CN116266488A - 通过液态金属冷却的、包括被动衰变热排出***的核反应堆 - Google Patents

Abstract

本发明涉及通过液态金属冷却的核反应堆，该核反应堆包括用于排出衰变热的被动***，该被动***具有相变材料热储存器以及围绕相变材料储存器的可移除的隔热层。本发明主要涉及制造一种包括一体式***的核反应堆，该一体式***确保：从事故的初始时刻开始完全被动地排出衰变热；通过主安全壳排出能量；存在最终冷源，该冷源具有包括一体式交换器的储存器，该交换器被划分成其间***相变材料的多个平行管，该储存器被隔热层包围，该隔热层在达到预定阈值温度时可以以被动方式脱离。

Description

通过液态金属冷却的、包括被动衰变热排出***的核反应堆

技术领域

本发明涉及通过液态金属、特别是液态钠冷却的快中子核反应堆领域，所述反应堆称为RNR-Na反应堆或钠快反应堆(SFR)并构成所谓的***反应堆系列的一部分。

本发明更具体地解决了从这些核反应堆中排出衰变热的功能的改进。

本发明特别适用于低功率或中等功率反应堆或SMR(小型模块化反应堆)，典型地，对于发热反应堆在100MWth至500MWth的功率下运行，对于发电反应堆在50MWe至200MWe的功率下运行。

要记住的是，核反应堆的衰变热是核链式反应关闭后堆芯产生的热量，由裂变产物的分解能量组成。事实上，在失去电力供应的情况下，中子链式反应由于控制棒落入反应堆而中断。然而，一些热能仍然存在，称为衰变热。虽然该能量在下降，但必须强制排出该能量，以防止反应堆堆芯温度上升过高。

尽管参照通过液态钠冷却的核反应堆进行描述，但本发明适用于用作核反应堆主回路中的热交换流体的任何其他液体、例如液态铅。

背景技术

在核反应堆中，必须始终保证的基本安全功能是限制(confinement)、控制反应性、排出热量和衰变热。

为了排出衰变热，一直不断努力改善***的被动性和多元化，以确保提高整体可靠性。目的是保持结构的完整性，即第一限制屏障(燃料组件护层)和第二限制屏障(主安全壳)，即使在长期普遍缺乏电力(全厂断电)的情况下(这对应于福岛型场景，电力提供的冷却装置完全丧失)也是如此。

更具体地，目前设想的是通过主安全壳以完全被动的方式排出液态金属反应堆的衰变热。如果大型反应堆由于能量太高而似乎无法实现该目标，则可实际地考虑低功率(SMR)反应堆，以确保通过主安全壳排出衰变热的***(以下称为衰变热排出***)和安全性的本质上改善。

钠冷却反应堆中目前使用的衰变热排出***不是完全被动的，因为它们实际上采用控制命令和/或人为干预。此外，这些***通常使用具有空气冷源的钠循环回路，其可能出现故障。此外，目前的***没有提供与热池相关的多元化解决方案，所述热池在发生事故时为反应堆提供最终冷却，也称为最终冷源。这些***可对内部攻击、外部攻击和恶意行为很敏感。

通常，已经生产或文献中已知的衰变热排出***可以分为三类：

A/位于能量转换***上游的环路中的***；

B/至少部分位于反应堆的主安全壳内的***；

C/位于反应堆的主安全壳或次安全壳外部的***。

A/***将热量排放到空气/液态金属型交换器：[1]。这些***的主要缺点是需要使用至少两个交换器，意味着主要通过强制对流进行主动操作，而在自然对流方面性能低，并且需要使用空气/液态金属型交换器最终冷源，在液态金属泄漏和外部攻击最终冷源的情况下，存在化学相互作用的风险。

B/***也排放热量，如果被排到空气/液态金属交换器型最终冷源。

一些B/***将冷收集器或热收集器放置在主安全壳内：[1]。除了上述A/***的主要缺点外，它们还涉及与安全壳中的放射性液态金属接触的风险，并且在处理这些B/***的部件时需要关闭反应堆。

专利申请JP2013076675A还公开了一种B/***，其被描述为被动冷却***，其一部分穿过板。所提出的技术方案有许多缺点，包括穿过板所需的密封、可能将热量传递到圆顶、在处理***部件的情况下必须关闭反应堆、以及要由板支撑额外重量。

C/***包括(安全)主安全壳或次安全壳外部的交换器、管束和气流。

在本发明的上下文中，安全壳可以是这样的金属容器或金属衬壳。

位于次安全壳外部的已知C/***具有以下主要缺点：

-必须主动操作，也就是说使用强制对流；

-效力有限，因为所用的内部流体(热油)不是良好的热导体；

-热交换流体在高于300-350℃的温度下的化学不稳定性；

-冷却性能差，因为主要通过来自次安全壳的辐射实现。

前述专利申请JP2013076675A公开了一种位于主安全壳外部的C/***：它包括热收集器以及流体通过管的下降流和上升流，热交换液体在管中围绕主安全壳循环，下降流和上升流分别形成在热收集器与筒仓之间以及热收集器与安全壳之间，外部空气被引入下降流通道以向下流动，然后向上流动直到筒仓底部，最后排出到外部。该***设计具有前述缺点，即效力降低(因为空气不是良好的热导体)以及冷却性能较低(因为通过主安全壳实现)。此外，暴露在外部的最终冷源存在受到外部攻击的风险。

专利申请KR20150108999 A公开了位于次安全壳外部的C/***。在这里，最终冷源仍然暴露在外部。此外，所公开的技术方案存在许多缺陷。首先，***的部件必须焊接到次安全壳上。此外，***的运行假设热交换流体发生相变，这导致密度的高变化，从而导致管内部的机械力，并且在安全壳穿孔和堆芯熔化之前的阶段无效。

申请FR3104311A1提出了一种通过液态金属冷却的核反应堆，其包括具有相变材料冷源的衰变热排出***，该***通过不修改或仅最小程度地修改核反应堆(包括其建筑物)来减轻前述A/、B/、C/***的缺点。

在图1至图4中示出根据该申请FR3104311A1的教导的SFR型钠冷却核反应堆1和***2，该反应堆1具有环路型架构，该***2用于在反应堆以其设计功率的100％运行时排出至少标称能量和反应堆的衰变热。该***2在反应堆的正常运行阶段起作用，具有两个主要优点：

-发生事故时，无需对***进行一般启动；

-安全壳槽的部分冷却，如下文详细描述。

这种SMR型反应堆1包括填充有液态钠(称为一次液体)的主安全壳10或反应堆安全壳，其内部是堆芯11，其中安装有多个燃料组件110和侧向中子保护组件11，这些燃料组件110通过燃料的裂变产生热能。

安全壳10支撑主回路以及内部部件中钠的重量。

堆芯11由两种不同的结构支撑，从而能够分开支撑堆芯和向堆芯供应冷却流体的功能：

-称为堆芯栅板的第一压力焊接结构12，其中放置有燃料组件110的底脚，并由主泵供给冷钠(400℃)；

-称为定位板的第二焊接结构13，在其上支承有堆芯栅板；定位板通常支承在主安全壳10底部的内壁的一部分上。

堆芯栅板12和定位板13通常由AISI 316L不锈钢制成。

组件110的护层构成第一限制屏障，而安全壳10构成第二限制屏障。

如图所示，主安全壳10为圆柱形，具有通过半球形底部延伸的中心轴线X。主安全壳10通常由具有非常低硼含量的AISI 316L不锈钢制成，以防止在高温下开裂的风险。主安全壳10的外表面通过预氧化处理而具有高发射性，以便于在衰变热的排出阶段将热辐射到外部。

称为堆芯盖塞的塞14定位成竖直地与堆芯11成一直线。

在这种类型的反应堆1中，通过使一次钠通过位于反应堆安全壳10中的泵送装置150循环到位于所示示例中的安全壳10外部的中间交换器15，将在堆芯11内部核反应期间产生的热量提取出来。

因此，热量在中间交换器15处被通过入口管152提供的冷却的二次钠吸收，之后以热的状态通过出口管151离开中间交换器15。然后，将所提取的热量用于在蒸汽发生器(未示出)中产生蒸汽，将所产生的蒸汽送入一个或多个涡轮机和交流发电机(也未示出)中。(一个或多个)涡轮机将蒸汽的机械能转化为电能。通常，通过钠从堆芯提取的热量可以通过交换器***与流体交换，流体的功能是使电动涡轮机转动和/或产生用于不同于发电的应用的热量。

反应堆安全壳10由分离装置分成两个不同的区域，该分离装置由位于反应堆安全壳10内的至少一个安全壳16组成。该分离装置也称为台阶，并由AISI316L不锈钢制成。通常，如图2所示，该分离装置由单个内部安全壳16组成，其形状至少在其上部为圆柱形。

如图3和图4所示，台阶16通常焊接到堆芯栅板12上。

如图1所示，由内部安全壳16内部界定的一次钠区收集离开堆芯11的钠：它构成钠最热的区域，因此通常称为热区160或热收集器。在内部安全壳16和反应堆安全壳10之间界定的一次钠区161收集一次钠并供给到泵送装置：它构成钠最冷的区域，因此通常称为冷区或冷收集器161。

如图2所示，反应堆安全壳10由闭合板17固定和封闭，该闭合板17支撑各种部件，例如泵送装置(未示出)、排出***2的一些部件(如下文所述)和堆芯盖塞18。因此，闭合板17是将液态钠封闭在主安全壳10内的上盖。板17通常由非合金(A42)钢制成。

主安全壳10的密封由闭合板17和堆芯盖塞18之间的金属密封保证。

堆芯盖塞18是旋转塞，其承载所有操作***和监控堆芯所需的所有仪器，包括控制棒(其数量取决于堆芯的类型及其功率)以及热电偶和其他监控装置。盖塞18通常由AISI316L不锈钢制成。

闭合板17和钠的自由液面之间的空间(通常称为覆盖气体室)填充有相对于钠为中性的气体，通常为氩气。

支撑和限制***3位于主安全壳10周围并位于其闭合板17下方。

更准确地说，如图3和图4所示，该***3包括安全壳槽30，其中从外到内***隔热材料层31、内衬型涂层32和反应堆的主安全壳10。

安全壳槽30是平行六面体总体外部形状的块体，其支撑板17的重量，因此支撑板17所支撑的部件的重量。安全壳槽30的功能是提供生物保护和防止外部攻击、以及冷却外部环境以保持低温。安全壳槽30通常是混凝土块。

该隔热材料层31确保安全壳槽30的隔热。该层31通常由聚氨酯泡沫或硅酸盐制成。

内衬涂层32确保在从主安全壳10发生泄漏时保持一次钠，并保护安全壳槽30。换句话说，确保在从主安全壳发生泄漏时保持一次钠的内衬32在这里类似于安全壳。内衬32靠在安全壳槽30上，并且其上部焊接至闭合板17。内衬32通常由AISI 316L不锈钢制成。

内衬涂层32和主安全壳之间的空间E被称为储存器间空间，其中填充有导热气体，如氮气，以便冷却主安全壳10的表面，并且略微改善热量向衰变热排出***的传递。因此，必须足以使所使用的检查***得到安置。储存器间空间E的厚度根据应用在大约30cm至50cm之间变化。在所公开的SFR应用中，厚度E被认为是大约30cm。

接下来描述根据该申请FR3104311A1通过主安全壳10排出的衰变热排出***2。

衰变热排出***2将能够完全被动地将衰变热排出到主安全壳10的外部，从而捕获主安全壳10在储存器间空间E中发出的热辐射。

根据该申请FR3104311A1的***2的所有、特别是其中的热储存器，其尺寸必须符合两种运行模式：

-连续条件(正常运行或标称功率)，以确保热交换流体的自然循环；

-衰变热排出条件，在事故情况下，即部分或全部失去电力供应装置的情况下(作为极限情况的全厂断电)，排出衰变热，以便从堆芯中排出足够的能量，使堆芯在目标时间段内(目前设想的通常是7天)温度不会上升太多。

该***2首先包括填充有液态金属的闭合回路4，该闭合回路4包括：

-U形管道400的层40，位于储存器间空间E中，分布在主安全壳10周围，每个U形管道沿主安全壳10延伸，U形的底部面向主安全壳的底部，

-第一收集器41，称为冷收集器，其通过U形的每个分支401(称为冷分支)直接焊接至每个层，该冷收集器位于闭合板17的外部和上方，

-第二收集器42，称为热收集器，其通过U形的另一分支402(称为热分支)直接焊接至该层的每个管道，该热收集器位于闭合板17的外部和上方，且优选与第一(冷)收集器41竖向对齐，

-单管交换器43，其一个端部431与热收集器42连接，另一个端部432与冷收集器41连接。

闭合板17的上部支撑支撑冷收集器41和热收集器42的部件的重量。

闭合板17包括不同类型的开口，以能够***该层的每个管道400。因此，每个管道400通过板17的顶部进入和离开。

在如所示的环路反应堆的情况下，如果一些管道400离开/进入主安全壳10的侧面，则它们会绕过主回路的分支。

如图4所示，U形管道400的冷分支401完全***隔热层31内，以限制其温度上升，并防止流体循环倒置的现象，并且在最终的分析中，使液态金属在每个管道400内自然循环。

管道层的直径是主安全壳10的直径的函数，并且高度足以具有对于所需的散热需要的面积。

换言之，构成该层40的U形管道400的总数和尺寸取决于主安全壳10的直径和核反应堆的堆芯11的功率。例如，该层的管道的间距可等于10cm，这对于制造和通过辐射吸收热量是一个很好的折衷。

例如，每个管道400的外径被设定为5cm的标准尺寸，以便最小化压头损失，降低储存器间空间E中的管道的体积，并最大化暴露于主安全壳10的面积。每个管道的厚度取决于内部液态金属及其重量施加的机械应力。

每个管道400的材料必须在吸收热量的热分支402侧具有良好的发射率特性。管道的材料通常选自AISI 316L不锈钢、铁素体钢、镍、

这种材料取决于用于闭合回路4的内部流体。

这种内部热交换流体C是一种液态金属，其化学稳定，粘度低，是提供良好热交换的良好热导体，与回路4的所有管化学相容，并且能够通过自然对流在150℃至600℃的温度范围内发挥作用。回路4的液态金属通常可以选自NaK合金、Pb-Bi合金、钠或液态金属的三元合金之一......。

如图2所示，冷收集器41和热收集器42具有以主安全壳10的中心轴线(X)为中心的环形总体形状。冷收集器41、热收集器42支承在直接焊接至闭合板17的支撑件44上。

每个单管交换器43的功能是排出***2内的流体吸收的热量，这是通过在其出口处进行冷却，并且能够连续地排出足够的标称能量以保证热交换流体的自然对流运动以及能够排出衰变热。如图所示，每个单管交换器43优选为直管。每个单管交换器43通常由AISI316不锈钢制成。

如图2和图5所示，根据本发明的衰变热排出***2还包括冷源5，其配置成通过管道400的整个层40吸收通过来自主安全壳10的辐射而排出的热量。冷源5的尺寸既取决于反应堆堆芯11的能量(该能量决定了要排出的实际衰变热)，又取决于预期的瞬态持续时间(因此其需要足够的热惯性)。标称操作点(标称功率)也影响冷源5的尺寸。

冷源5包括至少一个圆柱形储存器50，其与主安全壳10有一定距离并且比闭合板17处于更高的水平高度。每个圆柱形储存器50、50.1、50.2容纳固态-液态型相变材料，其中***单管交换器43。每个储存器50、50.1、50.2通过与外部的自然对流交换和通过从其壁向外部的辐射来分散在事故阶段期间排出的一些能量，和分散在反应堆以标称功率运行时由***2排出的所有热量。

如图所示，每个储存器50、50.1、50.2都具有圆柱形的总体形状，并且优选放置在混凝土底座上以支撑其重量以及相变材料51和单管交换器43的重量。

每个储存器50、50.1、50.2的外壁优选具有高发射率以增加辐射发出的热量。每个储存器50、50.1、50.2通常由

或316不锈钢制成。

每个储存器50、50.1、50.2的尺寸取决于其所容纳的相变材料、和在正常运行以及在衰变热排出***情况下要排出的能量。

每个储存器50、50.1、50.2优选被限制在限制建筑物52内。因此，根据本发明的***2的最终冷源5被保护起来，以防止可能的外部攻击。

限制建筑物52的内壁优选具有高发射率特性，以便更容易地排出由容纳在其中的储存器50、50.1、50.2的外壁辐射的热量。

为了将冷源5置于距主安全壳10的最佳距离，液压回路2包括连接环路45、45.1、45.2，并在适当情况下包括在冷收集器41和热收集器42以及每个单管交换器43之间的阀门，该连接环路包括一组管。

更准确地说，如图所示，每个连接环路45、45.1、45.2包括液压分支451和液压分支452，液压分支451将冷收集器41连接至单管交换器43的在储存器50底部的冷端432，液压分支452将热收集器42连接至单管交换器43的热端431。

因此，冷收集器41将冷分支451内部的液态金属流分配到具有U形底部的每根管道400的每个冷分支401，热收集器42收集来自具有U形底部的每根管道400的每个热分支402的内部液态金属，以供给热分支452。

换句话说，与现有装置相比，该申请FR3104311A1中提出的***包括补充中间回路。该补充回路能够将能量从堆芯传递到反应堆外部的热储存器，该热储存器又通过热损失将热能排出到其所在的建筑物中。在该回路中通过自然对流进行循环的热交换流体被主安全壳10的外壁通过朝向安全壳周围的管道400的层的辐射加热。一旦被加热，热交换流体就会被引向衰变热排出***的冷源5，在那里热交换流体被冷却，从而使其再次下降到安全壳10。这种自然循环在连续条件下(反应堆的正常运行)和衰变热排出条件下都能发挥作用。在衰变热排出条件下，流速较高，因为要排出的能量比在连续条件下要高。

相变材料作为一种热缓冲器，在与单管交换器43的液态金属交换过程中，在核反应堆的正常运行(连续条件)中处于固态，只有在影响核反应堆的事故情况下(衰变热排出***条件)才会转为液态，释放衰变热。

换句话说，在连续条件下，其只是履行了与外部(“冷点”)的热交换器的作用，以通过自然对流维持热交换流体的流动。交换的能量必须是最小的，因为它在循环中会损失，但也足以通过自然对流维持热交换流体的流动。利用相变材料的储存，使其在衰变热排出***条件下熔化时的潜热得到利用。储存器50、储存器50.1、储存器50.2中容纳的相变材料具有热缓冲器的作用，这对于限制***的热交换流体的温度上升是有用的。这种效果被获得是因为材料在相变过程中的温度是准恒定的。具体来说，如果***的热交换流体的温度上升得不那么快，就会有更多的热量通过辐射在安全壳和热交换流体之间进行交换。衰变热排出条件下的冷却功能得到改善。

为了改善通过管道层和到***的冷源的热传递，相变材料必须具有高导热性。

为了在事故情况下良好运行，相变材料必须具有以下特性：高热惯性(高密度和比热)、高潜热、熔点在250℃至400℃之间、使用温度在150℃(固态)至600℃(液态)之间。

相变材料还必须与闭合回路2的内部流体化学相容，从而在从单管交换器43泄漏后的相互作用中不会出现问题。

当闭合回路2内部的热交换流体是NaK合金时，相变材料通常选自镉，或者当热交换流体是Pb-Bi合金时，相变材料通常选自铅。

因此，这种类型的储存使得与仅基于提高材料的温度的显热型储存相比可以实现更高的每单位体积的能量密度。***2保持完全被动，因为流体流动仅由自然对流产生，外部冷却由储存相变材料的(一个或多个)储存器50、50.1、50.2的外壁水平处的辐射和自然对流实现。

此申请FR3104311A1中储存相变材料的实施方式如图5所示。单管交换器43采用匝/盘管的形式，热交换流体在单管交换器43中循环，并且单管交换器43延伸储存器50的高度。

相变材料51由粉末或一组小球组成，所述粉末或小球改善了热传导，同时便于在储存器50中将其放置在单管交换器43中及其周围。

该类型的符合上述两种运行模式的几何形状需要：

-匝43和储存器50的外壁500之间的距离足以确保足够的热阻，以在连续条件下限制向外部的热损耗；匝43和外壁500之间的相变材料的厚度被确定为无论如何都实现用于保持热交换流体的自然对流的足够损耗；

-匝43的长度和直径足以实现在热交换流体和相变材料之间的能量交换；

-相变材料的体积足以在目标持续时间(通常为7天)内限制热交换流体的温度，并因此限制堆芯的温度。

相变材料的储存的这个示例并不完全令人满意，因为符合上述三个约束条件将导致非常大的储存体积。

另一种可能的配置如图6所示：其主要在于用平行定位并埋在相变材料51中的多个管430代替匝43，所有这些都被沉积在储存器50的外壁500上的隔热层433包围。管430使得可以通过增加热交换流体和相变材料之间的交换面积以及在任何时候实际使用的相变材料的体积来改善所交换的能量，并且隔热层433使得可以在连续条件下获得正确的热损耗水平，尽管在***的管430靠近外壁500。这些修改使得在连续条件下和在衰变热排去***条件下能够符合所有约束条件，并且通过使用所有相变材料(包括靠近外壁500的相变材料)能够限制储存器50的尺寸。此外，这种配置使得当热交换流体进入储存器时能够更大地限制热损耗，这有利于通过热交换流体的自然对流而产生的流动。特别是，这能够限制在连续条件下保持自然对流运动所需的热损耗。

另一方面，在衰变热排出***条件下，图6的配置并不完全令人满意。实际上，隔热层433成为将能量排出到储存器50外部的障碍：它减缓了能量排出到外部的速度，这导致储存器50中的温度升高，并且最终导致热交换回路和相变材料储存器中的温度升高。

因此，需要改进通过液态金属冷却的核反应堆的衰变热排出***，特别是改进如专利申请FR3104311A1中提出的和图6所示的将热从冷源排出到外部的解决方案。

本发明的目的是至少部分地解决这种需求。

发明内容

为此，本发明的一个方面涉及一种通过液态金属冷却的快中子核反应堆，包括：

-所谓的主安全壳，所述主安全壳中填充有作为所述反应堆的主回路的热交换流体的液态金属；

-安全壳槽，所述安全壳槽位于所述主安全壳周围并限定壳间空间；

-闭合板，所述闭合板用于封闭所述主安全壳内部的所述液态金属；

-***，所述***用于在事故情况下排出所述反应堆的至少一些标称能量和至少一些衰变热，所述***包括：

闭合回路，所述闭合回路中填充有热交换液体并包括：

-多个U形管道的层，所述多个U形管道位于所述壳间空间中并且围绕所述主安全壳分布，每个所述U形管道沿所述主安全壳延伸并且U形的底部面对所述主安全壳的底部，

-称为冷收集器的第一收集器，所述层的每个所述U形管道通过U形的称为冷分支的一个分支焊接到所述冷收集器，所述冷收集器位于所述闭合板的外部和上方，

-称为热收集器的第二收集器，所述层的每个所述U形管道通过U形的称为热分支的另一分支焊接到所述热收集器，所述热收集器位于所述闭合板的外部和上方，

-交换器，所述交换器的一个端部连接到所述冷收集器且所述交换器的另一个端部连接到所述热收集器，

所述闭合回路被配置成使得所述热交换液体在所述闭合回路中通过自然对流而循环并且在释放所述衰变热的事故情况下运行时保持液态；

冷源，所述冷源包括：

-至少一个储存器，所述至少一个储存器位于距所述主安全壳一距离处并位于所述闭合板上方，所述储存器容纳固态-液态类型的相变材料，所述交换器***所述相变材料中，所述相变材料适于在与所述交换器的所述液态金属交换期间，在所述核反应堆的正常运行中处于固态并且在释放所述衰变热的事故情况中转变成液态；

-隔热层，所述隔热层适于以可移除方式固定到并覆盖所述储存器的外壁的至少一部分，以及如果所述外壁的温度达到预定阈值，则被动从所述储存器的所述外壁脱离。

对于在衰变热排出***条件下的运行，该预定阈值温度高于在标称条件下达到的预定阈值温度。

所述隔热层有利地被配置成在其从所述储存器的所述外壁脱离时在重力作用下掉落。

根据一个有利实施方式，所述隔热层包括多个邻接的隔热面板。

根据另一有利实施方式，所述反应堆包括至少一个被动装置，所述至少一个被动装置用于可移除地固定所述隔热层，并被配置成固定所述隔热层直至所述预定阈值温度并在高于所述预定阈值温度时使所述隔热层被动脱离。

根据该实施方式，所述反应堆优选地包括每个隔热面板的至少一个被动可移除固定装置。

根据该实施方式和有利变型实施方式，所述储存器由磁性材料制成，所述被动可移除固定装置包括固定到每个隔热面板的至少一个永磁体，所述永磁体在低于所述预定阈值温度时磁性附接到所述储存器的所述外壁，所述永磁体失去其磁性的居里温度根据所述预定阈值温度来确定。

所述永磁体优选地由Fe-Ni合金制成。

根据另一有利实施方式，所述储存器的外壁包括多个翅片，所述多个翅片在所述隔热层覆盖所述外壁时被所述隔热层覆盖。

有利地，所述多个翅片中的至少一者被***每个隔热面板中。

根据另一有利实施方式，所述反应堆还包括至少一个主动装置，所述至少一个主动装置用于可移除地固定所述隔热层，并被配置成固定所述隔热层，以及无论所述储存器的外壁的温度如何，根据用户的命令主动使所述隔热层从所述储存器的外壁脱离。换言之，当操作者这样决定时，可以主动触发所述隔热层的脱离。

根据该实施方式，主动可移除固定装置优选地包括每个隔热面板的至少一个被动可移除固定装置。

所述冷源可以包括一个或多个储存器，特别是两个不同的储存器。

所述两个不同的储存器的两个交换器中的一个交换器优选地连接到收集器的与另一个交换器所连接的端部相反的端部。

根据有利变型，(一个或多个)交换器被划分成在每个储存器中平行布置且由所述相变材料包围的多个管。相变材料可以与管直接或间接接触。在间接接触的情况下，钢箱壁可以与管壁接触。

根据有利配置，所述反应堆包括循环环路，以及在适当时一个或多个其他流体部件，所述循环环路包括：将所述冷收集器连接到单管交换器的端部的至少一个液压分支以及将所述冷收集器连接到所述交换器的端部的至少一个液压分支。

根据另一有利配置，所述反应堆包括至少一个限制建筑物，所述至少一个限制建筑物用于限制所述排出***的每个储存器。

优选地，所述衰变热的排出回路的热交换液体是选自铅-铋的二元合金，钠-钾的二元合金、例如NaK，或其他液态金属的三元合金的液态金属。

优选地，填充(一个或多个)储存器的所述相变材料选自：铅、镉、锌或查马克(zamak)型锌合金、锡及其与铅的合金、或Li-Na-K三元碳酸盐混合物。

所述排出***的(一个或多个)储存器由

制成，或由基于镍的铁素体不锈钢制成。

因此，本发明主要涉及制造一种包括一体式***的核反应堆，该一体式***确保：

-从事故的初始时刻开始以完全被动的方式排出衰变热；

-通过主安全壳排出能量；

-存在最终冷源，该冷源具有包括一体式交换器的储存器，该交换器被划分成其间***相变材料的多个平行管，该储存器被隔热层包围，该隔热层在达到预定阈值温度时可以以被动方式脱离。

隔热层优选地由多个隔热面板组成，这多个隔热面板有利地包围储存器的所有侧面包封。

可移除隔热层的被动脱离例如可以通过永磁体来保证，该永磁体固定到隔热层并且在根据阈值温度确定的居里温度下失去其磁性。

根据本发明的可移除隔热层使得能够：

-在连续条件下限制到外部的热交换，同时将交换器管定位在壁附近，这使得能够改进热传递以储存和更好地使用所有相变材料；

-在从连续条件变为衰变热排出***条件时，以被动方式修改储存器与外部之间的热阻，这保持了***的完全被动特性；

-在翅片从储存器的壁向外延伸的变型中，通过将抑制与储存器的壁和外部之间的隔热相关的热阻与增加储存器的壁和外部环境之间的交换面积相结合，在使隔热层分离/脱离时立即将交换到外部的能量增加到非常高的程度。

与根据申请FR3104311A1的解决方案相比，这些优点使得能够更有效地从储存器中排出热量：储存器中容纳的材料的温度上升得更慢，因此可以减缓热交换流体的温度上升。因此提高了储存器的效力。换言之，使用能够以被动方式脱离的隔热层使得能够减小正常运行时的储存器的必要尺寸以实现热交换流体的自然对流，并且在事故情况下也减小储存器的必要尺寸以排出衰变热同时在限定的持续时间内(通常是7天)限制核反应堆的堆芯和主安全壳的温度上升。

此外，根据本发明的衰变热排出***具有与根据申请FR3104311A1的那些***相同的优点，即受益于主安全壳在约600℃的高温下的辐射，并且通过隔热层从衰变热排出***的储存设施脱离，通过以完全被动的方式从主安全壳的外部向壳间空间充分排出能量。

因此，该***具有很强的多元化方面，并且与已知和使用的其他衰变热排出***不同，这使其提高了被动安全特性，并且考虑到内部流体的永久循环，不存在干预延迟。因此，在普遍电压损失(MdTG)的情况下，衰变热排出***的功能不需要与控制命令、操作者或冷源与水或空气类型的外部接触相关联。这被称为本质安全或“离去安全(walk-awaysafe)”反应堆。

根据本发明的***在反应堆以标称功率正常运行和事故情况下均连续运行。

通过正常运行时也会发生的内部热交换流体的永久自然循环保证了从事故一开始就完全被动地排出衰变热。通过U形管道的热分支和冷分支之间的流体密度差异及其高度，这种连续的自然循环成为可能。

通过主安全壳排出热量是有利的，因为在导致安全壳内部结构严重变形的严重事故或地震活动的情况下，也可以预先保证该功能。在这种极端条件下，安全壳内的***(如现有的***)将无法正确完成该安全功能。

根据本发明的冷源的多元化和衰变热排出***的被动操作强化了设备相对于外部攻击以及某些其他***故障的安全性概念。

此外，与空气/液态金属类型的最终冷源相比，相变材料的使用使得尺寸能够更加紧凑。

如有必要，可设想增加热泵以提高闭合回路内热交换液体的循环流速。

本发明适用于所有通过液态钠冷却的核反应堆，而无论其配置如何，该配置表征具有小功率或中等功率或SMR(小型模块化反应堆)类型的主回路的模式，典型地，对于发热反应堆，操作功率在100MWth至500MWth之间，对于发电反应堆，操作功率在50MWe至200MWe之间，即：

-集成RNR，其中主泵和交换器完全包含在封闭堆芯的主安全壳内，并通过该安全壳的闭合板浸入所述主安全壳的冷却流体中；

-部分集成(“混合”)RNR，其中只有主泵包含在封闭堆芯的主安全壳内；

-所谓的“环路”RNR，其中主泵和中间热交换器放置在仅包含堆芯和内部结构的反应堆的主安全壳外部的专用安全壳中，主安全壳和部件安全壳通过主管连接。

衰变热排出***回路的热交换液体优选为选自铅-铋(Pb-Bi)的二元合金、钠-钾(NaK)的二元合金、钠或液态金属的其他三元合金的液态金属。

填充(一个或多个)储存器的相变材料优选地选自铅、镉、锌或锌的zamak型合金、锡及其与铅的合金、或Li-Na-K三元碳酸盐混合物。

所述排出***的(一个或多个)储存器优选地由

制成，或由基于镍的铁素体不锈钢制成。

回路的管、热收集器和冷收集器以及环路的部件(如适用)优选由选自AISI316L或304L不锈钢、铁素体钢、镍基合金、

的材料制成。

本发明的优选应用是***GenIV系列的小型反应堆(SMR)，特别是通过钠和铅冷却的反应堆。

除了安全性方面之外，本发明同样可以用于正常运行，以便在负载监控中具有更大的灵活性。

本发明的其他优点和特征将在阅读本发明的实施方式的详细描述时更好地显现出来，所述实施方式通过参考以下附图的非限制性说明的方式给出。

附图说明

图1是具有根据本发明的衰变热排出***的通过液态钠冷却的核反应堆(SFR)的透视示意图。

图2是图1的一部分的局部剖视图。

图3是显示SFR型核反应堆的主安全壳和燃料组件的一部分以及根据本发明的衰变热排出***的管道层的一部分的局部纵向剖视图。

图4重复了图3，但是没有隔热材料层。

图5是根据专利申请FR3104311A1的包含相变材料和衰变热排出***的封闭回路单管交换器的热储存器的内部的透视示意图。

图6是示出包含相变材料和分成多个管的交换器的现有技术的热储存器的一个可能的实施方式的剖视图。

图7A、图7B是根据本发明的具有覆盖外壁的隔热面板的热储存器的在具有翅片的外壁层级上的局部横截面图，分别是隔热面板从壁被动脱离前后的图。

图8以曲线的形式示出了Fe-Ni合金的居里温度与镍的比例之间的关系。

图9A、图9B是根据本发明的第一个变型的具有覆盖外壁的隔热面板的热储存器的在外壁层级上的局部横截面图，其中该外壁不具有翅片，分别是隔热面板从壁被动脱离前后的图。

图10以各个曲线的形式示出了核反应堆中被强加的待排出的热能、在储存器外壁具有翅片、不具有翅片的具有在240℃被动脱离的隔热面板的包含被分成多管的一体式交换器的热储存器的向外部的热损耗、以及为了比较目的的具有永久的隔热层的现有技术配置(图6)的向外部的热损耗的示例。

图11以各个曲线的形式示出了在储存器外壁具有翅片、不具有翅片的具有在240℃被动脱离的隔热面板的包含被分成多管的一体式交换器的热储存器以及为了比较目的的具有永久的隔热层的现有技术配置(图6)的在入口和出口处的热交换流体的温度的示例。

图12以各个曲线的形式示出了在热储存器的外壁具有翅片的具有在240℃被动脱离的隔热面板的包含一体式多管交换器的热储存器的入口和出口处的热交换流体的温度的示例。

图13A、图13B、图13C是包含用于使隔热面板脱离的主动装置的根据本发明的第二个变型的具有覆盖外壁的隔热面板的热储存器的外壁层级上的局部横截面图和细节图，分别是它们从壁被动脱离前后的图。

图14A、图14B是根据本发明的一个变型的具有覆盖外壁的隔热面板的热储存器的外壁层级上的横截面图，其中，隔热面板具有当储存器设有翅片时适合于通过重力掉落的形状。

具体实施方式

在整个本申请中，术语“竖直”、“下部”、“上部”、“底部”、“顶部”、“下方”和“上方”应参照以竖直运行配置的填充有液态钠的主安全壳和热储存器来理解。

为清楚起见，所有的图1-图13C中，使用相同的附图标记来表示相同的根据现有技术和根据本发明的元件。

图1-图6已经在背景技术部分中进行了说明，因此在下文中不再赘述。

也没有描述图1-图4中表示的具有环路型架构、具有用于从反应堆排出至少一些标称功率与衰变热的***2的钠冷却(SFR型)核反应堆1，但将根据本发明的冷源5应用到其中以代替来自于图5的根据现有技术的冷源。

如图6中所示，冷源5包括至少一个热储存器50，热储存器50容纳平行设置并且嵌入到相变材料51中的多个管430。

根据本发明，隔热层6定位成可移除地固定至并覆盖热储存器的外壁500的侧面包封，并且如果所述外壁的温度达到预定阈值，则隔热层6以被动方式脱离。

如图7A和图7B所示，隔热层6由多个邻接的隔热面板60构成。这些隔热面板可以是基于玻璃棉或岩棉的面板。

为了可移除地固定隔热面板60，至少一个被动装置7被配置成固定隔热层直至预定阈值温度，并在高于该阈值温度的情况下以被动方式使其脱离。

被动装置7优选地由固定至各个隔热面板60的永磁体构成。在这种情况下，热储存器50由磁性材料制成。

例如，具有居里温度的Fe-Ni型合金，温度高于该居里温度，合金失去其磁性，如图8所示，该居里温度取决于成分的比例。因此，能够选择成分的比例以根据阈值温度限定居里温度，从该阈值温度开始，磁体7将不再起作用，从该阈值温度起，面板60将因此从热储存器50的外壁500脱离。

为了增加与外部空气的交换面积(这仅在隔热面板60从热储存器50的壁500脱离的时候才需要)，在壁500上制造翅片501，在所图示的示例中翅片是直的。翅片501相对于圆柱形的热储存器50径向延伸，并在隔热面板60处于固定配置时被各个隔热面板60所覆盖并因此当隔热面板在原位时在与外部热交换方面不具有有效作用。在图示的示例中，一个隔热面板60中***了两个翅片501。翅片501可以被固定至热储存器50或者形成热储存器50的一体化部分。

因此，当热储存器50的外壁500的温度低于阈值温度时，磁体7磁性地附接至外壁500(图7A)。

如下文中所解释的，一旦外壁500的温度高于阈值温度，由于磁体7的磁性的失去，对隔热面板60的固定不再有效。因此，隔热面板60从外壁500脱离，并通过重力作用而掉落。外壁500因此裸露，并通过其翅片501与周围空气直接热交换(图7B)。

一种变型可在于在外壁上没有翅片。图9A和图9B图示了这种变型，图9A和图9B分别示出了隔热面板60的固定配置以及隔热面板60已从外壁500脱离。这种变型能够方便外壁500的制造、隔热层6的制造以及将其固定至外壁500。然而，没有翅片限制了与外部的热交换效率，这被下文中所记载的模拟所证实，其结果示出在图10和图11中。

为了说明根据本发明的可移除的隔热面板解决方案的益处，发明人通过假设用于隔热面板脱离的阈值温度等于240℃以及乘以通过翅片501与外壁500周围的空气进行的热交换的面积的因数3，进行了数值模拟。

在这些模拟中，确保磁体作用的材料可以是居里温度高于用于使隔热面板脱离的阈值温度的Fe-Ni合金。永磁体7的居里温度与阈值温度之间的差通常可以为50℃的量级。该温度差的解释为在温度到达居里温度之前磁化开始降低，在居里温度时为零。因此，在外壁层级上温度实际到达居里温度之前，隔热面板60将由于其自身重量从外壁500脱离，由于此，温度差通常为50℃的量级。

在模拟中，交换器43被视为多个平行的竖直管430，如图6中示意性地所示，其提供更好的热交换流体与储存相变材料的热能交换的性能。

还考虑了热交换流体层级的被强加的待排出的能量曲线以及将热交换流体的温度保持低于550℃7天的目标。该被强加的能量曲线包括两个阶段，即在连续条件下的5天的第一阶段以及第二阶段，第二阶段具有第6天开始时出现的待排出的能量峰，该能量峰具有快速增长12小时之后缓慢下降的特征形式(图10中的实线曲线)。

比较了三种热储存配置：

-现有技术参照储存器，其使用多管430，多管的尺寸符合热交换流体的7天的温度上升(550℃)的限制要求；

-与参照储存器具有相同尺寸的储存器，具有隔热面板，隔热面板在阈值温度240℃由于永磁体7的去磁以完全被动的方式从壁500脱离，并且具有翅片501，翅片的尺寸设计为将与周围空气的交换面积增加至3倍；

-与参照配置具有相同的尺寸，具有隔热面板，隔热面板在阈值温度240℃由于永磁体7的去磁以完全被动的方式从不具有翅片的外壁500脱离。

如图10所示并且在下文中所记载的，从模拟可以看出，当具有以被动方式脱离的隔热面板60时，储存器与外部的热交换增加，当储存器50在其外壁500的***具有翅片501时，热交换甚至进一步增加。

该储存器50的向外部排出热的增加使得限制了其温度的上升：因此这使得能够将热交换流体的温度保持在限制温度以下更长的时间，如图11所示。

在参照配置中，即，具有不可脱离的隔热面板60，热交换流体的温度从完全断电开始起7天后到达550℃的限制值，因为储存器50的尺寸、管430的尺寸以及相变材料的尺寸已经被定义成使得符合这一限制要求。

使用根据本发明的隔热面板60，热交换流体始终保持低于470℃，而且，在峰值开始后温度下降2.5天(图11)。因此，本发明使得储存器能够非常更有效地排出热交换流体的能量。

根据本发明的使用隔热面板60的该改进的储存性能使得能够减少符合550℃的温度限制7天所需要的储存器50和材料51的尺寸规格。

下面的表1汇总了所述的三种配置的不同的尺寸规格。

[表1]

从表1可以看出，与参照配置相比：

-利用根据本发明的不具有翅片的具有面板60的配置，在储存器50的直径方面减少10％，在相变材料的体积方面减少19％；

-利用根据本发明的具有翅片501的具有面板60的配置，在储存器50的直径方面减少38％，在相变材料的体积方面减少62％。

利用由于本发明而实现的减小的尺寸，在3天后达到550℃的最高温度，然后温度下降(图11)。这意味着使用本发明可以在超过7天的目标后继续符合温度限制要求(图10)，而参照储存器配置(即没有可脱离的面板60)并非如此。

图13A至图13C示出了另外的可能的变型实施方式。

根据该变型，对每个用于可移除地固定隔热面板60的被动装置7增加了主动装置8，该主动装置8使得每个隔热面板60能够根据用户的命令而脱离。

可以想到多种类型的主动装置8。

首先，可以使用电磁吸盘。电磁吸盘包括吸盘本身以及磁性背板。例如，这里可以提供将吸盘固定到可移除的面板60，将背板固定至支撑件，支撑件自身通过永磁体通过被动的方式固定至储存器的外壁500，该永磁体在超出阈值温度时失去其磁性能力。如果电力供应中断，电磁吸盘的两个部件分离，隔热面板因此被释放。

另一种主动装置8可在于由电脉冲致动的装置，例如，产生磁铁效应，磁铁效应移动冲击，该冲击在反应堆正常运行期间将隔热面板保持在原位。相对于电磁吸盘装置8，电脉冲致动装置能够使得可以不受最小可能的电流中断(甚至是最短持续时间)影响，该最小可能的电流中断可导致在反应堆堆芯不一定需要发生时所发生的不希望的所有隔热面板的脱离。

另一种主动装置8可在于可通过电机移动的保持结构，其移动导致隔热面板脱离，并因此导致它们通过重力作用而掉落。

可以想到的另一种主动装置8解决方案在于将永磁体7仅布置在每个隔热面板60的边缘，其放置在固定至储存器50的轨道上，主动装置8由于重力作用沿着轨道而下并使永磁体7翻倒。

更一般地说，可以设想其它主动装置8，例如具有人为干预的装置，比如待移动的滚动结构，隔热面板固定至该滚动结构。

任何这样的主动装置8可以例如通过控制线80来控制。

利用主动装置8，操作者甚至能够在达到被动脱离阈值温度标准之前使面板60脱离。例如，在进入到反应堆的堆芯层级的衰变热排出模式的情况下，操作者可能希望甚至在外壁500达到阈值温度之前使面板60脱离以作为预防措施。这使得可以节省与周围空气热交换的时间，并因此限制温度的上升。如果操作者没有通过主动装置使用该可能的脱离，当达到阈值温度标准时，被动脱离仍然自动发生。

在具有翅片501的配置中，根据翅片以及隔热面板60的设计，至少一些翅片可能保留在至少一个隔热面板60上，而该至少一个隔热面板60刚以被动的方式或者主动的方式脱离。保留的这个翅片(这些翅片)可能达到阻止面板掉落的程度。

为了消除这一风险，发明人想到一种几何结构配置，其在尽管存在翅片的情况下，导致隔热面板通过重力掉落，而不管被动或主动触发(例如永磁体的去磁)出现时发生了什么。面板几何结构配置必须使得面板能够旋转移动，从而使其从底部倾斜。图14A示出了这种配置在脱离前和脱离期间的示例：隔热面板60在其下部具有逐渐变小的形状600，这使得其在从储存器50的壁500脱离时能够从顶部倾斜。

图14B示出了在面板60中制造的凹槽601，翅片501能够***到每个凹槽中并被所述面板60覆盖。

本发明不限于刚刚描述的示例；例示的示例的特征尤其可以以未例示出的变型的形式相互组合。

在不脱离本发明的范围的情况下可以设想其他变型和实施方式。

刚刚参照环路型核反应堆描述的衰变热排出***可用在用于发电或发热的集成型核反应堆中。

在一种集成反应堆设计中，管道的层40以均匀的方式围绕整个主安全壳10。

在一些环路型反应堆中，位于主回路旁的管道400能够在分支的层级上加入微收集器中，以防止所涉及的U形管道400的可能的热点。

在所示的示例中，翅片501是直的且相对于圆柱形储存器50径向延伸。还可以有其他类型的翅片，特别是波纹板、金属编织物…。

本发明也完全可以应用于发热型的核反应堆。

引用的文献

[1]:HOURCADE E.等,“ASTRID Nuclear Island design:update in French-Japanese joint team development of decay heat removal system”,2018,ICAPP。

Claims (19)

1.一种通过液态金属冷却的快中子核反应堆(1)，包括：

-所谓的主安全壳(10)，所述主安全壳(10)中填充有作为所述反应堆的主回路的热交换流体的液态金属；

-安全壳槽(30)，所述安全壳槽(30)位于所述主安全壳周围并限定壳间空间；

-闭合板(17)，所述闭合板(17)用于封闭所述主安全壳内部的所述液态金属；

-***(2)，所述***(2)用于在事故情况下排出所述反应堆的至少一些标称能量和至少一些衰变热，所述***包括：

闭合回路(4)，所述闭合回路(4)中填充有热交换液体并包括：

-多个U形管道(400)的层(40)，所述多个U形管道(400)位于所述壳间空间中并且围绕所述主安全壳分布，每个所述U形管道(400)沿所述主安全壳延伸并且U形的底部面对所述主安全壳的底部，

-称为冷收集器的第一收集器(41)，所述层的每个所述U形管道通过U形的称为冷分支的一个分支(401)焊接到所述冷收集器，所述冷收集器位于所述闭合板的外部和上方，

-称为热收集器的第二收集器(42)，所述层的每个所述U形管道通过U形的称为热分支的另一分支(402)焊接到所述热收集器，所述热收集器位于所述闭合板的外部和上方，

-交换器(43)，所述交换器(43)的一个端部(431)连接到所述冷收集器且所述交换器(43)的另一个端部(432)连接到所述热收集器，

所述闭合回路被配置成使得所述热交换液体在所述闭合回路中通过自然对流而循环并且在释放所述衰变热的事故情况下运行时保持液态；

冷源(5)，所述冷源(5)包括：

-至少一个储存器(50、50.1、50.2)，所述至少一个储存器位于距所述主安全壳一距离处并位于所述闭合板上方，所述储存器容纳固态-液态类型的相变材料(51)，所述交换器***所述相变材料(51)中，所述相变材料适于在与所述交换器的所述液态金属交换期间，在所述核反应堆的正常运行中处于固态并且在释放所述衰变热的事故情况中转变成液态；

-隔热层(6)，所述隔热层(6)适于以可移除方式固定到并覆盖所述储存器(50)的外壁(500)的至少一部分，以及如果所述外壁的温度达到预定阈值，则被动从所述储存器的所述外壁脱离。

2.根据权利要求1所述的核反应堆(1)，其中，所述隔热层(6)被配置成在其从所述储存器的所述外壁脱离时在重力作用下掉落。

3.根据权利要求1或2所述的核反应堆(1)，其中，所述隔热层(6)包括多个邻接的隔热面板(60)。

4.根据权利要求1所述的核反应堆(1)，包括至少一个被动装置(7)，所述至少一个被动装置(7)用于可移除地固定所述隔热层(6)，并被配置成固定所述隔热层直至所述预定阈值温度并在高于所述预定阈值温度时使所述隔热层被动脱离。

5.根据权利要求4所述的核反应堆(1)，包括每个隔热面板的至少一个被动可移除固定装置。

6.根据权利要求5所述的核反应堆(1)，其中，所述储存器由磁性材料制成，所述被动可移除固定装置包括固定到每个隔热面板的至少一个永磁体(7)，所述永磁体在低于所述预定阈值温度时磁性附接到所述储存器的所述外壁，所述永磁体失去其磁性的居里温度根据所述预定阈值温度来确定。

7.根据权利要求6所述的核反应堆(1)，其中，所述永磁体由Fe-Ni合金制成。

8.根据权利要求1至7中任一项所述的核反应堆(1)，其中，所述储存器的外壁包括多个翅片(501)，所述多个翅片(501)在所述隔热层覆盖所述外壁时被所述隔热层覆盖。

9.根据权利要求8所述的核反应堆(1)，其中，所述多个翅片中的至少一者被***每个隔热面板中。

10.根据权利要求1至9中任一项所述的核反应堆(1)，还包括至少一个主动装置(8)，所述至少一个主动装置(8)用于可移除地固定所述隔热层，并被配置成固定所述隔热层，以及无论所述储存器的外壁的温度如何，根据用户的命令主动使所述隔热层从所述储存器的外壁脱离。

11.根据权利要求10所述的核反应堆(1)，还包括每个隔热面板的至少一个被动可移除固定装置。

12.根据权利要求1至11中任一项所述的核反应堆(1)，其中，所述冷源(5)包括一个或多个储存器，特别是两个不同的储存器(50.1、50.2)。

13.根据权利要求12所述的核反应堆(1)，其中，所述两个不同的储存器的两个交换器中的一个交换器连接到所述收集器的与所述两个交换器中的另一个交换器所连接到的端部相反的端部。

14.根据权利要求1至13中任一项所述的核反应堆(1)，其中，一个或多个交换器被划分成在每个储存器中平行布置且由所述相变材料(51)包围的多个管(430)。

15.根据权利要求1至14中任一项所述的核反应堆(1)，其中，所述核反应堆包括循环环路(45)，以及在适当时一个或多个其他流体部件，所述循环环路(45)包括：至少一个液压分支(451)，所述至少一个液压分支(451)将所述冷收集器连接到单管交换器的端部；以及至少一个液压分支(452)，所述至少一个液压分支(452)将所述冷收集器连接到所述交换器的端部。

16.根据权利要求1至15中任一项所述的核反应堆(1)，包括至少一个限制建筑物(52)，所述至少一个限制建筑物(52)用于限制所述排出***的每个储存器。

17.根据权利要求1至16中任一项所述的核反应堆(1)，其中，所述衰变热的排出回路的热交换液体是选自铅-铋(Pb-Bi)的二元合金，钠-钾的二元合金、例如NaK，或其他液态金属的三元合金的液态金属。

18.根据权利要求1至17中任一项所述的核反应堆(1)，其中，填充一个或多个所述储存器的所述相变材料选自：铅、镉、锌或查马克型锌合金、锡及其与铅的合金、或Li-Na-K三元碳酸盐混合物。

19.根据权利要求1至18中任一项所述的核反应堆(1)，其中，所述排出***的所述储存器由

制成，或由基于镍的铁素体不锈钢制成。

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