技术领域
[0001] 本
发明涉及
核反应堆技术领域，尤其涉及一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆。
背景技术
[0002] 核电的使用是人类在
能源利用史上的一个重大突破，利用
原子核的裂变反应，核电厂能够产生其他所有传统化石能源所无法比拟的高
能量输出，并且这些高能量输出往往只需要耗费少量的核
燃料。这种低投入高产出的特性，使得核能已经成为世界上许多国家的重要能源组成部分，然而核电在具有极高利用价值的同时，其所可能带来的危害也令人们谈核色变。
[0003] 在使用核电的过程中，一旦压
水堆中反应堆容器
温度迅速上升，若不及时冷却并将反应堆容器的热量导出，就可能使
安全壳的温度及压
力升高，从而引发严重的安全事故，将会对核电厂周边的环境乃至全人类带来及其严重的核污染灾害，因此需要对安全壳进一步设置安全保障措施。
[0004] 为了解决上述问题，
现有技术中公开了
申请号为201410539275.2，名称为一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出系统的发明
专利，它由反应堆堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统组成，虽然堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统共用一套空气冷却系统，具有非能动特点，大大简化了反应堆的系统设计，节省了建造成本。但只适用于池式，功率较小的反应堆；又公开了申请号为201310328514.5，名称为非能动安全壳冷却系统的发明专利，虽然该系统不依赖于外部电源便可实现事故下安全壳的余热导出功能，提高了系统的
稳定性，同时提高了核电厂的安全性，但需要在堆内布置水池、并需要在堆坑处布置
热交换器。
[0005] 因此，
发明人发现上述冷却系统均会在安全壳内采用液态冷却介质进行中间换热，由于液态冷却介质受热易
蒸发，热量易在安全壳内滞留，导致安全壳内压力升高，然而为了避免安全壳内高压现象，需设置大面积
冷凝器及回流装置，因此使得系统体积大，且建设成本高。
发明内容
[0006] 本发明
实施例所要解决的技术问题在于，提供一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆，采用固体冷却介质来避免安全壳内超压
风险，节省系统安装空间，降低建设成本。
[0007] 为了解决上述技术问题，本发明实施例提供了一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆，所述具有非能动堆芯余热排出的反应堆包括全封闭式的安全壳；其中，[0008] 所述安全壳的内部设有反应堆容器、至少一用于存储固体热传导介质的存储罐和保温层；其中，所述保温层为全封闭式结构，内部充满惰性气体，且所述保温层上形成有至少一与所述安全壳内壁相连的第一外
侧壁、至少一与所述反应堆容器外壁相连的第二外侧壁以及至少一设有一个或多个导通
阀的第三外侧壁；所述每一存储罐上均延伸出一
导管与所述保温层上相应的导通阀相连，且所述每一存储罐均待相应的导通阀满足一定温度或
信号开启后，实现与所述保温层导通；
[0009] 所述安全壳的外部设有用于给所述安全壳壳体外壁降温的冷却循环系统。
[0010] 其中，所述固体热传导介质为固体颗粒状且具有高导热性的
石墨或
碳化
硅。
[0011] 其中，所述惰性气体为氩气。
[0012] 其中，所述安全壳由具有良好导热性的不锈
钢材料制作而成，且所述安全壳的外壁上设有至少一用于
散热的翅片。
[0013] 其中，所述冷却循环系统包括第一通道、第二通道以及用于存储
冷却水的水池；其中，
[0014] 所述第一通道的一侧贴附于所述安全壳的外壁上，另一侧与所述第二通道的一端相连；
[0015] 所述第二通道的另一端与所述水池相连，使得所述水池与所述第一通道之间相导通。
[0016] 其中，所述冷却循环系统还包括用于引入冷却气体或空气的第三通道，所述第三通道的一端与所述第一通道背离所述安全壳的一侧相连，另一端与外设的冷却气体制冷装置相连或直接导通空气。
[0017] 其中，所述第一通道、第二通道及第三通道上均设有隔离阀。
[0018] 其中，所述冷却循环系统的水池和所述外设的冷却气体制冷装置均设置于一凹坑的外部，且所述安全壳内的反应堆容器和保温层以及所述安全壳外的翅片均位于所述凹坑内；
[0019] 其中，所述第二通道与所述第一通道导通的一端以及所述第三通道与所述第一通道导通的一端均位于所述凹坑内。
[0020] 其中，所述凹坑由绝热
混凝土浇筑而成，且所述凹坑与所述安全壳之间设置有减震机构。
[0021] 其中，所述反应堆容器内部设有堆芯、冷却剂和至少两个换热器；其中，[0022] 每一换热器均位于所述堆芯上方的冷却池区内，且所述每一换热器上均设有多个用于所述冷却剂流通的孔道；所述冷却剂在所述堆芯外壁预留的空间及所述每一换热器的孔道中循环流动实现换热。
[0023] 其中，所述堆芯由多个
燃料组件形成，且每一燃料组件之间均预留有所述冷却剂流经的第一间隙；其中，所述每一燃料组件均由多个燃料棒形成，且每一燃料棒均包括燃料包壳以及填充在所述燃料包壳内的燃料，且所述每一燃料棒之间均预留有所述冷却剂自然循环流经的第二间隙。
[0024] 其中，所述每一燃料组件均由多个燃料棒呈四边形排列分布而形成，且沿所述堆芯的中心
位置向四周方向呈递增扩散分布。
[0025] 其中，所述堆芯内燃料组件之中一个或多个设置为
控制棒组件，且所述每一控制棒组件均通过将燃料组件中心位置的一个或多个燃料棒均替换成由
中子吸收材料制作而成的控制棒实现。
[0026] 其中，所述燃料棒的燃料包壳由碳化硅陶瓷或包含
铁铬
铝涂层的T91钢制作而成，且所述燃料棒的燃料为氮化
铀燃料。
[0027] 其中，所述每一换热器均为管壳式微孔道换热器或印刷
电路板式微孔道换热器。
[0028] 其中，所述冷却剂采用液态金属铅。
[0029] 实施本发明实施例，具有如下有益效果：
[0030] 1、本发明使得堆芯热量以热传导的形式依次通过反应堆容器、保温层的固体热传导介质以及安全壳的壁面向安全壳外导出，从而不需要液态冷却介质进行中间换热，避免安全壳内液态冷却介质的蒸发，使得热量不在安全壳内发生滞留，降低了安全壳内超压的风险；
[0031] 2、本发明由于不需要在安全壳内设置换热器等情况，从设计上对系统进行了简化，节省建造成本，同时最终热阱设置在安全壳外，通
过冷却循环系统的多种手段进行控制，实现降温缓解手段的多样性，从而提高了安全性；
[0032] 3、本发明的包壳采用碳化硅陶瓷或包含铁铬铝涂层的T91钢材料，提高了燃料包壳
熔化温度；
[0033] 4、本发明的燃料组件采用四边形布置方式，减小了燃料组件的
流动阻力，增强了堆芯自然循环能力；
[0034] 5、本发明通过采用氮化铀燃料组件，在不改变自然循环能力的前提下，提高了堆芯的增殖能力，实现长周期换料；
[0035] 6、本发明采用自然循环，不需要采用主
泵设备，节省建造成本。
附图说明
[0036] 为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例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，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，根据这些附图获得其他的附图仍属于本发明的范畴。
[0037] 图1为本发明实施例提供的具有非能动堆芯余热排出的反应堆的局部平面结构示意图；
[0038] 图2为图1中A-A向剖视图；
[0039] 图3为图2中反应堆容器堆芯冷却的应用场景图；
[0040] 图4为图2 中堆芯布置燃料组件的平面结构示意图；
[0041] 图5为图4中燃料组件的平面结构示意图；
[0042] 图6为图5中控制棒组件的平面结构示意图。
具体实施方式
[0043] 为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图对本发明作进一步地详细描述。
[0044] 如图1和图2所示，为本发明实施例中，提供的一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆，该具有非能动堆芯余热排出的反应堆包括全封闭式的安全壳1；其中，[0045] 安全壳1的内部设有反应堆容器11、至少一用于存储固体热传导介质的存储罐12和保温层13；其中，保温层13为全封闭式结构，内部充满惰性气体，且保温层13上形成有至少一与安全壳1内壁相连的第一外侧壁131、至少一与反应堆容器11外壁相连的第二外侧壁132以及至少一设有一个或多个导通阀134的第三外侧壁133；每一存储罐12上均延伸出一导管121与保温层13上相应的导通阀134相连，且每一存储罐12均待相应的导通阀134满足一定温度或信号开启后，实现与保温层13导通，这样有利于固体热传导介质更容易汲取反应堆容器11的温度，以便快速建立热量从反应堆容器11到安全壳1外的传导渠道，使得反应堆的最终热阱是外部环境；
[0046] 安全壳1的外部设有用于给安全壳1壳体外壁降温的冷却循环系统，该冷却循环系统可以通过多种手段（如水冷、风冷等）进行控制，实现降温缓解手段的多样性，提高安全性。
[0047] 应当说明的是，当发生事故时，安全壳1内反应堆容器11出现堆芯温度异常升高以及压力异常升高等情况，使得保温层13上设置的导通阀134在预设的一定温度或信号达到后被触发打开（即非能动性），自动实现每一存储罐12罐内固体热传导介质沿相应的导管121流入保温层13中，形成堆芯热量以热传导的形式依次通过反应堆容器11、保温层13内的固体热传导介质以及安全壳1的壁面向安全壳1外导出的热量导出渠道，从而替代了液态冷却介质进行中间换热的过程，避免了安全壳1内液态冷却介质的蒸发而热量滞留安全壳1内，达到降低安全壳1内超压风险的目的，简化了安全壳1内系统设备及安全体积，并降低了建设成本。
[0048] 在本发明实施例中，固体热传导介质采用固体颗粒状且具有高导热性的石墨，该固体石墨颗粒具有较高的导热系数（在0℃时约为151w/mK），
热容较大（720 J/kg·℃），或者采用固体颗粒状且具有高导热性的碳化硅；惰性气体采用氩气，且使得保温层13通常维持在
负压状态；安全壳1由具有良好导热性的
不锈钢材料制作而成，且安全壳1的外壁上设有至少一用于散热的翅片，增加散热面积及效率。
[0049] 在本发明实施例中，冷却循环系统包括第一通道31、第二通道32以及用于存储冷却水的水池4；其中，第一通道31的一侧贴附于安全壳1的外壁上，另一侧与第二通道32的一端相连；第二通道32的另一端与水池4相连，使得水池4与第一通道31之间相导通，这样就使得水池4内的冷却水通过第二通道32流入第一通道31，直接对安全壳1进行降温，从安全壳1外壁上快速带走该安全壳1产生的热量。
[0050] 为了提高外部冷却循环系统降温缓解手段的多样性，可以通过增加冷却气体或自然空气来降低安全壳1的温度，因此冷却循环系统还包括用于引入冷却气体或空气的第三通道33，第三通道33的一端与第一通道31背离安全壳1的一侧相连，另一端与外设的冷却气体制冷装置相连或直接导通空气，这样也使得外设的冷却气体制冷装置产生的冷却气体或自然形成的空气通过第三通道33进入第一通道31，直接对安全壳1进行降温，从安全壳1外壁上快速带走该安全壳1产生的热量。
[0051] 为了控制上述冷却水和/或冷却气体对安全壳1降温的时间长短，因此第一通道31、第二通道32及第三通道33上均设有隔离阀5，用来调整冷却水和/或冷却气体在各个通道滞留的时间。
[0052] 在一个实施例中，为了便于更好的提高安全壳1的降温性能，冷却循环系统的水池4和外设的冷却气体制冷装置均设置于一凹坑2的外部，且安全壳1内的反应堆容器11以及安全壳1外的翅片均位于凹坑2内；其中，第二通道32与第一通道31导通的一端以及第三通道33与第一通道31导通的一端均位于凹坑2内，这样即能够使得安全壳1的热量集中在靠近凹坑2的一侧，又增加了冷却水和/或冷却气体流经的长度和时间，以及安全壳1散热的面积，有利于带走安全壳1更多的热量。由于凹坑2由混凝土浇筑成绝热混凝土层，使得凹坑2的热导率较低（0.5w/m C）并尽可能保持较高的
抗拉强度，且凹坑2与安全壳1之间设置有减震机构，从而保证了安全壳1的安全性，降低
辐射物质
泄漏。
[0053] 在本发明实施例中，反应堆容器11内部设有堆芯111、冷却剂和至少两个换热器112；其中，每一换热器112均位于堆芯111上方的冷却池区内，且每一换热器112上均设有多个用于冷却剂流通的孔道；冷却剂在堆芯111外壁预留的空间及每一换热器112的孔道中循环流动实现换热，使得堆芯111的热量能够快速被冷却剂带走，且冷却剂不会从池式主容器
11内部泄漏出去；
[0054] 应当说明的是，换热器112可以为管壳式微孔道换热器，也可以为印刷
电路板式微孔道换热器，或者采用上述两种换热器混合搭配；冷却剂采用液态金属铅作为冷却剂。当然为了给换热器112散热，可以通过伸入反应堆容器11内部由充满二次侧工质气体形成的循环系统（未图示）对换热器112进行散热冷却，该二次侧工质气体由超临界二
氧化碳形成，且换热器112预留有专
门给二次侧工质气体流经的微孔道。
[0055] 在一个实施例中，如图3所示，换热器112有两个，均为管壳式微孔道换热器，同时采用液态金属铅及超临界二氧化碳作为冷却剂对堆芯111进行冷却。液态金属铅从堆芯111底部流入，从堆芯111上部流出，进入位于两个换热器112上部的孔道，经过两个换热器112流动，到达两个换热器112出口，实现循环流动带走堆芯111热量；同时通过由超临界二氧化碳形成的二次侧工质气体从两个换热器112底部专门预留的微孔道进入，经过两个换热器112专门预留的微孔道，从两个换热器112上方集管流出，实现循环流动带走两个换热器112的热量。
[0056] 在本发明实施例中，如图4和图5所示，堆芯111由多个燃料组件形成，且每一燃料组件之间均预留有冷却剂流经的第一间隙；其中，每一燃料组件均由多个燃料棒形成，且每一燃料棒均包括由碳化硅陶瓷或包含铁铬铝涂层的T91钢制作而成的燃料包壳以及填充在燃料包壳内的氮化铀燃料，且每一燃料棒之间均预留有冷却剂自然循环流经的第二间隙。
[0057] 在本发明实施例中，每一燃料组件均由多个燃料棒呈四边形排列分布而形成（如图5所示），且沿堆芯111的中心位置向四周方向呈递增扩散分布（如图4所示）。
[0058] 为了控制堆芯111
反应性，如图6所示，将堆芯111内燃料组件之中一个或多个设置为控制棒组件，且每一控制棒组件均通过将燃料组件中心位置的一个或多个燃料棒均替换成由中子吸收材料制作而成的控制棒实现。
[0059] 本发明实施例中的具有非能动堆芯余热排出的反应堆的工作原理为：事故工况下，反应堆容器11温度上升或压力上升，通过事故发生的信号或采用温度敏感等能动或非能动方式触发保温层13上设置的导通阀134打开，使得每一存储罐12罐内固体热传导介质通过重力、压差或其他非能动驱动方式进入保温层13之间中，由于保温层13内已有负压的惰性气体（如氩气），使得安全壳1内无超压风险。此时建立了反应堆容器11—>固体热传导介质—>安全壳1内壁—>安全壳1外部环境的
传热方式。
[0060] 同时，可将安全壳1外部水池4与安全壳1外部流道（如第一通道31和第二通道32）连接的隔离阀5打开，让外部冷却水将安全壳1下部淹没，通过水分蒸发将安全壳1内热量导出，具体水流方向如图5中箭头所指方向。如果水量不足，可以对水池4进行各种形式的外部补水从而带走安全壳1的热量，实现反应堆降温的目的。
[0061] 当安全壳1内热量相对较低时，流道（如第一通道31和第三通道33）内也可以形成空气自然循环或通过外设的冷却气体制冷装置产生的冷却气体，带走安全壳1的热量，实现反应堆降温的目的。
[0062] 同时，在反应堆容器11内对堆芯111采用液态金属铅作为冷却剂，带走堆芯111的热量，从而进一步实现反应堆降温的目的。
[0063] 实施本发明实施例，具有如下有益效果：
[0064] 1、本发明使得堆芯热量以热传导的形式依次通过反应堆容器、保温层的固体热传导介质以及安全壳的壁面向安全壳外导出，从而不需要液态冷却介质进行中间换热，避免安全壳内液态冷却介质的蒸发，使得热量不在安全壳内发生滞留，降低了安全壳内超压的风险；
[0065] 2、本发明由于不需要在安全壳内设置换热器等情况，从设计上对系统进行了简化，节省建造成本，同时最终热阱设置在安全壳外，通过冷却循环系统的多种手段进行控制，实现降温缓解手段的多样性，从而提高了安全性；
[0066] 3、本发明的包壳采用碳化硅陶瓷或包含铁铬铝涂层的T91钢材料，提高了燃料包壳熔化温度；
[0067] 4、本发明的燃料组件采用四边形布置方式，减小了燃料组件的流动阻力，增强了堆芯自然循环能力；
[0068] 5、本发明通过采用氮化铀燃料组件，在不改变自然循环能力的前提下，提高了堆芯的增殖能力，实现长周期换料；
[0069] 6、本发明采用自然循环，不需要采用主泵设备，节省建造成本。
[0070] 以上所揭露的仅为本发明一种较佳实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明
权利要求所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。
