CN115527696B - 一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法 - Google Patents

一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法 Download PDF

Info

Publication number
CN115527696B
CN115527696B CN202211239715.3A CN202211239715A CN115527696B CN 115527696 B CN115527696 B CN 115527696B CN 202211239715 A CN202211239715 A CN 202211239715A CN 115527696 B CN115527696 B CN 115527696B
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
fuel
temperature gas
gas cooled
high temperature
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202211239715.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN115527696A (zh
Inventor
张涛
张兴田
吕华权
魏文斌
罗勇
张冀兰
王苗苗
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd
Original Assignee
Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd filed Critical Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd
Priority to CN202211239715.3A priority Critical patent/CN115527696B/zh
Publication of CN115527696A publication Critical patent/CN115527696A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN115527696B publication Critical patent/CN115527696B/zh
Priority to US18/484,494 priority patent/US20240127975A1/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/253—Promoting flow of the coolant for gases, e.g. blowers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/12—Arrangements for exerting direct hydraulic or pneumatic force on fuel element or on control element
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/202—Arrangements for handling ball-form, i.e. pebble fuel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

Abstract

本发明公开了一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法，本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***包括多个高温气冷堆和串列气冷堆，高温气冷堆包括第一反应堆压力容器，第一反应堆压力容器具有第一反应堆腔，第一反应堆腔用于容纳第一燃料元件；串列气冷堆包括第二反应堆压力容器，第二反应堆压力容器具有第二反应堆腔，多个高温气冷堆的第一反应堆腔均与第二反应堆腔相连，以便第一反应堆腔内的第一乏燃料进入第二反应堆腔。本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***使得从高温气冷堆卸出的乏燃料，可以直接作为串列气冷堆的燃料继续使用，从而可以提高核燃料利用率，降低气冷堆核能***的燃料成本，利于高温气冷堆的产业化推广应用。

Description

一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法。
背景技术
高温气冷堆是采用包覆颗粒，以石墨作慢化剂的***先进核反应堆。堆芯出口温度为750℃～1000℃，甚至更高。高温气冷堆是一种能源绿色转型技术，可以广泛应用于核能高温制氢、燃煤机组替代、热电联产、氦气透平直接循环发电、超临界二氧化碳机组发电、石油化工、煤化工、稠油热采、油页岩提炼、海水淡化和城镇居民区域供暖等领域。
与商用大型压水堆相比，高温气冷堆具有固有安全性、小型模块化、结构简单、可以提供高品质热源和高参数汽源等优势。但是，与商用大型压水堆相比，高温气冷堆还具有热功率较小和运行燃料成本高等劣势，制约了高温气冷堆的产业化推广应用。
发明内容
本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。
为此，本发明的实施例提出一种串列式高温气冷堆核能***，以增加气冷堆核能***的热功率和降低气冷堆核能***的燃料成本。
本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***包括多个高温气冷堆和串列气冷堆，所述高温气冷堆包括第一反应堆压力容器，所述第一反应堆压力容器具有第一反应堆腔，所述第一反应堆腔用于容纳第一燃料元件；所述串列气冷堆包括第二反应堆压力容器，所述第二反应堆压力容器具有第二反应堆腔，多个所述高温气冷堆的所述第一反应堆腔均与所述第二反应堆腔相连，以便所述第一反应堆腔内的第一乏燃料进入所述第二反应堆腔。
在一些实施例中，所述串列式高温气冷堆核能***还包括第一燃料装卸***，所述第一燃料装卸***能够将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料转移至所述第二反应堆腔内。
在一些实施例中，所述高温气冷堆为球床式高温气冷堆，所述第一燃料元件为球形燃料元件；所述第一反应堆压力容器还具有与所述第一反应堆腔连通的第一燃料进口和第一燃料出口，所述第二反应堆压力容器还具有与所述第二反应堆腔连通的第二燃料进口和第二燃料出口，所述第一燃料出口通过所述第一燃料装卸***与所述第二燃料进口相连，以便将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料转移至所述第二反应堆腔内。
在一些实施例中，所述第一燃料装卸***包括第一卸料管和第一卸料装置，所述第一卸料管的一端通过所述第一卸料装置与所述第一燃料出口相连，以将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料卸出，所述第一卸料管的另一端与所述第二燃料进口相连，以将从所述第一反应堆腔卸出的所述第一乏燃料装入所述第二反应堆腔。
在一些实施例中，所述第二燃料进口低于所述第一燃料出口。
在一些实施例中，所述高温气冷堆为棱柱状高温气冷堆，所述第一燃料元件为棱柱形燃料元件；所述第一反应堆压力容器上设有第一进出口以及用于限定出所述第一反应堆腔的第一反应堆压力容器顶盖，所述第一进出口与所述第一反应堆腔连通，所述第二反应堆压力容器上设有第二进出口以及用于限定出所述第二反应堆腔的第二反应堆压力容器顶盖，所述第二进出口与所述第二反应堆腔连通，所述第一燃料装卸***能够将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料通过所述第一进出口卸出，并通过所述第二进出口装入所述第二反应堆腔内。
在一些实施例中，所述第二进出口与所述第一进出口平齐；或者所述第二进出口低于所述第一进出口。
在一些实施例中，所述串列式高温气冷堆核能***还包括乏燃料储罐，所述乏燃料储罐具有储存腔，所述储存腔与所述第二反应堆腔相连，以便所述第二反应堆腔内的第二乏燃料进入所述储存腔。
在一些实施例中，所述串列式高温气冷堆核能***还包括第二燃料装卸***，所述第二燃料装卸***用于将所述第二反应堆腔内的所述第二乏燃料转移至所述储存腔内。
在一些实施例中，所述高温气冷堆为球床式高温气冷堆，所述第一燃料元件为球形燃料元件；所述第一反应堆压力容器还具有与所述第一反应堆腔连通的第一燃料进口和第一燃料出口，所述第二反应堆压力容器还具有与所述第二反应堆腔连通的第二燃料进口和第二燃料出口，所述乏燃料储罐具有与储存腔连通的乏燃料进口；其中，所述第二燃料进口与所述第一燃料出口相连，所述第二燃料进口通过所述第二燃料装卸***与所述乏燃料进口相连。
在一些实施例中，所述第二燃料装卸***包括第二卸料管和第二卸料装置，所述第二卸料管的一端通过所述第二卸料装置与所述第二燃料出口相连，以将所述第二反应堆腔内的所述第二乏燃料卸出，所述第二卸料管的另一端与所述乏燃料进口相连，以将从所述第二反应堆腔卸出的所述第二乏燃料装入所述储存腔。
在一些实施例中，所述乏燃料进口低于所述第二燃料出口。
在一些实施例中，所述第二燃料装卸***还包括乏燃料循环管，所述乏燃料循环管的一端通过所述第二卸料装置与所述第二燃料出口相连，所述乏燃料循环管的另一端与所述第二燃料进口相连，以便所述第一乏燃料在所述第二反应堆腔内循环。
在一些实施例中，所述高温气冷堆为棱柱状高温气冷堆，所述第一燃料元件为棱柱形燃料元件；所述第一反应堆压力容器上设有第一进出口以及用于限定出所述第一反应堆腔的第一反应堆压力容器顶盖，所述第一进出口与所述第一反应堆腔连通，，所述第二反应堆压力容器上设有第二进出口以及用于限定出所述第二反应堆腔的第二反应堆压力容器顶盖，所述第二进出口与所述第二反应堆腔连通，所述乏燃料储罐具有与所述储存腔连通的乏燃料进口；其中，所述第二燃料装卸***用于将所述第二反应堆腔内的所述第二乏燃料通过所述第二进出口卸出，并通过所述乏燃料进口装入所述储存腔内。
在一些实施例中，所述乏燃料进口与所述第二进出口平齐；或者所述乏燃料进口低于所述第二进出口。
在一些实施例中，所述高温气冷堆的数量为2座～3座。
在一些实施例中，所述高温气冷堆的堆芯出口温度为750℃～1000℃；串列气冷堆的堆芯出口温度为350℃～450℃。
在一些实施例中，所述高温气冷堆的冷却气压力为3.0MPa～7.0MPa；所述串列气冷堆的冷却气压力为2.0MPa～4.5MPa。
在一些实施例中，所述第二反应堆压力容器为金属压力容器或混凝土压力容器。
在一些实施例中，所述混凝土压力容器的内部设有金属衬里。
在一些实施例中，所述第二反应堆压力容器还包括筒状石墨反射层和绝热层，所述筒状石墨反射层设在所述第二反应堆腔内；所述绝热层设在所述筒状石墨反射层和所述第二反应堆压力容器之间。
在一些实施例中，所述筒状石墨反射层的中部设有供反应堆控制棒***的柱状石墨反射层，所述柱状石墨反射层和所述筒状石墨反射层之间限定出环形空间，所述环形空间用于容纳所述第一乏燃料。
在一些实施例中，所述串列式高温气冷堆核能***还包括多个第一蒸汽发生器，多个所述第一蒸汽发生器与多个所述高温气冷堆一一对应，每个所述第一蒸汽发生器与对应的所述高温气冷堆相连。
在一些实施例中，所述串列式高温气冷堆核能***还包括第二蒸汽发生器，所述第二蒸汽发生器与所述串列气冷堆相连；或者中间热交换器，所述中间热交换器与所述串列气冷堆相连。
在一些实施例中，所述第一燃料元件的燃料核芯为UO2、UC2、ThO2、ThC2、(U、Th)O2和(U、Th)C2中的至少一种。
本发明的实施例还提供一种上述任一实施例所述的串列式高温气冷堆核能***的运行方法，所述串列式高温气冷堆核能***的运行方法包括以下步骤：
向多个所述高温气冷堆的所述第一反应堆腔内加入第一燃料元件，所述高温气冷堆运行，以便所述第一燃料元件发生核反应并得到所述第一乏燃料；将多个所述高温气冷堆产生的全部或部分所述第一乏燃料加入所述串列气冷堆的第二反应堆腔内，所述串列气冷堆运行，以便所述第一乏燃料发生核反应。
在一些实施例中，多个所述高温气冷堆同时运行；或者多个所述高温气冷堆间隔预设时间运行。
在一些实施例中，在所述高温气冷堆未产生第一乏燃料时，将天然铀作为第二燃料元件加入所述串列气冷堆的所述第二反应堆腔内，所述串列气冷堆运行，以便所述第二燃料元件发生核反应。
本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***工作时，将第一燃料元件加入高温气冷堆的第一反应堆腔内，高温气冷堆运行，即第一燃料元件在第一反应堆腔内发生核反应；当第一燃料元件在第一反应堆腔内达到卸料燃耗后变为第一乏燃料，并从第一反应堆腔卸出。卸出的第一乏燃料由于具有机械完整性良好、易裂变材料的百分比含量较高和燃耗具有较大裕度的特性，可以作为串列气冷堆的燃料使用。具体地，将多个高温气冷堆产生的全部或部分第一乏燃料中加入串列气冷堆的第二反应堆腔内，串列气冷堆运行，即第一乏燃料作为串列气冷堆的燃料，在第二反应堆腔内发生核反应；当第一乏燃料在第二反应堆腔内达到卸料燃耗后变为第二乏燃料，并从第二反应堆腔卸出。由此，使得从高温气冷堆卸出的乏燃料，即第一乏燃料可以直接作为串列气冷堆的燃料继续使用，从而可以提高核燃料的利用率，降低气冷堆核能***的燃料成本，此外，高温气冷堆和串列气冷堆同时运行时，还可以提高气冷堆核能***的热功率，利于高温气冷堆的产业化推广应用。
附图说明
图1是本发明一个实施例的串列式高温气冷堆核能***的结构示意图。
图2是图1中串列气冷堆的结构示意图。
附图标记：
串列式高温气冷堆核能***100；
高温气冷堆1；第一反应堆压力容器101；第一燃料进口1011；第一燃料出口1012；第一外管；
串列气冷堆2；第二反应堆压力容器201；第二燃料进口2011；第二燃料出口2012；第二外管；第二内管2014；筒状石墨反射层202；金属衬里203；绝热层204；柱状石墨反射层205；反应堆控制棒206；第二冷却气通道207；第二反应堆压力容器顶盖207；
第一卸料管3；
第一卸料装置4；
燃料循环***5；燃料循环管501；
乏燃料储罐6；储存腔601；乏燃料进口6011；
第二卸料管7；
第二卸料装置8；
第一蒸汽发生器9；第一液体进口901；第一蒸汽出口902；第一主氦风机903；
第二蒸汽发生器10；第二液体进口1001；第二蒸汽出口1002；第二主氦风机1003。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。
现有技术中，根据堆芯形状，高温气冷堆分为球床式高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。球床式高温气冷堆采用不停堆换料的球形燃料元件；棱柱状高温气冷堆采用停堆换料的棱柱形燃料元件，例如六棱柱第一燃料元件。
反应堆内辐照考验结果表明，高温气冷堆采用TRISO(tristructural isotropic，三重结构各向同性)结构包覆燃料颗粒的燃料元件，包覆燃料颗粒的辐照破损率小于等于2×10-4，燃耗可达150GWd/tU以上。由于高温气冷堆受临界条件的制约，高温气冷堆内燃料元件的平均卸料燃耗(从核电厂换料时卸出的、并不再在该反应堆继续使用的燃料元件的燃耗深度的平均值)仅为80GWd/tU～107GWd/tU，具有至少43GWd/tU的裕度。
此外，研究发现，高温气冷堆卸出的乏燃料中含有的易裂变材料235U占全部铀的份额大于1％，高于天然铀中235U富集度0.712％，乏燃料中还含有钚，钚中裂变钚(239Pu和241Pu)的份额约50％以上。
综上所述，高温气冷堆的乏燃料具有以下特性：
(1)乏燃料机械完整性良好；
(2)乏燃料中易裂变材料的百分比含量较高；
(3)乏燃料的燃耗具有较大裕度。
高温气冷堆的乏燃料的上述特性，为高温气冷堆的乏燃料的二次利用创造了条件。
如图1和图2所示，本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***100包括多个高温气冷堆1和串列气冷堆2，高温气冷堆1包括第一反应堆压力容器101，第一反应堆压力容器101具有第一反应堆腔，第一反应堆腔用于容纳第一燃料元件。串列气冷堆2包括第二反应堆压力容器201，第二反应堆压力容器201具有第二反应堆腔，多个高温气冷堆1的第一反应堆腔均与第二反应堆腔相连，以便第一反应堆腔内的第一乏燃料进入第二反应堆腔。
其中，串列式高温气冷堆核能***是指：高温气冷堆核能***中至少两个气冷堆的物理位置和燃料循环相串联，即在高温气冷堆核能***中至少一个气冷堆位于另一个气冷堆的上游，且位于下游的气冷堆可以使用位于其上游的气冷堆的乏燃料。串列气冷堆2是指：比小容量模块式高温气冷堆具有较大堆芯尺寸、燃料元件可以采用小容量模块式高温气冷堆的机械完整性良好的乏燃料的氦气冷却反应堆。第一乏燃料可以理解为：高温气冷堆1内达到卸料燃耗的第一燃料元件。
本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***100工作时，将第一燃料元件加入高温气冷堆1的第一反应堆腔内，高温气冷堆1运行，即第一燃料元件在第一反应堆腔内发生核反应；当第一燃料元件在第一反应堆腔内达到卸料燃耗后变为第一乏燃料，并从第一反应堆腔卸出。卸出的第一乏燃料由于具有机械完整性良好、易裂变材料的百分比含量较高和燃耗具有较大裕度的特性，可以作为串列气冷堆2的燃料使用。具体地，将多个高温气冷堆1产生的全部或部分第一乏燃料中加入串列气冷堆2的第二反应堆腔内，串列气冷堆2运行，即第一乏燃料作为串列气冷堆2的燃料，在第二反应堆腔内发生核反应；当第一乏燃料在第二反应堆腔内达到卸料燃耗后变为第二乏燃料，并从第二反应堆腔卸出。
由此，使得从高温气冷堆1卸出的乏燃料，即第一乏燃料可以直接作为串列气冷堆2的燃料继续使用，从而可以提高第一燃料元件的利用率，降低串列式高温气冷堆核能***100的燃料成本，此外，高温气冷堆1和串列气冷堆2同时运行时，还可以提高气冷堆核能***的热功率，利于高温气冷堆的产业化推广应用。
可以理解的是，第一乏燃料作为串列气冷堆2的燃料使用时，需要根据第一乏燃料的情况，确定串列气冷堆2的临界条件，即串列气冷堆2达到临界状态的条件。其中，反应堆的临界条件包括反应堆临界体积、反应堆材料组成(燃料中易裂变材料富集度和中子慢化剂)和装载量。
反应堆的临界条件归结为两类问题，第一类问题是给定反应堆材料组成确定它的临界尺寸，第二类问题是给定反应堆的形状和尺寸，确定反应堆材料组成。本申请中确定串列气冷堆2的临界条件属于第一类问题。具体地，临界条件如下：
临界方程：
稳态反应堆的中子通量空间分布满足波动方程：
其中：
Keff为有效增值系数；K∞为无限介质增值系数；L2为中子扩散长度；B2为波动方程的特征值；为中子通量密度。k∞和L2仅取决于反应堆堆芯部件的材料特性，因而对于反应堆材料组成确定的串列气冷堆2，便有一个确定的B2满足临界方程。
由上述临界条件可知，采用第一乏燃料作为串列气冷堆2的燃料能够临界和持续功率运行。并且，串列气冷堆2的临界尺寸要大于高温气冷堆1的临界尺寸，因此，一个串列气冷堆2需要与两个以上的高温气冷堆1相连，使得一个串列气冷堆2可以使用两个以上的高温气冷堆1卸出的第一乏燃料作为燃料。
可选地，高温气冷堆1的数量为2座～3座。
例如，如图1所示，高温气冷堆1的数量为2座，两个高温气冷堆1的第一反应堆腔均与同一串列气冷堆2相连。两个高温气冷堆1中产生的第一乏燃料均加入串列气冷堆2的第二反应堆腔内，作为串列气冷堆2的燃料使用。
通过将高温气冷堆1的数量设为2座～3座，使得串列气冷堆2的尺寸不至过大，方便串列气冷堆2的控制，从而方便串列式高温气冷堆核能***100的控制。
可选地，串列式高温气冷堆核能***100初次运行时，高温气冷堆1可以先运行，待高温气冷堆1产生的第一乏燃料足够作为串列气冷堆2的燃料时，再将第一乏燃料加入串列气冷堆2内，使串列气冷堆2运行。之后，高温气冷堆1和串列气冷堆2可以同时运行，也可以不同时运行。
可选地，在高温气冷堆1未产生足够的第一乏燃料供串列气冷堆2堆芯装载时，串列气冷堆2的堆芯也可装载天然铀，例如，串列气冷堆2的堆芯装载235U的富集度为0.712％的天然铀，其中包括UO2、UC2、(U、Th)O2和(U、Th)C2中的一种或多种。
可选地，高温气冷堆1的堆芯出口温度为750℃～1000℃。串列气冷堆2的堆芯出口温度为350℃～450℃。
例如，串列气冷堆2的堆芯出口温度为400℃。
通过将串列气冷堆2的堆芯出口温度设为350℃～450℃，可以降低反应堆负反应性温度系数对有效增殖系数的影响。此外，串列气冷堆2的堆芯出口温度设为350℃～450℃，可以避开串列气冷堆2内石墨构件和金属构件以及热气导管、蒸汽发生器传热管等部件或设备，材料的高温蠕变变形和潜在蠕变断裂风险等工程难点问题。
可选地，高温气冷堆1的冷却气压力为3.0MPa～7.0MPa。串列气冷堆2的冷却气压力为2.0MPa～4.5MPa。
高温气冷堆1的冷却气压力，可以理解为：处于第一反应堆腔室内的冷却气(例如氦气)的压力。串列气冷堆2的冷却气压力，可以理解为：处于第二反应堆腔室内的冷却气(例如氦气)的压力。
通过将串列气冷堆2的冷却气压力设为2.0MPa～4.5MPa，可以降低对第二反应堆压力容器201的压力容器的耐压要求，从而可以降低第二反应堆压力容器201的成本，进而有利于降低串列式高温气冷堆核能***100的成本。
可选地，第二反应堆压力容器201为金属压力容器或混凝土压力容器。
例如，第二反应堆压力容器201为预应力混凝土压力容器。
第二反应堆压力容器201采用混凝土压力容器，为串列气冷堆2在核动力厂进行现场浇灌提供了技术灵活性。此外，可以理解的是，由于串列气冷堆2的临界尺寸较大，因此，第二反应堆压力容器201的尺寸也较大，第二反应堆压力容器201采用混凝土压力容器，与第二反应堆压力容器201采用金属压力容器相比，可以解决大尺寸压力容器远程运输和内陆运输的工程难点问题。
可选地，如图2所示，第二反应堆压力容器201的内部设有金属衬里203。
例如，第二反应堆压力容器201的内部设有钢衬里。例如，采用多块钢板现场拼焊成一个整体而形成钢衬里，混凝土浇筑在钢衬里203的外部。
通过在第二反应堆压力容器201的内部设有金属衬里203，可以有效提高第二反应堆压力容器201的防水性。
可选地，第二反应堆压力容器201还包括筒状石墨反射层202和绝热层204，绝热层204设在筒状石墨反射层202和第二反应堆压力容器201之间。
例如，绝热层204采用多块石墨砖堆叠形成。
通过在筒状石墨反射层202和第二反应堆压力容器201之间设置绝热层204，一方面，可以有效降低第二反应堆压力容器201的温度，有利于提高串列气冷堆2的安全性；另一方面，可以有效减少筒状石墨反射层202传递至第二反应堆压力容器201的热量，使得串列气冷堆2的更多热量得以利用，有利于提高串列气冷堆2的热效率，从而有利于进一步提高串列式高温气冷堆核能***100的热效率。
可选地，如图2所示，筒状石墨反射层202的中部设有反应堆控制棒206***的柱状石墨反射层205，柱状石墨反射层205和筒状石墨反射层202之间限定出环形空间，环形空间用于容纳第一乏燃料。
由此，方便将反应堆控制棒206增设在第二反应堆腔内，有利于增加串列气冷堆2的反应性控制能力。
当然，在另一些实施例中，筒状石墨反射层202的中部也可以不设置反应堆控制棒，例如，筒状石墨反射层202的中部设有的柱状石墨反射层不带有供反应堆控制棒***的通道，有利于提高串列气冷堆2的堆腔结构强度和反应堆中子经济性。
具体地，串列气冷堆2的第二反应堆腔与现有技术中高温气冷堆的反应堆腔的结构相比，区别仅在于：现有技术中高温气冷堆的压力容器为金属压力容器，而第二反应堆腔的压力容器采用内部设有金属衬里的混凝土压力容器。当然，串列气冷堆2的第二反应堆腔与现有技术中高温气冷堆的反应堆腔的结构也可以相同。
可选地，串列式高温气冷堆核能***100还包括多个第一蒸汽发生器9，多个第一蒸汽发生器9与多个高温气冷堆1一一对应，每个第一蒸汽发生器9与对应的高温气冷堆1相连。
例如，如图1所示，第一蒸汽发生器9的数量为两个，两个第一蒸汽发生器9与两个高温气冷堆1一一对应，每个第一蒸汽发生器9与对应的高温气冷堆1通过第一冷却气导管相连。具体地，第一冷却气导管包括第一内管和第一外管1013，第一外管1013套设在第一内管的外部，使得第一内管的内部形成第一内部通道，第一内管和第一外管之间形成环形的第一外部通道。第一蒸汽发生器9具有第一液体进口901和第一蒸汽出口902。其中，第一内部通道的两端分别与第一反应堆腔和第一蒸汽发生器9连通，第一外部通道的两端分别与第一反应堆腔和第一蒸汽发生器9连通。第一液体进口901供液态水进入，第一蒸汽出口902供蒸汽流出。
高温气冷堆1具体运行时，冷的冷却气(例如氦气)通过第一外部通道进入高温气冷堆1的第一反应堆腔内，被高温气冷堆1释放的热量加热为热的冷却气；该热的冷却气通过第一内部通道进入第一蒸汽发生器9，液态水通过第一液体进口901进入第一蒸汽发生器9，利用该热的冷却气对第一蒸汽发生器9内的液态水进行加热，得到蒸汽和冷的冷却气；接着，该蒸汽通过第一蒸汽出口902流出第一蒸汽发生器9，该冷的冷却气通过第一外部通道进入高温气冷堆1的第一反应堆腔内，如此一直循环。
其中，如图1所示，串列式高温气冷堆核能***100还包括第一主氦风机903，第一主氦风机903用于对第一反应堆腔内的冷却气提供流动动力。
在一些实施例中，串列式高温气冷堆核能***100还包括第二蒸汽发生器10，第二蒸汽发生器10与串列气冷堆2相连。
例如，如图2所示，第二蒸汽发生器10与串列气冷堆2通过第二冷却气导管相连。具体地，第二冷却气导管包括第二内管2014和第二外管2013，第二外管2013套设在第二内管2014的外部，使得第二内管2014的内部形成第二内部通道，第二内管2014和第二外管2013之间形成环形的第二外部通道。第二蒸汽发生器10具有第二液体进口1001和第二蒸汽出口1002。其中，第二内部通道的两端分别与第二反应堆腔和第二蒸汽发生器10连通，第二外部通道的两端分别与第二反应堆腔和第二蒸汽发生器10连通。第二液体进口1001供液态水进入，第二蒸汽出口1002供蒸汽流出。
串列气冷堆2具体运行时，如图2中的箭头所示，冷的冷却气(例如氦气)通过第二外部通道进入串列气冷堆2的第二反应堆腔内，被串列气冷堆2释放的热量加热为热的冷却气；该热的冷却气通过第二内部通道进入第二蒸汽发生器10，液态水通过第二液体进口1001进入第二蒸汽发生器10，利用该热的冷却气对第二蒸汽发生器10内的液态水进行加热，得到蒸汽和冷的冷却气；接着，该蒸汽通过第二蒸汽出口1002流出第二蒸汽发生器10，该冷的冷却气通过第二外部通道进入串列气冷堆2的第二反应堆腔内，如此一直循环。
其中，串列式高温气冷堆核能***100还包括第二主氦风机1003，第二主氦风机1003用于对第二反应堆腔内的冷却气提供流动动力。
在另一些实施例中，串列式高温气冷堆核能***100还包括中间热交换器，中间热交换器与串列气冷堆2相连。
其中，中间热交换器为气-气换热器。
例如，中间热交换器与串列气冷堆2通过第二冷却气导管相连。具体地，第二冷却气导管包括第二内管和第二外管，第二外管套设在第二内管的外部，使得第二内管的内部形成第二内部通道，第二内管和第二外管之间形成环形的第二外部通道。中间热交换器具有第一冷气进口和第二冷气出口。其中，第二内部通道的两端分别与第二反应堆腔和中间热交换器连通，第二外部通道的两端分别与第二反应堆腔和中间热交换器连通，第一冷气进口供待加热气体进入，第二冷气出口供加热后气体流出。
串列气冷堆2具体运行时，冷的冷却气(例如氦气)通过第二外部通道进入串列气冷堆2的第二反应堆腔内，被串列气冷堆2释放的热量加热为热的冷却气；该热的冷却气通过第二内部通道进入中间热交换器，待加热气体通过第一冷气进口进入中间热交换器，利用该热的冷却气对中间热交换器内的待加热气体进行加热，得到加热后气体和冷的冷却气；接着，该加热后气体通过第二冷气出口流出中间热交换器，该冷的冷却气通过第二外部通道进入串列气冷堆2内，如此一直循环。
可选地，第一燃料元件的燃料核芯为UO2、UC2、ThO2、ThC2、(U、Th)O2和(U、Th)C2中的至少一种。
燃料核芯为UO2、UC2、ThO2、ThC2、(U、Th)O2和(U、Th)C2中的至少一种，可以理解为：燃料核芯为UO2、UC2、ThO2、ThC2、(U、Th)O2和(U、Th)C2中的一种或多种。
在一些实施例中，串列式高温气冷堆核能***100还包括第一燃料装卸***，第一燃料装卸***能够将第一反应堆腔内的第一乏燃料转移至第二反应堆腔内。
通过设置第一燃料装卸***，方便将第一反应堆腔内的第一乏燃料转移至第二反应堆腔内。
在一些实施例中，高温气冷堆为球床式高温气冷堆，第一燃料元件为球形燃料元件。第一反应堆压力容器101还具有与第一反应堆腔连通的第一燃料进口1011和第一燃料出口1012，第二反应堆压力容器201还具有与第二反应堆腔连通的第二燃料进口2011和第二燃料出口2012，第二燃料进口2011通过第一燃料装卸***与第一燃料出口1012相连，以便将第一反应堆腔内的第一乏燃料转移至第二反应堆腔内。
通过将高温气冷堆设为球床式高温气冷堆，第一燃料元件设为球形燃料元件，进一步方便将第一反应堆腔内的第一乏燃料转移至第二反应堆腔内。
可选地，第一燃料装卸***包括第一卸料管3和第一卸料装置4，第一卸料管3的一端通过第一卸料装置4与第一燃料出口1012相连，以将第一反应堆腔内的第一乏燃料卸出。第一卸料管3的另一端与第二燃料进口2011相连，以将从第一反应堆腔卸出的第一乏燃料装入第二反应堆腔。
可选地，第二燃料进口2011低于第一燃料出口1012。
第二燃料进口2011低于第一燃料出口1012，使得第一乏燃料可以由第一卸料装置4沿第一卸料管3，靠自重从第一燃料出口1012流入第二燃料进口2011，有利于进一步降低串列式高温气冷堆核能***100的运行成本。
可选地，串列式高温气冷堆核能***100还包括燃料循环管，燃料循环管的一端通过第一卸料装置4与第一燃料出口1012相连，燃料循环管的另一端与第一燃料进口1011相连，以便第一燃料元件在第一反应堆腔内循环。
通过设置燃料循环管，使得第一反应堆腔内的球形燃料元件，可以经过规定次数“堆芯卸料-装载入堆”的堆内燃料循环，有利于提高第一燃料元件在高温气冷堆1内的卸料燃耗，进一步提高核燃料的利用率。
需要说明的是，第一燃料元件在第一反应堆腔内的循环次数根据高温气冷堆1的设计而定，直到第一燃料元件达到卸料燃耗。
优选地，第一燃料元件在第一反应堆腔1内的循环次为6～15次。
具体地，串列式高温气冷堆核能***100包括燃料循环***5，燃料循环***5包括上述燃料循环管，燃料循环管与第一卸料管3相连。通过向燃料循环管和第一卸料管3内通入冷却气(例如氦气)实现第一燃料元件在燃料循环管和第一卸料管3内的流动。其中，第一卸料管3内设有用于检测第一燃料元件燃耗的第一辐射测量装置。第一燃料元件通过第一卸料装置4从第一反应堆腔内卸出后，利用第一辐射测量装置检测卸出的第一燃料元件的燃耗，当卸出的第一燃料元件达到卸料燃耗时，第一燃料元件作为第一乏燃料，通过第一卸料管3进入第二反应堆腔内；当卸出的第一燃料元件未达到卸料燃耗时，第一燃料元件通过燃料循环管返回第一反应堆腔内。
在另一些实施例中，高温气冷堆为棱柱状高温气冷堆，第一燃料元件为棱柱形燃料元件。第一反应堆压力容器101上设有第一进出口以及用于限定出第一反应堆腔的第一反应堆压力容器顶盖，第一进出口与第一反应堆腔连通。第二反应堆压力容器201上设有第二进出口以及用于限定出第二反应堆腔的第二反应堆压力容器顶盖207，第二进出口与第二反应堆腔连通。第一燃料装卸***能够将第一反应堆腔内的第一乏燃料通过第一进出口卸出，并通过第二进出口装入第二反应堆腔内。
例如，第一燃料装卸***包括第一吊装设备，第一吊装设备通过第一进出口从第一反应堆腔内抓取棱柱形燃料元件，并将抓取的棱柱形燃料元件放入第二反应堆腔内。
可选地，第二进出口与第一进出口平齐。
第二进出口与第一进出口平齐，与第二进出口高于第一进出口相比，方便通过第一燃料装卸***将第一反应堆腔内的第一乏燃料转移至第二反应堆腔内。
可选地，第二进出口低于第一燃料出口1012。
第二进出口低于第一进出口，与第二进出口高于第一进出口相比，方便通过第一燃料装卸***将第一反应堆腔内的第一乏燃料转移至第二反应堆腔内。
在一些实施例中，串列式高温气冷堆核能***100还包括乏燃料储罐6，乏燃料储罐6具有储存腔601，储存腔601与第二反应堆腔相连，以便第二反应堆腔内的第二乏燃料进入储存腔601。
第一乏燃料在第二反应堆腔内达到卸料燃耗后为第二乏燃料，第二乏燃料从第二反应堆腔内卸出后输运到乏燃料储罐6贮存，方便后期对第二乏燃料进行处理。
可选地，串列式高温气冷堆核能***100还包括第二燃料装卸***，第二燃料装卸***用于将第二反应堆腔内的第二乏燃料转移至储存腔601内。
通过设置第二燃料装卸***，方便将第二反应堆腔内的第二乏燃料转移至储存腔601内。
在一些实施例中，高温气冷堆为球床式高温气冷堆，第一燃料元件为球形燃料元件。乏燃料储罐6具有乏燃料进口6011，其中，第二燃料进口2011与第一燃料出口1012相连，乏燃料进口6011通过第二燃料装卸***与第二燃料进口2011相连，以便将第二反应堆腔内的第二乏燃料转移至储存腔601内。
通过将高温气冷堆1设为球床式高温气冷堆，第一燃料元件设为球形燃料元件，进一步方便将第二反应堆腔内的第二乏燃料转移至储存腔601内。
可选地，第二燃料装卸***包括第二卸料管7和第二卸料装置8，第二卸料管7的一端通过第二卸料装置8与第二燃料出口2012相连，以将第二反应堆腔内的第二乏燃料卸出，第二卸料管7的另一端与乏燃料进口6011相连，以将从第二反应堆腔卸出的第二乏燃料装入储存腔601。
可选地，乏燃料进口6011低于第二燃料出口2012。
乏燃料进口6011低于第二燃料出口2012，使得第二乏燃料可以由第二卸料装置8沿第二卸料管7，靠自重从第二燃料出口2012流入乏燃料进口6011，有利于进一步降低串列式高温气冷堆核能***100的运行成本。
可选地，串列式高温气冷堆核能***100还包括乏燃料循环管，乏燃料循环管的一端通过第二卸料装置8与第二燃料出口2012相连，乏燃料循环管的另一端与第二燃料进口2011相连，以便第一乏燃料在第二反应堆腔内循环。
通过设置乏燃料循环管，使得第二反应堆腔内球形的第一乏燃料，可以经过规定次数“堆芯卸料-装载入堆”的堆内燃料循环，有利于提高核燃料在串列气冷堆2内的卸料燃耗，进一步提高核燃料的利用率。
需要说明的是，第一乏燃料在第二反应堆腔内的循环次数根据串列气冷堆2的设计而定，直到第一乏燃料达到卸料燃耗。
具体地，串列式高温气冷堆核能***100包括乏燃料循环***(图中未示出)，乏燃料循环***包括上述乏燃料循环管，乏燃料循环管与第二卸料管7相连。通过向乏燃料循环管和第二卸料管7内通入冷却气(例如氦气)实现第一乏燃料在乏燃料循环管和第二卸料管7内的流动。其中，第二卸料管7内设有用于检测第一乏燃料燃耗的第二辐射测量装置。第一乏燃料通过第二卸料装置8从第二反应堆腔内卸出后，利用第二辐射测量装置检测卸出的第一乏燃料的燃耗，当卸出的第一乏燃料达到卸料燃耗时，第一乏燃料作为第二乏燃料，通过第二卸料管7进入储存腔601内；当卸出的第一乏燃料未达到卸料燃耗时，第一乏燃料通过乏燃料循环管返回第二反应堆腔内。
在另一些实施例中，高温气冷堆1为棱柱状高温气冷堆，第一燃料元件为棱柱形燃料元件。乏燃料储罐6具有乏燃料进口6011。其中，第一燃料装卸***能够将第一反应堆腔内的第一乏燃料通过第一进出口卸出，并通过第二进出口装入第二反应堆腔内。第二燃料装卸***用于将第二反应堆腔内的第二乏燃料转移至储存腔601内。
例如，第二燃料装卸***包括第二吊装设备，第二吊装设备通过第二进出口从第二反应堆腔内抓取第一乏燃料，并将抓取的第一乏燃料放入储存腔601内。
可选地，乏燃料进口6011与第二进出口平齐。
乏燃料进口6011与第二进出口平齐，与乏燃料进口6011高于第二进出口相比，方便通过第二燃料装卸***将第二反应堆腔内的第二乏燃料转移至储存腔601内。
可选地，乏燃料进口6011低于第二进出口。
乏燃料进口6011低于第二进出口，与乏燃料进口6011高于第二进出口相比，方便通过第二燃料装卸***将第二反应堆腔内的第二乏燃料转移至储存腔601内。
可选地，多个高温气冷堆1和串列气冷堆2均设在同一反应堆厂房内，从而方便高温气冷堆1和串列气冷堆2之间的连接。
本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***100的运行方法包括以下步骤：向多个高温气冷堆1的第一反应堆腔内加入第一燃料元件，高温气冷堆1运行，以便第一燃料元件发生核反应并得到第一乏燃料。将多个高温气冷堆1产生的全部或部分第一乏燃料加入串列气冷堆2的第二反应堆腔内，串列气冷堆2运行，以便第一乏燃料发生核反应。
由此，使得从高温气冷堆卸出的乏燃料，即第一乏燃料可以直接作为串列气冷堆2的燃料继续使用，从而提高第一燃料元件的利用率，降低串列式高温气冷堆核能***的燃料成本，此外，高温气冷堆1和串列气冷堆2同时运行时，还可以提高气冷堆核能***的热功率，利于高温气冷堆的产业化推广应用。
可选地，串列式高温气冷堆核能***100初次运行时，高温气冷堆1可以先运行，待高温气冷堆1产生的第一乏燃料足够作为串列气冷堆2的燃料时，再将第一乏燃料加入串列气冷堆2内，串列气冷堆2运行。之后，高温气冷堆1和串列气冷堆2可以同时运行，也可以不同时运行。
可选地，在高温气冷堆1未产生第一乏燃料时，将天然铀作为第二燃料元件加入串列气冷堆2的第二反应堆腔内，串列气冷堆2运行，以便第二燃料元件发生核反应。从而使得高温气冷堆1和串列气冷堆2可以同时运行，以提高串列式高温气冷堆核能***100的热效率。
在一些实施例中，多个高温气冷堆1同时运行。
多个高温气冷堆1同时运行，可以理解为，多个高温气冷堆1的运行同步，例如，多个高温气冷堆同时进行装料、倒料和卸料操作。
在另一些实施例中，多个高温气冷堆1间隔预设时间运行。
多个高温气冷堆1间隔预设时间运行，可以理解为，多个高温气冷堆1的运行间隔预设时间，例如，多个高温气冷堆同时进行装料、倒料和卸料操作均间隔预设时间。
研究表明，当串列式高温气冷堆核能***100包括2座～3座高温气冷堆1时，串列气冷堆2的反应堆热功率能够达到位于其上游的2座～3座高温气冷堆1的反应堆热功率之和的70％～80％，与现有技术中的串列式高温气冷堆核能***仅包括高温气冷堆相比，串列式高温气冷堆核能***100的反应堆热功率得到大大提升。
本发明实施例的串列式高温气冷堆核能***100具有以下优点：
通过利用目前高温气冷堆中当作核废料的乏燃料(第一乏燃料)，装载入串列气冷堆2中作为燃料使用产生核能，不仅可以使得核废料得以利用，而且可以增大核动力厂的反应堆输出热功率，可以解决世界范围内目前技术水平高温气冷堆技术经济性不具备与大型商用反应堆，如压水反应堆、重水堆和沸水堆等竞争优势的难题；
串列气冷堆2可以采用带钢衬里的混凝土或预应力混凝土压力容器，使得串列气冷堆2的压力容器可以在核动力厂进行现场浇灌，解决了大体积反应堆压力容器的运输或内陆运输问题；
串列气冷堆2可以“燃烧”其燃料循环上游的高温气冷堆的乏燃料中的裂变钚，因此，串列式高温气冷堆核能***100具有四代先进核能***防止核扩散(乏燃料中钚的239Pu含量更低、240Pu含量更高)的特征，且串列气冷堆2同样具有高温气冷堆的固有安全性；
串列气冷堆2的反应堆热功率是其上游多座高温气冷堆的反应堆热功率之和的70％～80％，经济效益巨大，串列气冷堆2先进核能***的独特技术可保障高温气冷堆安全、可靠和经济运行，推动高温气冷堆的产业化推广应用推广。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。
在本发明中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接或彼此可通讯；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系，除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
在本发明中，除非另有明确的规定和限定，第一特征在第二特征“上”或“下”可以是第一和第二特征直接接触，或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且，第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方，或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方，或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。
在本发明中，术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。此外，在不相互矛盾的情况下，本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例或示例以及不同实施例或示例的特征进行结合和组合。
尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例，可以理解的是，上述实施例是示例性的，不能理解为对本发明的限制，本领域普通技术人员对上述实施例进行的变化、修改、替换和变型均在本发明的保护范围内。

Claims (28)

1.一种串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，包括：
多个高温气冷堆，所述高温气冷堆包括第一反应堆压力容器，所述第一反应堆压力容器具有第一反应堆腔，所述第一反应堆腔用于容纳第一燃料元件；和
串列气冷堆，所述串列气冷堆包括第二反应堆压力容器，所述第二反应堆压力容器具有第二反应堆腔，多个所述高温气冷堆的所述第一反应堆腔均与所述第二反应堆腔相连，以便所述第一反应堆腔内的第一乏燃料进入所述第二反应堆腔。
2.根据权利要求1所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，还包括第一燃料装卸***，所述第一燃料装卸***能够将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料转移至所述第二反应堆腔内。
3.根据权利要求2所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述高温气冷堆为球床式高温气冷堆，所述第一燃料元件为球形燃料元件；
所述第一反应堆压力容器还具有与所述第一反应堆腔连通的第一燃料进口和第一燃料出口，所述第二反应堆压力容器还具有与所述第二反应堆腔连通的第二燃料进口和第二燃料出口，所述第一燃料出口通过所述第一燃料装卸***与所述第二燃料进口相连，以便将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料转移至所述第二反应堆腔内。
4.根据权利要求3所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第一燃料装卸***包括：
第一卸料管；和
第一卸料装置，所述第一卸料管的一端通过所述第一卸料装置与所述第一燃料出口相连，以将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料卸出，所述第一卸料管的另一端与所述第二燃料进口相连，以将从所述第一反应堆腔卸出的所述第一乏燃料装入所述第二反应堆腔。
5.根据权利要求4所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第二燃料进口低于所述第一燃料出口。
6.根据权利要求2所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述高温气冷堆为棱柱状高温气冷堆，所述第一燃料元件为棱柱形燃料元件；
所述第一反应堆压力容器还具有与所述第一反应堆腔上设有第一进出口以及用于限定出所述第一反应堆腔的第一反应堆压力容器顶盖，所述第一进出口与所述第一反应堆腔连通，所述第二反应堆压力容器上设有第二进出口以及用于限定出所述第二反应堆腔的第二反应堆压力容器顶盖，所述第二进出口与所述第二反应堆腔连通，所述第一燃料装卸***能够将所述第一反应堆腔内的所述第一乏燃料通过所述第一进出口卸出，并通过所述第二进出口装入所述第二反应堆腔内。
7.根据权利要求6所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第二进出口与所述第一进出口平齐；或者
所述第二进出口低于所述第一进出口。
8.根据权利要求1所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，还包括乏燃料储罐，所述乏燃料储罐具有储存腔，所述储存腔与所述第二反应堆腔相连，以便所述第二反应堆腔内的第二乏燃料进入所述储存腔。
9.根据权利要求8所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，还包括第二燃料装卸***，所述第二燃料装卸***用于将所述第二反应堆腔内的所述第二乏燃料转移至所述储存腔内。
10.根据权利要求9所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述高温气冷堆为球床式高温气冷堆，所述第一燃料元件为球形燃料元件；
所述第一反应堆压力容器还具有与所述第一反应堆腔连通的第一燃料进口和第一燃料出口，所述第二反应堆压力容器还具有与所述第二反应堆腔连通的第二燃料进口和第二燃料出口，所述乏燃料储罐具有与储存腔连通的乏燃料进口；
其中，所述第二燃料进口与所述第一燃料出口相连，所述第二燃料进口通过所述第二燃料装卸***与所述乏燃料进口相连。
11.根据权利要求10所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第二燃料装卸***包括：
第二卸料管；和
第二卸料装置，所述第二卸料管的一端通过所述第二卸料装置与所述第二燃料出口相连，以将所述第二反应堆腔内的所述第二乏燃料卸出，所述第二卸料管的另一端与所述乏燃料进口相连，以将从所述第二反应堆腔卸出的所述第二乏燃料装入所述储存腔。
12.根据权利要求11所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述乏燃料进口低于所述第二燃料出口。
13.根据权利要求11所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第二燃料装卸***还包括乏燃料循环管，所述乏燃料循环管的一端通过所述第二卸料装置与所述第二燃料出口相连，所述乏燃料循环管的另一端与所述第二燃料进口相连，以便所述第一乏燃料在所述第二反应堆腔内循环。
14.根据权利要求9所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述高温气冷堆为棱柱状高温气冷堆，所述第一燃料元件为棱柱形燃料元件；
所述第一反应堆压力容器上设有第一进出口以及用于限定出所述第一反应堆腔的第一反应堆压力容器顶盖，所述第一进出口与所述第一反应堆腔连通，所述第二反应堆压力容器上设有第二进出口以及用于限定出所述第二反应堆腔的第二反应堆压力容器顶盖，所述第二进出口与所述第二反应堆腔连通，所述乏燃料储罐具有与所述储存腔连通的乏燃料进口；
其中，所述第二燃料装卸***用于将所述第二反应堆腔内的所述第二乏燃料通过所述第二进出口卸出，并通过所述乏燃料进口装入所述储存腔内。
15.根据权利要求14所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述乏燃料进口与所述第二进出口平齐；或者
所述乏燃料进口低于所述第二进出口。
16.根据权利要求1-15中任一项所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述高温气冷堆的数量为2座～3座。
17.根据权利要求1-15中任一项所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述高温气冷堆的堆芯出口温度为750℃～1000℃；
串列气冷堆的堆芯出口温度为350℃～450℃。
18.根据权利要求1-15中任一项所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述高温气冷堆的冷却气压力为3.0MPa～7.0MPa；
所述串列气冷堆的冷却气压力为2.0MPa～4.5MPa。
19.根据权利要求18所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第二反应堆压力容器为金属压力容器或混凝土压力容器。
20.根据权利要求19所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述混凝土压力容器的内部设有金属衬里。
21.根据权利要求19所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第二反应堆压力容器还包括：
筒状石墨反射层，所述筒状石墨反射层设在所述第二反应堆腔内；和
绝热层，所述绝热层设在所述筒状石墨反射层和所述第二反应堆压力容器之间。
22.根据权利要求21所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述筒状石墨反射层的中部设有供反应堆控制棒***的柱状石墨反射层，所述柱状石墨反射层和所述筒状石墨反射层之间限定出环形空间，所述环形空间用于容纳所述第一乏燃料。
23.根据权利要求1-15中任一项所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，还包括多个第一蒸汽发生器，多个所述第一蒸汽发生器与多个所述高温气冷堆一一对应，每个所述第一蒸汽发生器与对应的所述高温气冷堆相连。
24.根据权利要求1-15中任一项所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，还包括：
第二蒸汽发生器，所述第二蒸汽发生器与所述串列气冷堆相连；或者
中间热交换器，所述中间热交换器与所述串列气冷堆相连。
25.根据权利要求1-15中任一项所述的串列式高温气冷堆核能***，其特征在于，所述第一燃料元件的燃料核芯为UO2、UC2、ThO2、ThC2、(U、Th)O2和(U、Th)C2中的至少一种。
26.一种串列式高温气冷堆核能***的运行方法，其特征在于，所述串列式高温气冷堆核能***为权利要求1-25中任一项所述的串列式高温气冷堆核能***，所述串列式高温气冷堆核能***的运行方法包括以下步骤：
向多个所述高温气冷堆的所述第一反应堆腔内加入第一燃料元件，所述高温气冷堆运行，以便所述第一燃料元件发生核反应并得到所述第一乏燃料；
将多个所述高温气冷堆产生的全部或部分所述第一乏燃料加入所述串列气冷堆的所述第二反应堆腔内，所述串列气冷堆运行，以便所述第一乏燃料发生核反应。
27.根据权利要求26所述的串列式高温气冷堆核能***的运行方法，其特征在于，多个所述高温气冷堆同时运行；或者
多个所述高温气冷堆间隔预设时间运行。
28.根据权利要求26所述的串列式高温气冷堆核能***的运行方法，其特征在于，在所述高温气冷堆未产生第一乏燃料时，将天然铀作为第二燃料元件加入所述串列气冷堆的所述第二反应堆腔内，所述串列气冷堆运行，以便所述第二燃料元件发生核反应。
CN202211239715.3A 2022-10-11 2022-10-11 一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法 Active CN115527696B (zh)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211239715.3A CN115527696B (zh) 2022-10-11 2022-10-11 一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法
US18/484,494 US20240127975A1 (en) 2022-10-11 2023-10-11 Serial high-temperature gas-cooled reactor nuclear systems and operating methods thereof

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211239715.3A CN115527696B (zh) 2022-10-11 2022-10-11 一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN115527696A CN115527696A (zh) 2022-12-27
CN115527696B true CN115527696B (zh) 2023-08-22

Family

ID=84701095

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202211239715.3A Active CN115527696B (zh) 2022-10-11 2022-10-11 一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法

Country Status (2)

Country Link
US (1) US20240127975A1 (zh)
CN (1) CN115527696B (zh)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4863676A (en) * 1985-12-19 1989-09-05 Proto-Power Corporation Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system
CN1396603A (zh) * 2002-01-08 2003-02-12 中国核动力研究设计院 核电站乏燃料低温核反应堆
CN112309595A (zh) * 2020-11-06 2021-02-02 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆堆芯分区装料的装置及方法
CN114373561A (zh) * 2021-12-16 2022-04-19 华能核能技术研究院有限公司 一种高温气冷堆燃料元件循环***及方法

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20060050835A1 (en) * 2004-09-03 2006-03-09 Bazant Martin Z Bi-disperse pebble-bed nuclear reactor
US10818403B2 (en) * 2016-03-29 2020-10-27 Nuscale Power, Llc Inter-module fuel shuffling

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4863676A (en) * 1985-12-19 1989-09-05 Proto-Power Corporation Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system
CN1396603A (zh) * 2002-01-08 2003-02-12 中国核动力研究设计院 核电站乏燃料低温核反应堆
CN112309595A (zh) * 2020-11-06 2021-02-02 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆堆芯分区装料的装置及方法
CN114373561A (zh) * 2021-12-16 2022-04-19 华能核能技术研究院有限公司 一种高温气冷堆燃料元件循环***及方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
球床式高温气冷堆核材料管制方案研究;初泉丽，等;铀矿冶;第第40卷卷(第第2期期);第174-178页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN115527696A (zh) 2022-12-27
US20240127975A1 (en) 2024-04-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109509562B (zh) 堆芯结构、熔盐球床堆和熔盐球床堆的燃料管理与堆芯装载方法
US2961393A (en) Power breeder reactor
CN108417277B (zh) 一种一体化堆本体***及氯盐堆***
EP2518733B1 (en) High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method
Reutler et al. The modular high-temperature reactor
JPS61111488A (ja) 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法
CN108399957B (zh) 一种小型模块化流动球床氟盐冷却高温反应堆
AU2011212810B2 (en) Modular nuclear fission waste conversion reactor
CN101315815A (zh) 快速增殖与转化核燃料的方法与装置
RU2668230C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
EP2864987A1 (en) Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor
JP2018520369A (ja) 原子炉
JPH08338892A (ja) ヘリウム冷却高温ガス炉
CN104183277A (zh) 熔盐贫铀堆
CN115527696B (zh) 一种串列式高温气冷堆核能***及其运行方法
CN112216407A (zh) 高温气冷堆及***
Oka et al. Conceptual design of a fast breeder reactor cooled by supercritical steam
JP2002303692A (ja) 軽水炉用燃料集合体、軽水炉およびその炉心
CN112216408A (zh) 燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆***
Pon Candu-Blw-250
Toshinsky et al. Safety aspects of SVBR-75/100 reactor
CN213459077U (zh) 高温气冷堆及***
Yongchang et al. Some features of the nuclear heating reactor (NHR) design in China
CN115985526A (zh) 热管式燃料元件、堆芯和其运行方法及其应用
Yoon et al. Conceptual Nuclear Core Design of a LBE Cooled Cartridge type Small Modular Reactor

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant