CN116982120B

CN116982120B - 具有重液态金属冷却剂的核反应堆

Info

Publication number: CN116982120B
Application number: CN202180095689.9A
Authority: CN
Inventors: 亚历山大·弗拉迪斯拉沃维奇·迪迪尔; 弗拉基米尔·谢尔盖维奇·斯特潘诺夫; 乔治·伊里奇·托辛斯基; 乌里·亚历山德罗维奇·阿尔森耶夫; 奥列格·根纳德耶维奇·科姆列夫; 米哈伊尔·彼得罗维奇·瓦赫鲁辛; 谢尔盖·亚历山德罗维奇·格里戈尔耶夫; 谢尔盖·弗拉基米罗维奇·萨姆科特里亚索夫
Original assignee: AKME Engineering JSC
Current assignee: AKME Engineering JSC
Priority date: 2021-03-15
Filing date: 2021-10-04
Publication date: 2024-03-15
Anticipated expiration: 2041-10-04
Also published as: RU2756230C1; CN116982120A; US20240170167A1; WO2022197206A1

Abstract

本发明涉及核工程并且旨在用于具有反应堆的发电厂，所述反应堆具有基于铅或基于铅和铋的合金的重液态金属冷却剂。本发明可以为反应堆容器内的设备提供更有效的辐射防护，增加主回路的蓄热能力，减轻核反应堆的重量并且改善其强度特性。在核反应堆容器内部未被重要设备占据的空间中布置有间隔开以允许冷却剂流的器皿，所述器皿填充有反射或吸收中子且热容量大于冷却剂的热容量的材料，其中器皿以这样的方式放置，使得所产生的间隙形成具有湍流冷却剂流的通道，湍流冷却剂流用于以对应于核反应堆的标称功率水平的流速冷却这些器皿。

Description

具有重液态金属冷却剂的核反应堆

背景技术

本发明涉及核电工程，并且旨在用于具有反应堆的发电厂，所述反应堆具有基于铅或基于铅铋合金的重液态金属冷却剂(HLMC)。

技术领域

现有已知的HLMC反应堆，其中堆芯浸没在填充有冷却剂的罐中(例如美国专利8817942、BREST-OD-300项目、俄罗斯专利2247435、俄罗斯专利2545098、俄罗斯专利2313143、PCT申请WO 2016/147139)。

美国专利8817942公开了一种用液态金属(例如重金属如铅或铅铋合金)或钠或熔盐冷却的核反应堆，其中由燃料元件形成的堆芯浸没于在堆芯和至少一个热交换器之间循环的流体中。

BREST-OD-300反应堆(BREST-OD-300反应堆的主要单元和设备的结构和布局方案，V.N.Leonov、A.A.Pikapov、A.G.Sila-Novitsky等人，VANT系列：确保核电厂安全，第4期，莫斯科，SUE NIKIET，2004年，第65-72页)包括具有内部钢衬里的钢筋混凝土坑、具有顶盖的反应堆容器单元、堆芯、用于影响堆芯反应性的执行器系统、蒸汽发生器和主循环泵单元、用于冷却剂清洁的质量交换器和过滤器系统、用于重新装载堆芯元件的系统、用于监测过程参数的系统以及其他辅助系统。BREST-OD-300反应堆的容器单元采用中心和四个外围平底圆柱形坑的形式，其与上盖一起形成反应堆单元主回路的边界，冷却剂在其中循环，提供从堆芯的排热，并形成保护气体体积，并且安装堆芯内装置和设备。堆芯位于容器单元的中心坑内，蒸汽发生器单元位于通过上和下连接管连接到中心坑的四个外围坑内。每个蒸汽发生器均采用管式热交换器的形式，用于加热具有超临界参数的水(蒸汽)，其浸没于在蒸汽发生器本体的环形空间中自上而下移动的铅冷却剂流中。BREST-OD-300反应堆中的铅冷却剂通过被循环泵从蒸汽发生器坑泵送到反应堆压力室液位进行循环，冷却剂从压力室液位下降到堆芯入口室，在堆芯中上升并且与燃料组件的燃料元件(FE)接触而加热，然后与“热”的冷却剂一起进入公共室。然后，冷却剂流入入口室和蒸汽发生器的环形空间被冷却，并进入循环泵的入口，然后再次被送入反应堆压力室。

堆芯被成排的横向铅反射器块包围，这些铅反射器块采用填充有流动的铅冷却剂的致密钢壳的形式。与块的区域相邻的反射器的一部分采用竖直通道的形式，从上方封闭(使用气罩)并且从下方打开以填充铅，而其在通道中的液位则对应于堆芯入口处的铅冷却剂压力。使用这些具有影响中子泄漏的可变铅柱高度水平的通道，反应堆的反应性和功率被动地与通过堆芯的冷却剂流速相关，这是通过冷却剂流速控制功率输出的重要因素，也是一个重要的安全因素。

俄罗斯专利2247435公开了一种主要设备的整体回路布局，其中单元包括安装在中央罐中的反应堆，位于外围罐中的蒸汽发生器和循环泵，以及用气体混合物净化冷却剂以减少氧化铅的系统。反应堆、蒸汽发生器和循环泵位于液态金属冷却剂的自由液位下方。单元的蒸汽发生器采用管式换热器形式，其中水(蒸汽)在管内供给，并且铅冷却剂在环形空间内自上而下循环。在反应堆单元中，液态金属冷却剂的自由液位与上盖之间形成公共气体腔，该气体腔与气体循环和处理系统连通。

主要设备的整体回路布局的特点是每个反应堆功率输出单元的铅冷却剂比容较高，这导致反应堆尺寸和建造反应堆的资本支出增加。

在所有这些情况下，一个显著的问题是冷却剂重量大，反应堆容器的支撑结构上的负载高，并且由于其重量和尺寸大而难以确保设备的抗震效应。

俄罗斯专利2545098通过将具有高内压的设备(蒸汽发生器)放置在活性介质(铅冷却剂)外部，解决了减轻冷却剂重量的问题。

俄罗斯专利2545098中公开的反应堆单元包括具有上盖的反应堆坑、位于坑内的堆芯反应堆、蒸汽发生器、循环泵、循环管道以及用于确保反应堆单元的启动、运行和关闭的执行器和装置系统。蒸汽发生器位于单独的箱体中，并使用用于提升和排放铅冷却剂的循环管道与反应堆坑连通；蒸汽发生器和大部分循环管道位于反应堆坑内铅冷却剂液位上方；循环泵位于反应堆坑内用于提升“热”铅冷却剂的循环管道上；有技术手段确保循环泵关闭时铅冷却剂通过反应堆堆芯的自然循环。

然而，在已知技术方案中，由于循环通道较长且体积较大，回路中的冷却剂体积也非常大，这使得单元的重量、尺寸和经济指标变差。

这个问题在具有液态金属冷却的核反应堆，特别是紧凑型核反应堆中得到解决(WO 2016/147139)，该反应堆包括主反应堆容器，其覆盖有盖子并且包括堆芯和液压分离结构，基本上呈双耳瓶形状，限制了冷却堆芯的冷却剂在其中循环的热集管和冷集管。热交换器位于分离结构的上部和反应堆容器之间。在该技术方案中，泵和蒸汽发生器距离堆芯较近并且需要辐射防护，而中子防护功能则由位于分离结构和燃料元件外环之间的液态金属来完成。

所述核反应堆的缺点包括两个最重要的问题：

-运行过程中需要的日常维护和人员参与的维护的设备无辐射防护；

-堆芯对面区域和反应堆下部区域存在大量自由冷却剂体积，其中流速极低，在降低功率模式下或当反应器在自然对流模式下冷却时可能会形成不稳定的涡流。

通过从堆芯移除泵、蒸汽发生器、反应堆容器壁和反应堆盖来确保通过来自堆芯的中子通量对设备的可能激活的限制。

反应堆容器热保护装置是已知的(俄罗斯专利2331939)。包括堆芯篮、安装并固定在堆芯篮内的环形钢壳、以及附着在容器底部的分离壳。隔热罩包括碳化硼块。它们安装在分离壳后面，并沿着堆芯的整个高度形成分层环形筛网。一层碳化硼块之间的间隙由下一层碳化硼块填充。发明使得可以排除热屏蔽元件中的硬捕获γ辐射并减少对反应堆容器的辐射影响。

该技术方案的缺点是它只解决了一个特定的问题，即确保堆芯对面的反应堆容器的辐射防护。同时，朝向反应堆盖的方向也需要进行辐射防护，既要保护安装在反应堆盖上的设备，又要保护蒸汽发生器免受辐射。

重要的是注意到，已知的技术方案都不是同时全面解决几个重要的安全问题。

第一、确保NR安全的最重要问题是防止与排热损失相关的故障的危险后果，以及最大限度地减少与安全屏障损坏相关的事故的辐射后果。核反应堆排热系统的故障或事故，即使触发紧急保护并且反应堆切换到备用通道以消除残余能量释放，通常也会导致堆芯温度在短时间内或足够长的时间内增加，直到在排热系统的移除能力和残余能量释放能力之间建立平衡。同时，确保将此类事件的危险后果(即温度升高速率和所达到的温度的最大值)最小化的一个重要因素是系统、设备和铅冷却剂的热容量。

第二、NR安全的一个显著问题是大的冷却剂重量，这使得难以确保设备的抗震效应。

减小整体式反应堆中反应堆容器的尺寸对项目的经济特性具有积极影响，并且简化了反应堆容器的设计，同时改善了设计的抗震能力。然而，这提出了保护主回路设备的已知问题，在这种情况下，主回路设备更靠近堆芯。

第三、由于蒸汽发生器布置紧凑，且距离核反应堆堆芯较近，除了比较熟知的钢结构活化问题外，蒸汽发生器水中杂质的活化问题(包括反应导致¹⁶N同位素的形成)变得更加相关：

¹⁶O(n,p)¹⁶N，

在这种情况下，¹⁶N根据以下反应进一步分解为¹⁶O：

在蒸汽管道和涡轮机附近形成额外的背景辐射。

辐射对反应堆容器和容器内安装的设备的影响也会导致材料特性的变化(例如，塑性丧失)，这可能会导致紧急情况。

已知核反应堆(NR)的缺点是上述每个问题都是使用旨在解决特定问题的技术手段单独解决的。

发明内容

确保在紧急情况下和运行期间的反应堆安全的技术措施包括：

-增加主回路元件的热容量，其积聚在紧急和瞬态过程中产生的热量而不会导致温度明显升高；

-减轻反应堆重量，从而减少地震冲击期间反应堆承载元件上的载荷；

-对反应堆容器以及其内部(蒸汽发生器、泵)和外部(反应堆盖上的设备、反应堆坑内的设备)的设备提供辐射防护。

本发明解决的问题是通过在主回路中使用同时执行蓄热器和辐射吸收器(中子、γ辐射)的功能而密度低于冷却剂的密度的结构元件来实施这些技术措施以产生核反应堆的优化设计。

技术成果在于提高了容器内NR设备的辐射防护效率，增加了主回路的蓄热能力(主回路冷却剂和被该冷却剂冲洗的设备的联合热容量)，减轻了NR重量，并且改善了强度特性。

使用所提出的技术方案使得可以在不使用连接管道的情况下形成冷却剂路径。

通过以下方式解决了所述问题并实现了特定的技术成果：一种具有重液态金属冷却剂(HLMC)的核反应堆，其具有位于同一容器中的至少一个热交换器或至少一个蒸汽发生器、控制和监测元件、一个主回路循环泵、用于冷却剂流的不执行堆芯冷却功能的主通道和辅助通道，包括用于通过主通道和辅助通道收集和分配冷却剂的集管，在核反应堆的未被这些元件占据的容器内空间中，以具有间隙的方式放置钢质器皿，所述间隙提供了冷却剂流，其中所述器皿填充有主要反射或吸收中子的热容量大于冷却剂的热容量的材料，其中所述器皿以这样的方式放置，使得所产生的间隙形成具有湍流冷却剂流的通道，所述湍流冷却剂流用于以对应于所述核反应堆的标称功率水平的流速冷却这些器皿。

速度显著增加到超过湍流极限是不希望的，因为这会导致液压阻力的增加。间隙尺寸显著减小所伴随的到层流的转变也是不希望的，因为它会损害冷却剂和器皿之间的热传递，并使冷却剂混合恶化，这确保了整个体积中冷却剂中的温度和杂质浓度的平衡。

后者的技术成果(冷却剂中杂质浓度的平衡)对于HLMC反应堆至关重要，HLMC反应堆采用维持冷却剂中最佳氧浓度的技术，以确保材料的耐腐蚀性。

雷诺准则的临界值可以作为转变到湍流的限制准则Re：

其中

W为冷却剂速度；

d_г为水力直径；

v为冷却剂的运动粘度；

Re_кр为雷诺准则的临界值，

并且水力直径按以下一般规则确定：

其中：

S为具有最小速度的截面内器皿之间用于冷却剂流的所有间隙的总横向面积；

P为同一截面中所有被冷却剂润湿的表面的总周长。

容器内的器皿以使得冷却剂流动通道主要竖直布置的方式进行安装，这确保了在自然对流条件下不存在大范围涡流，并在泵停止时加速发展。

热压块或振动压实的碳化硼粉末或基于氢化锆、氢化钇或钢的材料可用作器皿填充物。

在后一种情况下，可以用实心钢块代替器皿。

当使用碳化硼作为填充物时，其在器皿的一部分中可以是热压块的形式，而在另一部分中是振动压实粉末的形式。

不同器皿可以同时包括不同的填充物；例如，基于氢化锆的材料或钢可以用作一些器皿中的填充物。

器皿内部有未填充填充物的自由体积。器皿腔中的自由体积优选另外填充有HLMC，这改善了热传递。

器皿中的自由体积优选地可以通过专门布置的塞子与冷却剂体积连通，所述塞子内有优选由金属丝制成的过滤器，其防止例如碳化硼进入主回路中，并且同时，释放因捕获¹⁰B中子而形成的氦气。

将具有填充物的器皿以这样的方式放置在反应堆容器中，使得填充除了泵的下降通道、热交换器(蒸汽发生器)和专门布置的集管(例如在堆芯的上方和下方或泵入口的前面)外的整个容器内空间，并且具有最大的可能尺寸，因为这减少了器皿之间间隙中的中子寄生流。

由于通过以一定方式将器皿放置在反应堆容器内以及容器的承载结构的元件而形成的冷却剂路径，整个冷却剂循环回路仅基于液压连接来实现，其中器皿被固定以防止移动。

器皿的尺寸具有限制并且以具有间隙的方式安装，这是确保冷却剂流所必需的。器皿中的平均温度取决于由于向冷却剂的对流热传递和填充物的导热性而去除因与中子和部分γ射线相互作用的核反应而产生的热量的效率。

这些器皿与将其紧固在反应堆容器中的元件一起形成了承载结构，该结构提高了容器的强度特性及其对外部影响的抵抗力。

通过用热容量大于冷却剂的元件替换多余的冷却剂来增加位于容器内部的设备的热容量，使得在发生事故时，能够在比其替代的主回路冷却剂的体积更大的体积中积聚热量。

用不锈钢替代HLMC使主回路的热容量增加约3倍；用碳化硼替代HLMC使系统的热容量增加一倍以上。同时，碳化硼不与HLMC发生化学相互作用，并且由于中子与碳和硼的相互作用，不会形成大量具有长衰变期或高放射性的同位素。

用例如碳化硼的填充物块包围蒸汽发生器导致所产生的蒸汽中的杂质的放射性降低，并且由于硼吸收中子而提高了安全性。

具有填充物的器皿的比重小于HLMC的比重，由于用所述块代替了部分主回路冷却剂，这确保了NR重量的减轻。

附图说明

图1示出了根据所提出的技术方案的反应堆单元的3D视图。

图2示出了反应堆单元细节A的3D视图，显示了块之间的间隙中的冷却剂流动方向。

图3示出了反应堆单元沿泵和蒸汽发生器的竖直剖面1-1。在图3中，箭头显示了整体式反应堆中的冷却剂循环模式，其主要特点是将堆芯、确保冷却剂循环的泵以及用于去除堆芯中产生的热量的蒸汽发生器或热交换器放置在同一容器中。

图4示出了用于向蒸汽发生器供应冷却剂的连接管和堆芯之间的反应堆的水平剖面。

图5示出了其中放置块的承载结构的细节，块以具有碳化硼的器皿的形式制成(A)，以及选择器皿设计的可能方案的实例(B–F)。图5B示出了具有截面(为了清楚起见，未示出填充物)和元件的移动(由箭头示出)的承载结构的细节。图5C示出了器皿底部(为了清楚起见，未示出填充物)。图5D示出了较小器皿的块(为了清楚起见，未示出填充物)，其可以代替图5C中所示的器皿。图5E示出了棒状器皿束，其可以代替盒式器皿。图5F示出了具有内部冷却通道的器皿(为了清楚起见，未示出填充物)，其可以代替具有外部冷却的器皿组。

具体实施方式

下面给出了所要求保护的发明的可能的但不是唯一的选择的描述。

反应堆单元容器(图3)包括具有塞子2的堆芯1、循环泵3、热交换器4、压力室5、主通道6、下室7、上室8、连接管9和器皿10。

基于铅或铅铋合金的重液态金属冷却剂被用作冷却剂。

器皿10位于反应堆主回路的低温部分和回路的高温部分二者中。

器皿10由HLMC耐腐蚀、耐高温和耐热奥氏体钢制成。

除了泵3的下降通道和堆芯1上方和下方的集管之外，器皿10填充整个容器内空间。器皿10与围绕具有塞子2的堆芯1的壳11、容器的壳12、径向肋13和环形水平肋14一起形成容器的承载结构。环形水平肋14中设有竖直方向的用于冷却剂通道的孔。选择孔形状以确保承载结构的焊接、块的安装的方便性以及冷却剂从集管到竖直方向槽的入口的均匀分布。孔可以是圆柱形的。

选择器皿10和承载结构的元件之间的间隙15(图2)的尺寸，使得在对应于核反应堆的标称功率水平的冷却剂流速下，流动是湍流。

在选择器皿的具体设计，包括其体积、密度和填充材料(以较致密的热压块形式的钢或碳化硼或较不致密的粉末填充物)时，需要考虑以下因素：

-温度不会升高到高于确保材料相容性的水平；

-块材料的温度不会升高到高于堆芯的冷却剂出口的温度；

-块材料的体积和重量足以对容器和位于其中的设备以及第二回路冷却剂执行辐射防护功能；

-冷却剂通道的横截面积以及块和承载结构的元件的润湿周长将使得在对应于核反应堆的标称功率输出水平的冷却剂流速下确保容器内空间中冷却剂的湍流。

通过使用已知计算方法进行的适当计算来验证是否满足上述标准。

块之间的间隙中的速度显著增加到超过湍流极限是不期望的，因为这会导致液压阻力的增加。间隙尺寸的显著增加所伴随的速度的降低和向层流的转变也是不期望的，因为它损害了冷却剂和容器之间的热传递。

在正常操作期间，冷的冷却剂由循环泵3供给到压力室5中，从那里它通过通道6进入堆芯1的入口。在堆芯1中，冷却剂被加热并进入堆芯上方的容积，然后进入连接管9，这确保热的冷却剂供应到第二回路的蒸汽发生器或热交换器(为清楚起见，未示出热交换器管道系统)。图1和图2显示可以有多个这样的热交换器及其相应的连接管。在进入热交换器4之后，冷却剂被分成两个流。向上移动的部分冷却剂被第二回路冷却剂冷却并进入上室8。向下移动的冷却剂部分也被第二回路冷却剂冷却并进入下室7，在下室7中其转向向上的方向。当向上移动时，大部分冷却剂在块10之间的容器内空间中移动，并且最终也进入上室8。来自下室7的冷却剂的小部分进入容器的壳12与壳11之间的间隙(见图3)以确保反应堆容器的温度控制。考虑到它们在器皿10之间的通道中和容器温度控制通道中的加热，通过计算选择热交换器的向上和向下流速的比率，使得在来自热交换器4的两个冷却剂流的出口处的主回路冷却剂的温度近似相等。

基于同时实现关键技术成果的需要，即形成所需的辐射防护组成、增加反应堆单元的主回路的蓄热能力、确保将所需的热量传递到执行蓄热器功能的元件以及减轻反应器单元的重量，器皿10的设计可以如图5所示变化。

不仅可以使用碳化硼作为块的填充物，如果需要的话也可以使用其他材料。例如，可以使用基于难熔金属的氢化物的已知材料代替碳化硼以改善局部区域的中子慢化。为了改善γ辐射防护或增加热容量，可以使用由钢制成的器皿填充物，或者可以用相应几何形状的实心钢块代替薄壁器皿。为了改善冷却剂与器皿之间的热传递，同时考虑到安装的方便性或复杂几何形状的器皿的制造技术，可以通过形成内部通道来扩大器皿，如图4的实施例所示。

器皿10的自由体积可以通过专门布置的塞子与冷却剂体积连通，塞子中安装有例如由金属丝制成的过滤器，其防止碳化硼进入主回路中。同时，冷却剂和容器材料之间的热传递得到改善。

反应堆容器内部的器皿10的所描述的布置形成冷却剂路径，当冷却剂从下室7向上移动到上室8时，冷却剂经过该冷却剂路径。

如果发生任何类型的事故，导致堆芯的散热恶化，大量由热容量大于冷却剂热容量的材料制成的块将发挥蓄热器的功能。同时，块的热容量高于其替代的冷却剂的热容量，这与器皿发达的表面相结合，减缓堆芯入口处的温度升高并有助于提高安全性。在块之间形成的且方向与自然对流相对应的竖直通道有助于其快速发展，在发生事故时关闭循环泵，这也有助于提高安全性。

工业实用性

根据本发明的技术方案可用于使用具有基于铅或基于铅-铋合金的重液态金属冷却剂(HLMC)的反应堆的发电厂。提出的核反应堆设计提供了高度的安全性。

Claims

1.一种具有重液态金属冷却剂的核反应堆，其具有位于同一容器内的至少一个热交换器或至少一个蒸汽发生器、控制和监测元件、主回路的一个循环泵、设计用于冷却剂流的不执行堆芯冷却功能的主通道和辅助通道，包括用于通过所述主通道和辅助通道收集和分配冷却剂的集管，其特征在于，在所述核反应堆的未被这些元件占据的容器内空间中，以具有间隙的方式放置器皿，所述间隙提供了冷却剂流，其中所述器皿填充有反射或吸收中子的热容量大于冷却剂的热容量的材料，其中所述器皿以这样的方式放置，使得所产生的间隙形成具有湍流冷却剂流的通道，所述湍流冷却剂流用于以对应于所述核反应堆的标称功率水平的流速冷却这些器皿。

2.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述器皿以这样的方式放置，使得在它们之间形成的用于冷却剂流的通道优选地竖直定位。

3.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，使用碳化硼作为器皿填充物。

4.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，所述器皿中的碳化硼为振动压实粉末的形式。

5.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，所述器皿中的碳化硼为热压块的形式。

6.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，所述器皿的一部分中的碳化硼为热压块的形式，并且另一部分中的碳化硼为振动压实粉末的形式。

7.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，在一些器皿中使用基于难熔金属的氢化物的材料作为填充物。

8.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，在一些器皿中使用钢作为填充物。

9.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，在所述器皿内部存在未被填充物填充的自由体积。

10.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，所述器皿配备有塞子，在所述塞子中放置有过滤器。

11.根据权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，所述塞子由金属丝制成。

12.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，在保持所述器皿的外部尺寸的同时，使用实心钢块代替器皿。

13.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述器皿被制成棒状器皿束的形式。

14.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述器皿包括内部冷却通道。