核反应堆堆芯的制作方法

本发明涉及核裂变反应堆技术领域，尤其涉及一种核反应堆堆芯。

背景技术：

一般来说，在核反应装置上普遍应用的反应性控制方法绝大多数是利用含有吸收材料的控制棒组件，其工作原理是当需要降低堆芯反应性时插入堆芯，以达到降低反应性，使反应堆达到次临界状态的目的。同时，在轻水堆中，还普遍采用含硼溶液来调节或降低反应性，作为控制棒组件控制的一种辅助手段。

世界核能界已经考虑到第二代核反应堆的内在安全问题和设计问题，于2002年在东京召开的第四代核反应堆国际研讨会上提出了新一代的核能系统概念，其主要考虑的指标包括环境、经济及安全等各方面的目标：在保证经济性的前提下，提高安全性和可靠性，并提出了非能动安全的建议。

目前国际上普遍应用的非能动安全设施基本上是基于自然循环原理的非能动余热排出系统来带出反应堆紧急停堆之后的剩余衰变热，其应用原理较单一，且响应时间较慢，不能直接、迅速的控制核反应性，是一种间接缓解事故后果的方法。一般来说，要控制和缓解核电站事故后果，必须首先采用核物理控制方法降低堆芯的核反应性，使堆芯处于次临界状态并保证一定的次临界度，才能使裂变反应终止并从根本上控制核事故。如果将非能动原理直接应用于核反应性控制，则能大大提高反应堆停堆可靠性，使固有安全的核电站设计成为可能。

目前普遍应用的反应性控制手段都需要动力源，不属于非能动安全设备，单一设备的可靠性相对低，若要提高这种系统的可靠性，需提高设备、控制系统、动力源的可靠性。

因此，设计一种能够非能动的引入负反应性使反应堆自动达到停堆状态的核临界控制装置是十分必要的。

技术实现要素：

本发明的主要目的在于提供一种用于核裂变反应堆的堆芯，以显著提高系统的安全性和可靠性，并在一定程度上减少对能动设备的设置和投入。

根据本发明的核反应堆堆芯用于核电站裂变反应堆，堆芯包括：堆芯容器，其包围形成堆芯反应腔室；冷腔室，位于堆芯容器下部，由堆芯容器的底部和内壁包围形成，用于容纳堆芯工质；热腔室，位于冷腔室上方，其横截面积小于冷腔室，用于提供发生核裂变反应的活性区；堆芯反射层，位于冷腔室上方，其包围形成热腔室的侧壁；主泵，用于将堆芯工质压入热腔室中，使得热腔室中的液面高于冷腔室中的液面。

堆芯工质可以包括液态熔融氟化铀和/或氟化钍。

堆芯还可以包括顶部空间，其横截面积小于冷腔室，用于缓冲。

优选地，堆芯还包括冷却装置，其位于堆芯容器外，用于对来自热腔室并将返回冷腔室的堆芯工质进行冷却。冷却装置可以是环形内换热器。

堆芯还可以包括排热装置，用于排出停堆后堆芯内的剩余衰变热量。

可选地，冷腔室外部设置有辅助控制棒。

优选地，主泵位于冷腔室中。

与现有技术相比，根据本发明的技术方案能够大大提高核反应堆的安全性，使反应堆运行和事故响应时更为可靠，简化停堆所需的流程和设备，以解决目前核反应堆采用控制棒组件进行停堆时可能发生的卡棒问题，可以作为控制棒组件的辅助停堆系统，以满足反应堆设计中的停堆方式多样性的要求。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明的进一步理解，构成本申请的一部 分，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。在附图中：

图1是根据本发明实施例的核反应堆堆芯的结构示意图；

图2是根据本发明优选实施例的堆芯的结构示意图。

在这些附图中，使用相同的参考标号来表示相同或相似的部分。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，以下结合附图及具体实施例，对本发明作进一步地详细说明。

在以下描述中，对“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”、“示例”等等的引用表明如此描述的实施例或示例可以包括特定特征、结构、特性、性质、元素或限度，但并非每个实施例或示例都必然包括特定特征、结构、特性、性质、元素或限度。另外，重复使用短语“在一个实施例中”虽然有可能是指代相同实施例，但并非必然指代相同实施例。

为简单起见，以下描述中省略了本领域技术人员公知的某些技术特征。

图1示出根据本发明实施例的用于核电站裂变反应堆的堆芯100。

堆芯100主要包括堆芯容器110、冷腔室120、热腔室130、堆芯反射层140和主泵150。

堆芯容器110包围形成堆芯反应腔室。

冷腔室120位于堆芯容器110下部，由堆芯容器110的底部和内壁包围形成，用于容纳堆芯工质。堆芯工质可以包括液态熔融氟化铀和/或氟化钍。可选地，冷腔室120外部设置有辅助控制棒。

热腔室130位于冷腔室120上方，其横截面积小于冷腔室120，用于提供发生核裂变反应的活性区。

堆芯反射层140位于冷腔室120上方，其包围形成热腔室130的侧壁。

主泵150用于将堆芯工质压入热腔室130中，使得热腔室130中的液面高于冷腔室120中的液面。优选地，主泵150位于冷腔室120中。

堆芯100还可以包括顶部空间，其横截面积小于冷腔室120，用于缓冲。

为了对来自热腔室130并将返回冷腔室120的堆芯工质进行冷却，优选地，堆芯100还包括冷却装置，其位于堆芯容器110外。冷却装置可以是环形内换热器。

为了排出停堆后堆芯内的剩余衰变热量，堆芯100还可以包括排热装置。

图2示出根据本发明优选实施例的反应堆堆芯。

反应堆堆芯采用液态熔融氟化铀(或钍)为燃料和冷却剂。这是一种液位控制反应性的非能动安全堆芯，结构上主要包括热腔室1(即发生可控持续核裂变反应的活性区)、冷腔室2、反应堆容器3、堆芯反射层4、主泵5、顶部缓冲空间6、换热器7及二回路的其他设备。同时，为了保证停堆后反应堆的长期安全，还应在上部腔室和下部腔室内设置必要的非能动余热排出系统用以导出停堆后反应堆内的剩余衰变热量。

热腔室1和冷腔室2中的燃料/冷却剂工质全部被反应堆容器3包容着，同时设置堆芯反射层4保障维持核裂变反应的自由中子的利用率。堆芯反射层4反射方向径向朝内，图示出其厚度为δ，其包围形成圆柱状热腔室1，图示出热腔室1高度为h、热腔室1半径为r。当反应堆正常运行时，热腔室1内充满由主泵5提供的工质而达到核临界条件，从而发生持续的核裂变反应，维持工作状态。热腔室1内工质液位高于冷腔室2内工质液位，图示出高度差为D。加热后的工质通过换热器7冷却后回到冷腔室2完成一个流动循环。当反应堆发生异常情况时，主泵5供电因故障断电，热腔室1与冷腔室2之间的液位差D因为失去由主泵5提供的压头而迅速降低，热腔室1活性区内的核燃料减少使反应堆自动停堆(低于图中虚线所示停堆液面时自动停堆)，堆芯的功率很快就降低到停堆的状态，反应堆剩余发热由换热器7或其他事故应急设施带走。顶部缓冲空间6主要用来缓解运行时的压力波动和变化。

另外，本发明的部分结构可多样化，如可采用环形内换热器以提高换热效率；也可采用内部浸入式的主泵以提高泵的压头；在下腔室的外部设置辅助控制棒以提供多样性停堆方式等。

本发明的工作原理是：采用液态或球床式堆芯的情况下，利用正常运行 时主泵压头产生的液位差，将链式反应的活性区设置在堆芯的上部。当发生失电事故或主泵故障停运时，液面因为失去压头而低于活性区高度，使链式反应自动停止，达到非能动停堆的状态。

本发明的有益效果是：

一、本发明实现了在失电或主泵故障情况下的非能动自动安全停堆。在正常运行时，利用主泵的压头将液态燃料打入位于堆芯上部的活性区域，实现链式裂变核反应。当发生失去主泵动力的事故时，活性区域的液面由于失去了主泵的压头而下降，液态燃料全部或部分进入下部腔室，下部腔室外围没有反射层且内部容积达不到临近尺寸，链式裂变核反应随即停止，很好的实现了反应堆的非能动停堆，保证了停堆安全的可靠性。可与传统的控制棒停堆方法互相补充应用，从停堆原理上为反应堆停堆多样性提供了新的选择途径。

二、本发明通过上、下部腔室的设置将核反应性与液面位置联系起来，使反应性控制进一步简化，在提高可靠性的基础上还简化了堆内构建的设计，使堆芯区域的关键设备和构件数量减少，可设置更多的换热设备或功能通道，更有效的利用了堆内空间。

三、本发明采用的液态熔融氟化物燃料和冷却剂适应性强，可充分利用铀、钍等多种易裂变核素，甚至可采用球床堆的核燃料，即可采用快堆模式运行，也可采用热堆模式运行，若采用快堆的模式运行，可嬗变各种堆型的乏燃料。

四、为反应堆主泵等主要设备简化设计提供改进空间，采用本发明的情况下，主泵不需安装大体积的延长叶片惰转时间的装置，将有效减少主泵安装体积，为堆内构件的安装、提高效率提供有利条件。

以上所述仅为本发明的实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的权利要求范围之内。