基于固体冷却剂的核反应堆装置的制作方法

1.本技术涉及原子能技术领域，更具体地，涉及基于固体冷却剂的核反应堆装置。


背景技术：

2.核反应堆，又称为原子能反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。在现有的反应堆中，根据冷却剂材料分为水冷堆、气冷堆和液态金属冷堆、液态熔盐冷堆。
3.水冷堆，分轻水堆和重水堆，轻水反应堆是以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆，是和平利用核能的一种方式。轻水堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是国际上多数核电站所采用的两种堆型。采用水冷却的方式，堆壳耐受极大压力，且随工作温度的提高，工作压力也会极大提高，在极高温下，水会和包裹燃料的金属发生反应，造成风险。水也会存在对反应堆壳和管道产生腐蚀性问题，以及水冷却剂中放射性物质的回收问题。
4.气冷堆，气冷堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。用二氧化碳冷却的石墨气冷堆，早期在核电站的发展中处于领先地位。然而气冷堆技术上比较复杂，造价高，难以推广应用。
5.液态金属冷却堆、液态熔盐冷却堆，采用液态金属或液态熔盐作为冷却剂，堆芯无压，比水具有更高的密度和更高的冷却效率，可以实现高功率密度。但是液态金属存在泄露着火的危险，液态金属和液态熔盐的腐蚀性和活化引起的产物的问题，液态金属和液态熔盐在低温时会凝固，又必须设计额外的加温和温度保持系统。
6.鉴于此，本技术提出了基于固体冷却剂的核反应堆装置，以缓解现有的技术问题。


技术实现要素：

7.根据一些实施例，本技术提供了一种基于固体冷却剂的核反应堆装置，包括：堆芯、热交换单元、第一输运组件、第二输运组件、第一布放组件、第二布放组件、第一缓冲隔离组件、分离控制单元、第一加注组件、第二加注组件、第一腔体和第二腔体；堆芯包含燃料组件和控制棒，燃料组件通过核燃料裂变反应产生热量，控制棒通过吸收中子控制堆芯的功率；第一加注组件将中子吸收剂注入到第一腔体，根据核反应堆工况，第一布放组件从第一腔体中将不同数量的中子吸收剂布放于第二布放组件；第二布放组件将固体冷却剂与中子吸收剂布放于堆芯所在腔体，固体冷却剂为固体形态，中子吸收剂为含有中子吸收元素的固体颗粒；第二加注组件用于加注固体冷却剂；固体冷却剂与中子吸收剂依次通过堆芯所在腔体及热交换单元所在腔体；固体冷却剂吸收堆芯的热量后，通过第一缓冲隔离组件到达热交换单元所在的腔体；第一缓冲隔离组件用于隔离放射线进入热交换单元所在的腔体；固体冷却剂在热交换单元所在的腔体，与热交换单元内的工质进行热量交换；中子吸收剂的直径或颗粒度小于固体冷却剂，分离控制单元处于第一状态时，第一输运组件将中子吸收剂和固体冷却剂输运到第二布放组件；分离控制单元处于第二状态时，中子吸收剂进
入第二腔体，第二输运组件将中子吸收剂输运到第一腔体。
8.可选地，固体冷却剂为球形固体颗粒或粉体。
9.可选地，固体冷却剂为碳化硅。
10.可选地，核反应堆装置还包括：过滤组件和粉末收集室，固体冷却剂、中子吸收剂磨损产生的粉末通过分离控制单元和过滤组件，到达粉末收集室，过滤组件用于过滤粉末，粉末收集室用于收集粉末。
11.可选地，核反应堆装置还包括：第二缓冲隔离组件，第二缓冲隔离组件设置于热交换单元下方，用于缓冲流过热交换单元的固体冷却剂及中子吸收剂的运动速度。
12.可选地，核反应堆装置还包括：气体控制单元及气体注入组件，气体控制单元用于控制从气体注入组件向核反应堆装置内注入气体和抽出气体。
13.本技术的有益效果是：在核反应堆装置的循环回路中，设置固体冷却剂，代替传统的液态或气态的冷却剂，实现了无压或低压反应堆、缓解了现有技术中冷却剂对核反应堆装置的腐蚀，实现了可以快速在高功率、低功率、停堆等模式的切换，使放射性物质回收简单、安全性技术问题。采用固体冷却剂，实现了核反应堆装置内堆芯无压、无腐蚀、冷却剂停堆不凝固、泄露不燃烧的技术效果；此外，通过中子吸收剂在核反应堆装置内的加入和分离，以达到快速停堆和快速再启动的技术效果；又由于放射性废弃物为都为固态，带来放射性废弃物非常容易处理的特性，缓解现有的技术问题；同时，由于固体导热材料一般有较重的原子核，支持核反应堆装置设计成快中子增殖反应堆。
附图说明
14.为了更清楚地说明本技术具体实施方式或现有技术中的技术方案，下面将对具体实施方式或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图是本技术的一些实施方式，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
15.图1是本技术实施例基于固体冷却剂的核反应堆装置示意图。
16.附图标记说明：1-堆芯；2-热交换单元；3-第一输运组件；4-第二输运组件；10-第一布放组件；11-第二布放组件；20-第一缓冲隔离组件；30-分离控制单元；50-第一加注组件；51-第二加注组件；90-第一腔体；91-第二腔体；70-固体冷却剂；80-中子吸收剂；40-过滤组件；60-粉末收集室；21-第二缓冲隔离组件；100-气体控制单元；101-气体注入组件。
具体实施方式
17.为使本技术实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图对本技术的技术方案进行清楚、完整地描述，所描述的实施例是本技术一部分实施例，而不是全部的实施例。
18.图1是本技术实施例基于固体冷却剂的核反应堆装置示意图。
19.如图1所示，该核反应堆装置包括：堆芯1、热交换单元2、第一输运组件3、第二输运组件4、第一布放组件10、第二布放组件11、第一缓冲隔离组件20、分离控制单元30、第一加注组件50、第二加注组件51、第一腔体90和第二腔体91。在竖直方向上，堆芯1的高度大于热交换单元2的高度，固体冷却剂70在流过堆芯1之后流向热交换单元2。需要进行说明的是，
固体冷却剂70在核反应堆装置中为固体形态。采用固体冷却剂，相比于现有的核反应堆装置，可以实现核反应堆装置内堆芯无压、无腐蚀、容易投放的技术效果。同时，由于固体导热材料一般有较重的原子核，支持核反应堆装置设计成快中子增殖反应堆。
20.堆芯1包含燃料组件和控制棒，燃料组件通过核燃料裂变反应产生热量，控制棒通过吸收中子控制堆芯1的功率。燃料组件由若干燃料元件构成。燃料元件由核燃料和包壳组成，核燃料
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pu原子核的裂变反应在燃料元件内发生、同时可选地
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th可以吸收快中子使核燃料再生。示例性地，燃料元件的形状可以是棒或管。
21.在一个可选的实施例中，燃料组件由制成一定形状的燃料元件通过各种构件按一定的栅格布置组装而成。堆芯1的燃料组件和控制棒从水平方向插入堆芯1，固体冷却剂70在竖直方向流动，在结构上保证固体冷却剂70与堆芯1的接触面积更大。
22.第一加注组件50将中子吸收剂80注入到第一腔体90，根据核反应堆工况，第一布放组件10从第一腔体90中将不同数量的中子吸收剂80布放于第二布放组件11；第二布放组件11将固体冷却剂70与中子吸收剂80布放于堆芯1所在腔体；第二加注组件51用于加注固体冷却剂70，中子吸收剂80为含有中子吸收元素的固体颗粒。
23.示例性地，固体冷却剂70与中子吸收剂80在重力的作用下依次通过堆芯1所在腔体及热交换单元2所在腔体。
24.根据核反应堆工况，第一加注组件50将不同数量的中子吸收剂80输运到第一布放组件10。中子吸收剂80的数量可以影响核反应堆的输出功率。堆芯1在中子吸收方面，除了传统的控制棒之外，还可以通过控制中子吸收剂80的数量实现。如果中子吸收剂80的数量较多，堆芯1链式反应过程中，中子被大量吸收，则堆芯1产生的功率降低甚至低于临界而停堆。
25.示例性地，中子吸收剂80可以是含有：硼、镉或铪的陶瓷包裹体。硼不仅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量范围较宽，一般以碳化硼或硼钢作为控制材料；镉的热中子吸收截面高于硼；铪不仅对热中子和超热中子都有高的吸收截面，而且是长寿命的中子吸收体。
26.需要进行说明的是，第一加注组件50不输运工质80输运到第一布放组件10，这时核反应堆处于最大反应强度。
27.在一个实施例中，中子吸收剂80中含有中子毒物，第一加注组件50输运中子毒物到第一布放组件10，第一布放组件10将中子毒物释放到堆芯1所在腔体。当中子毒物到达堆芯1以后，以达到核反应堆停堆的技术效果。示例性地，中子毒物可以是硼酸。
28.固体冷却剂70吸收堆芯1的热量后，通过第一缓冲隔离组件20到达热交换单元2所在的腔体；第一缓冲隔离组件20用于隔离放射性物质进入热交换单元2所在的腔体；固体冷却剂70在热交换单元2所在的腔体，与热交换单元2内的工质进行热量交换。
29.示例性地，分离控制单元30根据中子吸收剂80和固体冷却剂70的直径进行分离控制。示例性地，中子吸收剂80的直径小于固体冷却剂70。分离控制单元30处于第一状态时，第一输运组件3将中子吸收剂80和固体冷却剂70输运到第二布放组件11；分离控制单元30处于第二状态时，中子吸收剂80进入第二腔体91，第二输运组件4将中子吸收剂80输运到第一腔体90。
30.需要进行说明的是，在核反应堆内部，固体冷却剂70所处的循环为：
31.a)固体冷却剂70在堆芯1处吸热；
32.b)固体冷却剂70在热交换单元2处放热；
33.c)固体冷却剂70经第一输运组件3输运、及第二布放组件11布放到堆芯1处吸热。
34.中子吸收剂80的循环分为两种情况，一种与固体冷却剂70相同；另一种是中子吸收剂80在进入第二腔体91后，第二输运组件4将中子吸收剂80输运到第一腔体90，第一布放组件10既可以将中子吸收剂80输运到第二布放组件11，也可以将中子吸收剂80储存在第一腔体90。需要进行说明的是，通过中子吸收剂80在核反应堆装置内的加入和分离，可以达到控制反应堆功率、停堆和再启动的技术效果。
35.需要进行说明的是，本实施例可实现无压堆芯，实现较低的反应堆的建造和运行成本，可避免熔盐堆芯熔盐对管路的腐蚀，以及停堆冷却导致熔盐固结的问题，降低反应堆的复杂性，可实现反应堆的小型化。本实施例通过传统堆芯控制棒的插入，及固体中子吸收剂的投入和筛出，可实现灵活的堆芯功率控制，可实现堆芯的快速启停；本实施例利用固体冷却剂的布放，控制冷却剂的投放，可实现对中子的减速的控制，从而实现快堆运行模式，可以实现对
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th的利用；本实施例通过堆芯使用固体冷却剂，较液体和气体冷却剂，简化了放射性废物的收集和处理，从而降低运行费用。
36.在一个实施例中，固体冷却剂70为球形固体颗粒或粉体。球形的固体颗粒或粉体，利于固体冷却剂70在核反应堆装置内的流动。示例性地，固体冷却剂70可以是自身光滑、耐高温、超硬、耐磨的球形颗粒或粉体，也可以是带有光滑、耐高温、超硬、耐磨的皮层的球形颗粒或粉体。
37.在一个实施例中，固体冷却剂70为碳化硅。碳化硅作为冷却剂的同时，也是一种慢化剂，用于减慢中子运动速度，又由于碳核和硅核较重，通过合理设计，有可能实现快中子增值反应。此外，碳化硅具有耐腐蚀、强度大、在工作温度热容量大、导热性能良好的特点，因此适合作为冷却剂。碳化硅的熔点为2700℃，耐高温性能高，能够在高温下吸收堆芯1的热量。
38.在另一个可选的实施例中，固体冷却剂70为陶瓷颗粒。
39.在一个实施例中，核反应堆装置还包括：过滤组件40和粉末收集室60，固体冷却剂70磨损产生的粉末通过分离控制单元30和过滤组件40，到达粉末收集室60，过滤组件40用于过滤粉末，粉末收集室60用于收集粉末。示例性地，由于粉末的尺寸远小于固体冷却剂70和中子吸收剂80，无论分离控制单元30处于第一状态，还是第二状态，粉末均可以通过分离控制单元30。粉末可以通过过滤组件40，但中子吸收剂80无法通过过滤组件40。需要进行说明的是，固体冷却剂70磨损产生的粉末中包含核反应堆裂变反应产生的放射性物质，因此粉末收集室60对粉末进行回收和处理。
40.在一个实施例中，核反应堆装置还包括：第二缓冲隔离组件21，第二缓冲隔离组件21设置于热交换单元2下方，用于缓冲流过热交换单元2的固体冷却剂70及中子吸收剂80的运动速度。
41.在一个实施例中，核反应堆装置还包括：气体控制单元100及气体注入组件101，气体控制单元100用于控制从气体注入组件101向核反应堆装置内注入气体和抽出气体，以达到对堆内气体的调控、进而影响对内工况的作用。
42.本文未详细阐述部分属于本领域公知技术方面的内容。应当说明的是，在本文中，
诸如第一和第二等之类的关系术语仅仅用来将一个实体或者操作与另一个实体或操作区分开来，而不一定要求或者暗示这些实体或操作之间存在任何这种实际的关系或者顺序。而且，术语“包括”、“包含”或者其任何其他变体意在涵盖非排他性的包含，从而使得包括一系列要素的过程、方法、物品或者设备不仅包括那些要素，而且还包括没有明确列出的其他要素，或者是还包括为这种过程、方法、物品或者设备所固有的要素。在没有更多限制的情况下，由语句“包括一个
……”
限定的要素，并不排除在包括所述要素的过程、方法、物品或者设备中还存在另外的相同要素。
43.最后应说明的是：显然，上述实施例仅仅是为清楚地说明本技术所作的举例，而并非对实施方式的限定。对于所属领域的普通技术人员来说，在上述说明的基础上还可以做出其它不同形式的变化或变动。这里无需也无法对所有的实施方式予以穷举。而由此所引申出的显而易见的变化或变动仍处于本技术的保护范围之中。