件，由于以下原因而难以设计：该凸角堡的形状和尺寸，该尺寸大约为十五米；在两个收集器之间承受的压力差(钠柱大约为两米)；由热收集器和冷收集器之间的温度差(对于当前反应堆，大约为150℃)引起的热机械应力；通过中间交换器和泵送系统在凸角堡15的圆锥形部分穿过凸角堡15的通道处的密封应力。由于必须避免绕过中间交换器16，因此必须密封凸角堡15，且密封系统必须使得部件能够拆卸以进行部件的维护。然而，在组件处的轻微旁通与通过凸角堡15的热泄漏相结合，导致在热收集器12的底部处存在较冷的流体，该较冷的流体可以沿着多个结构承载，并通过流动路线的不稳定而在结构上引起热机械应力。
事实上，一旦选择凸角堡的设计，就不能轻易地进行后验修改。此外，除了正常运行之外，核动力反应堆的设计者必须考虑反应堆的停堆情况：因此，所有反应堆必须具有负责排出堆芯的剩余功率的可用系统(用法语表示为EPuR)。当反应堆启动时，该剩余功率来自在核反应期间产生的裂变产物的放射性衰变。出于安全的原因且为了确保最大可能的冗余度，这些回路必须与正常回路尽可能不同，以在反应堆启动时排出热功率，也就是说，这些回路必须不得使用蒸汽发生器。用于排出剩余功率的系统的总体架构必须进一步与反应堆的正常运行相兼容。通常，用于排出剩余功率的这些装置仅在反应堆停止时才被激活。
对大多数实施例或方案共同的是，用于排出剩余功率的装置包括数个特定交换器，数个特定交换器专用于排出剩余功率的作用。这些交换器25(见图2)是垂直的并穿过顶板24。由于这些交换器的任务，这些交换器25的尺寸小于中间交换器16的尺寸。为了起作用，特别是在泵送装置19发生故障的情况下，主钠必须能够通过在堆芯11和交换器25之间的自然对流而流通，以排出剩余功率。
通常，自然对流的可靠性和有效性涉及到在遵守以下建议的同时，可以获得的最简单可行的水力路径的限定：热源(在此是核反应堆的堆芯)必须被定位在下部分中；冷源(在此是专用于排出剩余功率的交换器)必须被定位在上部分中；形成热柱的水力路径被定位在热源的输出端和冷源的输入端之间，必须尽可能单调(没有非单调的高度变化：热钠必须始终上升)；形成冷柱的水力路径被定位在冷源的输出端和热源的输入端之间，必须尽可能单调(没有非单调的高度变化：冷钠必须始终下降)；热柱和冷柱必须分开，以避免两个柱之间的热传递流体的混合。
在具有整体式设计的钠冷却的反应堆中，专用于排出剩余功率的交换器被定位在热收集器中或冷收集器中。不管该交换器的位置如何，主钠的水力路径穿过中间交换器、在热柱和/或冷柱中具有高度变化，因此降低自然对流的水力性能。因此，在图2中，用于排出剩余功率的交换器26被定位在热收集器12中。水力路径包括热柱26和冷柱27。热柱26有规律地上升，高度变化是单调的。然而，冷柱27包括非单调的高度变化。实际上，交换器25的输出端处的钠在进入中间交换器16之前，必须朝向被定位在热收集器的上部分中的输入端窗口17返回，以在穿过泵送系统19之后到达堆芯11。在热收集器12中，热柱和冷柱物理上不分开，这不对应于关于自然对流的最佳构思，因为离开交换器25的冷钠可以在热收集器中与进入同一交换器的热钠混合。
对于本领域技术人员而言，一种可能的改进是将专用于排出剩余功率的交换器(EPuR)布置在热收集器和冷收集器之间，同时穿过凸角堡，如同中间交换器的情况。不这样做是因为在正常运行期间，这意味着通过EPuR交换器形成对中间交换器的旁通，并降低反应堆的正常运行的性能。因此，在用于排出热量的回路中存在固有的技术矛盾，即在正常情况下优化运行的技术方案降低了在排出剩余功率的情况下的运行，反之亦然。
具有整体式构思的反应堆的最后一个缺点涉及在反应堆内部布置用于反应堆的正确运行所需的所有部件的约束：因此，罐的尺寸大于环路反应堆的尺寸，且通过泵和交换器的通道极大地加重凸角堡的负担。这样的后果是限制无源设备的尺寸，为了在通过交换器排出剩余功率的情况下有利于反应堆通过自然对流运行，可以在凸角堡处增加无源设备。
如上所述，快中子核反应堆可能承受堆芯完全熔毁的事故。因此，为了减轻这种堆芯熔化事故的影响，存在用于这些反应堆的减缓安全程序。
因此，考虑到堆芯熔化事故是整体发生的情况，因为反应堆的设计通过减缓设备的存在来限制这种事故的后果。在堆芯物理退化的情况下，反应性瞬变的减缓通过增加与堆芯熔化物捕集器相关的用于降解燃料的提取设备，特别是输送管来进行。
这两个设备有多个目标。在事故开始时，这涉及使用输送管将燃料和熔化的结构材料(即堆芯熔化物)短时间(大约数秒)重新定位在裂变堆芯的区域之外。因此，堆芯熔化物的这种重新定位被向下引导到中子通量的区域之外。排出堆芯熔化物的动力学是重要的因素，因为这涉及在形成大的熔化池之前提取堆芯熔化物，大的熔化池由于对堆芯的大规模压缩而具有显著的重返临界状态的潜力。
第二个目标涉及对堆芯的退化区域的径向限制，以便不会引起熔化传播到其它组件，也不会引起熔化传播到内部存储器，该退化区域是在堆芯的外围包括使用过的燃料组件的区域。
此外，第三个目标涉及将堆芯熔化物长时间或按照超过数分钟的时间顺序重新定位到被定位在主罐的底部处、在堆芯下方的捕集器板上。捕集器使得通过堆芯熔化物的扩散能够降低临界状态的风险，且还使得堆芯熔化物能够得到冷却和限制。
在实践中，为了达到上述目的，通常选择的结构布置是在堆芯中实施用于提取和然后回收堆芯熔化物的特定设备。这些设备是用于输送来自堆芯11的裂变区域ZF的堆芯熔化物C的管40，这些设备与堆芯熔化物捕集器41相关联，如图3所示，该图示出了通过输送管排出堆芯熔化物的原理。堆芯11包括数个输送管40，输送管的布局被优化以用于排出堆芯熔化物。
在堆芯11完全熔毁的事故的情况下，这些管40必须快速地使得熔化的堆芯能够卸载到被定位在罐13的底部处的堆芯熔化物捕集器41。这些安全设备仅具有减缓堆芯熔化事故的作用，且在反应堆的其它运行情况下必须尽可能透明。
从架构的视角来看，输送管40是中空结构，提供用于使堆芯熔化物流过堆芯栅板30和强力背板31的通道。
在堆芯熔化事故期间，出现与运行相关的数个问题。实际上，不管触发堆芯熔化事故的引发物如何，燃料组件在燃料熔化之后承受至少一个棒的退化(燃料组件通常包括用于供给钠的基座、六边形管(HT)内的一束棒、用于紧固棒的部件、上部中子屏蔽物(UNS)和维持头)。因此，棒的钢制结构(包层、线、塞)快速熔化，并因此失去第一限制屏障，即包层的密封。缺陷快速地在组件的规模上扩散到整束燃料棒。包括燃料和熔化的结构材料的堆芯熔化物在大约2700℃处，与由厚度为4mm至5mm的钢制六边形管的内壁发生接触，内壁熔化并在数秒内被刺穿。因此，堆芯熔化物池在堆芯中传播到其它燃料组件，从而导致完全熔毁的事故。
输送管使得堆芯熔化物在堆芯中的径向传播能够受到约束和限制。每个输送管用于熔化以打开通向堆芯熔化物的排出路径，堆芯熔化物在内部通过重力流动到中子通量的区域之外，这有助于降低反应性。因此，堆芯熔化物的轨迹继续通过堆芯栅板，然后通过强力背板，以垂直地到达被定位在罐的底部处的堆芯熔化物捕集器板。
从一系列事故的视角来看，为了限制事故的后果，重要的是足够快速地将堆芯熔化物排出到通量的区域之外。为了能够获得堆芯熔化物到捕集器的正确轨迹，还需要限制输送管内存在的障碍物。
还出现与反应堆的正常运行相关的数个问题。实际上，由于用于输送堆芯熔化物的管只能在堆芯熔化事故期间工作，因此在反应堆的正常运行期间，管必须尽可能透明。特别地，管必须在机械、中子和热工水力行为方面对操作没有影响。
从机械的视角来看，用于输送堆芯熔化物的管是堆芯的结构，与其它组件一样，该结构在各个寿命阶段(即制造、运输、维护、辐射)期间受到机械应力。此外，输送管的机械结构的辐射程度和损坏程度与燃料组件的机械结构的辐射程度和损坏程度一样高(高达100dpa)。输送管的结构必须抵抗的主要机械载荷是堆芯中组件之间的接触应力。这些在六边形管处的接触应力表现为在正常运行期间和地震期间遇到的压缩力、弯曲力和扭转力。
从中子的视角来看，输送管是被定位在裂变堆芯中的中空结构。这些潜在地空的元素的存在对堆芯的中子性能的影响必须是可以容忍的。这特别意味着堆芯的临界状态的标准，因为堆芯中存在“孔”而使裂变体积减小以及功率分布平坦化。
从热工水力的视角来看，所提出的输送管的构思不得导致将热收集器直接连接到冷收集器。因此，这两个收集器之间大约150mbar的压力差将产生来自热收集器的热钠流，该热钠流受到过压，在管内下降到冷收集器。然而，在被定位在冷钠(400℃)中的结构(堆芯栅板、强力背板等)处注射热钠(550℃)对于该结构的机械强度和老化(由温度梯度引起的热机械应力)是不可取的。特别地，需要能够证明所述结构的使用寿命等于设备的使用寿命。此外，已知热收集器中钠的自由表面是热收集器中释放气体的主要来源之一。这些气泡在高温的作用下溶解在热收集器的钠中，如果气体进入冷收集器中时，存在看见该气体重新成核(成核现象)和重新形成气泡的风险。然而，必须限制冷收集器中气体的存在，以避免气体进入组件中的任何风险，这种现象可能导致燃料棒的冷却失败和功率激增的风险。总之，输送管不能导致在收集器之间注射钠，以限制结构的机械损坏，或促进冷收集器中气体的释放。
因此，出现以下要求和约束作用。在一系列堆芯熔化事故中，要求使得堆芯熔化物能够快速排出到中子通量的区域之外，然后排出到堆芯熔化物捕集器。在反应堆的正常运行中，要求确保热收集器和冷收集器之间的密封。这两个约束作用是在各个寿命阶段期间抵抗机械载荷，且不降低堆芯的中子性能。
在现有技术中，可以提及，用法语称为狂想曲(Rapsodie)和凤凰(Phénix)的第一FNR-Na不包括堆芯中专用于减缓堆芯熔化事故的设备。通过专用实验，利用合格的模拟工具对FNR-Na反应堆进行安全论证。
FNR-Na超凤凰(SuperPhénix)包括在罐的底部处的堆芯熔化物捕集器，但在堆芯中没有减缓设备。
在切尔诺贝利核事故和福岛核事故之后，安全目标得到强化，以对新一代反应堆，即第四代反应堆制定一套必须满足的要求。
这些新的安全目标能够导致在堆芯中增加特定设备，该特定设备专用于减缓堆芯熔化事故并使得堆芯熔化物能够输送到捕集器。所提出的第一个想法，即在堆芯中增加输送管，并不是完全令人满意，因为输送管产生在热收集器和冷收集器之间旁通的热工水力问题。
对于完全或部分封闭的输送管的建议也是如此，因为尽管输送管确实满足收集器之间的密封要求，但是输送管可能有利于堆芯中气体的释放(封闭上部分可能导致在输送管内气体积聚的风险)或阻挡堆芯熔化物的流动(下部分“可熔”封闭的情况)。实际上，具有可熔膜的设备存在在一系列堆芯熔化事故期间熔化的可靠性风险，累积起来是难以模拟和鉴定。
此外，专利文献还提出用于减缓堆芯熔化事故的设备，特别是专用于堆芯熔化物的输送的设备。
例如，日本专利申请JP H10-227884A涉及在减缓堆芯熔化事故中起作用的吸收组件(控制杆)的构思。在六边形管上设置开口，该开口通向由相邻的燃料组件限定的组件间空间。组件的基座也通向该组件间空间，因此使得在正常运行期间能够冷却吸收棒。基座在其端部处封闭。在燃料棒熔化的事故期间，堆芯熔化物熔化燃料组件的六边形管并进入组件间空间。然后，堆芯熔化物通过重力流到吸收组件的基座，该堆芯熔化物存储在基座中。该申请突出了堆芯熔化物重新定位在中子通量的区域之外和降低反应性的降低。然而，除了在小横截面的组件间空间中可大大减慢堆芯熔化物的进展的事实之外，该构思不是用于将堆芯熔化物输送到被定位在堆芯下方的捕集器的设备。
此外，美国专利申请US 2012/0201342 A1涉及燃料组件和FNR反应堆的构思，该燃料组件和FNR反应堆具有在堆芯熔化事故期间排出和回收堆芯熔化物的作用。该组件在其燃料棒下方的部分中包括实心主体，该主体被一系列孔刺穿，使得能够确保在组件内存在堆芯熔化物的一系列堆芯熔化事故期间通过六边形管的外部进行冷却。燃料棒被修改，以改善在堆芯熔化事故期间的行为。组件基座的端部是封闭的。可容纳吸收材料的密封容器被定位在与组件垂直的堆芯栅板下方，该密封容器用作堆芯熔化物捕集器。该申请旨在重新定位堆芯熔化物，然后排出堆芯熔化物并使该堆芯熔化物在堆芯中径向不传播。然而，出现数个不利的点：基座的端部和容器的顶部是在与堆芯熔化物接触时必须消失的可熔壁，且具有可熔膜的设备具有的可靠性被判断为不令人满意；如果主泵没有停止，则将用于排出堆芯熔化物的设备集成到供给有加压钠流的燃料组件中，就存在阻碍堆芯熔化物的适当流动的风险；组件主体在其下部分的厚度显著地增加了受辐射的废料的量并使该组件主体的制造复杂化。此外，必须验证的是：该系列孔在运行期间不会干扰热工水力学。
此外，可以提及，来自日本原子能机构的FAIDUS组件(针对具有内导管结构的燃料组件)的原理。因此，为了用CDA方案(针对堆芯破坏事故)限制堆芯熔化事故的后果，JSFR反应堆(针对日本钠冷快反应堆)将被称为FAIDUS的减缓设备集成到其燃料组件的设计中。由于JSFR反应堆在反应性方面的特性，来自CDA的加热和钠引起的沸腾在JSFR组件中产生局部功率峰值(在钠排出的情况下，为正的反应性效应)。因此，集成到JSFR的燃料组件中的FAIDUS设计旨在快速地提取液态燃料，以避免在CDA事件发生期间压缩太多并返回到过高的临界状态。FAIDUS不是获得专利的构思，而是数次国际交流的对象。
还有两种替代的FAIDUS组件。作为高级研究(计算和实验)对象的参考解决方案提出了用于堆芯熔化物流动的小通道，小通道以六边形管的角度布置。熔化的燃料通过在组件中开始的第一早期功率激增(内部压力)的马达朝向组件的顶部卸载。在JSFR堆芯的上部分中，存在捕集器板以接收喷射的裂变材料。在第二种替代方案中，用于排出堆芯熔化物的通道被定位在燃料棒束的中心。熔化的燃料必须通过重力经由组件的底部排出。这种选择没有得到重视，一方面是由于制造困难，另一方面是由于用于将堆芯熔化物输送到下部结构中的技术约束已被认为很强。
应当注意，经由FAIDUS喷射的燃料的量不足以避免在堆芯的其余部分中的其它燃料稍后返回到临界状态。卸载燃料的第二种方案需要通过保持在上部位置的吸收控制杆(CRGT，针对控制杆导向管)的空结构来进行。此外，关于熔化的燃料正确通过真空发生系统则会阻碍CRGT的基座中的通道，提出了疑问。最后，即使FAIDUS构思具有略微干扰堆芯的中子学的优点，如果主泵没有停止，则将用于排出堆芯熔化物的通道集成到供给有加压钠流的燃料组件中，就存在阻碍堆芯熔化物的适当流动的风险。
总之，通过FAIDUS燃料组件的顶部排出堆芯熔化物的策略取决于JSFR的堆芯的中子和热工水力特性。该策略不能立即应用于另一个FNR-Na堆芯。
发明内容
本发明的一个目标是至少部分地克服上述需求和与现有技术的实施例相关的缺点。
更确切地说，本发明的目的是在堆芯完全熔毁的事故的情况下改善FNR-Na反应堆堆芯的行为。特别地，本发明寻求减少堆芯熔化事故的后果，同时保持第二屏障(反应堆的罐)的完整性和第三安全屏障(反应堆的建筑物和基座板)的密封，防止受到在事故期间产生的机械效应(例如，由于熔化然后蒸发的材料的蒸汽膨胀引起的能量释放)和在事故期间产生的热效应(例如，由于堆芯熔化物对结构的腐蚀)。本发明通常寻求遵守向人口排放放射性物质的限制和在事故之后恢复到安全状态。
因此，根据本发明的一个方面，本发明的目标是一种整体式快中子核反应堆，整体式快中子核反应堆由液态金属热传递流体冷却，该反应堆包括：
-主罐，该主罐悬挂在保护板上，该主罐包括热传递流体的体积和反应堆的堆芯，该堆芯包括多个燃料组件，多个燃料组件装配到由强力背板支撑的堆芯栅板中，
-主回路，该主回路集成到主罐中，该主回路包括至少一个主泵、至少一个中间热交换器和至少一个热交换器，至少一个中间热交换器用于排出堆芯在正常运行期间产生的功率，至少一个热交换器用于排出剩余功率，
-内部结构，该内部结构被称为凸角堡，将热传递流体的体积分成至少两个区域，以在堆芯的输出端处形成热收集器以及在所述至少一个中间交换器的输出端处形成冷收集器，
其特征在于，反应堆的堆芯还包括专用于减缓堆芯熔化事故的安全设备，所述安全设备由至少一个基本安全设备构成，至少一个基本安全设备被定位在堆芯的至少一个燃料组件附近，以用于将熔化的燃料输送到主罐的底部处的冷收集器，
所述至少一个基本安全设备包括中空的且可移除的输送管和中空的穿通管，该输送管通过堆芯栅板中的第一开口装配到堆芯栅板中，该穿通管与输送管流体连通，
穿通管被定位成从第一开口穿过堆芯栅板到被定位在堆芯栅板和强力背板之间的第二开口，并从第二开口穿过强力背板到强力背板的第三开口，以通向主罐的底部处的冷收集器，
输送管包括一个或多个注射喷嘴，一个或多个注射喷嘴位于管的内部并被定位成至少部分地位于管的部分中，该管的部分装配到堆芯栅板中同时被定向成朝向热收集器，一个或多个注射喷嘴旨在由堆芯栅板的热传递流体来供给，
输送管在其外壁上包括厚度减小的至少一个区域，至少一个区域被定位在至少一个燃料组件的裂变区域处，以在堆芯熔化事故的情况下增加外壁的刺穿速度，并使得熔化的燃料能够从所述至少一个燃料组件流动到输送管，
以及反应堆还包括用于回收熔化的燃料的设备，该设备被定位在主罐的底部处的冷收集器中，并被定位成与第三开口对准。
根据本发明的快中子核反应堆可进一步包括以下特征中的一个或多个，该一个或多个特征可被单独地采用或根据任何技术上可能的组合来采用。
输送管可以具有常用燃料组件的外部特征。
有利地，向一个或多个注射喷嘴供给堆芯栅板的热传递流体，是以与常规燃料组件相同的方式进行。此外，有利地，将输送管装配到堆芯栅板中，是在常规燃料组件的位置处进行。与常规燃料组件一样，输送管容易地移除以用于排出和更换。
有利地，输送管可以包括：头部，该头部使得能够保持输送管；基座，该基座装配到堆芯栅板中；以及中空主体，该中空主体在头部和基座之间具有六边形横截面。
基座的横截面可以小于中空主体的横截面。基座的上部分可以具有漏斗形的形状，以便于熔化的燃料通过。基座的下部分可以打开，以使得熔化的燃料能够流向穿通管。
此外，头部可包括中心通道和通气口，该中心通道的横截面小于中空主体的横截面，以降低熔化的燃料朝向热收集器排出的风险，该通气口位于与中空主体的接口处，以便于在浸入热传递流体中期间排出气体。
此外，厚度减小的所述至少一个区域可以通过铣削输送管的外壁来获得。
厚度减小的所述至少一个区域可以被定位在输送管的中空主体处，且不以中空主体的六边形横截面的角度存在，以保持输送管的机械刚度。
此外，一个或多个注射喷嘴可以被定位在输送管的基座处。
输送管可以包括具有环形形状的至少一个注射喷嘴，特别是具有环形形状的单个注射喷嘴。
可替代地，输送管可以包括规则地分布在输送管中的多个注射喷嘴，特别是形成等边三角形的顶点的三个注射喷嘴。
此外，堆芯可以包括安全设备，该安全设备由专用于减缓堆芯熔化事故的多个基本安全设备构成，多个基本安全设备的一部分被定位在包括多个燃料组件的堆芯的区域的外围，而多个基本安全设备的另一部分被定位在包括多个燃料组件的堆芯的区域的中心部分中。
每个基本安全设备可以双射地附接到燃料组件。
附图说明
通过阅读本发明的以下作为非限制性实施例的详细说明，以及通过检查附图的示意图和局部图，本发明可被更好地理解，在附图中：
-图1以轴向横截面示出了“环路式”钠冷快中子核反应堆的设计原理，
-图2以轴向横截面示出了“整体式”钠冷快中子核反应堆的设计原理，
-图3以轴向横截面示出了在快中子核反应堆的堆芯完全熔毁的事故的情况下，通过输送管排出燃料特别是排出堆芯熔化物的原理，
-图4以轴向横截面示出了在反应堆的堆芯完全熔毁的事故的情况下，通过根据本发明的反应堆的基本安全设备排出燃料特别是排出堆芯熔化物的原理，
-图5以局部透视图示出了根据本发明的反应堆的基本安全设备的输送管的中空主体的实施细节，
-图5A是沿着图5的AA的横截面视图，
-图5B是沿着图5的BB的横截面视图，
-图6以轴向横截面示出了根据本发明的反应堆的基本安全设备的一个实施例，
-图6A是沿着图6的AA的横截面视图，
-图6B是沿着图6的BB的横截面视图，
-图7也以轴向横截面示出了根据本发明的反应堆的基本安全设备的另一个实施例，
-图7A是沿着图7的AA的横截面视图，
-图7B是沿着图7的BB的横截面视图，以及
-图8以俯视图示出了根据本发明的反应堆的堆芯的构造的示例。
在所有这些附图中，相同的附图标记可表示相同或相似的元件。
此外，为了使附图更易识读，附图中示出的不同部件不一定按相同的比例绘制。
具体实施方式
图1至图3已在上面参照现有技术和本发明的一般上下文进行描述。
参照图4至图8，现在，将描述本发明的特点和结构布置，该特点和结构布置使得通过一组输送管40将堆芯熔化物输送到罐的底部13处的捕集器41能够减缓快中子核反应堆的堆芯特别是钠冷快中子核反应堆(FNR-Na)的堆芯完全熔毁的假设事故的后果。
应当注意，已在上面参考图1至图3描述的快中子核反应堆R特有的元件将不必再描述。因此，相同的附图标记表示相同的元件。此外，在下面描述的示例中，反应堆R的液态-金属热传递流体是钠，但是这种选择绝不是限制性的。
此外，应当注意，发明人已研究在法国专利申请FR 3053827A1中提出的一种解决方案，其通过具有从热收集器朝向冷收集器下降的直接水力路径的自然对流来对堆芯进行冷却。然而，本发明涉及一种完全不同的技术问题，该技术问题与通过水力锁定空的输送管来减缓堆芯熔化事故的逻辑相关。
国际社会特别是日本采用安全程序，该安全程序涉及将熔化的燃料快速地排出到堆芯的区域之外，以避免在堆芯熔化事故期间强烈的功率激增。然而，为实现目标所选择的技术安排取决于堆芯的中子和热工水力特性以及在事故情况期间堆芯的行为。因此，特别是针对ASTRID反应堆的堆芯开发的本发明的原理不同于现有技术的解决方案，特别是不同于日本在上述FAIDUS燃料组件构思中所采用的解决方案。
实际上，ASTRID反应堆的特殊性之一在于其CFV异质堆芯的创新设计(在钠排放的情况下具有低反应性效应的堆芯)。因此，在事故情况下，不可能发生由组件的钠的排放所产生的功率激增。在这种情况下，在ASTRID反应堆中减缓的方法的目标是避免燃料的显著压缩扩散到退化堆芯上，并因此防止过高的瞬时临界状态。为此，必须在CFV堆芯中实施互补的安全设备，以通过流动通道将熔化的燃料即堆芯熔化物足够快速地排放到堆芯之外。在实践中，流动通道可以集成到现有组件(燃料、控制杆等)中，或者形成与燃料组件相邻的、完全分开的组件。本发明基于第二种可能性，即使用专用的输送管40，以不影响其它组件的性能，并使用于排出堆芯熔化物的通道的横截面最大化。
此外，这些对象的特点是有利于液态燃料通过重力轴向输送通过反应堆的下部结构(堆芯栅板和强力背板)。因此，堆芯中的熔化的燃料的一部分或全部可以仅通过罐的底部的这些设备收集在专用于此目的的堆芯熔化物捕集器41中。
因此，本发明基于在输送管中使用水力锁定系统，该系统不具有现有解决方案的缺点(可熔壁、在热收集器和冷收集器之间旁通、气体释放的风险、在主流下方输送堆芯熔化物等)，另一方面，本发明基于管的设计及管在堆芯中的安装的优化，以达到减缓的目的。
图4以轴向横截面示出了在反应堆的堆芯11完全熔毁的事故的情况下，通过根据本发明的由反应堆R的至少一个基本安全设备45构成的安全设备排出燃料的原理，燃料在此呈堆芯熔化物的形式。
根据本发明，反应堆R的堆芯11包括安全设备，该安全设备由专用于减缓可能的堆芯熔化事故的至少一个基本安全设备45构成。
该基本安全设备45与堆芯11的燃料组件43相邻，并使得熔化的堆芯熔化物能够输送到主罐13的底部处的冷收集器14。
基本安全设备45包括类似于组装型的可移除的中空结构的输送管40，该输送管通过堆芯栅板30中的第一开口50定位或装配在堆芯栅板30上。
基本安全设备45在输送管40的延伸部分中还包括与输送管40流体连通的中空穿通管42。该穿通管42被定位成从第一开口50穿过堆芯栅板30到被定位在堆芯栅板30和强力背板31之间的第二开口54，并从第二开口54穿过强力背板31到强力背板31的第三开口56，以在大约0巴的低压下与设备41垂直地通向冷收集器14，设备41呈捕集器板形式，以用于回收被定位在主罐13的底部处的冷收集器14中的熔化的堆芯熔化物。
堆芯栅板30的作用是在高压或大约3巴下向组件供给冷钠。为此，组件的基座和护罩管具有彼此面对的径向开口。此外，强力背板31的作用是支撑堆芯11和堆芯栅板30。
输送管40是专用于排出堆芯熔化物的组件。优选地，输送管的外部架构与堆芯11中的其它组件的外部架构相同，并具有相同的接口。
输送管40包括：头部60，该头部位于上部分中以使得能够保持管；基座62，该基座使得管能够保持在堆芯栅板30上；以及中空主体61，该中空主体在头部60和基座62之间具有六边形横截面。
基座62与堆芯11的其它组件的基座略微不同。基座62的横截面小于中空主体61的横截面。此外，基座62的上部分62a可以具有漏斗形的形状，以便于堆芯熔化物在具有较小的横截面的基座62内通过。此外，基座62的下部分62b打开，以使得堆芯熔化物能够流向穿通管42，并因此通过堆芯栅板30和强力背板31流向捕集器板41。该基座62还包括下面描述的注射喷嘴53。
此外，头部60包括中心通道60a，该中心通道的内横截面小于中空主体61的横截面，以降低在一系列堆芯熔化事故开始时通过顶部排出堆芯熔化物的风险。此外，头部60的下部分包括通气口60b，以便于在组件浸入钠中期间排出气体。钢制成的头部60的固体性质还通过限制中子的轴向泄漏而用作中子屏蔽物。
中空主体61不包括内部结构，且在正常运行期间填充有钠。在堆芯熔化事故期间，该中空主体61通过熔化被刺穿，首先形成用于使堆芯熔化物通过重力流向基座62的通道。
关于使得堆芯熔化物能够快速排出到中子通量的区域之外的上述要求，且考虑到不可能作用于堆芯熔化物在输送管40内流动的动力学，则在事故情况开始时，通过来自相邻的燃料组件43的堆芯熔化物加速对中空主体61的刺穿，可以获得时间增益。通过减小中空主体的厚度来减小中空主体的热惯性，从而获得使中空主体61的温度上升得更快。
因此，如参照图5、图5A和图5B可见的，输送管40在其外壁66上包括厚度减小的至少一个区域65，该至少一个区域被定位成面向至少一个燃料组件43的裂变区域ZF，以在堆芯熔化事故的情况下增加外壁66的刺穿速度，并使得堆芯熔化物能够从所述至少一个燃料组件43流动到输送管40。
实际上，这种结构布置仅适用于输送管40的最易于与堆芯熔化物接触的区域，即面向裂变区域ZF的中空主体61。当然，可以通过适当的计算来优化厚度减小的一个或多个区域65在中空主体61上的轴向定位。
从制造的视角来看，厚度减小的一个或多个区域65可以通过铣削输送管40的外壁66特别是铣削该输送管的外表面来获得。该解决方案的优点是在开始时使用完全标准的管，铣削操作不存在任何技术困难。铣削仅在中空主体61的表面上进行，而不是以该中空主体的六边形横截面的角度进行，以使得保持良好的机械刚度，并因此满足上述在寿命阶段期间抵抗机械载荷的作用。
铣削的解决方案较为有利，特别是比涉及例如制造具有减小厚度的管部段，然后通过焊接将具有减小厚度的管部段连接到具有标准厚度的其他管部段的解决方案更有利。实际上，在制造这种管及获得这种管的焊接时存在许多困难。
此外，仍然根据本发明并参照图6至图7B，输送管40包括一个或多个注射喷嘴53，注射喷嘴53位于基座62的内部并被定位成至少部分地位于管40的中空主体62中，该管的中空主体62装配到堆芯栅板30中同时被定向成朝向热收集器12，一个或多个注射喷嘴53旨在由堆芯栅板30的热传递流体来供给。
这些喷嘴53在此以类似于燃料组件43的方式由来自堆芯栅板30的“高压”钠来供给。这些喷嘴53在直径和数量上的尺寸以这样的方式限定，即由该注射产生的反压力尽可能精确地补偿在运行期间的中间交换器的压头损失，压头损失表示在收集器12、14之间的压力差。因此，通过输送管40的顶部流出进入热收集器12中的流速几乎为零，且在主泵停止的情况下被抵消，在收集器12、14之间减小的压力差为零。然而，通过该输送管40的底部流出的流速对应于注射喷嘴53的流速。该流出的流速通过穿通管42、堆芯栅板30和强力背板31注射到冷收集器14中。
由主泵提供的钠的注射所产生的反压力在所有泵送速度下锁定六边形输送管40中下降的钠流。因此，在反应堆R的正常运行期间，由于在收集器12、14之间不存在水力旁通，也不存在管的上部封闭(没有气体释放)，因此满足上面规定的确保热收集器12和冷收集器14之间的密封的要求。
同样，在一系列堆芯熔化事故的情况下，如果主泵仍在运行，则所获得的水力锁定不会产生热传递流体的上升的流速，使得能够阻止堆芯熔化物朝向捕集器板41输送。这有助于遵守上面所列出的使得堆芯熔化物能够快速排出到中子通量的区域之外的要求。输送管40保持打开且在其基座处不被可熔类型的壁封闭的事实，也通过不阻挡或不减慢堆芯熔化物朝向捕集器板41流动而有利于这种要求。对于下面参照图7至图7B描述的环形注射器53的替代方案，也是这种情况，该环形注射器使对堆芯熔化物在基座62内流动的障碍最小化。
因此，图6、图6A和图6B示出了输送管40的特定实施例，输送管40具有三个注射喷嘴53，且包括用于基座62的圆形内横截面和用于中空主体61、如同用于标准燃料组件的六边形外部形状。这三个注射喷嘴53形成等边三角形的顶点。
此外，图7、图7A和图7B示出了另一个实施例，该实施例与图6、图6A和图6B的实施例的不同之处在于如下事实：根据等边三角形的顶点以横向横截面布置的三个注射喷嘴53被具有环形形状的单个注射喷嘴53代替，注射喷嘴53与基座62的内壁直接接触。注射喷嘴53的这种环形形状在图7A中特别可见。
此外，图8以俯视图示出根据本发明的反应堆R的堆芯11的构造的示例。
因此，堆芯11包括安全设备，该安全设备由专用于减缓堆芯熔化事故的多个基本安全设备45构成。基本安全设备45的一部分被定位在包括燃料组件43的堆芯11的区域的外围，而基本安全设备45的另一部分被定位在包括燃料组件43的堆芯11的区域的中心部分中。
因此，大多数输送管40被定位在燃料堆芯的外围，以限制熔化池的径向传播。一些输送管40也被定位在堆芯的中心部分中，以尽可能早地排放堆芯熔化物的一部分。中心管40的安装必须符合中子研究，该中子研究旨在限定吸收杆的数量和间距，并用于反应堆R的控制和停止。
选择在燃料堆芯的外围的输送管40的数量和间距，是通过用模拟堆芯熔化物在堆芯11内传播的代码计算堆芯熔化事故的情况而得到。寻求有限数量的管40之间的最佳折衷，以不降低中子性能，同时使得在短时间内能够排出令人满意的体积的堆芯熔化物。
对于中心管40的数量的最佳确定(尽可能早地排放与中子性能相对比)和在堆芯11的外围的管40的数量的最佳确定(所限制的数量与堆芯熔化物排放的空间布局相对比)，也是如此。
还应当注意，安装用于输送堆芯熔化物且在堆芯11中燃料组件43的位置处的管40，转化成降低的堆芯功率。为了不降低堆芯11的中子性能，可以通过增加燃料组件43的数量并因此增加堆芯11的直径来补偿功率损失。这种选择是不可取的，因为这种选择导致与罐13和反应堆的建筑物的尺寸的增加相关的成本直接增加，这与燃料组件43的制造、安装和拆卸的成本的增加相关。
可替代地，因此可以增加功率，不增加燃料组件43的数量，而是增加所使用的(U，Pu)O2氧化物燃料的钚(Pu)或另一裂变材料的浓度。然而，这必须仔细地进行，以遵守由辐射反馈和制造能力所设定的Pu的最大浓度的限制。最终需要进行中子研究来验证燃料棒中最大线性功率的准则是否得到遵守。
当然，本发明不限于刚刚描述的实施例。本领域技术人员可以对本发明进行各种修改。
特别地，热传递液态金属可以是钠以外的金属，例如铅或铅铋等。

Claims (10)

1.整体式快中子核反应堆(R)，由液态金属热传递流体冷却，所述反应堆包括：
-主罐(13)，所述主罐悬挂在保护板(24)上，所述主罐包括热传递流体的体积和所述反应堆(R)的堆芯(11)，所述堆芯(11)包括多个燃料组件(43)，所述多个燃料组件装配到由强力背板(31)支撑的堆芯栅板(30)中，
-主回路，所述主回路集成到所述主罐(13)中，所述主回路包括至少一个主泵(19)、至少一个中间热交换器(16)和至少一个热交换器(25)，所述至少一个中间热交换器用于排出所述堆芯(11)在正常运行期间产生的功率，所述至少一个热交换器(25)用于排出剩余功率，
-内部结构(15)，所述内部结构被称为凸角堡，将热传递流体的所述体积分成至少两个区域，以在所述堆芯(11)的输出端处形成热收集器(12)以及在所述至少一个中间交换器(16)的输出端处形成冷收集器(14)，
其特征在于，所述反应堆(R)的所述堆芯(11)还包括专用于减缓堆芯熔化事故的安全设备，所述安全设备由至少一个基本安全设备(45)构成，所述至少一个基本安全设备被定位在所述堆芯(11)的至少一个燃料组件(43)附近，以用于将熔化的燃料输送到所述主罐(13)的底部处的所述冷收集器(14)，
所述至少一个基本安全设备(45)包括中空的且可移除的输送管(40)和中空的穿通管(42)，所述输送管通过所述堆芯栅板(30)中的第一开口(50)装配到所述堆芯栅板(30)中，所述穿通管与所述输送管(40)流体连通，
所述穿通管(42)被定位成从所述第一开口(50)穿过所述堆芯栅板(30)到被定位在所述堆芯栅板(30)和所述强力背板(31)之间的第二开口(54)，并从所述第二开口(54)穿过所述强力背板(31)到所述强力背板(31)的第三开口(56)，以通向所述主罐(13)的所述底部处的所述冷收集器(14)，
所述输送管(40)包括一个或多个注射喷嘴(53)，所述一个或多个注射喷嘴位于所述管(40)的内部并被定位成至少部分地位于所述管(40)的部分(40a)中，所述管的部分(40a)装配到所述堆芯栅板(30)中同时被定向成朝向所述热收集器(12)，所述一个或多个注射喷嘴(53)旨在由所述堆芯栅板(30)的热传递流体来供给，
所述输送管(40)在其外壁(66)上包括厚度减小的至少一个区域(65)，所述至少一个区域被定位在至少一个燃料组件(43)的裂变区域(ZF)处，以在堆芯熔化事故的情况下增加所述外壁(66)的刺穿速度，并使得熔化的燃料能够从所述至少一个燃料组件(43)流动到所述输送管(40)，
以及所述反应堆(R)还包括用于回收熔化的燃料的设备(41)，所述设备(41)被定位在所述主罐(13)的所述底部处的所述冷收集器(14)中，并被定位成与所述第三开口(56)对准。
2.根据权利要求1所述的反应堆，其特征在于，所述输送管(40)包括：头部(60)，所述头部使得能够保持所述输送管；基座(62)，所述基座装配到所述堆芯栅板(30)中；以及中空主体(61)，所述中空主体在所述头部(60)和所述基座(62)之间具有六边形横截面。
3.根据权利要求2所述的反应堆，其特征在于，所述基座(62)的横截面小于所述中空主体(61)的横截面，所述基座(62)的上部分(62a)具有漏斗形的形状，以便于熔化的燃料通过，并且所述基座(62)的下部分(62b)打开，以使得熔化的燃料能够流向所述穿通管(42)。
4.根据权利要求2或3所述的反应堆，其特征在于，所述头部(60)包括中心通道(60a)和通气口(60b)，所述中心通道的横截面小于所述中空主体(61)的横截面，以降低熔化的燃料朝向所述热收集器(12)排出的风险，所述通气口位于与所述中空主体(61)的接口处，以便于在浸入热传递流体中期间排出气体。
5.根据前述权利要求中任一项所述的反应堆，其特征在于，厚度减小的所述至少一个区域(65)通过铣削所述输送管(40)的所述外壁(66)来获得。
6.根据权利要求2至5中任一项所述的反应堆，其特征在于，厚度减小的所述至少一个区域(65)被定位在所述输送管(40)的所述中空主体(61)处，且不以所述中空主体(61)的六边形横截面的角度存在，以保持所述输送管(40)的机械刚度。
7.根据权利要求2至6中任一项所述的反应堆，其特征在于，所述一个或多个注射喷嘴(53)被定位在所述输送管(40)的所述基座(62)处。
8.根据前述权利要求中任一项所述的反应堆，其特征在于，所述输送管(40)包括具有环形形状的至少一个注射喷嘴(53)，特别是具有环形形状的单个注射喷嘴(53)。
9.根据权利要求1至7中任一项所述的反应堆，其特征在于，所述输送管(40)包括规则地分布在所述输送管(40)中的多个注射喷嘴(53)，特别是形成等边三角形的顶点的三个注射喷嘴(53)。
10.根据前述权利要求中任一项所述的反应堆，其特征在于，所述堆芯(11)包括安全设备，所述安全设备由专用于减缓堆芯熔化事故的多个基本安全设备(45)构成，所述多个基本安全设备(45)的一部分被定位在包括所述多个燃料组件(43)的所述堆芯(11)的区域的外围，而所述多个基本安全设备(45)的另一部分被定位在包括所述多个燃料组件(43)的所述堆芯(11)的区域的中心部分中。
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