[發明專利]核電站乏燃料低溫核反應堆

有效

• 申請號: 02120704.6
• 申請日: 2002-05-29
• 公開（公告）號: CN1396603A
• 公開（公告）日: 2003-02-12
• 發明（設計）人: 李玉侖;馬福邦;吳英華
• 申請（專利權）人: 中國核動力研究設計院
• 主分類號: G21C1/00
• 分類號: G21C1/00
• 代理公司: 核工業專利中心
• 代理人: 高尚梅,代平

技術領域：

本發明涉及一種核反應堆技術，具體地說是一種利用核電站乏燃料作為本堆的核燃料的低溫核反應堆。

背景技術：

核電站乏燃料是燃耗達到預期值，不能滿足核電站運行要求，因而卸下的燃料。

核電站壓水堆卸出的乏燃料組件一般還剩余約0.9％-1.1％的鈾-235，新生成約0.6％的钚-239和0.15％的钚-241等可裂變物質，這是可利用的資源。

目前，世界上核電站乏燃料管理有二種基本政策，一是“一次性”通過政策，核電站的乏燃料不經后處理，只經過中間儲存后直接進行最終處置；二是乏燃料后處理政策，經后處理把乏燃料中剩余的鈾-235和生成的钚-239提取出來制成MOX元件，再用作核電站的燃料?！耙淮涡浴蓖ㄟ^政策的乏燃料顯然鈾資源利用率不高；經后處理分離出的剩余鈾-235和生成的钚-239再用作核電站的燃料，提高了鈾資源利用率，但乏燃料后處理成本很高。

為了充分利用這些資源，加拿大、韓國和美國等正在聯合開發一項技術，將壓水堆乏燃料芯塊重新加工制成CANDU燃料元件，在重水堆核電站里繼續使用，即“DUPIC”計劃。其技術工藝過程很復雜，成本很高，該計劃正處于開發中。

此外，也有對乏燃料衰變熱和γ射線利用的探討。

核電站運行實踐和燃料組件輻照考驗表明，乏燃料燃耗沒有達到限值，因此，只要對乏燃料組件進行適當的檢查和評估，乏燃料還是可以直接再利用的。本發明利用乏燃料，組成低參數供熱反應堆的堆芯，來利用它的裂變能。

世界上設計與建造的低溫堆可分成兩種類型，一種為金屬殼式加壓型，如西德、俄羅斯設計建造的自然循環沸水堆，堆芯裝在耐壓殼內，具堆內結構與動力堆相近；另一種為承壓予應力混凝土殼式，如瑞典設計的低壓壓水堆。在國內也有兩種堆型，一為壓殼式，一為池式。以上各種國內、外的低溫堆都是利用未輻照過的“新鮮”核燃料。

利用核能供熱是解決采暖與海水淡化的一個重要手段。盡管目前國內外低溫供熱核反應堆概念設計種類很多，但受制于經濟性和安全性還未被廣泛接受，因此要尋求一種建造成本低又安全可靠的堆型，這是決定核能供熱堆推廣的關鍵。本發明能很好地解決低溫供熱堆的經濟性和安全性問題。

發明內容

本發明的目的在于提供一種直接利用核電站乏燃料的低溫、低壓核反應堆，進行海水淡化、核供熱以及兼顧同位素生產，具有建造成本低、安全可靠的特點。

本發明的技術方案是將核電站的乏燃料直接用作低溫、低壓核反應堆的核燃料，所構成的堆芯不僅可以臨界，而且有相當的后備反應性，可滿足運行要求。這些后備反應性主要來源于：

1.由于溫度下降可釋放出正反應性；

2.功率密度降低，使氙毒吸收反應性減小也可釋放正反應性；

3.必要時在堆芯周圍加適當的反射層以減少中子泄漏提高后備

??反應性；

4.由于乏燃料組成的堆芯含有“渣”，在運行中釤-149、釤-

??151吸收中子消毒釋放出正反應性，使運行壽期得到延長。

堆芯裝載核設計及熱工計算表明，核電站乏燃料組成的低溫、低壓的核反應堆具有下述安全特性：

1.溫度系數從冷態到熱態的任何工況下均為負值。

2.組成的堆芯體積大，功率密度低，只是核電站功率密度的1/12～1/15。在額定功率下，燃料芯體最高溫度只有400度左右，加上該堆的固有安全性以及采取非能動的安全設施，在嚴重事故下堆芯不會溶化。

3.由于本堆采取防止放射性氣體向大氣擴散的一道以上的氣密屏障，再加上放射性氣體的有效處置，滿足法規規定的對環境的影響為“無放射性后果”水平。

本發明的效果如下：

1.將核電站乏燃料直接再用作核燃料的中子鏈式反應裝置，提高了鈾資源的利用價值，并且不產生新的乏燃料，同時由于只需對核電站卸出的燃料組件進行適當檢查即可裝堆，減少了燃料費，并使反應堆的投資和運行成本明顯下降，具有很好的經濟性和環保效果。

2.本堆具有功率密度低，采用非能動余熱導出，在嚴重事故下堆芯不熔化；設有至少一道氣體密封屏障，滿足“無放射性后果”要求，是具有固有安全性能、安全性很高的一種堆型。

3.由于核電站乏燃料組成的堆芯，具有足夠的后備反應性，完全滿足核能供熱的要求，所產生的熱能可用于海水淡化、城市地區集中供熱以及適用于生產無載體放射性同位素。

4.由于技術上采取了特殊的水下裝卸料孔道，取代了常用的裝卸料系統，簡化了裝卸料工藝和設備，方便操作，提高了安全性。