核能系统和控制核能系统的方法与流程

本发明的实施例涉及一种核能系统和一种控制核能系统的方法。

背景技术：

目前，反应堆主要是水冷却热中子堆，中子堆采用一次性通过或者u-pu(铀-钚)复用的核燃料循环方式。但存在核燃料使用率低，核乏料毒性、后处理经济成本以及核生产安全风险高的问题。

技术实现要素：

本发明的实施例的目的是提供一种核能系统和一种控制核能系统的方法，由此至少能够提高核燃料使用率。

本发明的实施例提供了一种核能系统，该核能系统包括：第一反应堆和中子靶，通过中子靶产生的中子使第一反应堆在次临界状态下进行核反应，并且在经过预定的时间段后，第一反应堆在临界状态下进行核反应。

根据本发明的实施例，所述的核能系统还包括：第二反应堆，通过中子靶产生的中子使第二反应堆在次临界状态下进行核反应，并且在经过预定的时间段后，第二反应堆在临界状态下进行核反应。

根据本发明的实施例，所述的核能系统还包括：质子加速器，该质子加速器产生质子束，并且通过质子加速器产生的质子束轰击中子靶，产生中子。

根据本发明的实施例，质子加速器产生的质子束的强度范围为800mev～1500mev。

根据本发明的实施例，中子靶产生的中子的通量为1e+18n/s～3e+18n/s。

根据本发明的实施例，中子靶包括陶瓷颗粒，该陶瓷颗粒能承受10mw～30mw束流功率。

根据本发明的实施例，陶瓷颗粒的粒径在毫米量级.

根据本发明的实施例，在次临界状态和临界状态中的至少一个下，第一反应堆的堆芯的热功率为600mw～2000mw。

根据本发明的实施例，所述的核能系统还包括：固体颗粒，利用该固体颗粒作为冷却媒介对第一反应堆进行冷却，在次临界状态和临界状态中的至少一个下，该冷却媒介在第一反应堆的出口的温度为650～900℃。

根据本发明的实施例，所述的核能系统还包括：用于核乏料处理的燃料再生后处理子系统。

根据本发明的实施例，所述核能系统是核反应堆系统。

本发明的实施例提供了一种控制核能系统的方法，控制核能系统的方法包括：通过中子靶产生的中子使第一反应堆在次临界状态下进行核反应；以及在经过预定的时间段后，第一反应堆在临界状态下进行核反应。

根据本发明的实施例，所述的控制核能系统的方法还包括：通过中子靶产生的中子使第二反应堆在次临界状态下进行核反应。

根据本发明的实施例，所述的控制核能系统的方法还包括：在经过预定的时间段后，第二反应堆在临界状态下进行核反应。

根据本发明的实施例，所述的控制核能系统的方法还包括：利用质子加速器产生质子束；以及通过质子加速器产生的质子束轰击中子靶，产生中子。

根据本发明的实施例，质子加速器产生的质子束的强度范围为800mev～1500mev。

根据本发明的实施例，中子靶产生的中子的通量为1e+18n/s～3e+18n/s。

根据本发明的实施例，中子靶包括陶瓷颗粒，该陶瓷颗粒能承受10mw～30mw束流功率。

根据本发明的实施例，陶瓷颗粒的粒径在毫米量级。

根据本发明的实施例，在次临界状态和临界状态中的至少一个下，第一反应堆的堆芯的热功率为600mw～2000mw。

根据本发明的实施例，所述的控制核能系统的方法还包括：利用固体颗粒作为冷却媒介对第一反应堆进行冷却，在次临界状态和临界状态中的至少一个下，该冷却媒介在第一反应堆的出口的温度为650～900℃。

根据本发明的实施例，所述核能系统是核反应堆系统。

根据本发明的实施例的核能系统和控制核能系统的方法，至少能够提高核燃料使用率。

附图说明

图1为本发明实施例的加速器驱动的核能系统整体示意图；

图2为本发明实施例的加速器驱动的核能系统中燃烧器子系统示意图；以及

图3为本发明实施例的加速器驱动的核能系统中燃料再生后处理子系统示意图。

具体实施方式

下面结合附图及具体实施方式对本发明做进一步说明。

参见图1至2，根据本发明的实施例的控制核能系统(例如核反应堆系统(例如燃烧器子系统101))的方法包括：通过中子靶3产生的中子使第一反应堆(例如燃烧器2)在次临界状态下进行核反应；以及在经过预定的时问段后，第一反应堆(例如燃烧器2)在临界状态下进行核反应。该方法还可以包括：通过中子靶3产生的中子使第二反应堆(例如另一个燃烧器2)在次临界状态下进行核反应，在经过预定的时间段后，第二反应堆(例如另一个燃烧器2)在临界状态下进行核反应。该方法还可以包括：利用质子加速器1产生质子束；以及通过质子加速器1产生的质子束轰击中子靶3，产生中子。例如，参见图1至2，根据本发明的实施例的核能系统(例如核反应堆系统(例如燃烧器子系统101))包括：第一反应堆(例如燃烧器2)和通过中子靶3，通过中子靶3产生的中子使第一反应堆(例如燃烧器2)在次临界状态下进行核反应并且在经过预定的时间段后，第一反应堆(例如燃烧器2)在临界状态下进行核反应。该核能系统还可以包括：第二反应堆(例如另一个燃烧器2)，通过中子靶3产生的中子使第二反应堆(例如另一个燃烧器2)在次临界状态下进行核反应，在经过预定的时间段后，第二反应堆(例如另一个燃烧器2)在临界状态下进行核反应。该核能系统还可以包括：质子加速器1，该质子加速器1产生质子束并且通过质子加速器1产生的质子束轰击中子靶3，产生中子。

根据本发明的示例，该方法还包括利用固体颗粒作为冷却媒介对第一反应堆进行冷却，在次临界状态和临界状态中的至少一个下，该冷却媒介在第一反应堆的出口的温度为650～900℃。例如，核能系统还包括固体颗粒，利用该固体颗粒作为冷却媒介对第一反应堆进行冷却，在次临界状态和临界状态中的至少一个下，该冷却媒介在第一反应堆的出口的温度为650～900℃。

下面结合示例具体描述根据本发明的实施例的核能系统。

如图1所示，本发明实施例的加速器驱动的核能系统包括：燃烧器子系统101和燃料再生后处理子系统102。

如图1和2所示，燃烧器子系统101包括：至少一台质子加速器1，例如超导直线强流质子加速器1和至少一台燃烧器2。为了获得更高的经济性，可扩展为由多台超导直线强流质子加速器1驱动多台燃烧器2的加速器冗余模式。

超导直线强流质子加速器1是燃烧器子系统101的组成部件，其主要作用是用来产生强流、大功率质子束。本发明的实施例中加速器产生质子束的强度范围为800mev～1500mev。通过质子束轰击散裂中子靶3产生高通量中子(约1e+18n/s～3e+18n/s)来维持反应堆4内持续的链式反应，从而达到产能与嬗变核废料的目的。

燃烧器2包括中子靶3(例如高功率散裂中子靶3)、模块化的反应堆4(优选高温快堆)、靶材料后处理装置5、靶换热系统6、反应堆冷却剂后处理装置7及反应堆换热系统8等装置。其中，高功率散裂中子靶3采用颗粒流无窗靶设计构型，靶体外直径30-50cm；模块化的反应堆4采用颗粒流作为换热介质。

散裂靶3位于反应堆4的堆芯中央，优选采用密集陶瓷颗粒流靶方案，其颗粒选择为中子产额高、熔点高、热容大的材料，如耐辐射、耐高温的碳化物、氮化物或氧化物陶瓷等材料(例如：氧化锆、氧化铝、氮化锆、碳化硅等，以及由这些材料混合物构成的耐辐射、耐高温材料)，直径在毫米量级。其基本工作原理是，流动的颗粒既是散裂靶材料又是冷却介质，颗粒经过高能质子束流轰击产生宽能谱中子，并通过流动将束流沉积热带出靶区，进行离线散热。流化固体颗粒靶具有承受10mw～30mw束流功率的能力。颗粒流靶同时具有液态靶和固态靶的特征，不仅可以克服汞、lbe(液态铅铋合金)等液态散裂靶存在的固有缺点，而且能够有效解决固体靶的高功率热移除问题。反应堆4中堆芯的热功率约为600mw～2000mw，在低氦气压环境中，冷却剂颗粒在重力作用下流动穿过堆芯燃料组件中由燃料元件构成的竖直排列冷却孔道，将堆芯燃料元件中产生的热量导出。冷却剂出口温可设置为650～900℃左右，高冷却剂的出口温度保证了堆的电效率，这些优化大大提高了系统的经济性。反应堆的运行采取20-30年长周期换料策略，核燃料可以选取压水堆乏燃料与贫铀的碳化物陶瓷燃料。

靶材料后处理装置5和反应堆冷却剂后处理装置7的作用分别是将反应后的靶材料和冷却堆芯后的颗粒流冷却剂进行除尘、分拣，除去其中因长时间运行产生的少量碎渣以及粉尘等。

靶换热系统6和反应堆换热系统8的作用是将散裂靶3中发生反应后的靶颗粒和反应堆4的堆芯冷却剂颗粒所带出的热量进行热交换，将余热导出，保证系统中流化固体颗粒在合理的温度范围之内，导出后的热量可进行产能发电。本发明实施例的颗粒换热装置可采用滚筒冷却器、流化床换热器、板式换热器等几种形式结构，其中优选板式换热器结构。经过后处理及换热后的靶颗粒和冷却剂可通过提升装置重新被注入散裂靶3和反应堆4中进行下一循环。

图3是本发明实施例的加速器驱动的核能系统中燃料再生后处理子系统示意图，本发明的核燃料处理过程是把经高温分离的乏燃料处理成嬗变燃料的过程，即排除部分裂变产物，主要是中子毒性核素，这一过程不存在裂变材料的富集，会大幅降低其放射性，这使核扩散难度增加和恐怖行动风险大幅下降。本发明的实施例主要是利用简单干法后处理技术充分利用核燃料中的铀资源，基本思路即为从lwr(轻水反应堆)的乏燃料包壳层中分离出乏燃料芯块——氧化——还原——粉末状的乏燃料经压紧烧结成新的核燃料，从而再次利用，所有过程在屏蔽的热室中进行，提取出的产物通过物理方法和离子液体方法高效分离镧系元素，获得主要以中子毒性为主的核素，剩余材料可再次利用从而提高燃料的使用率。

具体过程如图3所示，燃烧器2中经长时间燃烧后的核燃料从燃烧器子系统101的核反应堆4堆芯中卸出，被运送至燃料再生后处理子系统102，需经过以下步骤进行处理：(1)从乏燃料包壳层中分离出乏燃料芯块，利用高温氧化还原和物理离心分离的方法细分化乏燃料，去除易挥发的裂变产物和气体，此步骤可加入其它反应堆中燃烧后废弃的核乏料a1(如轻水堆的核乏料等)一同处理(h1)；(2)使用高温干法进一步排除稀土元素等裂变产物，裂变产物的排除率大于50％(h2)；(3)将排除后的裂变产物再通过稀土分离法进一步分离富稀土和超铀元素，将富稀土转换为最终的处置物(a2)，最终处置物(a2)中的超铀元素含量低于0.1％(h3)；(4)经前3步处理的最终处置物(a2)可以通过干式的堆存进行简单处置，而经h3步分离后剩余的超铀元素，特别是次锕系核素被重新回收，与之前高温氧化还原后的大部分乏料一起通过碳化再生为碳化物颗粒燃料(h4)；(5)颗粒燃料(直径范围0.01mm～0.1mm)装入碳化硅复合材料的包壳中，被重新烧结制成再生燃料(h5)；(6)再生燃料重新进入燃烧子系统101的燃烧器2中进行燃烧(h6)。如此进行核乏料和核废料的处理及核燃料的再生循环。

本发明示例的核能系统具体实现过程如下：

本核能系统运行最初为一台或多台超导直线强流质子加速器1驱动一台燃烧器2，此时本系统的燃烧器2工作在次临界状态。超导直线强流质子加速器1产生强流、大功率质子束，质子束连续地轰击散裂中子靶3并产生高通量中子，这些高通量的中子作用在反应堆4堆芯中的燃料组件上，使反应堆4内持续链式反应，从而达到产能和嬗变核废料的目的。

反应后的靶颗粒及反应堆冷却剂可分别通过靶材料后处理装置5和反应堆冷却剂后处理装置7进行除尘、分拣等处理，除去其中因长时间运行产生的少量碎渣以及粉尘等。

经过后处理的靶颗粒和反应堆冷却剂接下来分别进入靶换热系统6和反应堆换热系统8中进行热交换，将热量导出，经过换热后流化固体颗粒降低到一定温度范围之内，之后通过提升装置将符合要求的靶颗粒和反应堆冷却剂分别重新注入散裂靶3和反应堆4中进行下一个循环，导出的热量用于产能发电。

燃烧器2中经长时间燃烧后的核燃料从燃烧器子系统101的核反应堆4堆芯中撤出，被运送至燃料再生后处理子系统102，经过如图3所示的步骤进行处理后，重新进入燃烧子系统101的燃烧器2中进行燃烧，以实现核乏料的嬗变及核燃料的再生循环。

燃烧器经过3～5年的次临界运行，核燃料经过一定增殖后转为临界模式运行。超导直线强流质子加速器1切断其对燃烧器2的外部中子源驱动，燃烧器2完全转变为自持燃烧状态，此时该燃烧器2即运行在临界状态下。与此同时，该超导直线强流质子加速器1又与另一台燃烧器2耦合，对其进行驱动，重新构成一个次临界反应堆，如此形成一台加速器1驱动数台燃烧器2的模式。该模式的经济性远比一台加速器只加速驱动一台次临界堆的经济性高。若采用多台加速器1分别驱动数台燃烧器2并行运行的模式，更具经济性。而且，每一代净余的核乏料可以作为扩建堆的新燃料进行使用。

加速器驱动的核能系统包括：燃烧器子系统和核燃料再生后处理子系统。其中，燃烧器子系统主要由强流超导直线加速器、高功率散裂中子靶及模块化的高温快堆等装置组成；核燃料再生后处理子系统主要通过经济性核废料高温后处理流程、新型的核燃料生产流程(如燃料元件及其包壳的生产)等过程实现。本发明实施例的燃烧器子系统可以为由多台超导直线强流质子加速器驱动多台燃烧器的加速器冗余模式。本发明实施例的加速器驱动核能系统可运行在次临界，也可运行在临界状态下。初装堆时，需超导直线强流质子加速器驱动燃烧器进行燃烧，本系统即在次临界状态下运行，运行3～5年后，超导直线强流质子加速器切断其对燃烧器的外部中子源驱动，燃烧器完全转变为自持燃烧状态，此时本系统即为在临界状态下运行。

本发明的加速器驱动核能系统集核废料嬗变、核燃料增殖和核能安全生产为一体，是一种可提供上千年安全、低排放、高性价比的战略能源。对于废料嬗变：在不同丰度ma(次锕系核素)燃料下，其ma嬗变支持比在1～12之间，系统产生的废料是中子毒性核素。对于核燃料增殖：系统燃料增殖比＞＝1.2，具有增殖pu的能力；在同位素生产中有较大发展空间，对此系统拓展到多台加速器驱动多台次临界堆运行的加速器冗余模式时，系统具备量产同位素的能力。对于核能生产：对此系统拓展到加速器冗余模式运行时，在包括外中子源的能源使用下，其产能效率将与目前压水堆持平；文中所涉及的内容以铀元素为基准，可提供上千年安全、低排放、高性价比的战略能源，如果采用钍燃料，能源总量可大幅度增加。

本发明的实施例的有益效果：

1)集多功能运行，有效地把包括简单处理的乏燃料在内的各种可能增殖材料转变为核燃料，支撑上千年的核裂变能；嬗变、深燃耗烧掉大部分的长寿命核废料的同时也使核废料量很少，便于处置和管理。

2)系统安全性：系统的次临界堆固有安全性保证事故工况下可自动停堆，高温堆的设计使用非能动余热排放使系统比现有反应堆更安全可靠运行，反应堆同时嬗变、增殖和产能使堆内外强放射性材料有限，能把极低概率的事故处理限制在控制区域内。

3)经济性：新系统降低了对燃料和后处理的费用，高温运行提高了次临界堆产能效率以冲抵加速器额外耗能，模块化堆的工厂制造、延长堆的换料周期减少制作、运行和资本筹措的成本，这些优化大大提高系统的性价比。

4)核燃料安全性：把经高温分离的乏燃料处理成新燃料过程只是排除大部分裂变产物，不存在裂变材料的富集和大幅降低其放射性，这使核扩散难度增加和恐怖行动风险大幅下降。