CN116052908A - 一种核反应堆 - Google Patents

Abstract

本发明涉及核反应堆，包括反应堆容器、热交换装置、驱动装置和供水装置，反应堆容器内有液体冷却剂和气腔，热交换装置设置于反应堆容器，其中内层壁面形成容纳堆芯的第一空腔，外层壁面和内层壁面共同限定出第二空腔，驱动装置一端与气腔连接，另一端靠近堆芯设置，供水装置与第二空腔连通。当核堆正常运行时，通过驱动装置使堆芯顶部以上的液体冷却剂平均密度小于堆芯底部下腔室的平均密度，进而产生重力差，驱动液体冷却剂在反应堆容器内循环流动，传递堆芯产生的热量，当核堆故障时，供水装置中循环冷源水通过在第二空腔中循环不断与堆芯进行热交换排出堆芯余热，本发明无需设置大体积主泵，降低成本，提高核反应堆的安全可靠性。

Description

一种核反应堆

技术领域

本申请涉及核电设备技术领域，特别是涉及一种核反应堆。

背景技术

为了满足特定应用场景(如偏远矿区、极地科考、应急救灾等)的供电供热需求，国际上开展了具有固有安全、系统简单、具有工厂全预制和快速拼装能力的小型移动核反应堆研究，通常为了便于反应堆的安装、固定和运输，小型移动核反应堆的安全壳设置为圆筒状，由此产生的问题是反应堆堆芯和换热器之间的高度差较小，循环能力较弱。

当反应堆发生意外紧急情况(事故工况)时，反应堆正常的热量排出系统无法正常排出反应堆一次侧和堆芯的热量，反应堆的一次侧将会出现高温的状态，为了避免堆芯进一步升温导致燃料损坏，反应堆内产生的衰变热必须排出，防止出现升压失控，此时就需要有核反应堆能够发挥作用，带走反应堆一回路和堆芯热量，将意外发生后核反应堆安全壳的内部压力在尽可能短的时间内恢复到正常状态。

相关技术中的核反应堆大多需借助电源动力和类似主泵的能动部件，同时由于常规反应堆的一回路阻力较大，为了驱动冷却剂循环，往往需要配置多个大体积的主泵，采用能动部件使整个系统的复杂化，提高了造价成本，也无法避免失效造成的系统可靠性较低的问题。

发明内容

基于此，有必要针对相关技术中核反应堆由于采用能动部件进行循环而造成的系统设计复杂化，造价提高，以及可靠性较低的问题，提供一种不依赖能动部件的非能动热量排出系统，提高反应堆安全性，同时简化系统设计方案，降低整体系统造价的核反应堆。

一种核反应堆，包括：

反应堆容器，所述反应堆容器内设置有液体冷却剂，所述反应堆容器内位于所述液体冷却剂上方的部分形成气腔；

热交换装置，所述热交换装置设置于所述反应堆容器内且位于所述液体冷却剂的液面以下，所述热交换装置包括内层壁面和外层壁面，所述内层壁面围绕形成用于容纳堆芯的第一空腔，所述外层壁面和所述内层壁面共同限定出密闭的第二空腔；

驱动装置，所述驱动装置设置于所述反应堆容器且位置高于所述液体冷却剂液面，包括有抽吸端和回注端，所述抽吸端与所述气腔连通，所述回注端伸入所述第一空腔且靠近堆芯设置；

供水装置，所述供水装置与所述第二空腔连通，用于提供所述热交换装置所需的循环冷源水。

在其中一个实施例中，所述第二空腔相对的两侧壁面上设置有多个散热翅片，多个所述散热翅片沿所述第二空腔两侧壁面周向间隔设置，所述散热翅片沿所述第二空腔侧壁竖直方向延伸设置。

在其中一个实施例中，所述反应堆容器内部设置多个支撑件，包括设置于反应堆容器内侧壁的第一支撑件和设置于反应堆容器内底部的第二支撑件，所述热交换装置配合所述支撑件悬空设置于所述反应堆容器。

在其中一个实施例中，所述液体冷却剂为熔融金属冷却剂，所述气腔内填充有惰性气体。

在其中一个实施例中，所述驱动装置包括气体压缩泵，所述气体压缩泵一端设置有与所述气腔连通的抽吸管，另一端设置有回注管，靠近所述堆芯设置有环形喷气管，沿所述环形喷气管周向设置多个朝上的喷嘴，所述回注管一端与气体压缩泵连接，另一端与环形喷气管连接。

在其中一个实施例中，所述反应堆容器包括容器本体和容器上盖，所述容器本体上端面设置有开口，所述开口上设置有适配的容器上盖，所述容器本体内侧壁上相对设置有蒸汽发生器，所述热交换装置设置于所述蒸汽发生器，以使所述外层壁面贴近蒸汽发生器。

在其中一个实施例中，所述热交换装置还包括冷却剂管道，所述冷却剂管道一端与所述供水装置连通，另一端与所述第二空腔连通，所述冷却剂管道包括出口管道和入口管道，所述出口管道设置于所述入口管道上方。

在其中一个实施例中，所述堆芯包括燃料棒束和控制棒组件，通过控制所述控制棒组件插入的深度，达到控制燃料棒发生核反应的核功率，所述堆芯外侧包裹有中子反射层。

在其中一个实施例中，所述供水装置设置为池式供水装置，包括用于容纳所述反应堆容器的地坑，所述反应堆容器上设置有管道通孔，所述出口管道和所述入口管道均通过所述管道通孔与所述地坑连通。

在其中一个实施例中，所述供水装置设置为管式供水装置，包括入口母管道、出口母管道和冷源水箱，多个所述出口管道和多个所述入口管道沿所述热交换装置外侧壁面上周向设置，多个所述入口管道汇合形成所述入口母管道，多个所述出口管道汇合形成所述出口母管道，所述入口母管道、出口母管道分别用于将所述冷源水箱与第二空腔连通，所述出口母管道上设置有第二隔离阀，所述入口母管道上设置有第三隔离阀，所述冷源水箱的高度高于所述反应堆容器，且所述冷源水箱上端面设置有与外界连通的排气窗口。

上述核反应堆，包括反应堆容器、热交换装置、驱动装置和供水装置，其中反应堆容器内设置有液体冷却剂，位于液体冷却剂上方的部分形成气腔，通过在反应堆容器中液体冷却剂的液面以下设置有热交换装置，热交换装置的内层壁面围成的第一空腔用于容纳堆芯，外层壁面和内层壁面共同限定出密闭的第二空腔与供水装置连通。当核电厂正常运行时，反应堆堆芯功率较大，通过驱动装置抽吸端在气腔中抽取气体再经回注端注入堆芯顶部的液体冷却剂中，注入气体使得堆芯顶部以上的液体冷却剂平均密度小于同等高度上蒸汽发生器附近的冷却剂平均密度，进而产生重力差，驱动液体冷却剂在反应堆容器内部循环流动，传递堆芯产生的热量；当核电厂发生事故时，驱动装置停止运作，堆芯配置的热量排出系统无法正常工作，供水装置的中的循环冷源水通过在第二空腔中循环，不断与堆芯进行热交换，用于排出堆芯余热。本反应堆无需设置大体积主泵，降低了整个系统的复杂度和造价成本，避免了因热量排出系统失效造成系统可靠性低的问题。

附图说明

图1为核反应堆的正视剖面图(不包括供水装置)；

图2为核反应堆的反应堆容器的内部横截面示意图；

图3为核反应堆的热交换装置正视剖面图；

图4为核反应堆的热交换装置俯视剖面图；

图5为核反应堆采用池式供水装置的结构示意图；

图6为核反应堆采用管式供水装置的结构示意图。

具体实施方式

为使本申请的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图对本申请的具体实施方式做详细的说明。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本申请。但是本申请能够以很多不同于在此描述的其它方式来实施，本领域技术人员可以在不违背本申请内涵的情况下做类似改进，因此本申请不受下面公开的具体实施例的限制。

在本申请的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本申请和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本申请的限制。

此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本申请的描述中，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。

在本申请中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系，除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本申请中的具体含义。

在本申请中，除非另有明确的规定和限定，第一特征在第二特征“上”或“下”可以是第一和第二特征直接接触，或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且，第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方，或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方，或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。

需要说明的是，当元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件，它可以直接在另一个元件上或者也可以存在居中的元件。当一个元件被认为是“连接”另一个元件，它可以是直接连接到另一个元件或者可能同时存在居中元件。本文所使用的术语“垂直的”、“水平的”、“上”、“下”、“左”、“右”以及类似的表述只是为了说明的目的，并不表示是唯一的实施方式。

相关技术中核反应堆往往采用回路换热器的形式，以形成自然循环的动力，动力的大小取决于热源和冷源的相对高位差，如果高差太小则无法形成自然循环。采用回路换热器需要安装换热器来作为传热界面，对于小型一体化的反应堆，没有多余的空间安装换热器，并且回路换热器采用的是直径较小，壁厚较薄的细管，在高温高压条件下容易破裂，可靠性不高。

参阅图1和图2，本发明一实施例提供了一种核反应堆，包括反应堆容器100、热交换装置200、驱动装置300和供水装置400，其中反应堆容器100，反应堆容器100内设置有液体冷却剂，反应堆容器100内位于液体冷却剂上方的部分形成气腔150，热交换装置200，热交换装置200设置于反应堆容器100内且位于液体冷却剂的液面以下，热交换装置200包括内层壁面210和外层壁面220，内层壁面210围绕形成用于容纳堆芯500的第一空腔240，外层壁面220和内层壁面210共同限定出密闭的第二空腔250，驱动装置300，驱动装置300设置于反应堆容器100且位置高于液体冷却剂液面，包括有抽吸端和回注端，抽吸端与气腔150连通，回注端伸入第一空腔240且靠近堆芯500设置，供水装置400，供水装置400与第二空腔250连通，用于提供热交换装置200所需的循环冷源水。

该核反应堆包括反应堆容器100、热交换装置200、驱动装置300和供水装置400，其中反应堆容器100内设置有液体冷却剂，位于液体冷却剂上方的部分形成气腔150，通过在反应堆容器100中液体冷却剂的液面以下设置有热交换装置200，热交换装置200的内层壁面210围成的第一空腔240用于容纳堆芯500，外层壁面220和内层壁面210共同限定出密闭的第二空腔250与供水装置400连通。

当核电厂正常运行时，反应堆堆芯500功率较大，通过驱动装置300抽吸端在气腔150中抽取气体再经回注端注入堆芯500顶部的液体冷却剂中，注入气体使得堆芯500顶部以上的液体冷却剂平均密度小于同等高度下蒸汽发生器140附近的冷却剂平均密度，进而产生重力差，驱动液体冷却剂在反应堆容器100内部循环流动，以形成从第一空腔堆芯500上方出口-上腔室160-下降环腔171-下腔室170-堆芯500入口-堆芯500-堆芯500上方出口的循环路线，液体冷却剂在反应堆容器100中自上而下流动传递堆芯500产生的热量至布置在下降环腔171中的蒸汽发生器140。当核电厂发生事故时，驱动装置300停止运作，堆芯500配置的热量排出系统无法正常工作，供水装置400的中的循环冷源水通过在第二空腔250中循环，不断与堆芯500进行热交换，用于排出堆芯500余热。本反应堆无需设置大体积主泵，降低了整个系统的复杂度和造价成本，避免了因热量排出系统失效造成系统可靠性低的问题。

进一步的，外层壁面220设置于内层壁面210外侧，热交换装置200还包括用以限定出第二空腔250的连接壁面230，连接壁面230设置于外层壁面220和内侧壁面两端面之间，形成了四周密封的环形空腔，通过热交换装置200的内、外层壁面220与第一空腔240堆芯500的冷却剂接触，可将冷却剂的热量通过热传导的方式传导至第二空腔250内壁面以及焊接在第二空腔250内壁面的散热翅片260上。本实施例中的热交换装置200采用不锈钢材料制造而成，用于承担核反应堆停堆状态下的余热导出功能，同时将堆芯500和外侧间隔为两个不同的循环通道，使该核反应堆无需另外配置堆芯500吊篮，节省设备造价和空间。

参阅图3和图4，在一些实施例中，第二空腔250相对的两侧壁面上设置有多个散热翅片260，多个散热翅片260沿第二空腔250两侧壁面周向间隔设置，散热翅片260沿第二空腔250侧壁竖直方向延伸设置。本实施例中设置散热翅片260为薄片结构，用于增大与冷源水接触的换热面积，提高换热效率。

在一些实施例中，反应堆容器100内部设置多个支撑件(图中未示出)，包括设置于反应堆容器100内侧壁的第一支撑件和设置于反应堆容器100内底部的第二支撑件，热交换装置200配合支撑件悬空设置于反应堆容器100，实现更好的热交换效果。

具体的，通过多个支撑件将热交换装置200悬空设置于反应堆容器100内部，此时反应堆容器100中堆芯500上方，液体冷却剂液面以下形成有上腔室160，反应堆容器100中堆芯500下方形成有下腔室170，下腔室170还包括热交换装置200外层壁面220与反应堆容器100内壁面之间的下降环腔171。

在一些实施例中，液体冷却剂为熔融金属冷却剂，气腔150内填充有惰性气体。具体的，核反应堆的熔融金属冷却剂可采用多种不同类型的液体，包括液态钠，铅、铅铋合金等，由于液态金属冷却剂的密度大，导热性能好，因此在该核反应堆中采用熔融金属冷却剂可较大程度上增加反应堆的安全性能。此外在熔融金属冷却剂液面的气腔150中充有惰性气体，用以控制熔融金属冷却剂的压力，保持在一定安全范围内。另外，一回路采用熔融金属作为冷却剂，不需要太多的冷热源高位差，能够节省布置空间。

参阅图5和图6，在其中的一个实施例中，驱动装置300包括气体压缩泵310，气体压缩泵310一端设置有与气腔150连通的抽吸管320，另一端设置有回注管330，靠近堆芯500设置有环形喷气管340，沿环形喷气管340周向设置多个朝上的喷嘴341，回注管330一端与气体压缩泵310连接，另一端与环形喷气管340连接。

进一步的，本实施例中为了避免抽吸管320和回注管330发生破口时，造成核反应堆内的液体冷却剂流失，通过将气体压缩泵310设置在高于反应堆容器100内部液体冷却剂液面的高度，即抽吸管320和回注管330两条管线穿设于反应堆容器100壁面的位置均高于内部冷却剂的液面位置。回注管330包括穿设于反应堆容器100的第一管体331和转弯向下沿热交换装置200内层壁面210向下延伸的第二管体332，第二管体332和环形喷气管340连接，多个间隔分布在环形喷气管340的喷嘴341能够更加均匀的排出气体。使用配置更简单的气体压缩泵310代替主泵，通过调节气体压缩泵310的流量改变重力差，进而改变堆芯500的冷却剂流量，使整个核反应堆的流道简单，减小产生的阻力，提高自然循环能力。

参阅图1，在其中的一个实施例中，反应堆容器100包括容器本体110和容器上盖120，容器本体110上端面设置有开口，开口上设置有适配的容器上盖120，容器本体110内侧壁上相对设置有蒸汽发生器140，热交换装置200设置于蒸汽发生器140，以使外层壁面220贴近蒸汽发生器140。

本实施例中设置容器本体110为圆筒状竖直向上，主要用于容纳其内部核反应堆堆芯500和内部冷却剂，由不锈钢材料制作而成。蒸汽发生器140设置于热交换装置200外层壁面220与容器本体110内壁面之间，即下降环腔171的上部，高度高于堆芯500，且尽可能高。

需要明确的是，蒸汽发生器140属核反应堆中正常的热量排出系统，正常工作时通过蒸汽发生器140直接与反应堆容器100中的液体冷却剂进行热交换，产生的高温过热蒸汽推动涡轮机进而带动发电机发电。此种情况下供水装置400中的隔离阀不开启；当核电厂发生事故之后，正常的热量排出系统中的蒸汽发生器140不能工作，此种情况下应用热交换装置200中的第二空腔250配合供水装置400进行热交换以排出堆芯500余热。

具体的，该蒸汽发生器140由螺旋换热管束组成，管束内部由核反应堆的主给水系统提供冷水，管束外部浸没在核反应堆的冷却剂中，螺旋换热管由高强度的钢合金材料制作而成，可将核反应堆冷却剂中的热量传递至换热管内壁面，逐渐加热在其内部流动的冷水，冷水吸热后逐渐汽化，变成高温高压的过热蒸汽从换热管末端排出，进入核反应堆的主蒸汽系统，推动涡轮机，进而带动发电机产生电源。

在其中的一个实施例中，热交换装置200还包括冷却剂管道270，冷却剂管道270一端与供水装置400连通，另一端与第二空腔250连通，冷却剂管道270包括出口管道271和入口管道272，出口管道271设置于入口管道272上方。

出口管道271、入口管道272在反应堆容器100的径向截面可多角度进行布置，布置的角度和数量可以根据实际需要设置。本实施例中将出口管道271设置于入口管道272上方，具体的，为了保证热交换装置200中第二空腔250的循环效果，将出口管道271设置于热交换装置200远离堆芯500的一端，将入口管道272设置于热交换装置200贴近堆芯500底部一端，使第二空腔250中的冷源水在其中充分实现热交换。

出口管道271和入口管道272穿透反应堆容器100壁面后一端与热交换装置200的第二空腔250连通，另一端与提供循环冷源水的供水装置400连通，当冷源水未进入热交换装置200中时，热交换装置200第二空腔250中充满了不可凝结惰性气体，不会与核反应堆内的液体冷却剂交换热量，当供水装置400中的冷源水由于重力的驱动进入入口管道272，进入热交换装置200底部，在水位上升至出口管道271的管口高度之前，冷源水与第二空腔250中的两侧壁面和散热翅片260接触换热，受到堆芯500热量的加热后，冷源水会被加热蒸发，从而生成的水蒸汽从出口管道271排出。

在其中的一个实施例中，堆芯500包括燃料棒束和控制棒组件，通过控制控制棒组件插入的深度，达到控制燃料棒发生核反应的核功率，堆芯500外侧包裹有中子反射层510。

具体的，由于热交换装置200浸没在反应堆容器100的液体冷却剂中，外层壁面220与下降环腔171中的冷却剂接触换热，内层壁面210部分位置与中子反射层510接触换热，部分位置与上腔室160内的冷却剂接触换热，即使在堆芯500自然循环流量较低的工况下，依然可通过热交换装置200内层壁面210源源不断地导出堆芯500衰变热。从而将堆芯500发生核反应产生的热量通过热交换传递至流过堆芯500内部的冷却剂，通过在堆芯500周围包裹一层具备将中子反射回堆芯500功能的中子反射层510，减少裂变中子向周围环境的损失，提高核反应堆的燃耗深度。

需要明确的是当核反应堆正常运行时，热交换装置200的应急余热排出功能不启用，隔离阀处于关闭状态，热交换装置200的第二空腔250中充满不可凝结惰性气体，不与反应堆堆芯500内的冷却剂交换热量。当核反应堆反生一、二次侧事故后，进行停堆操作，并由自动信号触发隔离阀启动，开始进行应急余热排出操作。

参阅图5，在其中的一个实施例中，供水装置400设置为池式供水装置400，包括用于容纳反应堆容器100的地坑410，反应堆容器100上设置有管道通孔130，出口管道271和入口管道272均通过管道通孔130与地坑140连通。

在本实施例中，当核反应堆采用池式供水装置400时，将整个反应堆容器100布置在内陷的地坑410中，热交换装置200的出口管道271和入口管道272均通过管道通孔130直接与地坑140内部空间连通，二者之间无需额外连接隔离阀，简化了反应堆容器100结构，供水装置400可直接向地坑410中注入冷源水。

进一步的，供水装置可以包括冷源水箱420和排水管430，通过设置排水管430用于将冷源水箱420和地坑410连通，排水管430上设置有控制通断的第一隔离阀440，冷源水箱420的高度高于地坑410，且冷源水箱420上端面设置有与外界连通的排气窗口450。

为了满足高度差，将冷源水箱420设置在反应堆容器100和地坑410的上部，在排水管430设置第一隔离阀440用于控制冷源水的通断。冷源水箱420顶部的排气窗口450起到吸取水箱外部气体进入水箱内部平衡压力的作用，确保水箱内的冷却水可顺利地注入地坑410中。为了使地坑410内的水位尽快上升至淹没入口管道272，可适当增大排水管430的管径，同时缩小出口管道271高度以下部分地坑410的体积。

此方案下的核反应堆余热排出的工作过程为：当堆芯500余热无法正常排出时，应急余热信号发出触发第一隔离阀440开启，冷源水箱420的冷却水在冷源水箱420内的冷却水在重力作用下通过排水管430被注入地坑410中，地坑410内的水位上升至淹没入口管道272时，冷却水开始进入热交换装置200第二空腔250内部，从而与第二空腔250腔内的散热翅片260及第二空腔250的壁面接触换热，第二空腔250腔内的部分冷却水会被加热蒸发，生成的水蒸汽从出口管道271排出，形成由冷源水箱420-地坑410-入口管道272-热交换装置第二空腔250-出口管道271-地坑410的冷却水自然循环流道，源源不断地带出核反应堆内部的衰变热。

参阅图6，在一些实施例中，供水装置400设置为管式供水装置400，包括入口母管道460、出口母管道470和冷源水箱420，多个出口管道271和多个入口管道272沿热交换装置200外侧壁面上周向设置，多个入口管道272汇合形成入口母管道460，多个出口管道271汇合形成出口母管道470，入口母管道460、出口母管道470分别用于将冷源水箱420与第二空腔250连通，出口母管道470上设置有第二隔离阀480，入口母管道460上设置有第三隔离阀490，冷源水箱420的高度高于反应堆容器100，且冷源水箱420上端面设置有与外界连通的排气窗口450。

在本实施例中，当核反应堆采用管式供水装置400时，冷源水箱420布置在反应堆容器100的上部高度尽可能高的位置，出口母管道470和入口母管分别与冷源水箱420底部连接，从而形成冷源水箱420-入口母管道460-入口管道272-热交换装置200第二空腔250-出口管道271-出口母管道470-冷源水箱420的循环换热回路。

此方案下的核反应堆余热排出的工作过程为：当堆芯500余热无法正常排出时，应急余热信号发出触发第二隔离阀480和第三隔离阀490同时开启，冷源水箱420内的冷却水在重力作用下被注入入口母管道460中，再进入热交换装置200的入口管道272，推走原本在热交换第二空腔250内的不可凝结气体，不可凝结气体进入出口管道271，然后到达出口母管，最后进入冷源水箱420。热交换装置200内充满冷却水后，冷却水被与散热翅片260及第二空腔250的壁面接触换热，温度逐渐上升，密度逐渐变小，从而使得进水母管道的重力压头大于出水母管道的重力压头，形成重力差驱动力，进而形成冷源水箱420-入口母管-入口管道272-热交换装置200-出口管道271-出口母管-冷源水箱420的循环换热回路，源源不断地带出反应堆的衰变热。此方案下，冷源水箱420内的水温逐渐上升，沸腾后产生的蒸汽将通过水箱顶部的排气窗口450排放至外部环境。

上述两种方案的冷源水箱420可根据核反应堆厂房的特点布置成方形、圆柱形等各种不规则形状，具体可由不锈钢材料或混凝土内加不锈钢衬里制作而成。冷源水箱420内部装有大量去离子水，初始水体积可根据反应堆功率特点而设定。

以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。

以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对申请专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本申请的保护范围。因此，本申请专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种核反应堆，其特征在于，包括：

反应堆容器(100)，所述反应堆容器(100)内设置有液体冷却剂，所述反应堆容器(100)内位于所述液体冷却剂上方的部分形成气腔(150)；

热交换装置(200)，所述热交换装置(200)设置于所述反应堆容器(100)内且位于所述液体冷却剂的液面以下，所述热交换装置(200)包括内层壁面(210)和外层壁面(220)，所述内层壁面(210)围绕形成用于容纳堆芯(500)的第一空腔(240)，所述外层壁面(220)和所述内层壁面(210)共同限定出密闭的第二空腔(250)；

驱动装置(300)，所述驱动装置(300)设置于所述反应堆容器(100)且位置高于所述液体冷却剂液面，包括有抽吸端和回注端，所述抽吸端与所述气腔(150)连通，所述回注端伸入所述第一空腔(240)且靠近堆芯(500)设置；

供水装置(400)，所述供水装置(400)与所述第二空腔(250)连通，用于提供所述热交换装置(200)所需的循环冷源水。

2.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述第二空腔(250)相对的两侧壁面上设置有多个散热翅片(260)，多个所述散热翅片(260)沿所述第二空腔(250)两侧壁面周向间隔设置，所述散热翅片(260)沿所述第二空腔(250)侧壁竖直方向延伸设置。

3.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述反应堆容器(100)内部设置多个支撑件，包括设置于反应堆容器(100)内侧壁的第一支撑件和设置于反应堆容器(100)内底部的第二支撑件，所述热交换装置(200)配合所述支撑件悬空设置于所述反应堆容器(100)。

4.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述液体冷却剂为熔融金属冷却剂，所述气腔(150)内填充有惰性气体。

5.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述驱动装置(300)包括气体压缩泵(310)，所述气体压缩泵(310)一端设置有与所述气腔(150)连通的抽吸管(320)，另一端设置有回注管(330)，靠近所述堆芯(500)设置有环形喷气管(340)，沿所述环形喷气管(340)周向设置多个朝上的喷嘴(341)，所述回注管(330)一端与气体压缩泵(310)连接，另一端与环形喷气管(340)连接。

6.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述反应堆容器(100)包括容器本体(110)和容器上盖(120)，所述容器本体(110)上端面设置有开口，所述开口上设置有适配的容器上盖(120)，所述容器本体(110)内侧壁上相对设置有蒸汽发生器(140)，所述热交换装置(200)设置于所述蒸汽发生器(140)，以使所述外层壁面(220)贴近蒸汽发生器(140)。

7.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述热交换装置(200)还包括冷却剂管道(270)，所述冷却剂管道(270)一端与所述供水装置(400)连通，另一端与所述第二空腔(250)连通，所述冷却剂管道(270)包括出口管道(271)和入口管道(272)，所述出口管道(271)设置于所述入口管道(272)上方。

8.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述堆芯(500)包括燃料棒束和控制棒组件，通过控制所述控制棒组件插入的深度，达到控制燃料棒发生核反应的核功率，所述堆芯(500)外侧包裹有中子反射层(510)。

9.根据权利要求7所述的核反应堆，其特征在于，所述供水装置(400)设置为池式供水装置(400)，包括用于容纳所述反应堆容器(100)的地坑(410)，所述反应堆容器(100)上设置有管道通孔(130)，所述出口管道(271)和所述入口管道(272)均通过所述管道通孔(130)与所述地坑(410)连通。

10.根据权利要求7所述的核反应堆，其特征在于，所述供水装置(400)设置为管式供水装置(400)，包括入口母管道(460)、出口母管道(470)和冷源水箱(420)，多个所述出口管道(271)和多个所述入口管道(272)沿所述热交换装置(200)外侧壁面上周向设置，多个所述入口管道(272)汇合形成所述入口母管道(460)，多个所述出口管道(271)汇合形成所述出口母管道(470)，所述入口母管道(460)、出口母管道(470)分别用于将所述冷源水箱(420)与第二空腔(250)连通，所述出口母管道(470)上设置有第二隔离阀(480)，所述入口母管道(460)上设置有第三隔离阀(490)，所述冷源水箱(420)的高度高于所述反应堆容器(100)，且所述冷源水箱(420)上端面设置有与外界连通的排气窗口(450)。

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