熔融燃料核反应堆的热管理制造技术

本公开描述了用于管理反应堆堆芯中操作温度的熔融燃料快或热核反应堆的各种构造和部件。本公开包括直接反应堆辅助冷却系统(DRACS)热交换器和主热交换器的各种构造，以及对核燃料、主冷却剂和DRACS冷却剂通过反应堆部件的改进的流动路径的描述。

Thermal Management of Molten Fuel Nuclear Reactors

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】熔融燃料核反应堆的热管理本申请于2017年11月15日作为PCT国际申请提交，并且要求于2016年11月15日提交的标题为“THERMALMANAGEMENTOFMOLTENFUELNUCLEARREACTORS”的美国临时专利申请第62/422,474号的优先权的权益，该申请通过引用在此并入。介绍与固体燃料相比，在核反应堆中利用熔融燃料来产生功率提供了显著的优点。例如，与固体燃料反应堆相比，熔融燃料反应堆通常提供更高的功率密度，而同时由于相对高的固体燃料制造成本而具有降低的燃料成本。已经使用与其他氟化物盐混合的四氟化铀(UF4)以及使用钍的氟化物盐开发了适合于在核反应堆中使用的熔融氟化物燃料盐。熔融氟化物盐反应堆是在600℃和860℃之间的平均温度下操作。铀的二元、三元、和四元氯化物燃料盐以及其它可裂变元素已经在共同转让的标题为“MOLTENNUCLEARFUELSALTSANDRELATEDSYSTEMSANDMETHODS”的美国专利申请序列号14/981,512中被描述，该申请通过引用在此并入本文。除了含有UCl4、UCl3F、UCl3、UCl2F2、和UClF3的一种或更多种的氯化物燃料盐之外，本申请还公开了具有改变的量的37Cl的燃料盐、例如UBr3或UBr4的溴化燃料盐、氯化钍燃料盐、以及在熔融燃料反应堆中使用燃料盐的方法和系统。氯化物盐反应堆的平均操作温度被预计在300℃和800℃之间，但是可以甚至更高，例如＞1000℃。附图简述构成本申请的一部分的以下附图例证了所描述的技术，并且不意指以任何方式限制所要求保护的本专利技术的范围，本专利技术的范围应是基于本文所附的权利要求。图1以框图形式示出了熔融燃料反应堆的一些基本部件。图2A和图2B示出了配备有DRACS热交换器的熔融燃料反应堆。图2C和图2D示出了操作与图2A和图2B中所示的相同的熔融燃料反应堆的方法，该方法在保持叶轮靠近反应堆堆芯的顶部的同时减少了对叶轮的腐蚀。图2E示出了燃料移置装置的两个实施例。图2F示出了该技术的另一方面，其中离开热交换器的燃料盐通过一个或更多个被动混合装置进行混合。图2G示出了另一个实施例，其中离开热交换器的燃料盐通过扩散器部件进行混合。图3A和图3B示出了以水平冷却剂流过热交换器的熔融燃料反应堆的可选实施例的不同视图和部件。图4示出了用于以反向流动模式操作反应堆的方法的实施例。图5A-5B示出了以水平冷却剂流过热交换器的熔融燃料反应堆的又一实施例的不同视图和部件。图6A-6B示出了以水平冷却剂流过热交换器的熔融燃料反应堆的可选的主冷却剂分流实施例的不同视图和部件。图7A-E示出了圆柱形堆芯筒扩散器的可选实施例。详细描述本公开描述了熔融燃料快或热核反应堆的各种构造和部件。出于本申请的目的，将描述使用氯化物燃料的熔融燃料快反应堆的实施例。然而，应当理解的是，可以使用现在已知的或以后开发的任何类型的燃料盐，并且无论所使用的燃料的类型，本文描述的技术都同样适用，例如具有U、Pu、Th、或任何其他锕系元素中的一种或更多种的盐。需要注意的是，反应堆内燃料的最小操作温度和最大操作温度可以根据所使用的燃料盐而变化，以便在整个反应堆内将盐保持在液相内。最小温度可低至300-350℃，而最大温度可高达1400℃或更高。图1以框图形式示出了熔融燃料反应堆的一些基本部件。通常，熔融燃料反应堆100包括含有在操作温度下为液体的可裂变燃料盐106的反应堆堆芯104。可裂变燃料盐包括当暴露于低能热中子或高能中子时能够经历裂变的任何核素的盐。此外，为了本公开内容的目的，可裂变材料包括任何易裂变材料、任何增殖性材料或者易裂变材料和增殖性材料的组合。燃料盐106可以完全填充堆芯104，也可以不完全填充堆芯104，并且所示实施例被示出为在堆芯104中燃料盐106的高度(level)的上方具有可选的顶部空间102。反应堆堆芯104的尺寸可以基于所使用的特定燃料盐106的特性和类型来选择，以便实现并保持燃料处于持续临界状态，在此期间，燃料中的中子的持续产生所生成的热量导致当熔融燃料在反应堆堆芯中时的熔融燃料的温度升高。通过在堆芯104周围提供一个或更多个反射器108来将中子反射回堆芯中来提高反应堆100的性能。熔融燃料盐106在反应堆堆芯104和位于堆芯104外面的一个或更多个主热交换器(primaryheatexchanger)110之间循环。该循环可以用一个或更多个泵112来执行。主热交换器110将热量从熔融燃料盐106传递到主冷却剂(primarycoolant)114，主冷却剂114通过主冷却剂环路(primarycoolantloop)115循环。在实施例中，主冷却剂可以是另一种盐，例如NaCl-MgCl2或铅。包含Na、NaK、超临界CO2和铅铋共晶的其他冷却剂也是可能的。在实施例中，如图1所示，反射器108位于每个主热交换器110和反应堆堆芯104之间。例如，在实施例中，直径为2米(m)且高度为3m的圆柱形反应堆堆芯104垂直定向成圆柱的平端分别位于顶部和底部。整个反应堆堆芯104被反射器108包围，在反射器108之间提供了用于燃料盐106流入和流出反应堆堆芯104的通道。八个主热交换器110围绕反应堆堆芯和反射器组件的圆周成方位角分布，每个主热交换器被设置有用于驱动燃料盐的循环的泵。在可选实施例中，可以使用不同数量的主热交换器110。例如，设想了具有2、3、4、5、6、12、和16个主热交换器的实施例。在图1中所示的实施例中，在正常(功率产生)操作中，燃料盐从反应堆堆芯104泵出，通过热交换器110，并且冷却后的燃料盐返回到反应堆堆芯104。来自主热交换器110的加热后的主冷却剂114被传送到功率产生系统120，以用于产生某种形式的功率，例如热、电或机械的功率。反应堆堆芯104、主热交换器110、泵112、熔融燃料循环管路(包括未示出的其他辅助部件，例如止回阀(checkvalve)、截止阀(shutoffvalve)、法兰(flange)、排放罐(draintank)等)和操作期间熔融燃料循环通过的或接触的任何其他部件可以被称为燃料环路116。同样，主冷却剂环路115包括主冷却剂循环通过的那些部件，这些部件包括主热交换器110、主冷却剂循环管路(包括未示出的其他辅助部件，例如冷却剂泵113、止回阀、截止阀、隔离阀(isolationvalve)、法兰、排放罐等)。热交换器110和主冷却剂环路115的面向盐的元件可以被包覆以防止腐蚀。其他保护选项包括保护性涂层、松配合衬里(fittingliner)或压配合衬里(press-fitliner)。在一个实施例中，管道的内表面上的覆层是钼，其与基础热交换器管道材料被共同挤压。对于其他燃料盐接触表面(管板的外表面和壳体的外表面)，包覆材料是钼合金。镍和镍合金是其他可能的包覆材料。铌、铌合金、和钼铼合金可用于需要焊接的地方。与主冷却盐(primarycoolingsalt)接触的部件可以用合金200或任何其他兼容金属(例如符合美国机械工程师学会(AmericanSocietyofMechanicalEngineer)的压力容器规范的材料)包覆。管道主要材料可以是316不锈钢或任何本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种熔融燃料核反应堆，包括：至少一个反射器，所述至少一个反射器围绕反应堆堆芯，所述反应堆堆芯用于容纳核燃料并具有上部区域和下部区域；热交换器回路，所述热交换器回路通过反射器与所述反应堆堆芯分离，所述热交换器回路具有到所述上部区域的第一连接部和到所述下部区域的第二连接部，并且所述热交换器回路包含：DRACS热交换器，其被配置为从所述核燃料中移除热量并将所述热量传递到DRACS冷却剂；主热交换器，其为壳管式热交换器，其中，壳侧主冷却剂从容纳核燃料的垂直管道中移除热量；所述DRACS热交换器位于所述主热交换器上方并被流体地连接至所述主热交换器，以及所述DRACS热交换器通过所述第一连接部被流体地连接至所述反应堆堆芯的上部区域；所述主热交换器的垂直管道通过所述第二连接部被流体地连接至所述反应堆堆芯的下部区域；叶轮，其被配置为以与所述核燃料的自然循环的驱动方向相反的方向来驱动所述核燃料的循环。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2016.11.15 US 62/422,4741.一种熔融燃料核反应堆，包括：至少一个反射器，所述至少一个反射器围绕反应堆堆芯，所述反应堆堆芯用于容纳核燃料并具有上部区域和下部区域；热交换器回路，所述热交换器回路通过反射器与所述反应堆堆芯分离，所述热交换器回路具有到所述上部区域的第一连接部和到所述下部区域的第二连接部，并且所述热交换器回路包含：DRACS热交换器，其被配置为从所述核燃料中移除热量并将所述热量传递到DRACS冷却剂；主热交换器，其为壳管式热交换器，其中，壳侧主冷却剂从容纳核燃料的垂直管道中移除热量；所述DRACS热交换器位于所述主热交换器上方并被流体地连接至所述主热交换器，以及所述DRACS热交换器通过所述第一连接部被流体地连接至所述反应堆堆芯的上部区域；所述主热交换器的垂直管道通过所述第二连接部被流体地连接至所述反应堆堆芯的下部区域；叶轮，其被配置为以与所述核燃料的自然循环的驱动方向相反的方向来驱动所述核燃料的循环。2.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，还包括：主冷却剂系统，所述主冷却剂系统引导所述主冷却剂流水平地经过容纳核燃料的所述垂直管道。3.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，所述DRACS冷却剂由独立于主冷却剂系统的DRACS冷却剂系统提供。4.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，所述主冷却剂通过入口导管流至腔室，所述腔室包括在所述主热交换器的外壳中的第一穿孔侧壁。5.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，所述冷却剂通过所述第一穿孔侧壁流入所述外壳，水平地经过所述管道，从而冷却垂直地流过所述管道的所述核燃料。6.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，加热后的冷却剂通过与所述第一穿孔侧壁相对的第二穿孔侧壁离开所述主热交换器，并经由返回导管离开所述反应堆。7.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，所述DRACS热交换器是壳管式热交换器，并且所述DRACS热交换器的管道被流体地连接至所述主热交换器的管道。8.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，在没有由所述叶轮驱动的流动的情况下，自然循环驱动核燃料通过所述反应堆堆芯和至少所述DRACS热交换器的流动，所述自然循环是由在所述反应堆堆芯中的高温燃料和离开所述热交换器回路的低温燃料之间的温差产生的。9.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，所述反应堆堆芯被配置成使用氯化物、溴化物、和/或氟化物的盐的形式的核燃料。10.根据权利要求9所述的熔融燃料核反应堆，其中，所述核燃料包含铀、钚、或钍中的一种或更多种。11.根据权利要求1所述的熔融燃料核反应堆，其中，所述DRACS热交换器和所述主热交换器被包含在单个外壳内。12.根据权利要求1所述...

【专利技术属性】
技术研发人员：瑞恩·阿博特，小安塞尔莫·T·西斯内罗斯，丹尼尔·弗劳尔斯，查尔斯·格雷戈里·弗里曼，马克·A·哈弗斯塔德，凯文·克雷默，杰弗里·F·拉特科夫斯基，J·D·麦克沃特，约翰·R·苏耶斯，
申请(专利权)人：泰拉能源公司，
类型：发明
国别省市：美国,US