一种管壳式铅基合金冷却反应堆制造技术

本发明专利技术公开了一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器、堆芯、燃料通道和压力管，由核燃料组件和铅基合金冷却剂置于压力管形成的燃料通道，将数根燃料通道放入反应堆容器水池中组成堆芯。应用于大型铅基合金冷却反应堆设计需求背景，使反应堆系统具备大功率特点和仅靠材料特性实现的高固有安全性，从设计上消除堆芯熔化概率和从事实上消除大规模放射性释放概率，取消厂外应急；核燃料组件和铅铋冷却剂置于压力管形成的燃料通道内，每根压力管内的冷却剂流量可以按照它的单管功率设计进行调节。

Shell and tube type lead based alloy cooling reactor

The invention discloses a shell type lead alloy cooled reactor, comprising a reactor vessel, reactor core, fuel channel and pressure pipe, fuel channel formed by the nuclear fuel assembly and the lead base alloy in coolant pressure pipe, a plurality of fuel channels into the reactor vessel in a pool consisting of core. Used in large lead alloy cooled reactor design demand background, the reactor system has high inherent safety to achieve high power characteristics and relying on material characteristics, from the design to eliminate the core melt probability and massive radioactive release probability from the fact that the elimination, cancel the off-site emergency response; nuclear fuel assembly and fuel pressure pipe on lead bismuth coolant the channel is formed within the coolant flow, each pressure tube can be adjusted according to the design of the single power.

【技术实现步骤摘要】
一种管壳式铅基合金冷却反应堆
本专利技术涉及一种铅基合金冷却反应堆领域，具体涉及一种管壳式铅基合金冷却反应堆。
技术介绍
铅基合金冷却快堆(LeadAlloycooledFastReactor,LFR)是一种能实现闭合燃料循环的先进快堆，可实现铀钍的高效转化增殖以及锕系元素的有效嬗变管理。它采用铅或铅-铋共晶液态金属冷却剂。此技术最引人注目的地方在于铅基合金具有优异的核、热和安全特性，在能量产生、传递、转换和固有安全性等方面具有革新性的潜力。铅冷快堆可以靠自然循环形成一回路的冷却剂流动(小功率堆型设计)，也可以采用强迫循环设计，堆芯冷却剂出口温度可达550℃左右(主要是考虑材料的耐腐蚀性能)，在材料允许的情况下可以达到超过800℃的出口温度，当达到830℃时，就可以进行产氢。由于铅基合金的化学性质不活泼，不会与水发生明显反映，因此在回路设计上与压水堆类似，不用像钠冷快堆那样增加一个回路。一体化池式的该类小型反应堆可实现从设计上消除堆芯熔化概率和从物理上消除大规模放射性释放概率的安全要求，同时实现一体化工厂建造，一体化运输，一体化安装和一体化运行退役，具有高度的安全性、经济性和多用途功能。总体上，铅冷块堆是一种很有前途的堆型，目前，美国、欧盟、俄罗斯等国家或组织都在开展这方面的研发。比较有代表性的有SVBR(俄罗斯)、BREST(俄罗斯)、ENHS(50MW，美国)，SSTAR(20MW，美国)，ELSY(600MW，欧盟)等。苏联于1952年开始研究铅铋冷却反应堆，经过大约15年努力获得成功，并共建造了8艘铅铋冷却反应堆装置的十一月级和阿尔法级核潜艇，加上陆上模式堆，苏联共建11座铅铋冷却反应堆。阿尔法级核潜艇在冷战期间与美国的军事战略竞争中一直处于性能和技术优势地位。一体化池式的百万千瓦级大型铅基合金冷却反应堆系统在假想的所有余排系统均失效，仅通过堆容器向环境空气释热的极端事故情况下，较难保障堆芯的不熔化。为了使百万千瓦级以上的大型铅基合金冷却反应堆也实现从设计上消除堆芯熔化概率的安全要求(从物理上消除大规模放射性释放概率与铅基合金冷却反应堆的功率水平无关)。加拿大原子能有限公司(AECL)运行的CANDU堆采用的是压力管式反应堆。堆芯由几百个小直径的燃料通道(压力管)组成，而不是一个巨大的压力容器，从而避免了制造反应堆压力壳及其它大型设备。每个燃料通道(压力管)包含一定数量的燃料棒束。每根压力管和同心容器管之间充满CO2的环形气隙与低温低压慢化剂保持隔热状态。每根压力管内的冷却剂流量可以按照它的单管功率设计，每根压力管的运行状况可以进行监测。CANDU堆压力管式的堆芯燃料通道设计，使堆芯具有了非能动安全特性。
技术实现思路
本专利技术的目的即在于克服现有技术的不足，提供一种管壳式铅基合金冷却反应堆，解决在堆芯额定功率达到百万千瓦级以上，堆芯存在熔化概率，导致堆芯存在安全性隐患的问题。本专利技术的通过下述技术方案实现：一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器、堆芯、燃料通道和压力管，由核燃料组件和铅基合金冷却剂置于压力管形成的燃料通道，将数根燃料通道放入反应堆容器水池中组成堆芯。本专利技术旨在设计一种铅基合金冷却反应堆堆芯，堆芯额定功率达到百万千瓦级以上，又能从设计上消除堆芯熔化概率，使堆芯具有高固有安全性。反应堆采用铅基合金冷却剂，压力管式燃料通道布置，压力管浸泡于堆坑水池中，在事故工况下，所有压力管通过导热、对流以及辐射向堆坑水池放热，水池通过自然循环向最终热阱大气放热。与容器式反应堆相比，由于单根压力管内燃料热量小得多，传热路径短而且直接高效，可保证堆芯的不熔化，实现百万千瓦级大功率铅铋冷却反应堆在极端事故情况下的高固有安全性能。进一步的，所述的燃料通道出口通过管道相互并联后与蒸汽发生器进口连接，所述的燃料通道进口通过管道相互并联后与蒸汽发生器出口连接。通过强迫循环或自然循环状态下的一回路铅铋合金冷却剂带出堆芯并传导给高参数二回路产生高品质蒸汽，进而驱动动力系统产生电能。进一步的，堆芯衰变余热由导热传向反应堆容器冷却水池，再由与反应堆容器连接的非能动空冷系统排向大气。进一步的，所述的铅基合金冷却剂为铅铋冷却剂。进一步的，所述的燃料通道之间的水隙为中子慢化剂。进一步的，所述的压力管为两个不锈钢同心圆套筒构成，所述套筒壁上涂有碳化硅SiC涂层，两层所述套筒之间填充有碳化硅SiC包层。该设计的目的是一方面尽量减少正常运行时堆芯的热损失，一方面尽量增加事故状态下堆芯的余热排出。进一步的，所述核燃料组件的核燃料采用铀锆合金或氮化铀。核燃料采用铀锆合金(UZr)或氮化铀(UN)等先进燃料，导热率高，是UO2燃料的数倍。进一步的，每根所述燃料通道内的冷却剂流量可按照它的单管功率设计进行调节。本专利技术与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：1、应用于大型铅基合金冷却反应堆设计需求背景，使反应堆系统具备大功率特点和仅靠材料特性实现的高固有安全性，从设计上消除堆芯熔化概率和从事实上消除大规模放射性释放概率，取消厂外应急；2、核燃料组件和铅铋冷却剂置于压力管形成的燃料通道内，每根压力管内的冷却剂流量可以按照它的单管功率设计进行调节；3、事故停堆后，仅靠材料特性(导热/热辐射)，便能将堆芯衰变热导出至冷却水池，确保燃料组件不损坏，放射性物质不泄漏；4、系统设置有非能动空冷系统，衰变余热通过冷却水池再由非能动空冷系统排向最终热阱大气。附图说明此处所说明的附图用来提供对本专利技术实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本专利技术实施例的限定。在附图中：图1为本专利技术一种管壳式铅基合金冷却反应堆的结构示意图；图2为本专利技术燃料通道的结构示意图；附图中标记及相应的零部件名称：1-反应堆容器，2-堆芯，3-燃料通道，4-压力管，5-蒸汽发生器，6-非能动空冷系统，7-套筒，8-燃料组件，9-铅基合金冷却剂，10-SiC包层，11-水。具体实施方式为使本专利技术的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本专利技术作进一步的详细说明，本专利技术的示意性实施方式及其说明仅用于解释本专利技术，并不作为对本专利技术的限定。本专利技术如图1-2所示，一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器1、堆芯2、燃料通道3和压力管4，由核燃料组件8和铅铋冷却剂置于压力管4形成的燃料通道3，将数根燃料通道3放入反应堆容器1水池中组成堆芯2。燃料通道3出口通过管道相互并联后与蒸汽发生器5进口连接，所述的燃料通道3进口通过管道相互并联后与蒸汽发生器5出口连接。堆芯2衰变余热由导热传向反应堆容器1冷却水池，再由与反应堆容器1连接的非能动空冷系统6排向大气。一种管壳式铅基合金冷却反应堆概念是利用堆芯装载的核燃料裂变产生热能，通过强迫循环或自然循环状态下的一回路铅铋合金冷却剂带出堆芯并传导给高参数二回路产生高品质蒸汽，进而驱动动力系统产生电能。本专利技术所述反应堆一回路系统设备主要包括反应堆压力管、反应性控制系统、堆芯支撑结构、屏蔽结构、上部堆芯结构、蒸汽发生器和主循环泵等。由于铅铋合金的沸点很高，约1670℃，不存在两相和沸腾导致的DNB、干涸及流动不稳定等问题，一回路系统可在常压下工作，不需要稳压器及相关系统和管路，使系统结构明显简化。本专利技术将放有核燃料组件和铅铋本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器(1)、堆芯(2)、燃料通道(3)、压力管(4)、燃料组件(8)和铅基合金冷却剂(9)，其特征在于：由核燃料组件(8)和铅基合金冷却剂(9)置于压力管(4)形成的燃料通道(3)，将数根燃料通道(3)放入反应堆容器(1)水池中构成堆芯(2)。

【技术特征摘要】
1.一种管壳式铅基合金冷却反应堆，包括有反应堆容器(1)、堆芯(2)、燃料通道(3)、压力管(4)、燃料组件(8)和铅基合金冷却剂(9)，其特征在于：由核燃料组件(8)和铅基合金冷却剂(9)置于压力管(4)形成的燃料通道(3)，将数根燃料通道(3)放入反应堆容器(1)水池中构成堆芯(2)。2.根据权利要求1所述的一种管壳式铅基合金冷却反应堆，其特征在于：所述的燃料通道(3)出口通过管道相互并联后与蒸汽发生器(5)进口连接，所述的燃料通道(3)进口通过管道相互并联后与蒸汽发生器(5)出口连接。3.根据权利要求1或2所述的一种管壳式铅基合金冷却反应堆，其特征在于：所述的堆芯(2)衰变余热由导热传向反应堆容器(1)冷却水池，再由与反应堆容器(1)连接的非能动空冷系统(6)排...

【专利技术属性】
技术研发人员：严明宇，张森如，臧峰刚，余红星，柴晓明，冯琳娜，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51