CN107705860B - 一种高增殖比反应堆堆芯 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种高增殖比反应堆堆芯，该反应堆堆芯为以外中子源区为中心的连续区域，连续区域由内向外依次为：放大区、功能区及屏蔽区；放大区内放置MA核素和贫铀的混合燃料，利用外中子源区产生的高能中子引发MA核素和贫铀裂变进行中子倍增；功能区内放置可转换材料，利用放大区泄露过来的中子进行燃料增殖；屏蔽区用于屏蔽从功能组件泄露出来的中子。本发明能够实现反应堆内易裂变核的产生与易裂变核的消耗的比值高，即在产生相同易裂变核的情况下，消耗的易裂变核少，反应堆的增殖比高。

Description

一种高增殖比反应堆堆芯
技术领域
本发明涉及核反应堆领域，具体涉及一种高增殖比反应堆堆芯。
背景技术
半个世纪以来国外核能利用的实践已证明核能可作为一个国家电力生产的主要能源或重要能源。然而自然界存在的铀资源已接近枯竭并且价格昂贵，所以发展高增殖性能的快堆可以支持巨大的核电需要。
美国能源部倡导的***核能论坛推荐的六种堆型中钠冷快堆、氦气冷却快堆、铅(鉍)冷却快堆均是快中子增殖堆，具有较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，***具有较高的核燃料增殖能力。
增殖比的定义是反应堆内易裂变核的产生与易裂变核的消耗的比值，即在产生相同易裂变核的情况下，消耗的易裂变核越少，堆的增殖比越高。影响反应堆增殖的另一因素是，燃料核每吸收一个中子产生的平均次级中子数。
考虑到钚在快堆中每吸收一个中子产生的次级中子数比较多，所以目前的大部分的增殖快堆选择使用铀、钚混合物，利用易裂变核素钚239的裂变反应进行中子的倍增，进而利用多余的中子进行核燃料的增殖。因此核燃料的增殖过程中伴随着易裂变核素的消耗，反应堆内核燃料增殖比不是很高。
发明内容
有鉴于此，本发明提供了一种高增殖比反应堆堆芯，能够实现反应堆内易裂变核的产生与易裂变核的消耗的比值高，即在产生相同易裂变核的情况下，消耗的易裂变核少，反应堆的增殖比高。
本发明的具体实施方案如下：
一种高增殖比反应堆堆芯，该反应堆堆芯为以外中子源区为中心的连续区域，连续区域由内向外依次为：外中子源区、放大区、功能区及屏蔽区；
所述放大区内放置MA核素和贫铀的混合燃料，利用外中子源区产生的高能中子引发MA核素和贫铀裂变进行中子倍增；
所述功能区内放置可转换材料，利用放大区泄露过来的中子进行燃料增殖；
所述屏蔽区用于屏蔽从功能组件泄露出来的中子。
进一步地，所述外中子源区使用聚变中子或者散裂中子作为中子源。
进一步地，所述功能区内还放置慢化剂，慢化剂采用固态慢化材料。
进一步地，所述可转换材料采用贫铀或者钍。
有益效果：
1、本发明利用放大区内放置MA核素和贫铀的混合燃料，MA核素和贫铀属于非易变核素，一方面利用MA核素相对于钚在快中子作用下每吸收一个中子可以释放产生更多的次级中子数的特点，实现了中子倍增高效性；同时实现了一种无易裂变核素消耗下的核燃料的增殖，进而实现反应堆的高增殖比；再者，本发明的功能区屏蔽泄露出来的中子，能够减少中子对堆芯***部件的中子辐照损伤。
2、本发明使用聚变中子或者散裂中子作为中子源，具有较高的能量，可以为放大区提供能量高达百万电子伏的快中子，即高能中子。
3、本发明功能区内还放置慢化剂，一方面利用慢化剂的反射作用，对放大区泄露过来的中子进行反射，提高放大区内的裂变率；同时利用慢化剂的慢化作用，对放大区泄露过来的中子进行慢化，将功能区内的中子能量降低到共振能区或热能区，这两个能量区的中子更容易被俘获吸收，增大可转换核素的俘获吸收截面，进而增大其向易裂变核素转换的概率。
附图说明
图1为本发明堆芯的平面图。
其中，1-外中子源区，2-放大区，3-功能区，4-屏蔽区。
具体实施方式
下面结合附图并举实施例，对本发明进行详细描述。
本发明提供了一种高增殖比反应堆堆芯，设计原理是：一是减少消耗的易裂变核素，二是增加次级中子数，该反应堆堆芯为圆柱状，以外中子源区1为中心由内向外依次为外中子源区1、放大区2、功能区3及屏蔽区4，外中子源区1、放大区2、功能区3及屏蔽区4同轴，如图1所示。
外中子源区1使用聚变中子或者散裂中子作为中子源，聚变中子或者散裂中子都具有较高的能量，可以为放大区2提供能量高达MeV的快中子。
放大区2设在外中子源区1***，位于外中子源区1和功能区3之间。贫铀和MA核素均属于非易裂变核素，在低能量中子作用下裂变截面比较小，很难发生裂变反应，但当中子能量达到MeV以上时，其裂变截面随着中子能量的增加而增加，可以直接发生裂变。另外，MA核素在超硬能谱下每次裂变产生的中子数比钚要多，因此更有益于中子数目的放大。
因此，放大区2内放置MA核素和贫铀的混合燃料，利用外中子源区1产生的高能中子引发MA核素和铀238裂变进行中子倍增。MA核素在快中子作用下每吸收一个中子可以裂变产生更多的裂变中子，实现更有效的中子倍增作用，铀238在快中子作用下每吸收一个中子也可以释放多个裂变中子；而且，铀238和MA核素均属于非易裂变核素，因此使用MA核素和贫铀进行中子倍增能够避免易裂变核素的消耗，提高增殖比。
放大区2还包括基体材料、冷却剂和结构材料，冷却剂选择对中子慢化作用小的液态金属等材料，对堆芯冷却并转换出能量，保证放大区2内的中子能谱为快谱；基体材料选择为中子吸收截面和慢化效果尽量小、高温液态金属环境下性能稳定的材料，如MgO等；结构材料使用不锈钢，用于承载本区域内放置的材料。
功能区3设在放大区2***，位于放大区2和屏蔽区4之间，由慢化剂、可转换材料、冷却剂及结构材料组成。慢化剂材料使用铍等反射效果好的慢化材料，一方面利用慢化剂的反射作用对放大区2泄露过来的中子进行反射，提高放大区2的裂变率，同时利用慢化剂的慢化作用，对放大区2泄露过来的中子进行慢化，将功能区3中子能量降低到共振能区或热能区，增大可转换材料的俘获吸收截面，进而增大其向易裂变核素转换的概率。可转换材料为贫铀或者钍，通过U-Pu或者Th-U的转换，完成核燃料增殖。冷却剂采用和放大区2相同的冷却剂材料。结构材料使用不锈钢，用于承载本区域内放置的材料。
屏蔽区4位于功能区3的外侧，用于屏蔽从功能区3泄露出来的中子，使用碳化硼等屏蔽材料，减少中子对堆芯***不见的中子辐照损伤。
综上所述，以上仅为本发明的较佳实施例而已，并非用于限定本发明的保护范围。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (3)

1.一种高增殖比反应堆堆芯，其特征在于，该反应堆堆芯为以外中子源区为中心的连续区域，连续区域由内向外依次为：外中子源区、放大区、功能区及屏蔽区；外中子源区、放大区、功能区及屏蔽区同轴；
所述放大区内放置MA核素和贫铀的混合燃料，利用外中子源区产生的高能中子引发MA核素和贫铀裂变进行中子倍增，并以液态金属作为冷却剂，不锈钢作为结构材料；
所述功能区内放置可转换材料，利用放大区泄露过来的中子进行燃料增殖；所述功能区内还放置慢化剂，慢化剂采用固态慢化材料；
所述屏蔽区用于屏蔽从功能组件泄露出来的中子。
2.如权利要求1所述的高增殖比反应堆堆芯，其特征在于，所述外中子源区使用聚变中子或者散裂中子作为中子源。
3.如权利要求1所述的高增殖比反应堆堆芯，其特征在于，所述可转换材料采用贫铀或者钍。
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Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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RU2556036C1 (ru) * 2014-02-25 2015-07-10 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1945751A (zh) * 2006-11-21 2007-04-11 中国原子能科学研究院 加速器驱动的快－热耦合次临界反应堆
RU2556036C1 (ru) * 2014-02-25 2015-07-10 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Ядерный реактор на быстрых нейтронах

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