CN107408414A - 利用热膨胀原理使反射体热变移位的负载跟随小型化核能发电*** - Google Patents

利用热膨胀原理使反射体热变移位的负载跟随小型化核能发电*** Download PDF

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Abstract

本发明提供一种小型化核能发电***，该***易于实现负载跟随控制，且安全，还能降低制造成本、维护管理用成本。该***具备一个具有负载跟随控制方式的小型化核反应堆，该反应堆具备：燃料集合体堆芯(4)，该堆芯使用金属性燃料，所述金属性燃料含有铀(235,238)及钚239任一种或两种；核反应堆容器(1)，用来收纳所述燃料集合体堆芯(4)；金属钠，所述金属钠填充在核反应堆容器(1)内，被堆芯(4)加热；及中子反射体(2)，所述中子反射体(2)将从堆芯(4)辐射出的中子的有效倍增系数维持在约1以上，使堆芯处于临界状态；且在所述中子反射体上连接弹簧状或螺旋状金属部件，金属部件因冷却材料金属钠的温度而受热变形，利用此受热变形控制中子反射体的快中子反射效率，由此能控制中子有效倍增系数。

Description

利用热膨胀原理使反射体热变移位的负载跟随小型化核能发 电***
[相关申请]
本申请主张2015年4月2日申请的日本专利申请第2015-75942号的优先权，其内容以引证的方式并入本文。
技术领域
本发明关于小型化核能发电***，更具体地说，本发明关于将冷却***至少分成一次***和二次***的小型化核能发电***，该小型化核能发电***装配有负载跟随型控制***，能自然地控制小型化核反应堆内的核反应。
背景技术
作为核能发电***中使用的核反应堆，一直以来熟知的有间接循环型核反应堆，这种间接循环型核反应堆利用不会被放射线污染的水蒸气推动涡轮转动来发电。这种核反应堆在一次冷却***和二次冷却***之间，具备蒸汽发生器和热交换器。
于是，以构筑大型发电***为目的的回路型快中子反应堆中，利用中间热交换器，将冷却堆芯而被加热的一次钠体系(一次冷却***)的热传递给二次钠体系(二次冷却***)，然后利用蒸发器及过热器，将二次钠体系的热传递给水-蒸汽体系。此外，在加大核反应堆容器，将一次钠体系的泵和中间热交换器收纳于核反应堆容器内的箱型快中子增殖反应堆中，也是同样地利用中间热交换器将一次钠体系的热传递给二次钠体系，然后利用蒸汽发生器，将二次钠体系的热传递给水-蒸汽体系。
用于这种大型发电***的核反应堆具备堆芯，所述堆芯由多个燃料棒集合而成，所述燃料棒是在包覆管内收纳将金属氧化物成形为小球状的燃料而成，所述金属氧化物含有低传热特性的铀235或钚239。用于大型核反应堆的堆芯会集合约200根燃料棒束，每个燃料棒束由数十根左右的燃料棒捆束而成，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。这种使用控制棒的大型核反应堆中，若因控制棒的位置控制机构出现故障等原因而控制棒不能发挥作用，则有堆芯核反应失控的危险。
而且，在快中子增殖反应堆以外的核反应堆、例如压水型轻水反应堆中，是利用蒸汽发生器，将冷却堆芯而被加热的一次冷却水的热，传递给水-蒸汽体系。这种核反应堆中，会在收纳于反应堆内的燃料的集合体之间配置控制棒，以控制堆芯的反应速度。
[现有技术文献]
[专利文献]
[专利文献1]国际公开第03/007310号公报
[非专利文献]
[非专利文献1]西山贵章“原子能电力驱动***的空间用核反应堆的提案”九州大学工学部能源科学科毕业论文、2009年2月
[非专利文献2]W.F.Murphy,W.N.Beck,F.L.Brown,B.J.Koprowski,andL.A.Neimark、"POSTIRRADIATIONEXAMINATIONOFU-Pu-ZrFUELELEMENTSIRRADIATEDINEBR-I1TO4.5ATOMICPERCENTBURNUP"、ANL-7602、November1969
发明内容
发明要解决的问题
在所述以构筑大型发电***为目的的回路型快中子增殖反应堆、压水型轻水反应堆等采用间接循环的核反应堆中，各冷却***间的热传递是利用相互独立或收纳于不同室内并用管道与蒸汽发生器、热交换器连接来实现，所以，冷却***整体复杂且大型化。尤其是以发电为目的的快中子增殖反应堆等中有如下问题，利用金属钠作为冷却材料的一次冷却***由数个回路构成，这些回路上还各连接着多个二次冷却***的回路，所以管道、泵、热交换器、蒸汽发生器等的数量众多，冷却***复杂化且大型化。
此外，在构筑大型发电***的大型核反应堆中，是利用配置在燃料集合体间的控制棒，来控制堆芯的核反应速度，因此需要控制棒监视***等，反应堆自身的结构变得复杂。所以，不仅核反应堆制造成本巨大，还有需要大量维护管理用人员和监视设备之类的问题。
另外，有些技术还提出一种箱型快中子增殖反应堆，期望比回路型快中子反应堆小型化，并实现负载跟随型控制方式。这种快中子反应堆，为了避免堆芯冷却用金属钠的危险性，还是依然需要中间热交换器、蒸汽发生器等，冷却***的简化、小型化并不充分。除此之外，这种快中子反应堆还要装配控制棒、紧急堆芯冷却***等其它工程安全***。装配这些复杂的安全***，会出现核能发电***变得昂贵的问题。
因此，为了提高安全性，并降低发电***成本，专利文献1提出一种以控制***的简化、小型化为目的的核反应堆方案，参见专利文献1。专利文献1中公开的核反应堆，并未使用中间热交换器、蒸汽发生器，而是将一次冷却***和二次冷却***收纳于双重容器内，由此大幅削减一次冷却***和二次冷却***的管道，实现核反应堆的小型化。但是，专利文献1并无核反应的控制相关记载，因此专利文献1并非如本发明这样的负载跟随型控制方式的核反应堆。
本发明的目的在于提供一种小型化核能发电***，该小型化核能发电***能实现包含核反应堆及发电***整体的进一步小型化。而且，本发明的目的在于提供一种易于实现负载跟随型控制且安全的小型化核能发电***。此外，本发明的目的在于提供一种能降低制造成本、维护管理用成本的核能发电***。
用于解决问题的方案
本发明提供一种安全的小型化核能发电***，该小型化核能发电***使核反应堆小型化，该小型化核反应堆装载包含锆(Zr)、钚(Pu)、铀(U)的金属燃料，采用负载跟随型控制方式,所述负载跟随型控制方式是利用连接在反射体上的金属部件受热膨胀，使反射体变形/移动，从而实现利用受热膨胀的负载跟随型控制方式，因此容易控制,而且再临界等事故发生概率为零，所以安全。即，本发明提供一种小型化核反应堆及发电***，利用因热输出变化引起的金属部件的受热变形，控制快中子反射性能，由此能实现负载跟随型控制。
下面，先说明负载跟随型控制方式。
(负载跟随型控制方式)
负载跟随型控制方式并不利用普通核反应堆中使用的控制棒，而是利用热等自然现象的基本因素，其主要控制因素有(1)中子泄漏概率/量控制、及(2)中子发生效率控制。
(1)中子泄漏概率/量控制
利用燃料棒含有的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***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***外泄漏的中子的比例取决于以下参数。
(1-1)反射体的效率
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，就能实现负载跟随型控制方式。
(1-2)冷却材料的特性
本发明中，冷却材料可以是例如金属钠、铅、铅-铋等材料。下面说明各材料的特性。
(冷却材料金属钠的密度)
金属钠的密度取决于温度，具体来说取决于热膨胀率。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。
另外，金属钠的沸点为880℃，正常来说形成空穴没有问题，但金属钠接触燃料棒会变成高温，在沸点以下时,也有形成微少空穴的可能性。这样一来，会有反应性空穴系数为"正"的问题。但是，通过减小堆芯尺寸，使温度更高，增大中子泄漏量，便有消除所述空穴系数问题的优越性。
(其它冷却材料)
作为快中子反应堆的冷却材料，除了金属钠以外，还有中子吸收截面积小且不影响中子束的铅，但铅的缺点是熔点相对较高，为325℃。因此，能降低熔点的铅-铋(45.5％Pb-55.5％Bi)也成为有效的候补冷却材料。铅-铋的熔点降至125℃。
(1-3)核反应堆表面积/体积比
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。换句话说，堆芯尺寸小则泄漏中子的比例大。
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。
(2)中子发生效率控制
如何控制从燃料棒发生的快中子束尤为重要。一直以来，燃料棒主要使用高温膨大等变化较小的氧化物燃料。为了达成本发明的目的，理想的是，采用金属燃料棒，高温下降低中子发生效率。高温下燃料棒发生膨大、膨胀等时，Pu、U等核物质浓度会下降，核反应效率下降。实际上，金属燃料棒高温热膨胀的倾向很高，非专利文献2中报告有，U、Pu、Zr三元合金燃料若变成600℃至650℃以上，膨胀系数会增大3个数量级。这样一来，若燃料棒变成高温，核反应效率会下降，降低温度，就能实现负载跟随型控制方式。
接着，说明反射体的效果。
(反射体的效果)
作为反射体的效果，在描述空间用小型核反应堆的试验设计的非专利文献1中示出有具体实例。记载如下，首先，在由石墨形成的球状堆芯中，分散用石墨及硅涂覆二氧化铀(UO2：20％浓缩))微粒子而成的燃料，将堆芯质量增加到9000kg，但有效倍增系数Keff并未超过临界条件"1"(图3.3)。但是，在半径20cm的堆芯周围设置了反射体时，这种堆芯的Keff就能超过"1"。此外，使用铍(Be)或氧化铍(BeO)作为反射材质时，若反射体的厚度为10cm以上，Keff超过"1"达到临界，另一方面，使用石墨时虽然效率有所下降，但当厚度超过30cm时也会达成临界条件(图3.5)。这样，可知堆芯规模小时反射体的效果显著。
为了达成所述目的而提出的本发明的小型化核能发电***具有核反应堆，所述核反应堆具备：堆芯，该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而成；核反应堆容器，该核反应堆容器收纳着所述堆芯；一次冷却材料，该一次冷却材料包含金属钠，填充于核反应堆容器内，被堆芯加热；及中子反射体，该中子反射体围绕在堆芯周围设置，将从堆芯辐射出的中子的有效倍增系数(Keff)维持在约1以上，使堆芯处于临界状态。
核反应堆的堆芯由燃料棒的多个集合体构成，所述燃料棒是将金属燃料封入包覆管而成，包覆管由铁素体不锈钢或铬-钼钢形成，所述金属燃料包含由锆、铀(235,238)及钚239形成的合金,或者由锆与铀(235,238)或钚239形成的合金。铀燃料所含的铀238吸收中子，运转的同时生成钚239。
此外，该小型化核能发电***在核反应堆外部设置主热交换器。被核反应堆加热后的一次冷却材料,通过管道,提供给主热交换器，同时使二次冷却材料在此循环，使所述二次冷却材料与所述一次冷却材料进行热交换,从而使所述二次冷却材料被加热。本发明的实施例中，二次冷却材料例如使用超临界二氧化碳。并且，该小型化核能发电***还具备：涡轮，该涡轮是由主热交换器加热并在其中循环的二次冷却材料驱动；及发电机，该发电机通过所述涡轮的驱动而工作。
此外，本发明中，设置核反应堆的燃料集合体周围的中子反射体大体分成以下两种。第1种反射体的高度比燃料集合体的高度小，被支撑着可以从燃料集合体的下方侧朝上方侧移动，或者反过来从上方侧朝下方侧移动。为了简化移动机构，理想的是从上方侧朝下方侧移动的机构。或者，从燃料集合体的核燃料已消耗部分移动到未消耗部分，这样能一边控制核燃料的反应性,一边长时间地维持核反应。第2种反射体的高度能覆盖燃料集合体整个高度。这种情况下，不移动反射体，所以和使用上述反射体的情况相比，核反应堆运行期间变短。
本发明的小型化核能发电***更具体来说具备如下构成的小型化核反应堆。该小型化核反应堆包含：
燃料集合体的堆芯，该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235,238及钚239的任一种或两种；
核反应堆容器，所述核反应堆容器收纳所述堆芯；
一次冷却材料，所述一次冷却材料填充在所述核反应堆容器内，被所述堆芯加热，且包含金属钠、铅(Pb)或铅-铋(Bi)中的一种；及
中子反射体，所述中子反射体围绕在所述堆芯周围配置；且构成为，
该中子反射体的中子反射率设为，将从所述堆芯辐射出的中子的有效倍增系数维持在约1以上，使所述堆芯处于临界状态，所述中子反射体还连接热膨胀率比反射体自身大的金属部件，所述金属部件依所述核反应堆容器内的温度而发生受热膨胀并引起移位，利用此移位，改变所述中子反射效率，由此能实现负载跟随型控制。
围绕在所述堆芯周围设置的所述中子反射体构成为，高度比所述堆芯的高度小，能利用移动机构，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。
或者也可以为，在所述燃料集合体周围设置的所述中子反射体，具有和所述燃料集合体的全长同等的长度。
或者也可以为，具有弹簧状或螺旋状的所述金属部件的中子反射体，除了设置在所述燃料集合体周围以外，还设置在所述燃料集合体的上部，所述金属部件能通过热膨胀控制所述中子反射效率。
所述中子反射体可以是多个，从所述堆芯的中心,配置在同心圆上，在同心圆上分割成两个部分以上，且具有两种半径，所述多个中子反射体分类成两组，分别为具有相同半径的第1组和具有相同半径的第2组，其中第1组中子反射体连接设置于所述堆芯的同心圆上的第1螺旋状的所述金属部件，通过所述第1螺旋状金属部件的热膨胀，在所述第1组的中子反射体和所述第2组的中子反射体之间形成狭缝，并基于所述核反应堆容器内的温度，调整该狭缝的间隔。
也可以为，所述中子反射体在半径方向上分割成两个部分以上。
此外也可以为，所述第2组反射体也连接配置在所述堆芯的同心圆上的第2螺旋状的所述金属部件，且所述第1螺旋状金属部件和所述第2螺旋状金属部件的卷绕方向相反。
所述中子反射体的材料是从铍(Be)、氧化铍(BeO)、石墨、碳、不锈钢中选定。
此外也可以为，在所述两组中子反射体之间装入碳作为润滑材料。
另外也可以为，所述第1组和第2组的所述中子反射体在圆周方向具有重叠部分，通过调整该重叠部分的宽度，调整使临界状态变成1的温度。
或者也可以构成为，在同心圆上分割成两个部分以上的所述中子反射体的外侧，具备固定用圆筒，所述固定用圆筒用来固定所述金属部件即调节弹簧，在更外侧，还具备多个反射体移动用夹具，所述多个反射体移动用夹具和分割后的所述中子反射体分别对应，且包含调节弹簧支撑板、反射体调节棒和所述调节弹簧；所述反射体调节棒分别连接对应的所述中子反射体，当所述调节弹簧热膨胀时，热膨胀会经由所述反射体调节棒传递，使所述中子反射体远离所述燃料集合体，所述反射体调节棒是固定在所述调节弹簧支撑板的，由此实现负载跟随型控制，控制核反应堆的功率。
或者也可以为，配置多层环状中子反射体，所述多层环状中子反射体在同心圆上、及顺着所述燃料棒的方向上，分割成两个部分以上，弹簧状的所述金属部件配置在所述多层环状中子反射体的外侧，围绕所述中子反射体，所述分割后的所述多层环状中子反射体，分别连接所述弹簧状金属部件的不同部分，所述弹簧状金属部件的热膨胀会传递给所述分割后的环状中子反射体，于是所述分割后的中子反射体的间隔会发生变化，由此调整中子的泄漏概率，从而可实现负载跟随型控制，控制核反应堆的功率。
或者也可以为，在同心圆上分割成两个部分以上的各中子反射体构成为，能以支撑棒为中心朝外侧旋转，所述支撑棒设置在顺着所述燃料棒的方向上的所述各中子反射体的单侧端部，由此能将所述中子反射体间开放，作为所述各中子反射体旋转中心的支撑棒上连接的螺旋状的所述金属部件会受热膨胀，利用此热膨胀，改变所述中子反射体间的开放程度，由此调整中子的泄漏概率，从而可实现负载跟随型控制，控制核反应堆的功率。
所述弹簧状或螺旋状的所述金属部件的材料为不锈钢、镍基超合金、镍-钴系超合金。
此外，所述弹簧状金属部件或螺旋状金属部件也可以是双金属件，该双金属件的材料可以是低膨胀材料和高膨胀材料的组合，低膨胀材料为镍(Ni)-铁(Fe)合金，高膨胀材料为铜(Cu)、镍(Ni)、铜-锌(Zn)、镍-铜、镍-锰(Mn)-铁、镍-铬(Cr)-铁、镍-钼(Mo)-铁中的一种，所述高膨胀材料理想的是镍-锰-铁或镍-铬-铁。
本发明的小型化核能发电***也可以为，在所述中子反射体外侧设置中子吸收体。
此外也可以为，所述中子吸收体使用适合处理锕系放射性元素等放射性废弃物等的材料。
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，包覆管由铁素体不锈钢、或铬-钼钢形成，所述金属性燃料包含由锆(Zr)、铀(235,238)及钚239形成的合金、或者由锆与铀(235,238)或钚239形成的合金。
所述核反应堆容器形成为圆筒状，具有5m以下的直径及15m以下的高度，所述核反应堆容器内收纳的堆芯包含多个燃料棒，燃料棒形成为5mm～15mm的直径及3.0m以下的长度。
本发明的小型化核能发电***还具备：主热交换器,该主热交换器设置在所述核反应堆外部，经由导管被供给由所述核反应堆加热后的所述一次冷却材料，同时使二次冷却材料循环，所述二次冷却材料包含超临界二氧化碳，使所述二次冷却材料和所述一次冷却材料进行热交换，使所述二次冷却材料被加热；涡轮，该涡轮由被所述主热交换器加热后的所述二次冷却材料驱动；及发电机，该发电机通过所述涡轮的驱动而工作。
本发明的另一小型化核能发电***还具备：主热交换器,该主热交换器设置在所述核反应堆外部，经由导管被供给由所述核反应堆加热后的所述一次冷却材料，同时使二次冷却材料循环，所述二次冷却材料包含轻水，使所述二次冷却材料和所述一次冷却材料进行热交换，使所述二次冷却材料被加热；涡轮，该涡轮由被所述主热交换器加热后的所述二次冷却材料驱动；及发电机，该发电机通过所述涡轮的驱动而工作。
本发明的又一小型化核能发电***还具备：涡轮，该涡轮设置在所述核反应堆外部，向所述核反应堆填充不和轻水反应的所述一次冷却材料，且所述包含轻水的二次冷却材料在核反应堆容器内与所述一次冷却材料热交换从而被加热，利用加热后的所述二次冷却材料驱动涡轮；及发电机，该发电机通过所述涡轮的驱动而工作。
发明的效果
本发明将核反应堆容器形成为直径5m以下、高度15m以下，该核反应堆容器内收纳的堆芯形成为直径5mm～15mm、长度3.0m以下的燃料棒的集合体，因此可实现核反应堆的小型化。
构成本发明的小型化核能发电***的核反应堆使用金属钠作为一次冷却材料，跟随连接此发电***的负载的耗电量的变动，改变发电功率，进行负载跟随型运行时，可跟随负载的耗电量变动而自动控制核燃料的反应性，从而可实现发电***的自动运行。
本发明中，填充于核反应堆容器内的一次冷却材料，是使用泵进行循环的，所以构成一次冷却材料的金属钠、铅、或铅-铋可以确切地进行循环。
并且，本发明中，在核反应堆中被加热的一次冷却材料会供给至核反应堆外部设置的热交换器，包含超临界二氧化碳的二次冷却材料与一次冷却材料进行热交换，所以包含热交换器及涡轮的二次冷却材料的循环***，可以设置在核反应堆外部，从而使发电***的维护检修变得容易。
另外，供驱动涡轮的二次冷却材料循环的循回路构成为闭回路，所以可实现发电***的进一步小型化，且可抑制二次冷却材料的损耗。
而且，一次冷却材料使用金属钠时，用作二次冷却材料的超临界二氧化碳相比水等，密度足够大，所以能高能率地驱动涡轮，从而可使驱动发电机的涡轮进一步小型化。
此外，使用超临界二氧化碳作为二次冷却材料时，即便接触构成一次冷却剂的金属钠，也能防止钠和水反应产生***之类的事故，从而可提升***安全性。
而且，使用铅或铅-铋作为一次冷却材料时，因和水没有反应性，所以能使用水(轻水)作为二次冷却材料。这种情况下，可以在核反应堆内预先填充一次冷却材料，让作为二次冷却材料的水在核反应堆内直接接触一次冷却材料，通过热交换而蒸汽化，所以能使核能发电***更加小型化。
附图说明
图1是表示本发明的小型化核能发电***中使用的小型化核反应堆的实施方式的概略构成图。
图2是表示图1的本发明的小型化核反应堆中使用的燃料集合体的详情的侧视图。
图3A是表示本发明的小型化核反应堆中使用的反射体的实施方式的斜视图。
图3B是表示本发明的小型化核反应堆中使用的反射体的实施方式的透视图。
图4是表示本发明的小型化核反应堆中使用的反射体的另一实施方式的斜视图。
图5是表示图4的反射体的弹簧的卷绕数与线热膨胀量的关系的曲线图。
图6是表示因中子有效倍增系数Keff和弹簧热膨胀而发生变化的反射体的狭缝宽度的温度依存性的曲线图。
图7是表示本发明的小型化核反应堆中使用的、设有重叠部分的反射体的又一实施方式的斜视图。
图8是表示设有反射体的重叠部分时的、因Keff和热膨胀而发生变化的狭缝的宽度的温度依存性的曲线图。
图9是表示本发明的小型化核反应堆中使用的反射体的另一实施方式的斜视图。
图10是表示图9所示的实施例的Keff与反射体的移动距离的关系的曲线图。
图11是表示本发明的反射体的又一实施例中，反射体关闭状态的斜视图。
图12是表示图11所示的反射体的实施例中，反射体打开状态的侧视图。
图13是表示本发明的反射体的又一实施例的斜视图。
图14是表示本发明的泄漏快中子用的反射体的实施例的斜视图。
图15是表示图14所示的反射体的详情的斜视图。
图16是表示组装有本发明的负载跟随型控制方式的堆芯的小型化发电***的实施例的示意性截面图。
图17是表示组装有本发明的负载跟随型控制方式的堆芯的小型化发电***的其它实施例的示意性截面图。
图18是表示组装有本发明的负载跟随型控制方式的堆芯的小型化发电***的又一实施例的示意性截面图。
具体实施方式
本发明的实施例是使用标准核计算代码SRAC(Standard Reactor AnalysisCode)根据所得结果而进行的。SRAC是能适用于多种类型的核反应堆的堆芯分析的核计算代码***。包括6种数据库(ENDF/B-IV、-V、-VI、JENDLE-2、-3.1、-3.2)、整合5个模块化代码；可以应用于16种格子形状的冲突概率计算模块(PIJ)、Sn输送计算模块、ANIS及TWOTRAN、扩展计算模块(TUD(1维)及CITATION(多维))、及燃料集合体和堆芯燃烧计算用的2个选项代码(ASMBURN、改良COREBURN)。本发明中，使用冲突概率计算模块(PIJ)、Sn输送计算模块、ANIS及TWO TRAN，执行临界计算。下面，参照附图，来说明基于其结果的实施例。
首先，针对下述所示的小型化核反应堆堆芯的基本规格，确认核反应。
(基本规格)
堆芯直径：85cm、
堆芯高度：200cm
燃料集合体：60个
燃料细棒直径：1cm
图1表示本发明的小型化核反应堆的临界计算中使用的小型化核反应堆的概略截面结构。向由低合金钢等形成的核反应堆容器1中，装入燃料集合体4，在燃料集合体周围，设置包含石墨的中子反射体2。该反射体可以从下部朝上部移动，或者从上部朝下部移动。要移动该反射体，需要安装反射体支撑机构5。该支撑机构连接设置于核反应堆上部的驱动机构(未显示)。但，并不限定于此，也可以在燃料集合体周围，设置长度和燃料集合体全长同等的反射体。
在核反应堆容器1的下部，安装着冷却材料入口管道6，从所述冷却材料入口管道6导入作为一次冷却材料的液态金属钠，还安装着冷却材料出口管道7，用来取出经核加热后的冷却材料。
图2表示燃料集合体4的详情。向铁素体不锈钢(作为铁素体铁钢材料的参照钢之一的HT-9钢(Fe-12CHMo-V、W)的包覆管中，***由Pu-U-Zr合金钢形成的直径10mmΦ、长度200mm的燃料细棒，制作1根燃料棒41，使用间隔件42捆束24根，形成燃料集合体4。向核反应堆容器装载60个燃料集合体4。
[实施例1]
接着，参照图3A、3B和图4，说明本发明的负载跟随型控制中最重要的反射体。如图3A所示，反射体是由石墨形成，且厚度分别为10cm的双重结构，此双重结构为，在圆周方向上分成八个部分，每一部分配置半径不同的两种反射体A21、反射体B22，在圆周方向错开时，彼此能收容到内部。如图3B所示，反射体A21、反射体B22的双重结构，是通过反射体支撑板20进行固定的。反射体B22的内径设为52cm，高度设为50cm。将这样的两种双重结构反射体相互错开，能在反射体A21和反射体B22之间形成缝隙(狭缝)，由此降低反射效率。也可以在反射体A21和反射体B22之间装入碳(例如石墨碳微粒子)作为润滑材料。另外，本实施例中虽然表示的是反射体为双重结构的例子，但反射体当然既可为单重结构，也可以为大于双重的多重结构。而且，还可以在这些反射体的外侧，设置适合处理锕系放射性元素等放射性废弃物等的中子吸收体，以便有效利用泄漏中子。
如图4所示，在反射体2上下，还连接奥氏体不锈钢制耐热性螺旋状金属部件。在反射体A21上连接螺旋状金属部件31，在反射体B22上连接螺旋状金属部件32。螺旋卷绕方向设定为彼此相反的方向。这样，通过将上下螺旋卷绕方向设定为相反方向，反射体间因热膨胀而出现的狭缝的宽度会变得更大。
图5表示所述螺旋的卷绕数和线热膨胀量的关系。将螺旋的最内径和最外径固定，螺旋厚度在10mm至30mm之间变化，由此改变卷绕数。
利用计算代码CITAION，计算这种结构下的反射体的热膨胀量和核特性的关系。图6表示反射体因中子有效倍增系数Keff和弹簧的热膨胀而出现的狭缝的宽度的温度依存性。根据图可知，温度上升则Keff变成1以下，变成未临界状态。温度上升则中子经济变差，核反应效率下降。相反，若温度下降，反射体效率提升，核反应效率提升。结果，可根据核反应堆的功率，自动地控制核裂变反应。
[实施例2]
接下来，说明提升Keff为"1"的临界点的温度的方法。如图7所示，除了分割成四个部分的反射体A21和反射体B22外，还设置重叠部分23。由此调整因反射体热膨胀出现的狭缝的宽度。图8表示设置了反射体的重叠部分时因Keff和热膨胀而出现的狭缝的宽度相关的计算结果。根据图8可知，Keff＝1的温度上升为约500℃。这样，在分割型反射体中，就能通过调整重叠部分的长度，来调整Keff＝1的温度。
[实施例3]
图9表示本发明的反射体结构的其它实施例。在实施例1和2中，是在圆周方向上，在反射体间设置狭缝而配置分割反射体，由此控制Keff的。但本实施例中，是通过使反射体在半径方向上移动来控制Keff。图9中说明其机构。为了让分割成八个部分的双重反射体21、22，随着温度上升而离开燃料集合体，要利用到调节弹簧26的热膨胀。首先，在分割成八个部分的双重反射体21、22的外侧，设置用来固定调节弹簧26的固定用圆筒24，在更外侧，对应分割反射体设置8个弹簧驱动反射体移动用夹具，所述弹簧驱动反射体移动用夹具是组合调节弹簧支撑板27、反射体调节棒28和调节弹簧26而构成的。支撑板27承受调节弹簧26的热膨胀，热膨胀被转换成支撑板27上固定的反射体调节棒28朝外侧方向的移动，由此反射体调节棒28上固定的反射体21、22朝外侧移动。
图10表示图9所示的实施例的Keff和反射体调节棒28的移动距离(或反射体21、22的移动距离)的关系。堆芯和反射体的间隔变大则反应性降低。本例中，可知移动距离约7cm时Keff＝1。由此可实现负载跟随型控制。
[实施例4]
图11表示本发明的反射体结构的又一实施例。本实施例采用的结构是通过热膨胀使反射体开闭。分割成十二个部分的双重反射体21、22，利用上部螺旋状金属部件291和下部螺旋状金属部件292的热膨胀，以螺旋状金属部件的支撑棒25为中心轴，朝外侧旋转移动。图12表示温度上升后反射体打开的状态。所述螺旋状金属部件的材料优选不锈钢、镍基超合金、镍-钴(Co)系超合金。此外，上部螺旋状金属部件291和下部螺旋状金属部件292，使用由双金属件形成的螺旋状金属部件时，也能更有效率地旋转反射体。双金属件的构成材料可以组合低膨胀材料和高膨胀材料，所述低膨胀材料为镍(Ni)-铁(Fe)合金，所述高膨胀材料为铜(Cu)、镍、铜-锌(Zn)、镍-铜、镍-锰(Mn)-铁、镍-铬(Cr)-铁、镍-钼(Mo)-铁中的一种。考虑到核反应堆内的高温条件，组合时低膨胀材料优选镍-铁合金，高膨胀材料优选镍-铬-铁或镍-锰-铁。组装有这种双金属件金属螺旋的中子反射体打开时，向反射体外泄漏的中子变多，使得Keff下降，核裂变反应率下降。因此可实现负载跟随型控制。
[实施例5]
图13表示本发明的反射体结构的又一实施例。本实施例采用的反射体结构为，在多个多层环状反射体211周围，环绕地配置着螺旋状金属部件311。多层环状反射体211和金属部件311连接支撑体281。利用弹簧状金属部件311的热膨胀引起的变形，在多层反射体间形成狭缝。形成该狭缝后，快中子反射效率会下降。因此，温度上升则核裂变效率下降，相反，温度下降则反射效率恢复而核裂变效率上升。因此可实现负载跟随型控制。所述弹簧状金属部件的材料优选不锈钢、镍基超合金、镍-钴系超合金。
[实施例6]
如上所述，想要使小型化核反应堆的中子倍增系数Keff变成1以上，需要降低泄漏快中子的泄漏率。这种情况下，理想的是在燃料集合体周围以外也设置反射体。图14表示本实施例。核反应堆容器1中，在燃料集合体4的上部，设置追加的多层型反射体91。要让该多层型反射体之间的狭缝在高温下变大，还需要设置多层型反射体弹簧92。图15表示该多层型反射体的详情。在多层型反射体91的中心部，有一圆筒状空间，燃料集合体和移动型反射体2能通过该空间。上部多层型反射体91和上部弹簧92连接多层型反射体支撑板93。通过采用这种结构，能降低泄漏快中子的泄漏率，且还能调整泄漏率。
[实施例7]
图16表示组装有本发明的负载跟随型控制方式的堆芯的发电***的实施例。首先，在核反应堆容器1中，配置燃料集合体4，并在其周围配置中子反射体2。本实施例中，一次冷却材料使用的是金属钠。考虑到安全性，二次冷却材料使用二氧化碳气体。为了提升发电效率，理想的是使用超临界二氧化碳气体涡轮521。主热交换器50中，金属钠和超临界二氧化碳之间进行热交换。金属钠从核反应堆容器1的入口51供给，从出口52通过循环泵555被送往主热交换器50。
从主热交换器50供给二氧化碳气体给超临界二氧化碳气体涡轮521。超临界二氧化碳气体经过再生热交换器524和冷却器523被压缩机522压缩，然后被再生热交换器524加热，并通过超临界二氧化碳气体循环供给泵550，被供给至主热交换器50。
[实施例8]
图17表示组装有本发明的负载跟随型控制方式的堆芯的发电***的其它实施例。本实施例中，一次冷却材料使用的是铅-铋。如上所述，本实施例中，二次冷却材料使用水(轻水)，且发电使用的是蒸汽涡轮。如图17所示，在核反应堆容器1中装入燃料集合体4，并在其周围装入中子反射体2。向该核反应堆容器内1填充铅-铋作为一次冷却材料。使用循环泵555从入口51装入一次冷却材料，并从出口52供给至主热交换器50。主热交换器50让热从铅-铋传递给水，产生蒸汽。蒸汽涡轮501和冷凝器502利用该蒸汽工作，进行发电。利用冷凝器502，让蒸汽变成水，用第1加热器503和第2加热器504加热后，通过循环供给泵550供给至主热交换器50。
[实施例9]
使用铅或铅-铋作为一次冷却材料时，考虑到一次冷却材料和水之间并无反应性，那么在核反应堆容器1中进行热交换成为可能。图18表示本实施例。在核反应堆容器1内装入燃料集合体4和反射体2，填充铅-铋作为一次冷却材料。二次冷却材料使用水，通过循环泵555从核反应堆容器1内的下部或侧面进行供给。核反应堆容器1中产生的蒸汽会驱动蒸汽涡轮580和冷凝器581，产生电力。水被第1加热器582和第2加热器583加热后，通过循环泵555再次被供给至核反应堆容器1。
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正。
附图标记说明
1：核反应堆容器
2：中子反射体
4：燃料集合体
5：反射体支撑体
6：一次冷却材料入口管道
7：一次冷却材料出口管道
20：反射体支撑板
21：反射体A
22：反射体B
23：反射体重叠部分
24：调节弹簧固定用圆筒
25：支撑棒
26：调节弹簧
27：调节弹簧支撑板
28：反射体调节棒
31：上部螺旋状金属部件
32：下部螺旋状金属部件
41：燃料棒
42：燃料集合体支撑板
51：核反应堆容器入口
52：核反应堆容器出口
60：主热交换器
91：上部多层反射体
92：上部多层反射体弹簧
93：上部多层反射体支撑板
211：环状多层反射体
311：弹簧状金属部件
281：多层反射体支撑板
291：上部角度调整螺旋状金属部件
292：下部角度调整螺旋状金属部件
501、580：蒸汽涡轮
502、581：冷凝器
503、582：第1加热器
504、583：第2加热器
521：超临界二氧化碳气体涡轮
522：超临界二氧化碳气体压缩机
523：冷却器
524：再生热交换器
525：二氧化碳气体循环泵
550：循环供给泵
555：循环泵
560：隔离阀
1001：铅-铋表面

Claims (24)

1.一种小型化核能发电***，所述小型化核能发电***具备一个小型化核反应堆，所述小型化核反应堆包含：
燃料集合体的堆芯，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；
核反应堆容器，所述核反应堆容器收纳着所述堆芯；
一次冷却材料，所述一次冷却材料填充在所述核反应堆容器内，被所述堆芯加热，且包含金属钠、铅(Pb)或铅-铋(Bi)中的一种；及
中子反射体，所述中子反射体设置在所述堆芯周围,且构成为，
该中子反射体的中子反射率设为，将从所述堆芯辐射的中子的有效倍增系数维持在约1以上，使所述堆芯处于临界状态，所述中子反射体还连接热膨胀率比反射体自身大的金属部件，所述金属部件依据所述核反应堆容器内的温度而热膨胀并引起移位，利用此移位，改变所述中子反射效率，由此能实现负载跟随型控制。
2.权利要求1所述的小型化核能发电***，其中,
围绕在所述堆芯周围而设置的所述中子反射体构成为：高度比所述堆芯的高度小，能利用移动机构，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。
3.权利要求1所述的小型化核能发电***，其中,
在所述燃料集合体周围设置的所述中子反射体，具有和所述燃料集合体的全长同等的长度。
4.权利要求1至3中任一项所述的小型化核能发电***，其中,
具有弹簧状或螺旋状的所述金属部件的中子反射体，除了设置在所述燃料集合体周围以外，还设置在所述燃料集合体的上部，所述金属部件构成为能通过热膨胀控制所述中子反射效率。
5.权利要求1至4中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
所述中子反射体有多个，从所述堆芯的中心隔开配置在同心圆上，在同心圆上分割成两个部分以上，具有两种半径，所述多个中子反射体分类成两组，分别具有相同半径的第1组反射体和分别具有相同半径的第2组反射体，其中第1组中子反射体连接设置于所述堆芯的同心圆上的第1螺旋状的所述金属部件，通过所述第1螺旋状金属部件的热膨胀，在所述第1组中子反射体和所述第2组中子反射体之间，形成狭缝，并基于所述核反应堆容器内的温度，调整该狭缝的间隔。
6.权利要求5所述的小型化核能发电***，其中，
所述中子反射体还在半径方向上分割成两个部分以上。
7.权利要求5或6所述的小型化核能发电***，其中，
所述第2组反射体也连接配置在所述堆芯的同心圆上的第2螺旋状的所述金属部件，且所述第1螺旋状金属部件和所述第2螺旋状金属部件的卷绕方向相反。
8.权利要求1至7中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
所述中子反射体的材料是从铍(Be)、氧化铍(BeO)、石墨、碳、不锈钢中选定。
9.权利要求1至8中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
在所述第1组和第2组的所述中子反射体之间，装入碳作为润滑材料。
10.权利要求5至9中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
所述第1组和第2组的所述中子反射体在圆周方向具有重叠部分，通过调整该重叠部分的宽度，调整温度，使临界状态变成1。
11.权利要求1至4中任一项所述的小型化核能发电***，所述的小型化核能发电***构成为，在同心圆上分割成两个部分以上的中子反射体的外侧，设置固定用圆筒，所述固定用圆筒用来固定所述金属部件即调节弹簧，在更外侧，还设置多个反射体移动用夹具，所述多个反射体移动用夹具和分割后所述中子反射体分别对应，且包含调节弹簧支撑板、反射体调节棒和所述调节弹簧；所述反射体调节棒分别连接对应的所述中子反射体，当所述调节弹簧受热膨胀时，热膨胀会经由所述反射体调节棒传递给中子反射体，使所述中子反射体远离所述燃料集合体，所述反射体调节棒是固定在所述调节弹簧支撑板上的，由此可实现负载跟随型控制，控制核反应堆的功率。
12.权利要求1至4中任一项所述的小型化核能发电***，所述的小型化核能发电***配置了多层环状中子反射体，所述多层环状中子反射体在同心圆上、并顺着所述燃料棒的方向上，分割成两个部分以上，弹簧状的所述金属部件配置在所述多层环状中子反射体的外侧，围绕所述中子反射体，所述分割后的所述多层环状中子反射体，分别连接所述弹簧状金属部件的不同部分，所述弹簧状金属部件的受热膨胀会传递给所述分割后的环状中子反射体，于是所述分割后的中子反射体的间隔会发生变化，由此调整中子的泄漏概率，从而可实现负载跟随型控制，控制核反应堆的功率。
13.权利要求1至4中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
在同心圆上分割成两个部分以上的各中子反射体构成为，能以支撑棒为中心朝外侧旋转，所述支撑棒设置在顺着所述燃料棒的方向上的所述各中子反射体的单侧端部，由此能将所述中子反射体间开放，作为所述各中子反射体旋转中心的支撑棒上连接的螺旋状的所述金属部件会受热膨胀，利用此热膨胀，改变所述中子反射体间的开放程度，由此调整中子泄漏概率，从而可实现负载跟随型控制，控制核反应堆的功率。
14.权利要求1至13中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
所述弹簧状或螺旋状的所述金属部件的材料为不锈钢、镍基超合金、镍-钴系超合金。
15.权利要求1至13中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
所述弹簧状或螺旋状的所述金属部件包含双金属件。
16.权利要求15所述的小型化核能发电***，其中，
所述双金属件的材料是低膨胀材料和高膨胀材料的组合，低膨胀材料为镍(Ni)-铁(Fe)合金，高膨胀材料为铜(Cu)、镍(Ni)、铜-锌(Zn)、镍-铜、镍-锰(Mn)-铁、镍-铬(Cr)-铁、镍-钼(Mo)-铁中的一种。
17.权利要求16所述的小型化核能发电***，其中，
所述高膨胀材料为镍-锰-铁或镍-铬-铁。
18.权利要求1至17中任一项所述的小型化核能发电***，其中
在所述中子反射体的外侧，设置有中子吸收体。
19.权利要求18所述的小型化核能发电***，其中，
所述中子吸收体的材料，使用适合处理锕系放射性元素等放射性废弃物等的材料。
20.权利要求1至19中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
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，包覆管由铁素体不锈钢、或铬-钼钢形成，所述金属性燃料包含由锆(Zr)、铀(235,238)及钚239形成的合金、或者由锆与铀(235,238)或钚239形成的合金。
21.权利要求1至20中任一项所述的小型化核能发电***，其中，
所述核反应堆容器形成为圆筒状，其具有5m以下的直径及15m以下的高度，所述核反应堆容器内收纳的堆芯包含多个燃料棒，所述燃料棒形成为5mm～15mm的直径及3.0m以下的长度。
22.权利要求1至21中任一项所述的小型化核能发电***，所述的小型化核能发电***还具备：
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材料，经由导管被提供给所述主热交换器，同时使二次冷却材料在所述主热交换器中循环，所述二次冷却材料包含超临界二氧化碳，并且所述二次冷却材料与所述一次冷却材料进行热交换而被加热；
涡轮，所述涡轮被经所述主热交换器加热后的所述二次冷却材料驱动；
及发电机，所述发电机通过所述涡轮的驱动而工作。
23.权利要求1至21中任一项所述的小型化核能发电***，所述的小型化核能发电***还具备：
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材料，经由导管被提供给所述主热交换器，同时使二次冷却材料在所述主热交换器中循环，所述二次冷却材料包含轻水，并且所述二次冷却材料与所述一次冷却材料进行热交换而被加热；
涡轮，所述涡轮被经所述主热交换器加热后的所述二次冷却材料驱动；
及发电机，所述发电机通过所述涡轮的驱动而工作。
24.权利要求1至21中任一项所述的小型化核能发电***，所述的小型化核能发电***还具备：
涡轮，所述涡轮设置在所述核反应堆外部，向所述核反应堆填充不和轻水反应的所述一次冷却材料，且所述包含轻水的二次冷却材料在核反应堆容器内与所述一次冷却材料进行热交换从而被加热，利用加热后的所述二次冷却材料来驱动涡轮；及发电机，所述发电机通过所述涡轮的驱动而工作。
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