熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统的制作方法

本实用新型涉及一种熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统。

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，这种燃料循环模式获得的乏燃料中仍含有未裂变的U-235、U-238、超铀核素(Transuranic，以下简称“TRU”)以及高放射性裂变产物，且现有技术不对该乏燃料进行后处理，而是直接将其储存或掩埋。因此，该燃料循环模式存在着铀矿需求量高、核燃料利用率低下及其高放射性乏燃料堆积所带来的核废料管理问题。其中， TRU具有长期放射性危害，如果不加以妥善处置，将会严重影响地球环境及生物圈，对人类和其他生物的生存构成威胁，严重制约着我国核电工业的发展。

此外，我国铀储量匮乏，而钍储量远比铀丰富(3～4倍)，且经济性比铀高，同时可减少对环境的污染。若能够对钍资源加以充分利用，则会对我国核电工业的发展带来有利影响。

然而，现有技术中，尚缺乏一套既可以高效嬗变压水堆乏燃料中的TRU、又可以利用核燃料钍的熔盐堆堆芯及熔盐堆系统。针对我国贫铀富钍的国情，开发一套既可以嬗变压水堆乏燃料中的TRU、又可以利用核燃料钍的熔盐堆堆芯及熔盐堆系统是目前亟须解决的技术问题。此外，现有技术中尚缺乏一套耦合TRU嬗变与钍利用的燃料循环系统，因此，开发一套相应的燃料循环系统也是目前亟须解决的技术问题。

技术实现要素：

本实用新型所要解决的技术问题是为了克服现有技术中尚缺乏一套既可以嬗变压水堆乏燃料中的TRU、又可以利用核燃料钍的熔盐堆堆芯及熔盐堆系统，而提供一种新型的熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统。该熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统，具有优异的钍铀增殖能力及嬗变能力，能够高效嬗变乏燃料中的TRU，并能充分利用核燃料钍，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。

本实用新型通过以下技术方案解决上述技术问题：

本实用新型提供一种熔盐堆堆芯，所述熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的嬗变区和增殖区，且所述嬗变区设于所述增殖区内；

所述嬗变区用于超铀核素在氯盐及无慢化剂的条件下的快谱嬗变、并将嬗变所得的高额剩余中子传递至所述增殖区；

所述增殖区用于核燃料钍在氟盐及慢化剂为石墨球的条件下的超热谱增殖。

本实用新型中，所述活性区外按本领域常规设有石墨反射层。

本实用新型中，所述快谱是指中子能量大于或等于0.5MeV的中子能谱。

本实用新型中，所述超热谱是指中子能量为1eV-0.5MeV的中子能谱。

本实用新型中，较佳地，所述嬗变区与所述增殖区同轴设置。

本实用新型中，所述嬗变区按本领域常规指的是熔盐堆堆芯中的用于所述嬗变的空间。

本实用新型中，所述嬗变区按本领域常规设有补料口，所述补料口用于向所述嬗变区补充含有超铀核素的氯盐。

本实用新型中，所述增殖区按本领域常规指的是熔盐堆堆芯中的用于所述增殖的空间。

本实用新型中，较佳地，所述嬗变区中的熔盐体积为所述活性区中的熔盐总体积的0.4-0.7倍。更佳地，所述嬗变区中的熔盐体积为所述活性区中的熔盐总体积的0.5倍。此处需要说明的是，所述活性区中的熔盐总体积指的是所述嬗变区中的熔盐体积与所述增殖区中的熔盐体积的总和。

本实用新型中，较佳地，所述增殖区中的石墨球的体积占所述增殖区的总体积的58％-62％，例如可为60％。

本实用新型中，较佳地，所述增殖区的顶部设有石墨球入口，所述增殖区的底部设有石墨球出口，所述石墨球入口用于换料时向所述增殖区提供石墨球，所述石墨球出口用于换料时将所述增殖区的石墨球排出。该技术方案可以在不停堆的情况下更换所有的慢化剂石墨球，在工业应用中具有重大意义。

本实用新型还提供一种熔盐堆系统，所述熔盐堆系统包括前述的熔盐堆堆芯，所述嬗变区设有氯盐循环外回路，且所述嬗变区与所述氯盐循环外回路共同构成氯盐循环回路；所述氯盐循环外回路上沿氯盐流动方向依次设有第一换热器和裂变产物后处理单元，所述第一换热器用于移除氯盐中的热量，所述裂变产物后处理单元用于除去氯盐中的裂变产物；所述增殖区设有氟盐循环外回路，所述增殖区与所述氟盐循环外回路共同构成氟盐循环回路；所述氟盐循环外回路上沿氟盐流动方向依次设有第二换热器和萃取器，所述第二换热器用于移除氟盐中的热量，所述萃取器用于萃取得到氟盐中的Pa-233 粗品。

本实用新型中，某些时候，由于所述裂变产物后处理单元及所述萃取器的处理能力有限，此时，所述裂变产物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，经换热后的氯盐分为两股，一股经净化后返回嬗变区，剩余一股不经净化直接返回嬗变区；经换热后的氟盐分为两股，一股经萃取后返回增殖区，剩余一股不经萃取直接返回增殖区。

本实用新型中，所述第一换热器还可连有蒸汽发生器及发电机组。

本实用新型还提供一种燃料循环系统，所述燃料循环系统包括乏燃料产生单元、固体燃料后处理单元、前述的熔盐堆系统、衰变罐、核燃料制造室、小型模块化熔盐堆和液态燃料后处理单元；其中，

所述乏燃料产生单元用于产生乏燃料、并将所述乏燃料送至所述固体燃料后处理单元；

所述固体燃料后处理单元用于将从所述乏燃料产生单元送来的乏燃料中的超铀核素提取出来、并将提取出来的超铀核素送至所述嬗变区；

所述萃取器还用于将所述Pa-233粗品送至所述衰变罐；

所述衰变罐用于将所述Pa-233粗品中的Pa-233衰变成U-233，并将所得U-233粗品氟化分离，并获得U-233纯品；

所述核燃料制造室用于将所述U-233纯品并制成所述小型模块化熔盐堆的启堆燃料，并将所述启堆燃料送至所述小型模块化熔盐堆的堆芯作为堆芯燃料；

所述小型模块化熔盐堆用于所述堆芯燃料的焚烧，并将焚烧所得乏燃料送至液态燃料后处理单元；

所述液态燃料后处理单元用于将所述小型模块化熔盐堆的乏燃料中的超铀核素提取出来、并将提取出来的超铀核素送至所述熔盐堆系统的嬗变区。

本实用新型中，较佳地，所述乏燃料产生单元为压水堆。

在不违背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。

本实用新型中，除乏燃料之外的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：本实用新型提供一种熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统。该熔盐堆堆芯、熔盐堆系统及燃料循环系统，具有优异的钍铀增殖能力及嬗变能力，能够高效嬗变乏燃料中的TRU，并能充分利用核燃料钍，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。

附图说明

图1为实施例1的熔盐堆的俯视图。

图2为实施例1的熔盐堆系统的结构示意图。

图3为实施例1的燃料循环系统的示意图。

附图标记说明：

嬗变区10

增殖区20 石墨球入口21 石墨球出口22

石墨反射层30

氯盐循环外回路40

第一换热器50

裂变产物后处理单元60

氟盐循环外回路70

第二换热器80

萃取器90

第一管路100

第二管路110

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。

下述实施例中，快谱是指中子能量大于或等于0.5MeV的中子能谱；超热谱是指中子能量为1eV-0.5MeV的中子能谱。

下述实施例中，嬗变区按本领域常规指的是熔盐堆堆芯中的用于嬗变的空间；增殖区按本领域常规指的是熔盐堆堆芯中的用于增殖的空间；活性区中的熔盐总体积指的是嬗变区中的熔盐体积与增殖区中的熔盐体积的总和。

实施例1

一、熔盐堆堆芯

如图1所示的熔盐堆，该熔盐堆具有熔盐堆堆芯，熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的嬗变区10和增殖区20，且嬗变区10设于增殖区20内；嬗变区10用于超铀核素在氯盐及无慢化剂的条件下的快谱嬗变、并将嬗变所得的高额剩余中子传递至增殖区20；增殖区20用于核燃料钍在氟盐及慢化剂为石墨球的条件下的超热谱增殖。

其中，活性区外设有石墨反射层30。

其中，嬗变区10与增殖区20同轴设置。

其中，嬗变区10设有补料口，补料口用于向嬗变区10补充含有超铀核素的氯盐。

其中，嬗变区10中的熔盐体积为活性区中的熔盐总体积的0.5倍，增殖区20中的熔盐体积为活性区中的熔盐总体积的0.5倍，活性区中的熔盐总体积为20m³，增殖区20中的石墨球的体积占增殖区20的总体积的60％。

其中，增殖区20的顶部设有石墨球入口21，增殖区20的底部设有石墨球出口22，石墨球入口21用于换料时向增殖区20提供石墨球，石墨球出口 22用于换料时将增殖区20的石墨球排出。

二、熔盐堆系统

如图2所示的熔盐堆系统，熔盐堆系统包括具有上述熔盐堆堆芯的熔盐堆，嬗变区10设有氯盐循环外回路40，且嬗变区10与氯盐循环外回路40 共同构成氯盐循环回路；氯盐循环外回路40上沿氯盐流动方向依次设有第一换热器50和裂变产物后处理单元60，第一换热器50用于移除氯盐中的热量，裂变产物后处理单元60用于除去氯盐中的裂变产物；增殖区20设有氟盐循环外回路70，增殖区20与氟盐循环外回路70共同构成氟盐循环回路；氟盐循环外回路70上沿氟盐流动方向依次设有第二换热器80和萃取器 90，第二换热器80用于移除氟盐中的热量，萃取器90用于萃取得到氟盐中的Pa-233粗品。其中，裂变产物后处理单元60与第一管路100并联，萃取器90与第二管路110并联。也即，经换热后的氯盐分为两股，一股经净化后返回嬗变区10，剩余一股不经净化直接返回嬗变区10；经换热后的氟盐分为两股，一股经萃取后返回增殖区20，剩余一股不经萃取直接返回增殖区 20。

其中，该熔盐堆系统的总热功率为2250MWth，热转换效率为44.4％，电功率为1000MWe，能量主要由嬗变区10产生，嬗变区10功率密度约为200MW/m³。

三、燃料循环系统

如图3所示的燃料循环系统包括乏燃料产生单元、固体燃料后处理单元、上述熔盐堆系统、衰变罐、核燃料制造室、小型模块化熔盐堆和液态燃料后处理单元。其中，

乏燃料产生单元用于产生乏燃料、并将乏燃料送至固体燃料后处理单元，且乏燃料产生单元为压水堆；

固体燃料后处理单元用于将从乏燃料产生单元送来的乏燃料中的超铀核素提取出来、并将提取处理的超铀核素经氯盐燃料入口送至嬗变区10；

萃取器90还用于将Pa-233粗品送至衰变罐；

衰变罐用于将Pa-233粗品中的Pa-233衰变成U-233，并将所得U-233 粗品氟化分离，并获得U-233纯品；

核燃料制造室用于将U-233纯品并制成小型模块化熔盐堆的启堆燃料，并将启堆燃料送至小型模块化熔盐堆的堆芯作为堆芯燃料，该小型模块化熔盐堆年产TRU为0.06kg；

小型模块化熔盐堆用于堆芯燃料的焚烧，并将焚烧所得乏燃料送至液态燃料后处理单元；

液态燃料后处理单元用于将小型模块化熔盐堆的乏燃料中的超铀核素提取出来、并将提取出来的超铀核素送至熔盐堆系统的嬗变区10。

应用实施例1

采用上述燃料循环系统进行的燃料循环方法，该燃料循环方法包括如下步骤：

(1)将乏燃料产生单元产生的乏燃料中的超铀核素提取出来后制成氯盐燃料提供给嬗变区10；

(2)超铀核素在氯盐及无慢化剂的条件下进行快谱嬗变，得高额剩余中子，高额剩余中子传递至增殖区20；嬗变的过程中，氯盐始终绕氯盐循环回路流动；

(3)增殖区20中的核燃料钍在氟盐及慢化剂为石墨球的条件下吸收高额剩余中子后进行超热谱增殖；增殖的过程中，氟盐始终绕氟盐循环回路流动；氟盐在流经萃取器90时，氟盐中的Pa-233经萃取器90中的萃取剂Bi- Li萃取后，得Pa-233粗品；

(4)Pa-233粗品中的Pa-233在衰变罐中衰变得U-233粗品，并经氟化分离，得U-233纯品；

(5)U-233纯品在核燃料制造室被制成71.7mol％LiF-16mol％BeF2- 12mol％ThF4-0.3mol％U-233F4的启堆燃料，启堆燃料被送至至小型模块化熔盐堆的堆芯作为堆芯燃料；

(6)堆芯燃料在小型模块化熔盐堆焚烧后，得乏燃料，乏燃料被送至液态燃料后处理单元；

(7)液态燃料后处理单元将小型模块化熔盐堆的乏燃料中的超铀核素提取出来、并将提取出来的超铀核素送至熔盐堆系统的嬗变区10。

步骤(1)中，氯盐燃料由45mol％HMCl3与55mol％NaCl的熔盐组成，其中HM为压水堆乏燃料后处理后得到的TRU(MA+Pu)，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％。

步骤(2)中，高额剩余中子是在嬗变的运行功率为100MWt/m³以上的条件下获得的，第一换热器50还连有蒸汽发生器及发电机组，其第一换热器50的冷流体为92mol％NaBeF4+8mol％NaF。裂变产物后处理单元60采用 He泡鼓入、减压蒸馏、电解沉积等方法在线去除裂变产物，同时根据反应堆反应性变化，往嬗变区10加入含TRU的氯盐以弥补反应性损失。

步骤(3)中，增殖区20中含有钍的氟盐组成如下：77.5mol％LiF以及 22.5mol％ThF；第二换热器80中的冷却剂为FNaBe熔盐。

效果数据：

1、TRU的嬗变率约为80％，TRU年嬗变量可达750kg。

由于1座百万千瓦级压水堆每年卸料25吨，其中TRU占1％，质量约为250kg，因此，该熔盐堆系统每年可嬗变3座百万千瓦级压水堆所卸的TRU。

2、该熔盐堆系统钍铀增殖比为1.06，每年可增殖50kg U-233，6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)。

3、该小型模块化熔盐堆年产TRU为0.06kg，故该熔盐堆系统可充分嬗变来自小型模块化熔盐堆产生的TRU。