CN208385016U - 重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统 - Google Patents

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陈金根
马玉雯
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Abstract

本实用新型公开了一种重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统。所述重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区，且所述燃料区设于所述增殖区内；所述燃料区包括重水慢化剂、熔盐管道以及燃料熔盐，熔盐管道内填充有燃料熔盐，重水慢化剂环绕在熔盐管道的外壁周围；所述熔盐管道的内、外表层为耐高温层，中间夹层为隔热层；所述增殖区内填充有增殖燃料；所述燃料区和所述增殖区之间设有隔热层。本实用新型重水慢化熔盐堆系统可成功解决现有熔盐热堆由于采用石墨慢化剂而导致的正温度反应性系数以及石墨退役后难处置等问题，其燃料循环方法可成功解决目前核能发展存在的核燃料资源短缺及高放废料堆积的难题。

Description

重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统
技术领域
本实用新型涉及一种重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统。
背景技术
核电作为一种洁净、低碳、能量密度高的能源，具有其它能源不可比拟的优势。目前我国核电机组以压水堆为主，以自然界唯一存在的易裂变材料U-235作为点火燃料，采用一次通过燃料循环模式，这种模式存在铀矿需求量高、核燃料利用率低下以及高放射性乏燃料堆积所带来的核废料管理问题。作为国际公认的潜在核资源，钍(Th-232)储量远比铀丰富(3～4倍)，同时需要吸收更多的中子才能转换为超铀核素(TRU，Transuranic)(原子量>239)，上述特性可有效解决核燃料稳定供应与高放废物排放等问题。针对我国贫铀富钍的国情，发展先进钍燃料循环技术并实现钍资源高效利用显的尤为重要。
熔盐堆作为唯一一种采用液态燃料的反应堆堆型，可在线添/换料及后处理，是实现钍铀燃料循环的理想堆型。目前，熔盐堆系统根据是否向堆芯引入石墨慢化剂而可分为熔盐热堆及快堆。熔盐快堆通常使用罐式结构，堆芯结构简单，无石墨慢化，中子能谱为快谱，在这种能谱下，钍俘获截面与U-233裂变截面比值较高，从而具有较高的增殖性能。相较于熔盐快堆，熔盐热堆采用石墨慢化，中子能谱呈热谱，其增殖性能略逊于快谱。但由于在热中子能谱下，U-233具有更高的裂变截面，可显著降低易裂变燃料初始装载量的要求，被认为是最有可能率先实现熔盐堆部署的重要堆型之一。但另一方面，对于该种堆型，由于石墨热散射效应，堆芯温度上升将导致能谱硬化，造成温度反应性系数为正，影响堆芯运行安全。此外，由于中子辐照会造成堆芯内石墨损伤，必须对其进行定期更换(～4年)，而目前针对退役后的石墨处置仍无具体操作流程，势必会增加核废料处置的挑战及成本。
针对熔盐热堆由于采用石墨慢化剂而造成的正温度反应性系数以及石墨需定期更换所带来的后处理问题，开发一种采用重水慢化的既能结合重水具有高中子慢化吸收比以及无需更换等优势，又可以有效解决传统石墨熔盐热堆所存在的正温度反应性系数以及石墨处置等问题的熔盐热堆系统非常有必要。
实用新型内容
本实用新型所要解决的技术问题是为了克服现有熔盐热堆由于采用石墨慢化而造成的温度反应性为正的安全性问题以及需要定期对所更换的高放射性石墨进行处置的难题，而提供一种新型的重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统。该重水慢化熔盐堆堆芯具有优异的温度反应性系数以及增殖能力，结合重水具有高中子慢化吸收比以及无需更换等优势，能够充分利用核燃料钍，成功解决目前核能发展存在的核燃料资源短缺及高放废料堆积的难题，同时可解决熔盐热堆运行过程中可能出现的正温度反应性系数，进而影响堆芯运行安全的问题。
本实用新型通过以下技术方案解决上述技术问题：
本实用新型提供了一种重水慢化熔盐堆堆芯，所述重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区，且所述燃料区设于所述增殖区内；
所述燃料区包括重水慢化剂、熔盐管道以及燃料熔盐，熔盐管道内填充有燃料熔盐，重水慢化剂环绕在熔盐管道的外壁周围；所述熔盐管道的内、外表层为耐高温层，中间夹层为隔热层；所述增殖区内填充有增殖燃料；
所述燃料区和所述增殖区之间设有隔热层。
本实用新型中，所述重水慢化熔盐堆堆芯的反应性由控制棒控制，控制棒的设置为本领域常规设置。
本实用新型中，所述燃料区指的是重水慢化熔盐堆堆芯中的用于焚烧裂变核素的空间，燃料区通过焚烧裂变核素为堆芯提供功率以及增殖U-233，燃料熔盐流经熔盐管道充当燃料及冷却剂导出在堆芯内产生的热能，重水慢化剂环绕在熔盐管道周围，慢化从熔盐管道内射出的中子。
本实用新型中，所述增殖区指的是重水慢化熔盐堆堆芯中的用于增殖的空间，增殖区采用增殖核素Th-232溶于氟盐的熔融态熔盐作为增殖燃料，吸收燃料区泄漏的中子，实现钍铀增殖，并采用堆容器壁与外界隔离。堆容器壁可采用本领域此类熔盐堆堆芯常规设置，较佳地，所述堆容器壁的内壁为中子吸收材料层，外壁为不锈钢层，以防止中子向外泄漏。
本实用新型中，较佳地，所述燃料区中燃料熔盐与所述增殖区中增殖燃料的体积比为(10：3)～(10：4)。
本实用新型中，较佳地，所述熔盐管道的总横截面积占所述燃料区的总横截面积的18％～37％。
本实用新型中，所述燃料区和所述增殖区同轴设置。
本实用新型中，较佳地，所述隔热层由内表层、中间夹层和外表层组成，其中，内、外表层的材料均为SiC，中间夹层的材料为8YSZ；更佳地，所述隔热层内、外表层的厚度各自为2～5mm，中间夹层的厚度为5～10mm。
本实用新型中，所述8YSZ是指组成为8mol％Y2O3/92mol％ZrO2的烧结多孔颗粒，所述8YSZ的相对密度可为本领域常用的相对密度，例如30～80％，较佳地，所述8YSZ的相对密度为50％。
本实用新型中，所述熔盐管道的管壁由内表层、中间夹层和外表层组成，其中，内、外表层的材料均为SiC，中间夹层的材料为8YSZ；较佳地，所述熔盐管道壁内、外表层的厚度各自为0.2～0.5mm，中间夹层的厚度为2～7mm。
本实用新型还提供了一种重水慢化熔盐堆系统，所述重水慢化熔盐堆系统包括前述的重水慢化熔盐堆堆芯，所述燃料区设有燃料熔盐外循环回路，且所述燃料区与所述燃料熔盐外循环回路共同构成燃料熔盐循环回路；所述燃料熔盐外循环回路沿燃料熔盐流动方向依次设有第一换热器和后处理单元，所述第一换热器用于移除燃料熔盐中的热量，所述后处理单元用于除去燃料熔盐中的裂变产物，并实现U-233提取；
所述燃料区还设有重水慢化剂外循环回路，且所述燃料区与所述重水慢化剂外循环回路共同构成重水慢化剂循环回路，所述重水慢化剂外循环回路设有第二换热器，所述第二换热器用于移除重水慢化剂中的热量；
所述增殖区设有增殖燃料外循环回路，所述增殖区与所述增殖燃料外循环回路共同构成增殖燃料循环回路；所述增殖燃料外循环回路沿增殖燃料流动方向依次设有第三换热器和萃取器，所述第三换热器用于移除增殖燃料中的热量，所述萃取器用于萃取得到增殖燃料中的Pa-233粗品并最终衰变为U-233，所述萃取器所用的萃取剂可为本领域常规使用的萃取剂，例如可为Bi-Li。
本实用新型中，某些时候，由于所述后处理单元及所述萃取器的处理能力有限，此时，所述后处理单元与一第一管路并联，所述萃取器与一第二管路并联。上述技术方案中，经第一换热器换热后的燃料熔盐分为两股，一股经后处理单元处理后返回燃料区，剩余一股不经处理直接返回燃料区；经第三换热器换热后的增殖燃料分为两股，一股经萃取器萃取后返回增殖区，剩余一股不经萃取直接返回增殖区。
本实用新型中，所述重水慢化熔盐堆系统还包括燃料盐存储罐和核燃料制造室，所述燃料盐存储罐用于堆积所述后处理单元及所述萃取器得到的U-233，所述核燃料制造室用于将所述燃料盐存储罐中的U-233制成启堆燃料。
本实用新型中，将所述启堆燃料送至所述熔盐堆堆芯作为初始装载燃料启动所述熔盐堆系统。
本实用新型中，将所述启堆燃料送至小型模块化熔盐堆的堆芯作为堆芯燃料。
在符合本领域常识的基础上，上述各优选条件，可任意组合，即得本实用新型各较佳实例。
本实用新型所用试剂和原料均市售可得。
本实用新型的积极进步效果在于：
本实用新型熔盐堆采用重水慢化，克服了现有熔盐热堆由于采用石墨慢化而造成的温度反应性为正的安全性问题以及需要定期对所更换的高放射性石墨进行处置的难题，同时由于重水的高慢化吸收比，可降低U-233的初始装载量以及提高钍铀增殖性能。采用在线提取并积累U-233的方式，实现重水慢化熔盐堆钍铀增殖以及小型模块化堆启堆燃料快速获取，进而实现快速部署。
附图说明
图1为本实用新型重水慢化熔盐堆堆芯的结构示意图。
图2为本实用新型熔盐管道的结构示意图。
图3为本实用新型重水慢化熔盐堆系统的结构示意图。
图4为本实用新型燃料循环方法的流程示意图。
附图标记说明：
1—重水慢化熔盐堆堆芯，2—重水慢化剂，3—熔盐管道，4—增殖区，
5—燃料熔盐主泵，6—第一换热器，7—后处理单元；
8—第二换热器，9—重水慢化剂主泵，10—增殖燃料主泵；11—第三换热器；12—萃取器，13—控制棒，14—隔热层内、外表层，15—隔热层中间夹层，16—堆容器壁内壁，17—堆容器壁外壁，18—熔盐管道壁内、外表层，19—熔盐管道壁中间夹层，20—燃料熔盐，21—第一管路，22—第二管路。
具体实施方式
下面通过实施例的方式进一步说明本实用新型，但并不因此将本实用新型限制在所述的实施例范围之中。下列实施例中未注明具体条件的实验方法，按照常规方法和条件，或按照商品说明书选择。
实施例1重水慢化熔盐堆堆芯
如图1～3所示，该重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区4，且燃料区设于增殖区4内；燃料区包括重水慢化剂2、熔盐管道3以及燃料熔盐20，燃料熔盐20在熔盐管道3内流动，重水慢化剂2环绕在熔盐管道3的外壁周围；熔盐管道3的内、外表层18为耐高温层，中间夹层19为隔热层；增殖区4内填充有增殖燃料；
燃料区和增殖区4之间设有隔热层。
其中，燃料区与增殖区4同轴设置；
其中，隔热层由内表层14、中间夹层15和外表层14组成，内、外表层的材料均为SiC，厚度各自为2mm；中间夹层的材料为8YSZ(组成为8mol％Y2O3/92mol％ZrO2的烧结多孔颗粒，相对密度为50％)，厚度为5mm。
其中，燃料区的半径为1.8m，长度为3.6m，重水慢化剂2的总体积为25.7m3，燃料熔盐20的总体积为10m3，燃料熔盐的成分为71.7mol％LiF-16mol％BeF2-12mol％ThF4-0.3mol％U-233F4，密度为3.3g/cm3；熔盐管道3的半径为6cm；燃料熔盐20流经燃料熔盐管道3达到临界产生热能同时增殖易裂变核素。
其中，增殖区4的厚度为30cm，增殖燃料的总体积为3.7m3，增殖燃料的成分为71.7mol％LiF-16mol％BeF2-12.3mol％ThF4，增殖区4吸收燃料区泄漏的中子实现钍铀增殖。增殖区4采用堆容器壁与外界隔离，堆容器壁的内壁16为中子吸收材料层，外壁17为不锈钢层，中子吸收材料层的材料可为本领域常规使用的中子吸收材料，例如可为B4C，不锈钢层的的材料可为本领域常规使用的不锈钢，例如可为哈氏合金。
如图2所示，熔盐管道3的管壁由内表层18、中间夹层19和外表层18组成三明治形式，其中，内、外表层18的材料均为SiC，厚度各自为0.2mm，中间夹层的材料为8YSZ(组成为8mol％Y2O3/92mol％ZrO2的烧结多孔颗粒，相对密度为50％)，厚度为2mm，以阻挡燃料熔盐20向重水慢化剂2传递热量。
实施例2重水慢化熔盐堆系统
如图1～3所示，该重水慢化熔盐堆系统包括上述重水慢化熔盐堆堆芯1，燃料区设有燃料熔盐外循环回路，且燃料区与燃料熔盐外循环回路共同构成燃料熔盐循环回路；燃料熔盐外循环回路沿燃料熔盐流动方向依次设有第一换热器6和后处理单元7，第一换热器6用于移除燃料熔盐20中的热量，后处理单元7用于除去燃料熔盐20中的裂变产物，并实现U-233提取；
燃料区还设有重水慢化剂外循环回路，且燃料区与重水慢化剂外循环回路共同构成重水慢化剂循环回路，重水慢化剂外循环回路设有第二换热器8，重水慢化剂2通过重水慢化剂主泵9流入第二换热器8导出沉积在重水慢化剂2中的热量；
增殖区4设有增殖燃料外循环回路，增殖区4与增殖燃料外循环回路共同构成增殖燃料循环回路；增殖燃料外循环回路沿增殖燃料流动方向依次设有第三换热器11和萃取器12，第三换热器11用于移除增殖燃料中的热量，萃取器12用于萃取得到增殖燃料中的Pa-233粗品并最终衰变为U-233，萃取器12所用的萃取剂可为本领域常规使用的萃取剂，例如可为Bi-Li。
其中，重水慢化熔盐堆堆芯的反应性由控制棒13控制。
其中，第一换热器6中，燃料熔盐通过第一换热器6的一次侧将燃料熔盐20中的热量传递给二次侧冷却剂氟盐(NaBeF4)，最后二次侧再次换热将热量传递给三回路的冷却剂氦气进行发电或者制氢。
其中，第二换热器8中，重水慢化剂通过第二换热器8的一次侧将沉积在重水慢化剂中的热量传递给二次侧轻水冷却剂导出。
其中，第三换热器11中，增殖燃料通过第三换热器11的一次侧将增殖燃料中的热量传递给二次侧冷却剂氟盐(NaBeF4)导出。
其中，后处理单元7中，首先氟化挥发分离回收铀，然后通过金属还原转移萃取分离Pa-233及Th，最后去除剩余的裂变产物。
其中，后处理单元7与第一管路21并联，燃料区燃料熔盐20经燃料熔盐主泵5流入第一换热器6导出热量，然后通过旁路导出一部分至后处理单元7去除裂变产物以及提取重金属(包括U-233、U-235以及TRU)，并根据需要返回燃料区重新利用，其它燃料熔盐20不经处理直接经第一管路21返回燃料区继续焚烧；经后处理单元7处理后返回燃料区与不经处理直接返回燃料区的两股燃料熔盐的流量比为1:9。
其中，萃取器12与第二管路22并联，增殖区4增殖燃料经增殖燃料主泵10流入第三换热器11导出热量，然后通过旁路导出一部分至萃取器12萃取后返回增殖区4，其它增殖燃料不经萃取直接经第二管路22返回增殖区4，经萃取器12萃取后返回增殖区4与不经萃取直接返回增殖区4的两股增殖燃料的流量比为1:9。
其中，该重水慢化熔盐堆系统的总功率为2250MWth，热转换效率为44.4％，电功率为1000MWe，能量主要由燃料区产生，燃料区功率密度约为200MW/m3，燃料熔盐运行温度为630℃，增殖燃料运行温度为630℃，重水慢化剂温度为70℃，增殖比为1.11(以U-233作为启堆燃料)，温度反应性系数为-1.5pcm/K，而传统石墨慢化熔盐堆增殖比为～1.07，温度反应性系数为0.8pcm/K(传统石墨慢化熔盐堆数据参见A.Nuttin,et al.,2005.Potential ofthorium molten salt reactors:detailed calculations and concept evolution witha view to large scale energy production,Progress in Nuclear Energy,46,pp:77-99：第84页表1，第89页表5)。
其中，该重水慢化熔盐堆系统还包括燃料盐存储罐，该燃料盐存储罐用于堆积运行期间通过后处理单元7及萃取器12得到的U-233。
实施例3燃料循环方法
如图4所示，该燃料循环方法基于上述重水慢化熔盐堆系统，步骤如下：
(1)将现有可获得的易裂变核素TRU/Pu/U-235与Th-232混合制成燃料熔盐提供给燃料区(增殖比BR为1.05)，增殖区填装Th燃料作为增殖燃料，燃料熔盐的成分为71.7mol％LiF-16mol％BeF2-12mol％ThF4-0.3mol％(TRU/Pu/U-235)F4，密度为3.3g/cm3，增殖燃料的成分为71.7mol％LiF-16mol％BeF2-12.3mol％ThF4；
其中，TRU可通过对传统压水堆与沸水堆的乏燃料进行后处理获得，本实施例所用TRU的具体成分为Np-237、Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242、Am-241、Am-243、Cm-244、Cm-245，这些核素所占的摩尔分数分别为：20.5％、8.68％、11.0％、17.4％、10.3％、11.8％、11.0％、6.23％、2.68％、0.331％；
(2)系统运行期间，通过后处理单元7及萃取器12分别提取燃料区及增殖区所增殖的易裂变核素U-233至燃料盐存储罐进行堆外堆积；
(3)经过4年的堆积，所堆积的易裂变核素U-233送至核燃料制造室制成启堆燃料，作为点火燃料启动重水慢化熔盐堆系统，该重水慢化熔盐堆系统不再需从外界提供其它种类易裂变核素(TRU/Pu/U-235)；
(4)以U-233作为启堆燃料的重水慢化熔盐堆系统钍铀增殖比为1.11，每年可增殖675kg U-233，而重启一个重水慢化熔盐堆所需易裂变核素装载量为1.1ton，约1.6年可重新启动重水慢化熔盐堆系统；重启后，除每年在线供给自己之外，可额外向外界每年提供65kg U-233,5年可启动一座热功率为500MW的小型模块化熔盐堆(其U-233初始装载量为303kg)。

Claims (10)

1.一种重水慢化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区，且所述燃料区设于所述增殖区内；
所述燃料区包括重水慢化剂、熔盐管道以及燃料熔盐，熔盐管道内填充有燃料熔盐，重水慢化剂环绕在熔盐管道的外壁周围；所述熔盐管道的内、外表层为耐高温层，中间夹层为隔热层；所述增殖区内填充有增殖燃料；
所述燃料区和所述增殖区之间设有隔热层。
2.根据权利要求1所述的重水慢化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述燃料区中燃料熔盐与所述增殖区中增殖燃料的体积比为(10：3)～(10：4)。
3.根据权利要求1所述的重水慢化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述熔盐管道的总横截面积占所述燃料区的总横截面积的18％～37％。
4.根据权利要求1所述的重水慢化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述燃料区和所述增殖区同轴设置。
5.根据权利要求1所述的重水慢化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述隔热层由内表层、中间夹层和外表层组成，其中，内、外表层的材料均为SiC，中间夹层的材料为8YSZ；所述隔热层内、外表层的厚度各自为2～5mm，中间夹层的厚度为5～10mm。
6.根据权利要求1所述的重水慢化熔盐堆堆芯，其特征在于，所述熔盐管道的管壁由内表层、中间夹层和外表层组成，其中，内、外表层的材料均为SiC，中间夹层的材料为8YSZ；所述熔盐管道壁内、外表层的厚度各自为0.2～0.5mm，中间夹层的厚度为2～7mm。
7.一种重水慢化熔盐堆系统，其特征在于，所述重水慢化熔盐堆系统包括如权利要求1～6任一项所述的重水慢化熔盐堆堆芯，所述燃料区设有燃料熔盐外循环回路，且所述燃料区与所述燃料熔盐外循环回路共同构成燃料熔盐循环回路；所述燃料熔盐外循环回路沿燃料熔盐流动方向依次设有第一换热器和后处理单元，所述第一换热器用于移除燃料熔盐中的热量，所述后处理单元用于除去燃料熔盐中的裂变产物，并实现U-233提取；
所述燃料区还设有重水慢化剂外循环回路，且所述燃料区与所述重水慢化剂外循环回路共同构成重水慢化剂循环回路，所述重水慢化剂外循环回路设有第二换热器，所述第二换热器用于移除重水慢化剂中的热量；
所述增殖区设有增殖燃料外循环回路，所述增殖区与所述增殖燃料外循环回路共同构成增殖燃料循环回路；所述增殖燃料外循环回路沿增殖燃料流动方向依次设有第三换热器和萃取器，所述第三换热器用于移除增殖燃料中的热量，所述萃取器用于萃取得到增殖燃料中的Pa-233粗品并最终衰变为U-233。
8.根据权利要求7所述的重水慢化熔盐堆系统，其特征在于，所述后处理单元与一第一管路并联，所述萃取器与一第二管路并联。
9.根据权利要求7所述的重水慢化熔盐堆系统，其特征在于，所述熔盐堆系统还包括燃料盐存储罐和核燃料制造室，所述燃料盐存储罐用于堆积所述后处理单元及所述萃取器得到的U-233，所述核燃料制造室用于将所述燃料盐存储罐中的U-233制成启堆燃料。
10.根据权利要求9所述的重水慢化熔盐堆系统，其特征在于，将所述启堆燃料送至所述熔盐堆堆芯作为初始装载燃料启动所述熔盐堆系统；
和/或，将所述启堆燃料送至小型模块化熔盐堆的堆芯作为堆芯燃料。
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