[0001] 本
发明涉及核能领域，可用于
热能直接转化为堆芯外
电能的反应堆，特别是热光光电反应堆。
[0002] 带
热管的已知活跃区[美国发明“热管冷却移动式快堆”
申请号：2016/0027536A1，2016年1月22日出版]。
[0003] 根据该应用，反应堆堆芯包含棒
燃料元件阵列和封装在金属
块中的热管。燃料元件包含核燃料、上部和下部
中子反射器以及位于反射器上方和下方的
气穴。热管包含一个密封的
外壳，里面充满了
蒸发的冷却剂和一个灯芯。热管的布置是为了将堆芯外部的热量传递给气体冷却剂——
燃气轮机的
工作流体(空气或二
氧化
碳)。
涡轮入口的工作流体(空气)的最高
温度约为1100K。
[0004] 这种技术方案的缺点是堆芯出口冷却剂温度相对较低，不允许热能直接转化为电能。
[0005] 在技术本质上，与所要求的技术解决方案最接近的是快堆SAIRS的活跃区[M.S.El-Genk,J-M.P.Tourner，“SAIRS”-可扩展的AMTEC集成反应堆空间动
力系统//《核能进展》，第45卷，第1期，第25-34页，2004年]。
[0006] 活动区包括60个模块，由热管和3个燃料元件组成。这些模块彼此靠近，形成一个三
角形的包。燃料元件的外壳通过铼三面体嵌入件
焊接到热管的主体上，铼三面体嵌入件通
过热传导将热量传递到热管。每个燃料元件的一端都有一个气腔。富集度为83.7％的氮化
铀片为燃料。
[0007] 这种技术解决方案的缺点是，堆芯出口处的冷却剂(1200K)温度相对较低，不允许有效地使用热电、热离子和热电功率转换器。
[0008] 本发明的目的是消除这一缺点，即提高堆芯出口冷却剂的温度。
[0009] 其技术成果是提高了核电站的效率，扩大了有源区的范围，特别是对于具有热光伏
能量转换的反应堆。
[0010] 为了消除核反应堆堆芯的这一
缺陷，包括自主模块、燃料元件和热管，建议：
[0011] ——·另外，在核反应堆堆芯上安装有带孔的固体中子慢化剂；
[0012] ·为核心模块提供外壳，并将其放置在固体中慢化剂的孔中；
[0013] ·在模块外壳内布置热管；
[0014] ·将各热管和燃料元件的蒸发区封闭在充满液体冷却剂的护罩中；
[0015] ·在护罩和模块机壳之间的空间内放置
隔热材料；
[0016] ——·模块和固体中子慢化剂之间的空间还填充有液体中子慢化剂。
[0017] 在执行核反应堆堆芯的特殊情况下，建议：
[0019] ·第二，在另一种特殊情况下，用低导热性气体(例如氙)填充模块的内腔；
[0021] ·第四，在另一种特殊情况下，作为液体中子慢化剂，使用非冷冻液体，例如酒精水溶液；
[0022] ·第五，采用高沸点液态金属，如锂、
钙、铅、
银作为热管的
传热介质和护罩内的
传热流体。
[0023] 本发明在
附图中示出，其中图1示出了核反应堆堆芯的一个
实施例的横截面，图2上是核反应堆核心模块的一个实施例的纵截面，图3上是核反应堆核心模块的一个实施例的横截面。图中采用了下列
位置代号：1：护罩；2:模块外壳；3:热管体；4:燃料元件外壳；5:固体中子慢化剂；6:隔
热层；7:芯热管；8:固体慢化剂盖；9:核燃料。
[0024] 本发明包括以下内容。
[0025] 核反应堆堆芯，包括至少一个模块，该模块包括至少一个由外壳3和芯7组成的热管，以及至少一个由外壳4和核燃料9组成的燃料元件，还设置有固体中子慢化剂5，该固体中子慢化剂5具有至少一个孔，其中至少放置有一个模块，热管位于模块护罩内，热管和燃料元件的蒸发区封闭在外壳1内，护罩与模块外壳2和隔热6之间的空间内充满热液，将绝缘层放置在固体空间中子慢化剂5之间，并且该模块填充有液体中子慢化剂。
[0026] 例如，固体中子慢化剂5由铍制成，并封装在盖8中。固体慢化剂被设计用来提供中子的热谱。在固体中子慢化剂5的垂直孔中，至少放置一个堆芯模块。固体慢化剂5的壳体8例如由锆
合金制成，旨在防止固体慢化剂5与液体慢化剂的化学相互作用。
[0027] 核心模块以外壳的形式制成，外壳2由弱吸收中子的材料制成，例如锆合金。在模块2外壳内形成真空或放置具有低导热性的惰性气体，例如氙。真空或惰性气体确保隔热6的有效运行，防止热管3外壳的氧化。
[0028] 热管由热管3的主体、热管7的芯和含有液态金属冷却剂组成。热管的设计目的是除去核反应堆堆芯外燃料元件中产生的热量。热管3的主体由难熔金属(例如钼，铌，
钒或其合金)制成。热管和燃料元件的蒸发区封闭在充满液体冷却剂的护罩1中。
[0029] 采用高沸点液态金属，如锂、钙、铅、银作为热管的传热介质和
套管1内的传热流体。
[0030] 在护罩1和模块2的外壳之间的空间中放置由几层由难熔金属(例如钼或铌)制成的箔制成的隔热层6。隔热设计用于防止热量通过模块2的外壳
泄漏到液体慢化剂。
[0031] 燃料元件包括由耐火材料制成的壳体4和核燃料9。核燃料9包含裂变材料-铀和(或)钚，例如，以二氧化氮、氮化物、碳氮化物的形式。所有燃料元件的核燃料构成发生裂变反应所必需的
临界质量。
[0032] 液体中子慢化剂位于模块和固体中子慢化剂5之间的环形间隙中。它的目的是用固体中子慢化剂补充中子慢化的影响，并提供对
热中子进行裂变反应的可能性。此外，液体中子慢化剂用作冷却固体慢化剂中子和模块外壳的冷却剂。水被用作液体慢化剂或在负温度下的非冷冻液体，例如零一下40℃。
[0033] 核反应堆堆芯工作如下。
[0034] 在核燃料9中，燃料元件随着热量的释放而发生裂变反应。释放的热量通过燃料元件4的外壳和填充护罩1的液体冷却剂传递到热管的外壳3。冷却剂从芯7蒸发，冷却剂
蒸汽充满热管体3的内部空间，将核反应堆堆芯外的蒸发热输送到能量转换器，在那里冷凝并通过芯7返回热管的蒸发区。
蒸发冷却剂的传热几乎在热源与其耗热量之间没有温差的情况下发生，这使得人们不仅可以在核反应堆堆芯出口处，而且可以在能量转换器位置处获得相对较高(1500-1800K)的冷却剂温度。这为核电站提供了更高的效率，并扩大了核电站的范围。
[0035] 固体中子慢化剂5与液体中子慢化剂一起提供了热中子发生
核裂变反应的可能性。液体中子慢化剂用作冷却固体慢化剂中子的冷却剂。由于隔热层6的作用，通过模块2外壳的热泄漏最小化，因此液体中子慢化剂的温度较低。这允许你在
大气压下使用水或
乙醇水溶液作为液体慢化剂。
[0036] 核反应堆堆芯的一个具体体现。
[0037] 固体中子慢化剂5由数个直径为1000mm、总高度为700mm的铍盘和108个直径为70mm的孔组成，并由锆合金E110制成的
盖子完全包围。固体中子慢化剂的孔包含模块，每个孔一个。水被用作液体中子慢化剂。带有组件的固体中子慢化剂5的孔位于三角形晶格的
节点处，整个核反应堆堆芯呈六角形。
[0038] 核反应堆堆芯组件由E110锆合金制成，形状为直径约60毫米、厚度1～2毫米的密封圆柱体2。模块壳体内有一根热管。
[0039] 外径约20毫米的热管套管3由钼制成。在热管体3的内表面上，安装热管芯7，由两层具有约40微米的方形网格的钼网制成。热管的芯7有液态锂。热管的蒸发区约为500mm高，连同六个燃料元件一起被封装在一个外径为47mm、充满液态锂的护罩1中。燃料元件4的护罩1和壳体由钼制成。在护罩1和模块2的外壳之间放置由四层钼和五层锆箔制成的屏蔽真空隔热层6。模块壳体中产生真空，残余气体压力不超过10-1Pa。
[0040] 外径为13毫米，壁厚为1毫米的燃料元件4的外壳由钼制成，填充有核燃料片9，二氧化铀富集19.75％，并用上下塞密封。燃料塔的高度约为500毫米。为了增加燃料柱的径向导热系数，在燃料芯块之间放置薄的钼
垫圈。燃料芯块由直径约为3毫米的中心孔制成，用于将气体裂变产物移入位于核燃料9上方的空腔。堆芯中燃料元件的总数432。核心热功率为1200千瓦，一个发热元件的
平均功率约为2.8千瓦，热管分配的模块功率为16.8千瓦。燃料元件外壳4的计算温度为1525k，热管的热载体为Li7，液体慢化剂为常压水。
[0041] 与最接近的技术解决方案相比，拟议的核反应堆堆芯的优点是将堆芯出口冷却剂的温度从1200K提高到1500K及以上，从而提高核电站的效率。此外，这允许你扩大活跃区的范围，特别是对于热光光电能量转换的反应堆。
[0042] 术语表
[0043] 1. 护罩
[0044] 2. 模块外壳
[0045] 3. 热管壳
[0046] 4. 燃料元件外壳
[0047] 5. 固体中子慢化剂
[0048] 6. 隔热
[0049] 7. 热管芯
[0050] 8. 固体慢化剂盖
[0051] 9. 核燃料
[0052] +水(图中未编号)
[0053] +液体冷却剂
[0054] +热载体蒸汽
[0055] +液体中子慢化剂
[0056] 堆芯＝固体中子慢化剂+堆芯模块+液体中子慢化剂。
[0057] 核心模块＝模块体+热管+燃料棒+隔热层
[0058] 热管＝热管体+热管芯+冷却剂。
[0060] 核反应堆堆芯
[0061] “...2。堆芯是反应堆的一部分，其中包含核燃料、慢化剂、吸收剂、冷却剂、
反应性反应堆和结构元件，设计用于进行受控核
裂变链式反应并将能量传递给冷却剂……”2007年12月10日Rostekhnadzor第4号法令“关于批准和颁布
原子能使用领域的联邦规范和规则”核电厂反应堆核安全规则。NP-082-07”(2008年1月21日在俄罗斯联邦司法部注册，编号10951)Consultant Plus，1997-2017
