[發(fā)明專利]可在線換料熔鹽堆及其換料方法

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• 申請(qǐng)?zhí)枺?/td>: 202011403541.0
• 申請(qǐng)日: 2020-12-04
• 公開（公告）號(hào): CN112635083A
• 公開（公告）日: 2021-04-09
• 發(fā)明（設(shè)計(jì)）人: 鄭華;張輝;何國(guó)偉;魏淑虹;張勛
• 申請(qǐng)（專利權(quán)）人: 中廣核工程有限公司;深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司;中國(guó)廣核集團(tuán)有限公司;中國(guó)廣核電力股份有限公司
• 主分類號(hào): G21C3/54
• 分類號(hào): G21C3/54;G21C3/33;G21C3/32
• 代理公司: 深圳市瑞方達(dá)知識(shí)產(chǎn)權(quán)事務(wù)所(普通合伙) 44314
• 代理人: 王少虹

本發(fā)明公開了一種可在線換料熔鹽堆及其換料方法，可在線換料熔鹽堆包括保護(hù)容器、設(shè)置在保護(hù)容器內(nèi)的反應(yīng)堆容器、堆芯、支撐機(jī)構(gòu)及吊裝機(jī)構(gòu)；支撐機(jī)構(gòu)包括多根相平行間隔并橫跨于反應(yīng)堆容器上方的支撐軌；堆芯包括沿著支撐軌的長(zhǎng)度方向布置的多個(gè)燃料組件，每一燃料組件包括燃料格柵、沿著燃料格柵的高度容置在其中的TRISO燃料球；燃料格柵頂部懸掛在支撐軌上；吊裝機(jī)構(gòu)位于支撐機(jī)構(gòu)的上方。本發(fā)明的可在線換料熔鹽堆，通過TRISO燃料球裝入豎向的燃料柵格內(nèi)部形成單個(gè)燃料組件，配合燃料組件上方的支撐機(jī)構(gòu)和吊裝機(jī)構(gòu)實(shí)現(xiàn)燃料組件在反應(yīng)堆容器內(nèi)的排設(shè)和移動(dòng)，實(shí)現(xiàn)熔鹽堆的可在線換料及燃料組件軸向富集度精細(xì)調(diào)整，模塊化建造及擴(kuò)展功率。

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明涉及核電技術(shù)領(lǐng)域，尤其涉及一種可在線換料熔鹽堆及其換料方法。

背景技術(shù)

熔鹽堆(MSR)是六種第四代核能系統(tǒng)中唯一的液體燃料反應(yīng)堆，可以用于發(fā)電、嬗變核廢物、制氫和生產(chǎn)核燃料等方面。熔鹽堆包含兩種技術(shù)方向，第一類是液態(tài)燃料熔鹽堆，裂變材料溶解在熔融的氟化鹽中；第二類是固態(tài)燃料熔鹽堆，熔融氟化鹽只是作為冷卻劑，燃料采用涂層顆粒，類似于球床式HTR的燃料，固體燃料類型的熔鹽堆通常被稱為氟化鹽冷卻固態(tài)燃料高溫堆(FHR)。

以液態(tài)燃料熔鹽堆為例，其采用溶解在氟化鈹、氟化鈉和氟化鋰等氟化鹽中的釷或鈾的液態(tài)融合物作燃料，無需專門制作固體燃料組件。液體燃料決定了其工作原理與常規(guī)固體燃料反應(yīng)堆的工作原理有所不同：含有裂變和可轉(zhuǎn)換材料的燃料熔鹽，以500℃以上的堆芯入口溫度，流入經(jīng)過優(yōu)化設(shè)計(jì)的堆芯從而達(dá)到臨界，且僅在堆芯處達(dá)到臨界，燃料熔鹽在堆芯處發(fā)生裂變反應(yīng)釋放熱量，并被自身吸收和帶走，不需另外的冷卻劑，燃料熔鹽在堆芯出口處溫度可達(dá)700～800℃(其沸點(diǎn)溫度約1400℃)。堆芯流出的高溫燃料熔鹽通過一次側(cè)熱交換器將熱量傳給二次側(cè)冷卻劑熔鹽，再通過二次側(cè)熱交換器傳給三回路，三回路系統(tǒng)在過去研究中，主要考慮采用朗肯循環(huán)，用被加熱的水蒸氣推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)進(jìn)行發(fā)電，現(xiàn)在考慮采用二回路換熱器加熱氦氣或超臨界二氧化碳進(jìn)行發(fā)電或制氫。由此可見，熔鹽堆整個(gè)堆芯的高溫燃料熔鹽，既是載熱劑，又是核反應(yīng)的熱源，是完全不同于其它固體燃料的一種全新核反應(yīng)堆燃料利用技術(shù)。

中國(guó)專利CN201810089818.3公開一種小型模塊化流動(dòng)球床氟鹽冷卻高溫反應(yīng)堆，包括核燃料操作系統(tǒng)、核熱產(chǎn)生系統(tǒng)、核熱傳輸系統(tǒng)和核熱利用系統(tǒng)。其中，核燃料操作系統(tǒng)用于存儲(chǔ)核燃料并將核燃料裝入核熱產(chǎn)生系統(tǒng)以及將核燃料從核熱產(chǎn)生系統(tǒng)卸載，核熱產(chǎn)生系統(tǒng)控制核燃料的裂變并產(chǎn)生核熱，核熱傳輸系統(tǒng)將核熱傳輸至核熱利用系統(tǒng)，核熱利用系統(tǒng)利用核熱進(jìn)行發(fā)電或其它熱利用。核燃料操作系統(tǒng)將燃料球從堆芯的下部送入，新燃料球利用浮力從底部進(jìn)入堆芯，經(jīng)過一段時(shí)間的燃燒后，利用浮力上升至頂部后離開堆芯。然而，上述專利存在以下問題：其一回路冷卻劑為強(qiáng)迫循環(huán)，系統(tǒng)流程復(fù)雜，關(guān)鍵設(shè)備熔鹽泵技術(shù)難度大、造價(jià)高且容易損壞，熔鹽泵一旦損壞或一回路管道泄漏將導(dǎo)致堆芯活性區(qū)喪失冷卻造成嚴(yán)重核事故。堆芯燃料分布具有不確定性，對(duì)于堆芯功率控制將產(chǎn)生不利影響。

中國(guó)專利200880117773.0公開一種具有新概念燃料元件的核反應(yīng)堆，特別是池型核反應(yīng)堆，其包括具有容納堆芯的主箱，所述堆芯包括一捆燃料組件并浸沒在主冷卻劑中，所述主冷卻劑在所述堆芯與至少一個(gè)熱交換器之間循環(huán)；該反應(yīng)堆的特征在于：所述燃料組件沿各自的平行縱向軸線延伸，并具有各自的活性部分和各自的服務(wù)部分，所述活性部分設(shè)置在所述燃料組件的底端并浸沒在所述主冷卻劑中以構(gòu)成所述堆芯，所述服務(wù)部分在所述活性部分的上方延伸并從所述主冷卻劑露出；反應(yīng)堆為圓形堆芯。上述專利中燃料組件結(jié)構(gòu)復(fù)雜，需要停堆換料。燃料組件是否具有耐高溫性能、傳熱特性等性能不詳。