CN114530265A - 一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆 - Google Patents
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Abstract
本申请实施例提供一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆，安全棒包括屏蔽轴体和跟随轴体。跟随轴体的顶端与屏蔽轴体的底端连接，跟随轴体包括第一包壳、燃料段和第一轴向反射层。安全棒组装于核反应堆中。核反应堆未工作时，屏蔽轴体位于堆芯通孔内，屏蔽轴体阻止堆芯发生反应，保障核反应堆的安全性。当控制系统根据工作指令控制安全棒向上运动，使得屏蔽轴体抽出堆芯并进入屏蔽体中的预留孔，且跟随轴体进入堆芯的通孔。屏蔽轴体增强了屏蔽体的屏蔽功能。跟随轴体填补堆芯中的通孔，中间段的二氧化钍在中子照射作用下转化为核燃料铀‑233，核燃料铀‑233为堆芯引入正反应性，从而减缓堆芯反应性的下降速度，延长核反应堆的运行寿期。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆。
背景技术
以空间核反应堆为例，核反应堆堆芯设计方案中设置有安全棒，用于保证核反应堆在发生掉落事故下的安全性，即使在进入水、湿沙等情况下保证反应堆仍能维持次临界状态。
核反应堆启动前，安全棒位于堆芯内。核反应堆发射成功并准备启动时，安全棒抽离堆芯，反应堆在控制机构的控制下开始启动运行。相关技术中，安全棒抽出堆芯后进入屏蔽体，成为屏蔽体材料的一部分，可提供部分屏蔽功能。当安全棒抽离后，未充分应用堆芯内的空置区域，核反应堆仅依靠堆芯中的燃料区提供反应性。
发明内容
有鉴于此，本申请实施例期望提供一种能够同时增强核反应堆的屏蔽功能和正反应性的用于核反应堆的安全棒及核反应堆。
本申请实施例提供一种安全棒，包括：
屏蔽轴体；
跟随轴体，所述跟随轴体的顶端与所述屏蔽轴体的底端连接，所述跟随轴体包括第一包壳、设置于所述第一包壳内的中间段和两个第一轴向反射层，所述中间段设置于两个所述第一轴向反射层之间。所述中间段采用的物质为二氧化钍。
在一些实施方案中，所述中间段呈圆柱体实心结构。
在一些实施方案中，所述安全棒包括第二包壳，所述第二包壳环绕于所述屏蔽轴体的周侧。
在一些实施方案中，所述第二包壳和所述第一包壳直径相同。
在一些实施方案中，所述中间段和所述屏蔽轴体直径相同，两者同轴布置。
在一些实施方案中，所述屏蔽轴体的材质采用碳化硼。
在一些实施方案中，所述第一轴向反射层的材质采用氧化铍。
本申请实施例还提供一种核反应堆，所述核反应堆包括堆芯、屏蔽体、控制系统以及前述实施例中所述的安全棒；
所述堆芯设置有沿上下方向的通孔；
所述屏蔽体置于所述堆芯的轴向一侧，所述屏蔽体内靠近所述堆芯一侧设置有沿上下方向的预留孔；
核反应堆未工作时，所述屏蔽轴体位于堆芯的通孔内；
所述控制系统用于根据工作指令控制所述安全棒向上运动，以使得所述屏蔽轴体抽出所述堆芯并进入所述屏蔽体中的预留孔，且所述跟随轴体进入所述堆芯的通孔。
在一些实施方案中，所述跟随轴体进入所述堆芯的通孔后，当所述中间段与所述燃料区平齐，所述控制系统根据工作指令停止控制所述安全棒继续向上运动。
本申请实施例的安全棒及核反应堆，当核反应堆未工作时，屏蔽轴体位于堆芯的通孔内，屏蔽轴体阻止堆芯发生反应，使得核反应堆处于次临界状态，保障核反应堆的安全性。核反应堆准备启动时，控制系统根据工作指令控制安全棒向上运动。屏蔽轴体进入屏蔽体的预留孔中，成为屏蔽体内的一部分，可增强屏蔽体的屏蔽功能。随着连接在屏蔽轴体下方的跟随轴体进入堆芯中，跟随轴体填补堆芯中的通孔，随着核反应堆的运行，中间段的二氧化钍在中子照射作用下转化为核燃料铀-233，核燃料铀-233为堆芯引入正反应性，从而减缓堆芯反应性的下降速度，延长核反应堆的运行寿期。
附图说明
图1为本申请一实施例的用于核反应堆的安全棒的示意图；
图2为图1中A-A方向的剖视图；
图3为本申请一实施例中的核反应堆的部分结构的简化示意图，其中，核反应堆处于未工作状态；
图4为图3所示核反应堆中的屏蔽轴体抽出堆芯后的示意图。
附图标记说明
堆芯1；燃料区11；径向反射层12；第二轴向反射层13；屏蔽体2；安全棒3；屏蔽轴体31；第一轴向反射层32；中间段33；第一包壳34；第二包壳35
具体实施方式
需要说明的是，在不冲突的情况下，本申请中的实施例及实施例中的技术特征可以相互组合，具体实施方式中的详细描述应理解为本申请宗旨的解释说明，不应视为对本申请的不当限制。
本发明实施例提供一种安全棒3，请参阅图1至图2，包括：屏蔽轴体31和跟随轴体。
跟随轴体的顶端与屏蔽轴体31的底端连接，跟随轴体包括第一包壳34、设置于第一包壳34内的中间段33和两个第一轴向反射层32，中间段33设置于两个第一轴向反射层32之间。中间段33采用的物质为二氧化钍。
需要说明的是，以往核能发电是以铀为主要原料，但当前铀含量高的矿藏正在急遽下降。与铀燃料相比，探明地球上钍的储量是铀的3倍，钍矿中的钍不需浓缩且提炼的工艺相较铀简单。另外钍在作为反应器燃料时，以金属态存在，易于加工。二氧化钍与相同剂量的铀化合物相比可耐更大的辐射剂量，即可允许更大的中子通率，具备更大的功率密度。
安全棒3组装于核反应堆中。请参阅图3至图4，核反应堆包括堆芯1、屏蔽体2以及控制系统。堆芯1作为核反应堆的动力源装置。屏蔽体2用以阻挡或减弱堆芯1发出的大量中子和γ射线。控制系统用于控制核反应堆中安全棒3等部件的运动。
堆芯1包括燃料区11、径向反射层12、以及位于燃料区11轴向相对两侧的第二轴向反射层13。燃料区11包含核燃料，通过核燃料的裂变反应提供动能。径向反射层12和第二轴向反射层13用以阻挡燃料区11进行核裂变中释放的中子和γ射线。
屏蔽体2置于堆芯1的轴向一侧，屏蔽体2内靠近堆芯1一侧设置有沿上下方向的预留孔。堆芯1设置有沿上下方向的通孔。核反应堆未工作时，屏蔽轴体31位于堆芯1的通孔内，屏蔽轴体31阻止堆芯1发生反应，使得核反应堆处于次临界状态，保障核反应堆的安全性。
核反应堆准备启动时，控制系统根据工作指令控制安全棒3向上运动，以使得屏蔽轴体31抽出堆芯1并进入屏蔽体2中的预留孔，且跟随轴体进入堆芯1的通孔。
屏蔽轴体31进入屏蔽体2的预留孔中，成为屏蔽体2内的一部分，可增强屏蔽体2的屏蔽功能。
随着连接在屏蔽轴体31下方的跟随轴体进入堆芯1中，跟随轴体填补堆芯1中的通孔，随着核反应堆的运行，中间段33的二氧化钍在中子照射作用下转化为核燃料铀-233，核燃料铀-233为堆芯1引入正反应性，从而减缓堆芯1反应性的下降速度，延长核反应堆的运行寿期。
第一包壳34可以阻止裂变产物的泄漏以及保持中间段33的位置和几何形状，使中间段33具有足够的机械强度。
中间段33的结构形式不限，可以为实心结构，也可以为空心结构。
示例性地，中间段33为圆柱体实心结构。
该实施例中，在相同的体积条件下中间段33所采用的圆柱体实心结构，保证含有更多剂量的二氧化钍，更大程度上延长了核反应堆的运行寿期。
示例性地，请参阅图1，安全棒3包括第二包壳35，第二包壳35环绕于屏蔽轴体31的周侧。可以理解的是，安全棒3也可以不设置第二包壳35。
第二包壳35直径和第一包壳34直径可以相同，也可以不同。
示例性地，第二包壳35直径和第一包壳34直径相同。
该实施例中，第一包壳34和第二包壳35所选直径相同，能够避免第一包壳34在进入通孔时与通孔的侧壁发生刮擦，使得跟随轴体伴随屏蔽轴体31在控制系统作用下向堆芯1的通孔中平稳滑移。
鉴于第一包壳34与堆芯1接触，会受到堆芯1中冷却剂的腐蚀作用，且第一包壳34内容纳有核燃料。故要求所选第一包壳34材料具有较好的抗冷却剂腐蚀性能，不易与燃料产生反应。
核反应堆运行过程中，中间段33中的二氧化钍会转化为核燃料铀-233。核燃料铀-233核裂变过程中产生热功率。由于跟随轴体与通孔侧壁之间存在间隙，中间段33的热功率将通过第一包壳34以热辐射或热对流方式传递至燃料区11。因此，跟随轴体的温度较燃料区11的温度更高。因此所选第一包壳34材料应具有高的熔点和强度，良好的导热性、辐射性等特点。
示例性地，第一包壳34、第二包壳35的材质采用耐高温材料。
第一包壳34、第二包壳35所选用耐高温材料的具体类别还需根据实际工况进行细化。例如，在水冷堆中，包壳采用锆合金，包括Zr-4、M5等。在快堆中，包壳采用不锈钢材质。在低温低功率堆中，包壳采用铝合金及镁合金等材质。在气冷堆、高温气冷堆中，包壳采用石墨。
第一包壳34环绕于中间段33的周侧，第二包壳35环绕于屏蔽轴体31的周侧。
为了保证第一包壳34和第二包壳35在装配后具有较好的同轴度，示例性地，中间段33和屏蔽轴体31直径相同，两者同轴布置。中间段33、两个第一轴向反射层32以及第一包壳34组成跟随轴体。屏蔽轴体31、第二包壳35和跟随轴体装配后形成安全棒3。
该实施例中，中间段33和屏蔽轴体31同轴布置且直径相同的方式，使得第一包壳34和第二包壳35在装配后的同轴度较好，易于保证装配后安全棒3的直线度要求，便于安全棒3在核反应堆中运动顺畅、无卡滞。
屏蔽轴体31的材质不限，示例性地，屏蔽轴体31的材质采用碳化硼。碳化硼具有密度低、硬度高、强度大以及化学稳定性好的特点。由于碳化硼可以吸收大量的中子而不会形成任何放射性同位素，故可通过吸收中子保证屏蔽轴体31对中子具有良好的屏蔽效果。
第一轴向反射层32的材质不限，在一些实施例中，第一轴向反射层32的材质采用氧化铍。氧化铍的核性能优异，能有效反射中子，适合作为空间核反射堆中的反射层。
可以理解的是，安全棒3向上运动的过程中，跟随轴体进入堆芯1，安全棒停止运动后，中间段33可以与燃料区11平齐，中间段33也可以与燃料区11不平齐。
示例性地，跟随轴体进入堆芯1的通孔后，当中间段33与燃料区11平齐，控制系统控制安全棒停止向上运动。
该实施例中，中间段33和燃料区11平齐保证了跟随轴体中的两个第一轴向反射层32和堆芯1中的两个第二轴向反射层13平齐，使得燃料区11的轴向相对两侧形成了完整的轴向反射层平面，更有效阻挡燃料区11中核裂变释放的中子和γ射线。
以下对本申请一具体实施例进行描述。
核反应堆未工作时，如图3所示，屏蔽轴体31位于堆芯1的通孔内，屏蔽轴体31下端与下层第二轴向反射层13的下端平齐。此时由于屏蔽轴体31完全填充了堆芯1内的通孔，可彻底阻止堆芯1燃料区11发生核裂变反应，确保核反应堆工作前的安全性。
当控制系统根据工作指令控制安全棒3向上运动，屏蔽轴体31抽出堆芯1，进入屏蔽体2中的预留孔，屏蔽轴体31完全填充预留孔，保证屏蔽体2完整无空隙。屏蔽体2能够有效阻挡堆芯1反应时释放的大量中子和γ射线。
跟随轴体进入堆芯1中的通孔并填充通孔的预留空间，如图4所示。中间段33和燃料区11平齐，中间段的二氧化钍在中子照射作用下会转化为核燃料铀-233。核燃料铀-233发生核裂变，减缓堆芯1反应性的下降速度，中间段33与燃料区11一起增强了核反应堆的正反应性。跟随轴体中的两个第一轴向反射层32和堆芯1中的两个第二轴向反射层13平齐，使得燃料区11的轴向相对两侧形成了完整的轴向反射层平面，更有效阻挡燃料区11中核裂变释放的中子和γ射线。
本申请提供的各个实施例/实施方式在不产生矛盾的情况下可以相互组合。以上仅为本申请的较佳实施例而已，并不用于限制本申请，对于本领域的技术人员来说，本申请可以有各种更改和变化。凡在本申请的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本申请的保护范围之内。
Claims (9)
1.一种用于核反应堆的安全棒，其特征在于，包括：
屏蔽轴体(31)；
跟随轴体，所述跟随轴体的顶端与所述屏蔽轴体(31)的底端连接，所述跟随轴体包括第一包壳(34)、设置于所述第一包壳(34)内的中间段(33)和两个第一轴向反射层(32)，所述中间段(33)设置于两个所述第一轴向反射层(32)之间，所述中间段采用的物质为二氧化钍。
2.根据权利要求1所述的用于核反应堆的安全棒，其特征在于，所述中间段(33)呈圆柱体实心结构。
3.根据权利要求1所述的用于核反应堆的安全棒，其特征在于，所述安全棒包括第二包壳(35)，所述第二包壳(35)环绕于所述屏蔽轴体(31)的周侧。
4.根据权利要求3所述的用于核反应堆的安全棒，其特征在于，所述第二包壳(35)和所述第一包壳(34)直径相同。
5.根据权利要求1所述的用于核反应堆的安全棒，其特征在于，所述中间段(33)和所述屏蔽轴体(31)直径相同，两者同轴布置。
6.根据权利要求1所述的用于核反应堆的安全棒，其特征在于，所述屏蔽轴体(31)的材质采用碳化硼。
7.根据权利要求1所述的用于核反应堆的安全棒，其特征在于，所述第一轴向反射层(32)的材质采用氧化铍。
8.一种核反应堆，其特征在于，所述核反应堆包括堆芯(1)、屏蔽体(2)、控制系统以及权利要求1-7中任一项所述用于核反应堆的安全棒；
所述堆芯(1)设置有沿上下方向的通孔；
所述屏蔽体(2)置于所述堆芯(1)的轴向一侧，所述屏蔽体(2)内靠近所述堆芯(1)一侧设置有沿上下方向的预留孔；
核反应堆未工作时，所述屏蔽轴体(31)位于堆芯(1)的通孔内；
所述控制系统用于根据工作指令控制所述安全棒向上运动，以使得所述屏蔽轴体(31)抽出所述堆芯(1)并进入所述屏蔽体(2)中的预留孔，且所述跟随轴体进入所述堆芯(1)的通孔。
9.根据权利要求8所述的核反应堆，其特征在于，所述跟随轴体进入所述堆芯(1)的通孔后，当所述中间段(33)与所述燃料区(11)平齐，所述控制系统控制所述安全棒停止向上运动。
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Citations (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4470947A (en) * | 1981-12-30 | 1984-09-11 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Double-clad nuclear fuel safety rod |
| JP2005114600A (ja) * | 2003-10-09 | 2005-04-28 | Toshihisa Shirakawa | 過熱蒸気発生沸騰水型原子炉 |
| CN101447238A (zh) * | 2007-11-27 | 2009-06-03 | 中国核动力研究设计院 | 可提高中子注量率的核反应堆堆芯 |
| JP2009222617A (ja) * | 2008-03-18 | 2009-10-01 | Toshihisa Shirakawa | 非プルトニウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体及び軽水冷却ｂｗｒの炉心 |
| CN102148064A (zh) * | 2011-03-14 | 2011-08-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种框架式反应堆控制棒结构 |
| CN104575638A (zh) * | 2015-02-11 | 2015-04-29 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种可与中子源耦合的安全多功能快中子零功率装置 |
| JP5967790B1 (ja) * | 2015-04-02 | 2016-08-10 | 株式会社クリア | 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム |
| CN107039090A (zh) * | 2017-05-10 | 2017-08-11 | 中国原子能科学研究院 | 一种分段设计钠冷快堆控制棒 |
| CN110299214A (zh) * | 2019-07-04 | 2019-10-01 | 中国原子能科学研究院 | 一种核反应堆反应性控制机构 |
| CN112037937A (zh) * | 2020-09-07 | 2020-12-04 | 中国舰船研究设计中心 | 一种小型快中子反应堆栅格式控制鼓装置 |
| CN112133458A (zh) * | 2020-08-24 | 2020-12-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于空间核反应堆的非能动自主控制安全棒机构 |
| CN112216410A (zh) * | 2020-08-24 | 2021-01-12 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于空间核反应堆的多功能安全棒 |
| CN113035383A (zh) * | 2021-04-16 | 2021-06-25 | 中山大学 | 一种固有安全性高的反应堆系统 |
| CN113674874A (zh) * | 2021-07-13 | 2021-11-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种延长堆芯寿期的堆芯结构及运行方法 |
| CN113782230A (zh) * | 2021-08-27 | 2021-12-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种核反应堆安全棒及核反应堆 |
-
2022
- 2022-01-11 CN CN202210026146.8A patent/CN114530265B/zh active Active
Patent Citations (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4470947A (en) * | 1981-12-30 | 1984-09-11 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Double-clad nuclear fuel safety rod |
| JP2005114600A (ja) * | 2003-10-09 | 2005-04-28 | Toshihisa Shirakawa | 過熱蒸気発生沸騰水型原子炉 |
| CN101447238A (zh) * | 2007-11-27 | 2009-06-03 | 中国核动力研究设计院 | 可提高中子注量率的核反应堆堆芯 |
| JP2009222617A (ja) * | 2008-03-18 | 2009-10-01 | Toshihisa Shirakawa | 非プルトニウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体及び軽水冷却ｂｗｒの炉心 |
| CN102148064A (zh) * | 2011-03-14 | 2011-08-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种框架式反应堆控制棒结构 |
| CN104575638A (zh) * | 2015-02-11 | 2015-04-29 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种可与中子源耦合的安全多功能快中子零功率装置 |
| JP5967790B1 (ja) * | 2015-04-02 | 2016-08-10 | 株式会社クリア | 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム |
| CN107039090A (zh) * | 2017-05-10 | 2017-08-11 | 中国原子能科学研究院 | 一种分段设计钠冷快堆控制棒 |
| CN110299214A (zh) * | 2019-07-04 | 2019-10-01 | 中国原子能科学研究院 | 一种核反应堆反应性控制机构 |
| CN112133458A (zh) * | 2020-08-24 | 2020-12-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于空间核反应堆的非能动自主控制安全棒机构 |
| CN112216410A (zh) * | 2020-08-24 | 2021-01-12 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于空间核反应堆的多功能安全棒 |
| CN112037937A (zh) * | 2020-09-07 | 2020-12-04 | 中国舰船研究设计中心 | 一种小型快中子反应堆栅格式控制鼓装置 |
| CN113035383A (zh) * | 2021-04-16 | 2021-06-25 | 中山大学 | 一种固有安全性高的反应堆系统 |
| CN113674874A (zh) * | 2021-07-13 | 2021-11-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种延长堆芯寿期的堆芯结构及运行方法 |
| CN113782230A (zh) * | 2021-08-27 | 2021-12-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种核反应堆安全棒及核反应堆 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 安伟健 等: "Kilopower空间堆掉落事故临界安全问题研究", 《原子能科学技术》, vol. 55, no. 3, pages 447 - 453 * |
| 杨宁 等: "西安脉冲堆衰变热功率精细化计算", 《核动力工程》, vol. 42, no. 6, pages 24 - 31 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
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