一种多模式运行的紧凑型核反应堆的制作方法

本发明涉及核反应堆设计技术领域，具体涉及一种多模式运行的紧凑型核反应堆。

背景技术：

核反应堆根据运行模式不同分为临界反应堆和次临界反应堆，前者是主要是传统的核反应堆和第三代核能系统的六种堆型，后者主要是加速器驱动次临界核能系统(ADS)。但目前核反应堆功能相对单一，临界反应堆主要用于产能，而次临界反应堆主要用于嬗变；面对不同的需求，采取不同的设计。这导致临界和次临界技术不能通用，特别是堆芯布置以及流量分配存在显著差异。

技术实现要素：

有鉴于此，本发明提供了一种多模式运行的紧凑型核反应堆，能够仅通过散裂靶与中心区域组件更换即可完成临界与次临界切换以及多次临界度运行。

一种多模式运行的紧凑型核反应堆，该反应堆由散裂靶、堆芯、容器、顶盖和具有分层栅板联箱的堆芯支撑结构组成；反应堆临界和次临界运行通过散裂靶引入和移出，以及堆芯布局的改变完成嬗变和产能不同的功能切换；

次临界运行时，散裂靶从顶盖垂直插入堆芯，直到分层栅板联箱，通过质子束照射在靶材料表面产生外源中子提供给次临界堆芯；临界运行时，散裂靶拔出，所占据区域填充燃料组件；次临界与临界切换过程中，堆芯底部的分层栅板联箱结构将散裂靶与堆芯组成并联流道，通过上下层流道的切换平衡散裂靶与堆芯不同压降与流量要求。

所述的堆芯由组件堆垛而成，具有灵活的特性，从内向外布置根据搭载材料区别分为不同的区域，以实现次临界嬗变和临界产能的功能；同时通过不同区域组件数量的调整，以及组件内部搭载材料组分的改变，次临界堆能够实现多次临界度运行的功能；所述容器与所述顶盖包容反应堆内所有核材料与冷却剂循环，形成一回路放射性边界；所述堆芯支撑结构支撑堆芯并形成堆芯冷却剂的入口腔室；所述的散裂靶为反应堆提供外源中子，其主体结构简单，流通面积大，流阻较小。

进一步地，在次临界状态下，所述的堆芯径向环绕散裂靶，从内向外依次由次锕系元素嬗变区、核燃料增殖区、长寿命裂变产物嬗变区、非燃料组件区组成；在临界状态下，所述的堆芯由内向外分为中心核燃料区、核燃料区、长寿命裂变产物嬗变区与非燃料组件区。所述的次锕系元素嬗变区由次锕系元素、钚和贫铀以及基体材料组成，进行次锕系元素和钚的嬗变，同时贫铀增殖为钚239，补偿次锕系元素和钚239等随燃耗而产生的反应性下降，减小系统运行波动。所述的核燃料增殖区由钚239和贫铀以及基体材料组成，贫铀增殖为钚239，进行核燃料增殖。所述的长寿命裂变产物嬗变区由长寿命裂变产物(如¹²⁹I、⁹⁹Tc、¹³⁵Cs、⁹³Zr，¹⁰⁷Pd等)、高富集度铀、铍和集体材料组成；其中铍慢化中子，增大长寿命裂变产物的嬗变率，以及增大铀235的裂变截面，实现高嬗变高产能的要求；同时铍的加入，提高铀的裂变率，展平反应堆功率，增大堆芯的平均瞬发中子寿命，增加反应堆的安全性和可控性。所述的中心核燃料区以及核燃料区主要由高富集度铀和基体材料组成。所述的次锕系元素嬗变区、核燃料增殖区、长寿命裂变产物嬗变区，以及中心核燃料区和核燃料区内的组件搭载大量的功能材料，结构流阻大，内部热量较高。所述的非燃料组件区为不锈钢制成的壳体结构，内部搭载少量不锈钢或者硼等材料；非燃料组件区冷却剂所占面积较大，流阻较小。

以分层栅板联箱为例介绍流量分配方法。所述的分层栅板联箱为双层结构，分为上下两层流道，且上下两层流道之间的冷却剂相互不流通；次临界运行时，散裂靶插入泵出口高压腔室，并联通分层栅板联箱的下层流道；次锕系元素嬗变区、核燃料增殖区、长寿命裂变产物嬗变区的管脚联通下层流道；非燃料组件区的组件管脚在泵出口高压腔室的部分入口开孔较小，仅允许小流量通过，联通分层栅板联箱的上层流道；由于散裂靶本身流阻较小，因此大量的冷却剂从管脚的底部，以及从分层栅板联箱的下层流道，流入散裂靶的流道带走散裂靶中高密度沉积核热。

临界运行时，散裂靶从反应堆中移出，堆芯中心装入中心核燃料区组件。所述的中心核燃料区的组件管脚联通分层栅板联箱上层流道；所述的核燃料区的组件管脚联通分层栅板联箱的下层流道；从管脚进入核燃料区的冷却剂，在下层流道内进行内部的流量交换。而管脚和管脚在分层栅板联箱的上层流道相互联通，由于非燃料组件区的流阻较小，因此大量的冷却剂在上层流道从管脚经过管脚进入非燃料组件区。

有益效果：

1、本发明装置结构简单，在模式切换中，仅更换散裂靶与中心部分组件，不需要其他额外操作，大量节约模式切换所需要的时间成本，工程可行性好。

2、本发明采用分区的方式实现反应堆嬗变增殖产能的多功能运行。在次临界堆的嬗变过程中增加了钚239作为次锕系元素燃烧后反应性的补偿，稳定系统运行参数。防止系统波动对结构的破坏，节约成本提高安全性。本发明在长寿命裂变产物嬗变区增加了铍进行中子慢化，不但提高了长寿命裂变产物的嬗变效率，同时提高铀235的裂变份额，实现高产能，还增加了堆芯平均瞬发中子代时间，更利于反应堆的控制和安全。

3、本发明在模式切换中，通过管脚与分层栅板联箱组成流量分配系统，平衡堆芯内的流量；散裂靶内的流量通过具有大流通截面的非燃料组件来平衡，反应堆系统波动小，可保证临界和次临界切换过程中系统温度、压力等运行状态的一致性。

附图说明

图1次临界运行反应堆系统图

图2临界运行反应堆系统图

图3次临界运行堆芯平面图

图4临界运行堆芯平面图

图5次临界运行流量分配图

图6临界运行流量分配图

图7散裂靶结构示意图

具体实施方式

下面结合附图并举实施例，对本发明进行详细描述。

如图1所示，在次临界运行过程中，多模式运行的紧凑型核反应堆，由散裂靶1、堆芯2、容器3、顶盖4、具有分层栅板联箱6的堆芯支撑结构5组成。

所述的散裂靶1同轴吊装于反应堆顶盖4上，向下从堆芯2径向中心垂直穿过，底部的管脚17插入并贯穿分层栅板联箱6，一直进入到反应堆底部的高压区。

所述的堆芯2由组件堆垛而成，安装于堆芯支撑结构5上，插入分层栅板联箱6。

所述的容器3为含有底封头的容器，包络反应堆一回路运行，支撑反应堆所有部件。

所述的顶盖4为反应堆顶部提供屏蔽，安装在容器3的上沿并提供密封。顶盖4与容器共同构成反应堆主要放射边界。

所述的堆芯支撑结构5为带有阶梯的圆柱筒体，底部为分层栅板联箱6。堆芯支撑结构5分隔堆芯冷热池，为堆芯提供支撑并形成堆芯入口。

所述的分层栅板联箱6分为上下两层箱体，两层之间的冷却剂不相互流动。组件的管脚均插入分层栅板联箱6，直到分层栅板联箱6下方的冷却剂高压区域。

所述的管脚13位于堆芯2的次锕系元素嬗变区7、核燃料增殖区8、长寿命裂变产物嬗变区9内组件底部，侧壁的开孔分为两段，下部开孔位于分层栅板联箱6下方的高压腔室内，上部开孔联通分层栅板联箱6下层。冷却剂从下部开孔进入，提供冷却剂给组件；上部开孔在下部开孔堵塞时能够为相应的组件提供流量，同时还可以将组件区域多余的流量分配给散裂靶1。

所述的管脚14位于堆芯2中非燃料组件区10内组件底部，为带封头的圆柱形结构，侧壁的开孔分为两段，下部开孔位于分层栅板联箱6下方的反应堆高压腔室内，上部开孔联通分层栅板联箱6上层。在次临界模式下，分层栅板联箱6上层仅平衡非燃料组件区10的流量。

所述的管脚17位于散裂靶1底部，管脚17底部为通孔结构，允许大量的冷却剂进入散裂靶1内；侧壁的开孔联通分层栅板联箱6下层，可以分流部分管脚13进入的冷却剂流至散裂靶1，在管脚17底部发生堵流时提供流量。

如图2所示，在临界运行过程中，多模式运行的紧凑型核反应堆，由堆芯2、容器3、顶盖4、具有分层栅板联箱6的堆芯支撑结构5组成。

所述的堆芯2在原散裂靶位置放入中心核燃料区11的组件。

所述的管脚15位于中心核燃料区11底部，侧壁的开孔分为两段，上部开孔联通分层栅板联箱6上层。管脚15的上部开孔可将中心组件的流量分流到非燃料组件区10内。

所述的管脚16位于堆芯2的核燃料区12内组件底部，为带封头的圆柱形结构，侧壁的开孔分为两段，上部开孔位于分层栅板联箱6下层。分层栅板联箱6下层仅平衡核燃料区12内组件之间的流量。

如图3所示，在次临界运行过程中，堆芯2中心空出7根组件位置用以安装散裂靶1。所述的散裂靶1主体为圆形，底部管脚17部分为梅花形分布。所述的堆芯2由内向外分别为次锕系元素嬗变区7、核燃料增殖区8、长寿命裂变产物嬗变区9、非燃料组件区10。所述的次锕系元素嬗变区7内，每根组件由次锕系元素、钚239和贫铀以及基体材料组成，进行次锕系元素的嬗变，同时增殖贫铀产生钚239，补偿次锕系元素和钚239等随燃烧而引起的反应性下降，减小系统运行波动。所述的核燃料增殖区8内每根组件由钚239和贫铀以及基体材料组成；贫铀增殖为钚239，进行核燃料增殖。所述的长寿命裂变产物嬗变区9内每根组件由长寿命裂变产物(如¹²⁹I、⁹⁹Tc、¹³⁵Cs、⁹³Zr，¹⁰⁷Pd等)、高富集度铀、铍和集体材料组成；其中铍慢化中子，增大长寿命裂变产物的嬗变率，并提高高富集度铀的裂变率展平反应堆功率。所述的非燃料组件区10为不锈钢壳体，内部搭载少量不锈钢或者硼等材料棒束。所述的堆芯支撑结构5环绕在堆芯2外围，并为堆芯2提供径向支撑。

如图4所示，在临界运行过程中，所述的堆芯2由内向外分别为中心核燃料区11、核燃料区12、长寿命裂变产物嬗变区9与非燃料组件区10。所述的中心核燃料区11填充散裂靶1移出留下的空间，位于堆芯2的径向中心；所述的核燃料区12围绕在中心核燃料区11外围。所述的中心核燃料区11以及核燃料区12均采用外套管内部搭载不同功能材料的组件结构，主要由高富集度铀和基体材料组成，通过铀元素的裂变为反应堆提供能量。所述的长寿命裂变产物嬗变区9环绕在核燃料区12外围，由长寿命裂变产物、高富集度铀、铍和基体材料组成；长寿命裂变产物嬗变区9通过铍对能谱进行软化，增大铀235的裂变截面达到高裂变产能，增大堆芯的平均瞬发中子寿命，增加反应堆的安全性和可控性。

如图5所示，当次临界运行时，大量的冷却剂从散裂靶1管脚17底部流入，同时管脚17侧边的开孔也为散裂靶1提供大流量。堆芯2次中锕系元素嬗变区7、核燃料增殖区8、长寿命裂变产物嬗变区9内组件的冷却剂从管脚13下部开孔进入，在管脚13上部开孔可分流部分从管脚17进入散裂靶1。非燃料组件区10的冷却剂从管脚14的下部开孔进入，由于开孔数量较少，因此非燃料组件区10组件的流量较小。

如图6所示，当临界运行时，散裂靶1替换为中心核燃料区11的组件。中心核燃料区11的组件流阻大，同时需要带走的热量也小于散裂靶1。为了保证系统运行参数一致，因此需要增加非燃料组件区10部分的流量，并减小非燃料组件区10总体流道的流阻来平衡堆芯总体的流阻与流量。中心核燃料区11组件下部的管脚15上部开孔位于分层栅板联箱6的上层，冷却剂在此区域可以大量经过管脚14的上部开孔，从非燃料组件区10进行分流。

如图7所示，所述的散裂靶1为同轴安装的双层圆柱形管道，底部具有梅花状的管脚17。所述的管脚17通过一个圆柱形腔室与散裂靶1的主体连接。冷却剂从管脚17进入散裂靶1的圆柱形管道之间，带走热量。

综上所述，以上仅为本发明的较佳实施例而已，并非用于限定本发明的保护范围。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保护范围之内。