核反應堆堆芯的製作方法
2023-12-11 01:24:37 3

本發明涉及核裂變反應堆技術領域,尤其涉及一種核反應堆堆芯。
背景技術:
一般來說,在核反應裝置上普遍應用的反應性控制方法絕大多數是利用含有吸收材料的控制棒組件,其工作原理是當需要降低堆芯反應性時插入堆芯,以達到降低反應性,使反應堆達到次臨界狀態的目的。同時,在輕水堆中,還普遍採用含硼溶液來調節或降低反應性,作為控制棒組件控制的一種輔助手段。
世界核能界已經考慮到第二代核反應堆的內在安全問題和設計問題,於2002年在東京召開的第四代核反應堆國際研討會上提出了新一代的核能系統概念,其主要考慮的指標包括環境、經濟及安全等各方面的目標:在保證經濟性的前提下,提高安全性和可靠性,並提出了非能動安全的建議。
目前國際上普遍應用的非能動安全設施基本上是基於自然循環原理的非能動餘熱排出系統來帶出反應堆緊急停堆之後的剩餘衰變熱,其應用原理較單一,且響應時間較慢,不能直接、迅速的控制核反應性,是一種間接緩解事故後果的方法。一般來說,要控制和緩解核電站事故後果,必須首先採用核物理控制方法降低堆芯的核反應性,使堆芯處於次臨界狀態並保證一定的次臨界度,才能使裂變反應終止並從根本上控制核事故。如果將非能動原理直接應用於核反應性控制,則能大大提高反應堆停堆可靠性,使固有安全的核電站設計成為可能。
目前普遍應用的反應性控制手段都需要動力源,不屬於非能動安全設備,單一設備的可靠性相對低,若要提高這種系統的可靠性,需提高設備、控制系統、動力源的可靠性。
因此,設計一種能夠非能動的引入負反應性使反應堆自動達到停堆狀態的核臨界控制裝置是十分必要的。
技術實現要素:
本發明的主要目的在於提供一種用於核裂變反應堆的堆芯,以顯著提高系統的安全性和可靠性,並在一定程度上減少對能動設備的設置和投入。
根據本發明的核反應堆堆芯用於核電站裂變反應堆,堆芯包括:堆芯容器,其包圍形成堆芯反應腔室;冷腔室,位於堆芯容器下部,由堆芯容器的底部和內壁包圍形成,用於容納堆芯工質;熱腔室,位於冷腔室上方,其橫截面積小於冷腔室,用於提供發生核裂變反應的活性區;堆芯反射層,位於冷腔室上方,其包圍形成熱腔室的側壁;主泵,用於將堆芯工質壓入熱腔室中,使得熱腔室中的液面高於冷腔室中的液面。
堆芯工質可以包括液態熔融氟化鈾和/或氟化釷。
堆芯還可以包括頂部空間,其橫截面積小於冷腔室,用於緩衝。
優選地,堆芯還包括冷卻裝置,其位於堆芯容器外,用於對來自熱腔室並將返回冷腔室的堆芯工質進行冷卻。冷卻裝置可以是環形內換熱器。
堆芯還可以包括排熱裝置,用於排出停堆後堆芯內的剩餘衰變熱量。
可選地,冷腔室外部設置有輔助控制棒。
優選地,主泵位於冷腔室中。
與現有技術相比,根據本發明的技術方案能夠大大提高核反應堆的安全性,使反應堆運行和事故響應時更為可靠,簡化停堆所需的流程和設備,以解決目前核反應堆採用控制棒組件進行停堆時可能發生的卡棒問題,可以作為控制棒組件的輔助停堆系統,以滿足反應堆設計中的停堆方式多樣性的要求。
附圖說明
此處所說明的附圖用來提供對本發明的進一步理解,構成本申請的一部 分,本發明的示意性實施例及其說明用於解釋本發明,並不構成對本發明的不當限定。在附圖中:
圖1是根據本發明實施例的核反應堆堆芯的結構示意圖;
圖2是根據本發明優選實施例的堆芯的結構示意圖。
在這些附圖中,使用相同的參考標號來表示相同或相似的部分。
具體實施方式
為使本發明的目的、技術方案和優點更加清楚,以下結合附圖及具體實施例,對本發明作進一步地詳細說明。
在以下描述中,對「一個實施例」、「實施例」、「一個示例」、「示例」等等的引用表明如此描述的實施例或示例可以包括特定特徵、結構、特性、性質、元素或限度,但並非每個實施例或示例都必然包括特定特徵、結構、特性、性質、元素或限度。另外,重複使用短語「在一個實施例中」雖然有可能是指代相同實施例,但並非必然指代相同實施例。
為簡單起見,以下描述中省略了本領域技術人員公知的某些技術特徵。
圖1示出根據本發明實施例的用於核電站裂變反應堆的堆芯100。
堆芯100主要包括堆芯容器110、冷腔室120、熱腔室130、堆芯反射層140和主泵150。
堆芯容器110包圍形成堆芯反應腔室。
冷腔室120位於堆芯容器110下部,由堆芯容器110的底部和內壁包圍形成,用於容納堆芯工質。堆芯工質可以包括液態熔融氟化鈾和/或氟化釷。可選地,冷腔室120外部設置有輔助控制棒。
熱腔室130位於冷腔室120上方,其橫截面積小於冷腔室120,用於提供發生核裂變反應的活性區。
堆芯反射層140位於冷腔室120上方,其包圍形成熱腔室130的側壁。
主泵150用於將堆芯工質壓入熱腔室130中,使得熱腔室130中的液面高於冷腔室120中的液面。優選地,主泵150位於冷腔室120中。
堆芯100還可以包括頂部空間,其橫截面積小於冷腔室120,用於緩衝。
為了對來自熱腔室130並將返回冷腔室120的堆芯工質進行冷卻,優選地,堆芯100還包括冷卻裝置,其位於堆芯容器110外。冷卻裝置可以是環形內換熱器。
為了排出停堆後堆芯內的剩餘衰變熱量,堆芯100還可以包括排熱裝置。
圖2示出根據本發明優選實施例的反應堆堆芯。
反應堆堆芯採用液態熔融氟化鈾(或釷)為燃料和冷卻劑。這是一種液位控制反應性的非能動安全堆芯,結構上主要包括熱腔室1(即發生可控持續核裂變反應的活性區)、冷腔室2、反應堆容器3、堆芯反射層4、主泵5、頂部緩衝空間6、換熱器7及二迴路的其他設備。同時,為了保證停堆後反應堆的長期安全,還應在上部腔室和下部腔室內設置必要的非能動餘熱排出系統用以導出停堆後反應堆內的剩餘衰變熱量。
熱腔室1和冷腔室2中的燃料/冷卻劑工質全部被反應堆容器3包容著,同時設置堆芯反射層4保障維持核裂變反應的自由中子的利用率。堆芯反射層4反射方向徑向朝內,圖示出其厚度為δ,其包圍形成圓柱狀熱腔室1,圖示出熱腔室1高度為h、熱腔室1半徑為r。當反應堆正常運行時,熱腔室1內充滿由主泵5提供的工質而達到核臨界條件,從而發生持續的核裂變反應,維持工作狀態。熱腔室1內工質液位高於冷腔室2內工質液位,圖示出高度差為D。加熱後的工質通過換熱器7冷卻後回到冷腔室2完成一個流動循環。當反應堆發生異常情況時,主泵5供電因故障斷電,熱腔室1與冷腔室2之間的液位差D因為失去由主泵5提供的壓頭而迅速降低,熱腔室1活性區內的核燃料減少使反應堆自動停堆(低於圖中虛線所示停堆液面時自動停堆),堆芯的功率很快就降低到停堆的狀態,反應堆剩餘發熱由換熱器7或其他事故應急設施帶走。頂部緩衝空間6主要用來緩解運行時的壓力波動和變化。
另外,本發明的部分結構可多樣化,如可採用環形內換熱器以提高換熱效率;也可採用內部浸入式的主泵以提高泵的壓頭;在下腔室的外部設置輔助控制棒以提供多樣性停堆方式等。
本發明的工作原理是:採用液態或球床式堆芯的情況下,利用正常運行 時主泵壓頭產生的液位差,將鏈式反應的活性區設置在堆芯的上部。當發生失電事故或主泵故障停運時,液面因為失去壓頭而低於活性區高度,使鏈式反應自動停止,達到非能動停堆的狀態。
本發明的有益效果是:
一、本發明實現了在失電或主泵故障情況下的非能動自動安全停堆。在正常運行時,利用主泵的壓頭將液態燃料打入位於堆芯上部的活性區域,實現鏈式裂變核反應。當發生失去主泵動力的事故時,活性區域的液面由於失去了主泵的壓頭而下降,液態燃料全部或部分進入下部腔室,下部腔室外圍沒有反射層且內部容積達不到臨近尺寸,鏈式裂變核反應隨即停止,很好的實現了反應堆的非能動停堆,保證了停堆安全的可靠性。可與傳統的控制棒停堆方法互相補充應用,從停堆原理上為反應堆停堆多樣性提供了新的選擇途徑。
二、本發明通過上、下部腔室的設置將核反應性與液面位置聯繫起來,使反應性控制進一步簡化,在提高可靠性的基礎上還簡化了堆內構建的設計,使堆芯區域的關鍵設備和構件數量減少,可設置更多的換熱設備或功能通道,更有效的利用了堆內空間。
三、本發明採用的液態熔融氟化物燃料和冷卻劑適應性強,可充分利用鈾、釷等多種易裂變核素,甚至可採用球床堆的核燃料,即可採用快堆模式運行,也可採用熱堆模式運行,若採用快堆的模式運行,可嬗變各種堆型的乏燃料。
四、為反應堆主泵等主要設備簡化設計提供改進空間,採用本發明的情況下,主泵不需安裝大體積的延長葉片惰轉時間的裝置,將有效減少主泵安裝體積,為堆內構件的安裝、提高效率提供有利條件。
以上所述僅為本發明的實施例而已,並不用於限制本發明,對於本領域的技術人員來說,本發明可以有各種更改和變化。凡在本發明的精神和原則之內,所作的任何修改、等同替換、改進等,均應包含在本發明的權利要求範圍之內。