技术领域
[0001] 本
发明涉及一种用于小型核能发电系统的核反应堆系统和构造，物理安全系统取代传统的工程学安全系统的核反应堆构造。即，该小型核反应堆装配有负载追随型控制系统，可以自然地控制小型核反应堆内的核反应。
背景技术
[0002] 过去，传统的主要发电系统中，使用轻
水作为冷却剂的轻水核反应堆发电系统是主流。在轻水核反应堆中装填金属
氧化物
燃料，金属氧化物燃料的
核燃料棒插入锆
合金的包覆管中，核反应是由含有
碳化
硼等的
控制棒控制的。进而，通过核加热产生的
蒸汽输送给
涡轮进行发电。
轻水反应堆型核能发电系统大致可以分为直接系统的沸水反应堆和间接系统的
压水反应堆。间接循环型压水反应堆系统在一次冷却系统和二次冷却系统之间配置
蒸汽发生器或者
热交换器。
[0003] 这种大型发电系统的核反应堆
堆芯由多个燃料棒集合而成，所述燃料棒是将金属氧化物形成小球状颗粒收纳在包覆管内，所述金属氧化物含有低
传热特性的
铀235或钚239。大型核反应堆堆芯集合约200根燃料棒束，每个燃料棒束由数十根左右的燃料棒
捆绑而成，在这些燃料棒的集合体之间，配置控制棒，用来控制燃料反应速度。
[0006] [专利文献1]专利
申请号:2015-75942
[0007] [专利文献2]专利公开号：2015-165554
[0008] [专利文献3]美国专利第2,495,745号
[0009] [非专利文献]
[0010] [非专利文献1]A.A.Bostrom,THE HIGH TEMPERATURE OXIDAITON OF ZIRCALOY IN WATER,WAPD-104,March 19,1954
[0011] [非专利文献2]W.F.Murphy,W.N.Beck,F.L.Brown,B.J.Koprowski,and L.A.Neimark、POSTIRRADIATION EXAMINATION OF U-Pu-Zr FUEL ELEMENTS IRRADIATED IN EBR-I1 TO 4.5 ATOMIC PERCENT BURNUP 、ANL-7602、November,1969
[0012] [非专利文献3]专利申请技术趋势调查报告，热电转换技术，2014年3月，专利局[0013] [非专利文献4]DESIGN AND FABRICATION OF A COUNTERFLOW DO UBLE-CONTAINMENT TANTALUM-STAINLESS STEEL MERCURY BOILE R by Laurence W.Gertsma and David W.Medwid,Lewis Research Center,Cl eveland,Ohio,NATIONAL AERONAUTICS AND SPACE ADMINISTRATIO N？WASHINGTON,D.C.,MAY 1969
发明内容
[0014] 发明要解决的问题
[0015] 在使用控制棒的大型核反应堆中，若因控制控制棒
位置的装置出现故障等原因导致控制棒不能发挥作用，则有堆芯核反应失控的危险。另一个更大的问题是锆合金-2、-4在1000℃以上高温，通过以下化学式与水进行反应，产生氢气，其危险性很大(非专利文献)。
[0016] 公式1Zr+2H2O→ZrO2+2H2
[0017] 在使用大型轻水反应堆的情况下，如果控制棒未被驱动，那么核反应会快速进行，使
温度达到1000℃以上。在这种情况下，应急堆芯冷却系统等安全系统发挥作用，抑制燃料棒温度升高。但是如果这种安全系统未能发挥作用，那么堆芯会迅速产生氢气，与空气中的氧气反应，产生爆炸的危险性非常高。为了避免轻水反应堆中氢气爆炸，必须装配控制棒
操作系统以及堆芯冷却系统等多种工程安全系统。但是装配这些工程安全系统的成本是非常高的。为了降低单位电
力成本，需要大型核反应堆。因此，近年来轻水反应堆的设计以大型化为前提。
[0018] 一方面，尽管还处于开发阶段，但是已经有了使用金属钠(Na)等作为一次冷却剂的高速增殖核反应堆。日本的纹寿高速核反应堆就是使用金属钠作为一次冷却剂，水作为二次冷却剂。即便如此，在装填金属氧化物燃料的情况下，也还得使用含有碳化硼的控制棒作为
中子吸收材料来控制核反应。因为一次冷却剂金属钠与二次冷却剂水反应会有产生爆炸性氢气的危险，所以在一次冷却剂金属钠循环系统上设置中间热交换器，使金属钠循环线路成二回路系统。在中间热交换器中，被加热的金属钠的热量将二次冷却剂水，在加热器和蒸汽发生器中，转换成蒸汽，从而驱动蒸汽涡轮发电。因此，即使在高速反应堆中，由于安全原因，核能发电系统也会变得十分复杂。
[0019] 如上所述，工程安全系统在当前的商业核反应堆中是不可缺少的，这不可避免的会增加制造和建设成本。在利用
核裂变反应的核反应堆中，安全系统基本上是不可或缺的。但是如上所述，工程学的安全系统在安全性方面还存在着不足之处，而且如果致力于完善的安全系统，那么存在安全系统的设置成本非常昂贵的问题。因此本发明的目的是采用物理学安全系统，而不是前述的工程学安全系统来建设核反应堆系统。
[0020] 用于解决问题的方案
[0021] 物理学安全系统是指基于核反应堆堆芯中的自然规律来控制核燃料的燃烧程度。核反应堆的自然规律有热量和中子量等。其中热量是非常重要的一个因素。构成核反应堆的材料有结构材料、燃料等，但是这些材料会不可避免的因热而发生
热膨胀或者热收缩。因此可以通过利用结构材料因热
变形的现象来控制核反应。下面将具体说明这一现象。
[0022] (1)通过核燃料
密度的变化来控制核反应程度
[0023] (1-1)燃料自身的热膨胀
[0024] 根据非专利文献2所述，当铀(U)、钚(Pu)、锆(Zr)
三元合金燃料从600℃加热到650℃时，
热膨胀系数会增大3个数量级。燃料棒自身一旦膨胀，铀(U)或者钚(Pu)的密度就会降低，其结果是核反应程度下降。
[0025] (1-2)燃料集合体的配置
[0026] 当构成核反应堆堆芯的燃料集合体的配置由于燃料集合体
支架的热膨胀发生变化时，燃料集合体间的距离变大，实质的铀(U)和钚(Pu)的密度就会降低，核反应程度也随之下降。
[0028] 利用燃料棒/燃料集合体含有的Pu、U等核裂变材料生成的中子束，大体分成两种，一种是向核反应堆等系统外泄漏的中子，另一种是被燃料棒再吸收后有助于核裂变的中子。向系统外泄漏的中子的比例取决于以下参数。
[0029] (2-1)反射体的效率
[0030] 堆芯的中子束密度很大程度上取决于围绕堆芯的反射体的反射效率，通过利用高效反射体，能让中子倍增系数变成1以上。使该反射效率根据堆芯的热输出而变化，从而实现负载追随型控制方式。
[0031] (2-2)冷却剂的特性
[0032] 本发明中，冷却剂可以使用金属钠(Na)、铅(Pb)-铋(Bi)、铅(Pb)、
锡单体等材料。下面说明各材料的特性。
[0033] (冷却剂金属钠的密度)
[0034] 金属钠的密度取决于温度，具体来说取决于热膨胀系数。温度上升则密度下降，所以中子泄漏概率变大，导致中子倍增系数下降并接近1，若温度进一步上升则中子倍增系数会变成1以下，无法再维持核反应堆的临界条件。相反，温度下降则中子泄漏概率变低，中子倍增系数变成1以上，可以维持核裂变连
锁反应。
[0035] 另外，金属钠的沸点为880℃，正常来说不会形成缝隙问题，但金属钠
接触燃料棒会变成高温，在沸点以下时,也有形成微少缝隙的可能性。这样一来，会有反应空系数为"正"的问题。但是，有一个优点是随着中子泄漏量在高温下增加，所述空系数的问题会消失。
[0036] (其它冷却剂)
[0037] 作为
快中子反应堆的冷却剂，除了金属钠以外，还有中子吸收截面小且不影响中子束的铅(Pb)，但铅的缺点是熔点相对较高，为325℃。因此，如能降低其熔点，铅-铋(45.5％Pb-55.5％Bi)则能成为有效的候补冷却剂。例如将铅-铋的熔点降至125℃。另外，锡的熔点是232℃，沸点是2602℃，也是非常有希望的一次冷却剂的候补材料。
[0038] (2-3)核反应堆表面积/体积比
[0039] 中子生成量取决于核反应堆的体积，且中子泄漏量取决于核反应堆的表面积。即，泄漏中子的比例取决于核反应堆表面积/体积的比。也就是说，表面积比例增大，泄漏中子的比例也随之增大。
[0040] 另一方面，中子生成量取决于金属燃料棒含有的核裂变Pu、U的浓度。
[0041] 如上所述的热特性，通过利用中子量的变化使反射体发生热变形，从而能够控制构成堆芯的核燃料的核反应(专利文献1)。
[0042] 本发明涉及一种装填金属燃料棒集合体的负载追随型控制方式的核反应堆堆芯构造，特别是涉及一种利用比固体热膨胀系数大的液态金属等液体或者气体的热膨胀来实现负载追随型控制的核反应堆构造。
[0043] 首先，对液态金属的热膨胀与临界特性的关系进行说明。临界特性取决于以下因素。
[0044] (1)中子束
[0045] (1-1)中子发生概率
[0046] (1-2)中子泄漏概率和反射体的泄漏概率降低
[0047] (1-3)中子吸收概率、中子吸收体和中子束
[0048] (2)核分裂性物质浓度
[0049] (2-1)核燃料棒中的U或Pu等的核分裂性物质浓度
[0050] (2-2)改变燃料集合体之间的距离，实质上的核分裂性物质浓度
[0051] 关于(1)中子束，从物理上提高核裂变物质浓度是非常容易的，但是浓度一旦提高，就有生产核武器的可能。为防止生产核武器，美国将核裂变物质浓度控制在20％以下。本发明是以负载追随型控制方式的堆芯为对象，具体而言，当堆芯核反应度上升时，利用自然规律，使核反应度降低，反之，当堆芯核反应下降时，利用自然规律，使核反应度上升。这里的自然规律是指材料的热膨胀。结构材料随堆芯温度的变化而相应的进行热膨胀/热收缩。通过利用这种结构材料的热膨胀/热收缩来改变核裂变物质浓度，改变中子束，从而控制核反应度。
[0052] (利用热膨胀/热收缩来控制中子束)
[0053] 正如专利文献1所公示的，利用设置在燃料集合体周围的固体反射体
支撑体的热膨胀，实现反射体的变形，从而改变反射体效率。例如，在支撑构造体上安装螺旋状/线圈状的支撑体。通过加大这种形状支撑体的尺寸，可以增大热膨胀量和热膨胀变化系数。在本发明中，增加热膨胀/热收缩量的另一种方法则是利用液态金属或气体。为了有效地实现负载追随型控制，希望尽可能地增加热膨胀系数。这里非常重要的一点是热膨胀系数包括线膨胀系数α和体膨胀系数β。另外，α和β具有近似的以下公式表示的关系。
[0054] 公式2：β＝3α
[0055] 该公式表明如果利用将体膨胀系数转变为线膨胀系数的装置，则可以增加线膨胀系数。
[0056] 图1示出了基于此概念的转换装置的一例。如图1所示，在汽缸(2)内插入
活塞(1)，在活塞(1)上安装反射体安装夹具(4)和反射体固定夹具(5)。为了防止液体或气体的泄漏，在汽缸(2)和活塞(1)之间，也可以使用具有润滑功能和防漏泄功能的二硫化钼(MS2)、
铜(Cu)或
石墨等
润滑剂。
[0057] 为了有效地移动反射体，线性膨胀量是非常重要的。为了进一步增加线性膨胀量，设置如图1所示的液态金属容器罐(30)，能够通过增加体积膨胀部件的体积，即通过增加液态金属或气体罐的容量，来增加线性膨胀量。将金属罐(30)的容量用V表示，活塞(1)的截面面积用S表示、温度差用Δt表示，活塞的移动量δ用以下公式表示。
[0058] 公式3 δ＝βΔtV/S
[0059] 这里，V是汽缸内液态金属体积V1和附属罐内液态金属容量V2之和。
[0060] 公式4 V＝V1+V2
[0061] 如上所述，液态金属罐的容量增加，活塞的截面面积减小时，活塞的移动量δ增大，则反射体的移动量增加。
[0062] 图2示出了反射体移动装置的一例，具有如图1所示的活塞和汽缸的热膨胀装置与分体式反射体连接。活塞(1)通过反射体安装夹具(4)与分体式反射体(10)连接，将汽缸(2)固定在反射体移动装置固体圆筒(11)上。汽缸(2)内填充液态金属或气体。为了防止液态金属或气体的外部泄漏设置
波纹管(15)。随着汽缸(2)内的液态金属或气体的膨胀量增加，汽缸(2)内的活塞(1)向外侧移动，使得被分割的六个反射体(10)向外移动。考虑到中子等的放射线和高温等核反应堆环境，潜在的候选液态金属有水
银(Hg)、钠(Na)、
钾(K)、铅(Pb)、铅铋(Pb-Bi)，以及作为气体的氦(He)、氩(Ar)等。另一方面，存放液态金属或气体的容器的膨胀系数要尽可能小。从这个
角度来看，容器的材质可以使用碳(C)、碳化
硅(SiC)、氮化硅(SiN)、镍
钢、钨钢。
[0063] 本发明的小型核能发电系统的具体构成如下：
[0064] 多个燃料集合体形成的堆芯，所述燃料集合体的堆芯包含多个燃料棒，所述燃料棒是在包覆管内封入金属性燃料形成的，所述金属性燃料含有铀(U)235、238及钚(Pu)239的任一种或两种；
[0065] 核反应堆容器，所述核反应堆容器收纳所述堆芯；
[0066] 一次冷却剂，所述一次冷却剂填充在所述核反应堆容器内，被所述堆芯加热，由包含金属钠、铅(Pb)或铅-铋(Bi)中的一种形成；
[0067] 中子反射体，所述中子反射体设置在所述堆芯周围,控制堆芯的核反应，所述中子反射体的中子反射率设为，将所述堆芯
辐射的中子有效倍增系数维持在约1以上，使所述堆芯处于
临界状态；
[0068] 所述中子反射体移动装置和调整燃料集合体间距的调整装置内置膨胀系数比所述中子反射体大的液体或者气体，和将所述液体或者气体的体积热膨胀量转换成线性热膨胀量的装置；
[0069] 所述反射体移动装置与所述中子反射体接合，通
过热膨胀转换成与所述核反应堆容器内的温度相对应的线性热膨胀量，引起位移，改变所述中子反射体和所述堆芯的间距，由此改变所述中子反射率；
[0070] 所述调整燃料集合体间距的调整装置与所述堆芯的多个燃料集合体的间距设定部件相连接，通过热膨胀转换成与所述核反应堆容器内的温度相对应的线性热膨胀量，引起位移，改变所述燃料集合体的间距，由此改变中子有效倍增系数；
[0071] 所述小型核反应堆通过所述中子反射体移动装置和/或调整燃料集合体间距的调整装置，从而实现温度的负载跟随型控制；
[0072] 另外，所述金属性燃料是铀-钚-锆(U-Pu-Zr)三元合金，其中铀(U)235和钚(Pu)239合计占比不超过20％。
[0073] 所述将液体或者气体的体积热膨胀量转换成线性热膨胀量的装置具有汽缸状容器和活塞状部件，所述汽缸状容器内注入所述液体或者气体，为了密封所述液体或者气体，在所述容器内插入所述活塞状部件。
[0074] 另外，为了防止所述液体或者气体的泄露，在所述汽缸状容器和活塞状部件之间设置波纹管。
[0075] 或者，为了防止所述液体或气体泄漏，在所述汽缸状容器和所述活塞状部件之间，也可以使用具有润滑功能和防止漏泄功能的润滑剂，例如二硫化钼、铜或石墨。
[0076] 膨胀系数大的液态金属可以选择锂(Li)、钾(K)、钠(Na)、水银(Hg)、铅(Pb)、铅-铋(Pb-Bi)、锂(Ga)、锌(Zn)。气体可以选择氦(He)、氩(Ar)等。
[0077] 另外，除了使用所述汽缸状容器和所述活塞状部件将体积热膨胀量转换成线性热膨胀量之外，还可以通过比所述汽缸状容器更大容量的容器罐与所述汽缸状容器相连，以便将更大体积的热膨胀量转换为线性热膨胀量。
[0078] 本发明的小型核能发电系统，围绕堆芯圆周方向上，将圆筒状的所述中子反射体大致分割成至少两个部分，在其外周方向上，设置固定反射体移动装置的圆筒，所述固定反射体移动装置的圆筒与密封有液体或者气体，且数量至少与所述反射体数量相等的所述汽缸状容器连接，或者与所述汽缸状容器和所述容器罐连接，所述活塞状部件穿过所述汽缸状容器、或者穿过所述汽缸状容器和所述容器罐，与所述中子反射体连接，只根据温度变化对应的线性热膨胀量使所述中子反射体向所述固定反射体移动装置的圆筒方向移动，来控制所述中子反射体与所述燃料集合体的间距，从而实现负载追随型控制。
[0079] 本发明的另一小型核能发电系统，围绕堆芯圆周方向上，将圆筒状的所述中子反射体大致分割成至少两个部分，在所述中子反射体的内侧，设置多个所述汽缸状容器和液体或气体用容器罐，与各个被分割的中子反射体结合，所述多个汽缸状容器在所述堆芯的中心呈放射状设置，并插入有所述活塞状部件，所述液体或者气体用容器罐设置在呈放射状的多个汽缸状容器的中心，在所述容器罐和所述多个汽缸状容器内密封所述液体或者气体，只根据温度变化对应的线性热膨胀量使所述中子反射体在半径方向进行移动，来控制所述中子反射体与所述燃料集合体的间距，从而实现负载追随型控制。
[0080] 本发明的又一小型核能发电系统，还具备多个环状反射体，所述环状反射体在周围方向上、半径方向上、以及高度方向上被分割成至少两个部分，外侧环状反射体和内侧环状反射体两组环状反射体分别在高度方向上移动交互配置，横向并不重叠，圆筒状中子反射体作为整体围绕在堆芯周围；
[0081] 汽缸状容器，所述汽缸状容器设置有上下方向可移动的活塞状部件；
[0082] 反射体移动装置，所述反射体移动装置由所述汽缸状容器和
流体连通的容器罐构成；
[0083] 所述活塞状部件与所述外侧环状反射体组固定，所述内侧环状反射体组与所述容器罐固定，液体或者气体密封在所述汽缸状容器和所述容器罐中，仅仅根据温度变化对应的所述液体或气体的线性热膨胀量，通过所述活塞状部件，使所述外侧环状反射体组向上下方向移动，在所述外侧环状反射体和所述内侧环状反射体各组间形成缝隙，通过所述缝隙间的间距来控制中子的泄露量，以实现负载追随型控制。
[0084] 本发明的又一小型核能发电系统，还具备多个燃料集合体，大致呈同心圆状分布，且分成同心圆组，插入活塞的所述多个汽缸和容器罐配置在所述燃料集合体的上部和/或下部，所述多个汽缸以所述容器罐为中心成放射状分布，密封所述汽缸和所述容器罐连体流通的液体或者气体，所述活塞分别与所述同心圆组相连接，根据温度变化对应的所述液体或气体的线热膨胀量，使所述燃料集合体的所述同心圆组在半径方向进行移动，从而控制堆芯负载追随。
[0085] 所述中子反射体设置在所述堆芯的周围，所述中子反射体的高度小于所述堆芯的高度，可通过移动装置，从所述堆芯下方侧朝上方侧移动，或者从上方侧朝下方侧移动。
[0086] 另外，也可以在所述燃料集合体的周围设置与所述燃料集合体的全长同等长度的所述中子反射体。
[0087] 本发明的小型核能发电系统，还可以在所述核反应堆的所述燃料集合体的周围设置具有一次冷却剂自然循环促进功能和防止中子泄漏功能的金属制圆筒，所述燃料集合体安装有所述反射体移动装置或所述调整燃料结合体间距的调整装置。另外，还可以在所述圆筒的周围设置热交换器，所述热交换器，用于所述一次冷却剂和所述二次冷却剂进行热交换。
[0088] 本发明的小型
原子能发电系统还可以在所述燃料集合体的中心部设置中子吸收体。
[0089] 或者，也可以在中子反射体的外侧设置中子吸收体。
[0090] 另外，作为所述中子吸收体，也可以使用适合处理锕系
放射性元素等的放射性废弃物等材料。
[0091] 本发明的所述堆芯具备多个燃料棒，所述燃料棒是将金属性燃料封入包覆管而成，所述包覆管是由
铁素体
不锈钢、或铬-钼钢形成，所述金属性燃料包含由锆(Zr)与铀(235,238)及钚239形成的合金、或者由锆与铀(235,238)或钚任何一个形成的合金构成。
[0092] 所述核反应堆容器形成为圆筒状，具有5m以下的直径及20m以下的高度，所述核反应堆容器内收纳的堆芯是由多个燃料棒构成，所述燃料棒形成为5mm～15mm的直径及3.0m以下的长度。
[0093] 本发明的小型核能发电系统，还包括：一台主热交换器,所述主热交换器设置在所述核反应堆外部，被所述核反应堆加热的所述一次冷却剂，经由
导管被提供给所述主热交换器，同时二次冷却剂与所述一次冷却剂进行热交换，在所述主热交换器中加热循环，所述二次冷却剂包括超临界二氧化碳或者亚临界二氧化碳、轻水或者氦；涡轮发电系统，所述涡轮发电系统设置在所述核反应堆外部，经所述主热交换器加热后的所述二次冷却剂驱动。
[0094] 本发明的另一小型核能发电系统，所述涡轮发电系统设置在所述核反应堆外部，对所述核反应堆容器填充所述一次冷却剂，所述一次冷却剂通过所述核反应堆容器内的燃料被加热，所述涡轮发电系统通过所述二次冷却剂驱动，所述二次冷却剂被所述一次冷却剂和所述核反应堆容器内的燃料在所述核反应堆容器内的所述热交换器中，加热。
[0095] 所述二次冷却剂也可以是水银(Hg)或轻水。
[0096] 设置在核反应堆内的多个所述热交换器的所述二次冷却剂的管道群入口与第一
歧管连接，管道群出口与第二歧管连接。
[0097] 本发明的另一小型核能发电系统，所述堆芯设置在与移动装置连接的所述中子反射体的中心，并装载有燃料集合体，所述燃料集合体可安装所述调整燃料集合体间距的调整装置，在所述堆芯周围设置多个具有热发电功能的热电材料管道，在核反应堆内填充一次冷却剂，同时，向所述多个管道供给二次冷却剂。
[0098] 所述热电发电材料是由铅碲系(Pb-Te系)、硅锗系(Si-Ge系)、p型是由La-Fe-Sb合金所构成的填充方钴矿，n型是由Ce-Co-Sb合金组成的氧化物金属系，p型、n型分别是由Ca-Co、Ca-Mn氧化物组成的氧化物系
半导体。
[0099] 发明效果
[0100] 本发明提供一种小型核能发电系统用核反应堆，本发明利用热膨胀或热收缩原理，提供的中子反射体移动装置或调整燃料集合体间距的调整装置的物理安全系统取代传统的工程学安全系统，从而可实现核反应堆的小型化、低成本。
附图说明
[0101] 图1示出了本发明的中子反射体移动装置的透视截面图。
[0102] 图2示出了本发明中子反射体和移动装置组合构造的示意性斜视图。
[0103] 图3是本发明的小型核反应堆堆芯的
实施例的透视俯视图。
[0104] 图4是燃料集合体的外观展示图。
[0105] 图5是本发明的燃料集合体的堆芯平均半径和有效倍增系数的关系图。
[0106] 图6是本发明的有效倍增系数与堆芯和反射体间平均间隙的关系图。
[0107] 图7是本发明的燃料集合体和间距调整装置的外观展示图。
[0108] 图8是本发明的调整燃料集合体间距的调整装置俯视图。
[0109] 图9是本发明的有效倍增系数和燃料集合体平均间距的关系图。
[0110] 图10是本发明带有液体容器罐的反射体移动装置和燃料集合体的外观示意性斜视图。
[0111] 图11A是本发明缝隙调整型反射体移动装置实施例截面的示意性斜视图。
[0112] 图11B是本发明缝隙调整型反射体移动装置的实施例的示意性斜视图。
[0113] 图12是本发明内侧设置型反射体移动装置的实施例的透视平面图。
[0114] 图13是本发明燃料集合体的截面图。
[0115] 图14是本发明燃料集合体和反射体移动装置外观的示意性斜视图。
[0116] 图15是本发明核能发电系统根据中子吸收体的有无，有效倍增系数的运转时间依赖性关系曲线图。
[0117] 图16A是本发明核反应堆内置热交换器的自然循环型核能发电系统的透视斜视图。
[0118] 图16B是本发明核反应堆内置热交换器的自然循环型核能发电系统的纵向截面图。
[0119] 图17是本发明自然循环型核能发电系统实施例的示意性截面图。
[0120] 图18是本发明自然循环型核能发电系统另一实施例的示意性截面图。
[0121] 图19是本发明分体式反射体自然循环型核能发电系统实施例的示意性截面图。
[0122] 图20是本发明的分体式反射体小型核能发电系统另一实施例的示意性截面图。
[0123] 图21是本发明超临界二氧化碳燃气
涡轮机小型核能发电系统一个实施例的示意性截面图。
[0124] 图22是本发明热电发
电机型小型核反应堆实施例的截面斜视图。
[0125] 图23是本发明使用水银作为二次冷却剂的小型核能发电系统实施例的示意性截面图。
具体实施方式
[0126] 本发明的实施例是基于使用通用核计算代码SRAC(标准反应器分析代码)获得的结果。SRAC是适用于各类核反应堆堆芯分析的核计算代码系统。
[0127] 首先，根据以下所示的小型核反应堆堆芯的基本规格确认核反应。(基本规格)[0128] 堆芯直径：85cm
[0129] 堆芯高度：200cm
[0130] 燃料集合体：60个
[0131] 燃料芯直径：1cm
[0132] 以下，对具体形状的小型核反应堆的实施例进行临界计算，参照附图对实施例进行说明。
[0133] 实施例1
[0134] 图3示出了本发明实施例1的小型核反应堆的示意性截面构造。在低
合金钢制成的核反应堆容器中装填燃料集合体(20)，并在燃料集合体的周围设置石墨制成的分体式中子反射体(10)。反射体可以从下方向上方移动或者从上方向下方移动。为了使反射体能够在横向方向上移动，设置作为反射体支撑装置的，并固定反射体移动装置的圆筒(11)，并安装应用液态金属的汽缸(2)、反射体固定夹具(5)和活塞(1)。分体式反射体和反射体支撑装置与驱动装置(未示出)相连，所述驱动装置设置在核反应堆的上部。但是本发明并不限于此，也可以将与燃料集合体的全长同等长度的反射体设置在燃料集合体的周围。
[0135] 图4示出了燃料集合体(20)的外观。在铁素体不锈钢(HT-9钢(Fe-12CHMo-V、W)是铁素体钢材的参考钢材之一)的包覆管中插入Pu-U-Zr合金钢构成的直径为10mmΦ，长度为200mm的燃料芯，形成一根燃料棒(21)，用绝缘
垫圈(22)捆绑24根燃料棒形成燃料集合体(20)。如图3所示的模型核反应堆中，在分体式反射体中装填93个以上的燃料集合体(20)。
核裂变物质浓度Pu239和U235合计为19％。
[0136] 图5示出了堆芯平均尺寸和中子有效倍增系数(Keff)的关系。从图中可以看出，堆芯的平均半径变大，Keff值可能会超过1。本发明中，将堆芯的半径设定为Keff值接近1或者小于1的值，通过反射体，使得Keff值大于1。图6示出了堆芯和反射体间的平均间隙与中子倍增系数(Keff)的关系。从图中可以看出，当反射体远离燃料集合体时，Keff值变小，反之间隙变小时，Keff值变大。因此，可以通过利用反射体根据温度变化，移动其位置来控制Keff值。也就是说，堆芯温度升高时，间隙变大，核反应度降低，反之，堆芯温度降低时，间隙变小，核反应度变大，由此实现负载追随型控制。
[0137] 实施例2
[0138] 以上，对利用反射体实现负载追随型控制方式进行了说明。接下来，对通过改变燃料集合体的间距实现负载追随型控制方式进行说明。
[0139] 图7示出了安装有燃料集合体位置移动装置的燃料集合体的外观。图8是燃料集合体位置移动装置的平面图。所述燃料集合体位置移动装置安装在燃料集合体的上部和下部，可以改变燃料集合体形成的堆芯和燃料集合体的间距。所述燃料集合体移动装置设有液体容器罐(30)和下部液体容器罐(31)，在所述容器罐上安装汽缸(2)、活塞(1)、燃料集合体支撑体(9)和燃料集合体连接部件(35)。本实施例中使用的液态金属候选材料，有镓(Ga)、水银(Hg)、锌(Zn)、镉(Cd)、铅(Pb)、铅铋(Pb-Bi)、钾(K)、钠(Na)、锂(Li)、锡(Sn)。其中，Hg，K和Na因其热膨胀系数大而对实际使用有效。
[0140] 图9示出了堆芯外缘部的燃料集合体到中心部燃料集合体的距离，与有效倍增系数(Keff)的关系。从图中我们可以看出，随着外缘部燃料集合体远离中心部，Keff值变小，最终达到未临界状态。
[0141] 实施例3
[0142] 图10示出了并用液体容器罐和汽缸的反射体移动装置的实施例。在分体式反射体(10)上安装活塞(1)和固定反射体移动装置的圆筒(11)。如图1所示，将液体容器罐(30)与插入活塞(1)的汽缸(2)组合。通过汽缸和液体容器罐的组合，可以增加用于热膨胀的液态金属的容量。随着液态金属容量的增加，反射体的变化率(移动量/温度差)变大，容易实现负载追随型控制。
[0143] 在本实施例中，通过上下移动反射体，可以延长小型核反应堆的运转时间。具体地说，是通过将反射体从燃料集合体的下部移动到上部，使燃料的燃烧部移动。
[0144] 实施例4
[0145] 图11A和图11B示出了反射体，沿半径方向，被分割成至少两个部分的实施例。半径方向上分割反射体，反射体可以分成内侧反射体(14)和外侧反射体(13)。内侧反射体(14)和外侧反射体(13)在高度方向上交错重叠。内侧反射体(14)通过内侧反射体固定夹具(15)彼此固定。外侧反射体(13)与固定反射体移动装置的圆筒(11)连接。进而，固定反射体移动装置的圆筒(11)与活塞(1)连接。插入活塞(1)的汽缸(2)与液体容器罐(30)成为一体。而且，内侧反射体(14)和液体容器罐(30)彼此固定(图中未示出)。根据该构造，利用在液体容器罐(30)中填充的金属热膨胀，使外侧反射体(13)上下移动。由于液态金属引起的移动，使内侧反射体(14)和外侧反射体(13)之间形成间隙，反射效率降低。本实施例中通过利用该构造，实现负载追随型控制。
[0146] 实施例5
[0147] 图12示出了在反射体内侧安装利用液体的反射体移动装置的反射体构造的实施例。具体而言，可以填充液体的液态金属Hg、K或Na。本实施例是在反射体内部安装利用液态金属热膨胀的反射体移动装置的一个实施例。在被分割的八个反射体(10)的内部安装应用液态金属的移动装置。液态金属移动装置中心设置液体容器罐(30)，周围安装8个插入活塞(1)的汽缸(2)，活塞(1)与分体式反射体(10)连接。根据该构造，反射体(10)随着液态金属的温度升高向外侧移动，随温度降低向内侧移动。由此可以实现负载追随型控制。因为本实施例中的反射体构造安装在燃料集合体的上部或者下部，或者两端，所以难以在上下方向上移动反射体，因此有必要使反射体的高度大于燃料集合体的高度。
[0148] 实施例6
[0149] 接下来，对延长运转寿命的方法进行说明。如图13所示，在所述的由93个燃料棒(21)组成的燃料集合体群(20)中，安装中子吸收棒(25)。中子吸收棒(25)含有硼(B)和钆(Gd)。图14示出了在反射体构造上安装有堆芯的状态图。如图14所示，在固定反射体移动装置的圆筒(11)中安装分体式反射体(10)，为了使分体式反射体(10)能够在半径方向上移动，所述固定反射体移动装置的圆筒(11)与填充有液态金属的汽缸(2)连接。通过这一构造来研究核特性。为了延长核反应堆的运转时间，装载如图13所示的初期反应度充裕的燃料集合体。如果初始反应度大，核反应过度进行，会产生过热的危险。因此，通过装载中子吸收棒(25)，可以降低初期过程中的过剩反应度。所述中子吸收体(25)含有由可燃性
中子毒物构成的20％高浓度的B10。降低初期反应度的其他方法还可以在燃料棒中添加氧化钆(Gd2O3)等中子毒。
[0150] 实施例7
[0151] 图16A和16B示出了在核反应堆容器内设置有图7所示的负载追随型控制系统的燃料集合体的核反应堆系统的实施例。这一系统中，核反应堆容器内的一次冷却剂使用Pb-Bi，二次冷却剂使用轻水。在核反应堆容器(50)内安装燃料集合体(20)。如图7、8所示，燃料集合体(20)与连接到液体容器罐(30)的汽缸(2)连接，通过液体容器罐(30)中填充的液态金属Hg的膨胀，燃料集合体之间的间距变大。燃料集合体(20)的周围设置促进自然循环的圆筒(52)，所述圆筒(52)具有烟囱功能，能够促进一次冷却剂的自然循环。此外，因为所述圆筒(52)在具有烟囱功能的同时还具有反射体的功能，所以可以提高临界特性，延长燃料集合体的燃烧寿命。另外，在核反应堆容器(50)周围设置一次冷却剂和二次冷却剂进行热交换的热交换器(51)。热交换器的多个二次冷却剂入口管道与二次冷却剂入口歧管(56)连接，热交换器的多个二次冷却剂出口管道与二次冷却剂出口歧管(55)连接。
[0152] 实施例8
[0153] 图17示出了实施例7中所述的安装有核反应堆芯的核反应堆系统的实施例。核反应堆容器(50)的构造和实施例7中相同。核反应堆容器(50)中安装燃料集合体、燃料集合体移动装置、促进自然循环的圆筒(52)和热交换器(51)。燃料集合体移动装置的主要构成是液体容器罐(30)和下部液体容器罐(31)。作为热交换器的入口管道的二次冷却剂入口歧管(56)与作为出口管道的二次冷却剂出口歧管(55)设置在核反应堆容器(50)的周围。本实施例中二次冷却剂使用水。连接到二次冷却剂出口歧管(55)的配管与蒸汽涡轮(71)连接，并驱动其发电。在蒸汽涡轮(71)配套的
冷凝器(70)中形成的水，在第一加热器(72)和第二加热器(73)的预先加热后，通过供水
泵(75)经由冷却剂入口歧管(56)供给到核反应堆容器内的热交换器(51)中。本实施例中，通过加热核反应堆容器内的二次冷却剂，从而使热交换器(51)内直接产生蒸汽，蒸汽从二次冷却剂出口歧管(55)流出，驱动蒸汽涡轮旋转发电。
[0154] 实施例9
[0155] 参照图18对另一实施例进行说明。在本实施例中，通过使用加压器(91)，控制核反应堆容器内蒸汽的产生。首先，在核反应堆容器(50)中安装燃料集合体(20)、燃料集合体移动装置和热交换器(51)。燃料集合体移动装置的主要构成成分是液体容器罐(30)和(31)。在燃料集合体的周围设置促进自然循环的圆筒(52)，促进一次冷却剂的自然循环流动。为了吸收自然循环加热的一次冷却剂(Bi-Pb)的热量，在核反应堆容器(50)周围安装核反应堆内热交换器的二次冷却剂入口歧管(56)和二次冷却剂出口歧管(55)。所述热交换器的二次冷却管道的入口与歧管(56)的入口连通，所述热交换器的二次冷却管道的出口与歧管(55)的出口连通。本实施例二次冷却剂使用水。与二次冷却剂出口歧管(55)连通的管道与主热交换器(90)连通。在主热交换器(90)中产生的三次
冷却水蒸汽与蒸汽涡轮(71)连接，涡轮机(71)与冷凝器(70)组合以驱动涡轮机发电。在冷凝器(70)中恢复成水的三次冷却水通过第一加热器(72)和第二加热器(73)预先加热，然后通过供水泵(75)返回到主热交换器(90)中。二次冷却水经由二次冷却剂入口歧管(56)供应到核反应堆容器(50)中的热交换器(51)中。
[0156] 实施例10
[0157] 实施例9描述了在核反应堆内自然循环加热液态金属(Bi-Pb)一次冷却剂的系统。所述核反应堆内装填燃料集合体，所述燃料集合体设置有调整燃料集合体间距的调整装置。如图19所示，本实施例中，在燃料集合体(20)周围设置分体式反射体(10)。通过利用液体容器罐(30)中的液态金属的膨胀/收缩来控制所述分体式反射体。此外，为了提高反射体效果，在分体式反射体的外周设置中子吸收筒(67)，以防止反射体泄漏的中子通过反射返回到堆芯。中子吸收筒(67)和分体式反射体的组合构造也具有促进一次冷却剂的自然循环功能。图19中使用的二次冷却剂是水。在核反应堆容器(50)中设置多个热交换器(51)，以加热水。这些热交换器(51)与二次冷却剂入口歧管(56)和二次冷却剂出口歧管(55)连接。在热交换器(51)中形成蒸汽的二次冷却剂被输送到蒸汽涡轮(71)中，蒸汽在冷凝器(70)中恢复成水。然后水经过第一加热器(72)和第二加热器(73)预先加热，通过供水泵(75)再次供应到热交换器(51)中。
[0158] 实施例11
[0159] 接下来，将参照图20对循环一次冷却剂(Bi-Pb)系统的实施例进行说明。如图20所示，核反应堆容器(50)中安装燃料集合体(20)和分体式反射体移动装置，所述分体式反射体移动装置的主要构成是液体容器罐(30)。在核反应堆容器(50)中安装一次冷却剂
回流管(57)和一次冷却剂出口管道(58)。本实施例的二次冷却剂使用水。被加热的一次冷却剂经由一次冷却剂出口管道(58)供给到热交换器(90)中，进行热交换后，一次冷却剂通过回流管(57)回到核反应堆容器(50)中。在主热交换器中产生的蒸汽驱动蒸汽涡轮(71)发电。蒸汽在蒸汽涡轮(71)结合的冷凝器(70)中恢复成水，所述水通过第一加热器(72)和第二加热器(73)预先加热，然后经由供水泵(75)供应给主热交换器(90)。
[0160] 实施例12
[0161] 参照图21对循环一次冷却剂(Bi-Pb)系统的另一个示例进行说明。如图21所示，在核反应堆容器(50)内安装燃料集合体(20)和分体式反射体移动装置，所述分体式反射体移动装置的主要构成是液体容器罐(30)。在核反应堆容器(50)中，安装一次冷却剂回流管(57)和一次冷却剂出口管道(58)。在本实施例中，二次冷却剂使用超临界二氧化碳(或亚临界二氧化碳)。被加热的一次冷却剂经由一次冷却剂出口管道(58)供给到主热交换器(90)中，进行热交换后，一次冷却剂通过回流管(57)回到核反应堆容器(50)中。在主热交换器中被加热的超临界二氧化碳(或亚临界二氧化碳)气体通过隔离
阀(80)与超临界二氧化碳气体涡轮机(81)连接，驱动涡轮机(81)发电，超临界二氧化碳气体涡轮机(81)与
压缩机(82)组合。从
燃气轮机排出的超临界二氧化碳(或亚临界二氧化碳)气体经冷却机(83)冷却后，输送给压缩机(82)。低温超临界二氧化碳气体在再生热交换器(84)中预先加热后，通过超临界二氧化碳(或亚临界二氧化碳)气体供给泵(86)输送到主热交换器(90)中。
[0162] 在使用超临界二氧化碳气体作为二次冷却剂的小型核能发电系统中，为了提高影响一次冷却剂和二次冷却剂之间的热交换量的热效率，有必要研究冷却剂的热传导率。氢气、氦气、空气与氮气相比较，氢气的热传导率最大，为0.172(W/m/K)，氦气比氢气略小，二氧化碳的热导率为氢气的1/10。为了增加热交换量，基本上优先选择热传导率大的二次冷却剂。专利文献1中，选择超临界二氧化碳气体作为二次冷却剂，但考虑到安全型、可挪动式小型核能发电系统以及氢气的可燃性，使用氦气作为二次冷却剂也是不错的选择。
[0163] 实施例13
[0164] 图22示出了在核反应堆中安装有热电材料的小型核反应堆系统的实施例。热电材料是
热能和
电能相互转换的材料，连接两种不同的金属或半导体，两端产生温度差时，通过
塞贝克效应产生电势，该电势用于发电。为了获得大的电位差，将p型半导体和n型半导体组合使用。具体例子如下(非专利文献3)。
[0165] (1)常温到500K：铋碲系(Bi-Te系)
[0166] (2)常温到800K：铅碲系(Pb-Te系)
[0167] (3)常温到1000K:
[0168] a硅锗系(Si-Ge系)
[0169] b填充式方钴矿型化合物：p型是La-Fe-Sb，n型是Ce-Co-Sb合金，600℃/50℃转换率6.2％
[0170] c氧化物系-金属系：对应～800℃和对应～300℃的组合
[0171] d氧化物系p型是Ca-Co，n型是Ca、Mn，分别都是氧化物。600-400℃/50℃[0172] 专利文献2中记载松下株式会社利用塞贝克效应使用热电材料研制了热发电管。这种管状型热电材料和热交换器管一样安装在核反应堆内。
[0173] 具体而言，如图22所示，核反应堆容器(50)内装载多个燃料集合体(20)，并且配置液体容器罐(30)和汽缸(2)来控制燃料集合体的间距。在燃料集合体(20)周围设置促进一次冷却剂自然循环的圆筒(52)，外侧设置中子吸收用圆筒(67)。在核反应堆容器(50)内的上部设置内部二次冷却剂出口歧管(65)，在下部设置内部二次冷却剂入口歧管(66)，在歧管之间设置管状型热发电系统(53)。
[0174] 实施例14
[0175] 在上述实施例中，我们采用了水或者超临界二氧化碳气体作为二次冷却剂。使用这些材料情况下，由于材料密度小于金属材料，所以存在热传导率小的缺点。而制造可移动式小型核能发电系统时，希望系统尽可能小。而影响该系统小型化的最重要的因素是热交换器。如果使用热传导率小的冷却剂，则有必要扩大热传导面积，这是一个很大的问题。通过使用热传导率大的冷却剂，可以减小热传导面积。本实施例中二次冷却剂采用水银。水银在常温下为液体，沸点为356.7℃，因此非常适合作为小型核能发电系统的二次冷却剂。过去，NASA研究搭载移动体的涡轮机(非专利文献3)，实际上也申请了微型涡轮机的专利(专利文献3)。
[0176] 接下来，参照图23对应用小型水银涡轮机的本发明的小型核能发电系统的实施例进行说明。核反应堆容器(50)内装载有燃料集合体(20)，通过在燃料集合体上安装液体容器罐(30)和下部液体容器罐(31)，由此能够实现负载追随型控制系统。在核反应堆容器(50)内填充一次冷却剂Pb-Bi，为了使一次冷却剂自然循环，在燃料集合体(20)周围设置促进自然循环的圆筒(52)。在容器内设置热交换器(51)，热交换器的入口管道与二次冷却剂入口歧管(56)连接，出口管道与二次冷却剂出口歧管(55)连接。在堆芯被加热的二次冷却剂水银被供给到涡轮机(95)中，涡轮机与水银冷凝器(98)连接。冷凝后的水银在水银第一加热器(96)中预先被加热后，经由供给泵(97)供给到核反应堆容器(50)内。
[0177] 所述记载针对实施例进行了说明，但本发明并不限定于此，本领域技术人员应该明白，在本发明的精神和随附
权利要求的范围内可以进行各种变更及
修改。
[0178] 附图标记说明
[0179] 1 活塞
[0180] 2 汽缸
[0181] 4 反射体安装夹具
[0182] 5 反射体固定夹具
[0183] 9 燃料集合体支撑体
[0184] 10 分体式反射体
[0185] 11 固定反射体移动装置的圆筒
[0186] 13 外侧反射体
[0187] 14 内侧反射体
[0188] 15 波纹管
[0189] 20 燃料集合体
[0190] 21 燃料棒
[0191] 24 燃料集合体支撑板
[0192] 25 中子吸收棒
[0193] 30 液体容器罐
[0194] 31 下部液体容器罐
[0195] 35 燃料集合体连接部件
[0196] 50 核反应堆容器
[0197] 51 热交换器
[0198] 52 促进自然循环的圆筒
[0199] 53 管状型热发电系统
[0200] 55 二次冷却剂出口歧管
[0201] 56 二次冷却剂入口歧管
[0202] 57 一次冷却剂回流管
[0203] 58 一次冷却剂出口管道
[0204] 65 内部二次冷却剂出口歧管
[0205] 66 内部二次冷却剂入口歧管
[0206] 67 中子吸收筒
[0207] 70 冷凝器
[0208] 71 蒸汽涡轮
[0209] 72 第一加热器
[0210] 73 第二加热器
[0211] 75 供给泵
[0213] 80 隔离阀
[0214] 81 超临界二氧化碳燃气轮机
[0215] 82 压缩机 83 冷却机
[0216] 84 再生热交换器
[0217] 85 超临界二氧化碳循环泵
[0218] 86 超临界二氧化碳供给泵
[0219] 90 主热交换器
[0220] 91 加压器
[0221] 95 水银蒸汽涡轮
[0222] 96 水银第一加热器
[0223] 98 水银冷凝器
