一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统

摘要

本发明公开了一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统，该系统由安全容器(1)、主容器(2)、堆内支撑结构(3)、堆芯(4)、中心测量柱(5)、主换热器(6)、换料机构(7)、堆顶盖(8)、控制棒驱动机构(9)和中子源(10)组成；当进行临界运行实验时，中子源(10)采用锎-252中子源或Be-Am中子源；当进行次临界运行实验时，中子源(10)采用散裂中子源或氘氚中子源，根据散裂中子源的实际需要将堆芯中部的同位素中子源和燃料组件替换成加速器中子源，反应堆可进行次临界运行实验。该反应堆实验系统采用液态铅铋或铅自然循环冷却，提高了反应堆的可用性，降低了实验成本，具备多功能反应堆实验系统特性。

说明书

技术领域

本发明属于反应堆实验系统设计技术领域，具体设计一种可实现临界及次临界运行实验 的液态重金属自然循环冷却反应堆实验系统。

背景技术

液态金属冷却反应堆结构简单，所有冷却剂均在一个容器内，避免发生一回路冷却剂丧 失(LOCA)事故，可以有效提高反应堆的安全性，是先进反应堆的重要候选堆型。在国际 原子能机构(IAEA)发布的六种第四代核能系统中，钠冷快堆和铅冷快堆均属于液态金属 冷却反应堆。在加速器驱动次临界反应堆(ADS)设计中，也采用液态金属冷却反应堆。

液态金属冷却反应堆实验系统是液态金属冷却反应堆技术发展的必要系统设备。尤其对 于尚处于概念研究阶段的铅冷快堆和加速器驱动次临界堆的研究来说意义更加重大。通过反 应堆实验系统，可以验证新型反应堆的中子学、热工水力学和安全特性，可以考验新型反应 堆所需的燃料和材料性能，可以积累反应堆的设计、建造和运行经验。

液态金属冷却反应堆根据运行模式可分为临界反应堆和次临界反应堆，按照常规设计方 案，针对不同运行模式的反应堆，需要分别建造临界反应堆实验系统和次临界反应堆实验系 统和次临界反应堆实验系统。反应堆实验系统根据功率水平，可分为冷态零功率实验装置热 态功率运行试验装置。

中国原子能科学研究院为发展临界快堆技术建造的一座零功率临界装置(东风6)，为发 展加速器驱动次临界堆技术建造的一座零功率次临界装置(启明星)和比利时SCK·CEN研 究机构为发展加速器驱动次临界装置建造的一座零功率次临界装置(GUINEVERE)均属于 冷态零功率实验装置。比利时SCK·CEN研究机构为发展ADS技术设计的100MW反应堆 MYRRHA和意大利ENEA研究机构为发展ADS技术设计的80MW-XADS属于液态功率运 行试验装置，反应堆只能进行次临界运行试验。

要在同一个反应堆系统实现临界运行实验和次临界运行实验，需解决好系统的改造问 题，以满足不同的运行条件要求。在现有的运行的反应堆系统，如压水堆和钠冷快堆，由于 特殊运行条件的限制，对堆芯及反应堆系统的改造难度非常大。压水堆运行时是高压环境， 压力容器密封性和完整性要求非常高，不适合改造成从外界引入中子源的次临界系统。钠冷 快堆运行时有密封要求，防止液态钠与空气接触产生钠火，同样不适合改造成从外界引入中 子源的次临界系统。

液态重金属的密度比一般燃料组件的密度高，燃料组件在堆内需要采用机械固定的方 式，以避免燃料组件上浮带来的问题。而机械固定的方式在高温液态重金属环境下可能会由 于辐照及腐蚀等问题而失效。利用增加高密度配重材料使组件的宏观密度大于冷却剂密度可 实现固有安全。

不同运行模式的反应堆由于堆芯布置不同，堆芯功率密度差异大，很难实现合适的流量 分配，堆芯出口温度不均匀效应明显，可能会导致某些组件过热而带来的安全问题。利用液 态重金属的密度差带来的流量分配自调节效应可实现不同组件间按实际情况分配流量。

2011年中国科院启动了中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能-ADS嬗变 系统”，计划通过三个阶段的实施，分别完成ADS研究装置、ADS实验装置和ADS示范装 置的建造于实验研究，到2030年后建成ADS嬗变工业示范系统，掌握核废料嬗变处理的关 键技术，使我国在先进核能领域的自主创新能力进入世界领先行列。本发明所涉及的一种可 实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统可开展ADS系统及铅冷快堆技 术实验，为ADS技术研究和我国液态金属冷却快堆研究提供重要平台。

发明内容

本发明克服的技术问题：克服现有技术的不足，提供一种可实现临界及次临界运行实验 的液态金属冷却反应堆实验系统，可在同一套实验系统上进行临界运行实验和次临界运行实 验，当进行临界运行实验时，中子源采用锎-252或Be-Am同位素中子源，反应堆可进行临 界运行实验；当进行次临界运行实验时，中子源采用散裂中子源，根据散裂中子源的实际需 要将堆芯中部的同位素中子源和燃料组件替换成加速器中子源，反应堆可进行次临界运行实 验。该反应堆实验系统可通过更换不同的中子源实现临界运行和次临界运行，提高了反应堆 的可用性，降低了实验成本，具备多功能反应堆实现系统特性。

本发明的技术解决方案：一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验 系统，由安全容器、主容器、堆内支撑结构、堆芯、中心测量柱、主换热器、换料机构、堆 顶盖、控制棒驱动机构和中子源组成。所述的安全容器和主容器为类似水瓶胆式的双层结构， 所述的堆顶盖为平盖形式，安装在主容器的上沿，所述的换料机构安装在堆顶盖的中心位置， 所述的四台主换热器安装于堆顶盖的环形区域内，所述的堆内支撑结构焊接于主容器底封头 以上的位置，为堆芯提供支撑和定位，所述的中子源位于堆芯正中心位置，采用与堆芯相同 的燃料组件形式，所述的中心测量柱焊接于换料机构主体的下部，位于堆芯的上方；当开展 临界运行实验时，中子源采用同位素中子源，位于堆芯中心处，反应堆处于临界运行模式； 当进行次临界运行实验时，中子源采用加速器轰击散裂靶提供中子源，位于堆芯中心处，抽 取部分外围燃料组件，使反应堆处于次临界运行模式。

其中，反应堆具有从临界到次临界，双模式运行能力；通过双旋塞摇臂式遥操作换料机 构将堆芯最内一层燃料组件和同位素中子源抽出，通过堆外机械操作器械将堆顶盖中的加速 器中子源插入堆芯预留孔道，直至次临界中子源底部位于堆芯中心位置，实现运行模式转换。

其中，可通过自然循环冷却的方式实现组件流量自调节效应，堆芯内冷却剂流量分配依 靠组件的功率不同产生密度差异实现，可实现堆芯出口温度均匀化，同时避免了强迫对流驱 动对堆芯组件带来的不稳定性影响。

所述反应堆实验系统采用模块化设计，通过换料机构将堆芯最内一层燃料组件和临界中 子源抽出，通过堆外机械操作器械将次临界中子源通过旋塞中的预留孔道插入反应堆，直至 次临界中子源底部位于堆芯中心位置，实现运行模式转换。

所述反应堆实验系统堆顶盖呈同心环型，由大旋塞和小旋塞组成，部件采用模块化设计， 大旋塞中心留有孔道，用于安装次临界中子源。

所述反应堆实验系统堆芯由可更换燃料组件组成，燃料组件可以采用六角形燃料组件。

所述反应堆实验系统中子源设计有临界中子源和次临界中子源两套部件，临界中子源可 采用锎-252中子源，次临界中子源可采用加速器驱动散裂靶中子源。

本发明的创新点在于：

(1)本发明反应堆实验系统采用模块化设计，可通过更换不同的中子源实现在同一座 反应堆实验系统上进行临界运行实验和次临界运行实验，提高了反应堆实验系统的可用性， 降低了实验成本，具备多功能反应堆实验系统特性。

(2)本发明冷却剂系统采用铅铋合金或铅自然循环冷却，可实现不同堆芯布置条件下 的流量自调节，获得均匀的出口温度，同时可避免强迫对流驱动导致的组件不稳定问题。

(3)本发明通过将同位素中子源和堆芯中部燃料组件更换成加速器中子源方案，实现 从临界运行实验系统到次临界运行实验系统的转换。

附图说明

图1是本发明临界运行实验的纵向图；

图2是本发明临界运行实验的横向图；

图3是本发明次临界运行实验的纵向图；

图4是本发明次临界运行实验的横向图。

具体实施方式

下面结合附图以及具体实施例进一步说明本发明。

如图1所示，本发明提供的一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实 验系统，由安全容器1、主容器2、堆内支撑结构3、堆芯4、中心测量柱5、主换热器6、 换料机构7、堆顶盖8、控制棒驱动机构9和中子源10组成。

安全容器1由圆柱形壳体与底部封头组成，与主容器结构相似，其功能是在主容器发生 泄漏时，安全容器将包容一回路冷却剂，并保证主容器内铅铋液位高于余热换热器入口窗， 确保余热排出系统正常工作。在安全容器和主容器之间的空隙，充有氩气保护，安装有铅铋 泄漏探测器、压力检测及超压保护系统，通过遥操设备进行安全检测。

主容器2是一个由圆柱形壳体与椭圆型封头焊接而成的圆筒形容器，侧壁没有贯穿件。 主容器包容一回路冷却剂和覆盖气体，支承堆内构件，防止核反应产生的放射性物质外泄。 主容器内侧与热铅铋池之间装有热屏蔽，并由专设通道对其进行冷却。

堆内支撑结构3圆筒和锥形筒将水平布置的板连接而成，通过焊接固定在主容器底部， 为了保证结构刚度，在堆内支承结构内加装放射状肋板。堆内支承结构主要用以支承堆芯栅 板，形成堆芯入口腔室的侧边界，将堆芯区域和堆芯上部区域与主换热器区域分隔，包容堆 芯与堆内换料系统。堆内支承结构的内圈向外向外凹进一个区域用于安装换料提升机。

堆芯4由可更换燃料组件组成，燃料组件可以采用六角形燃料组件或四边形燃料组件， 当进行次临界运行试验时，堆芯中部组件可替换成散裂靶。

中心测量柱5为带有碟形封头的圆柱状焊接壳体，内部安装水平栅格板和导管，位于旋 塞下方的中心位置，为分体式设计，其主体部分焊接在大旋塞上，部分扇形区域焊接在小旋 塞上。中心测量柱上焊接有控制棒导向机构和热电偶导管，用于定位控制棒导管提升机构和 测量系统。

主换热器6的外侧为套管，主要为固定和支撑主热交换器。套管的上留有铅铋入口窗， 和主热交换器的入口窗对应

反应堆通过堆芯4与主换热器6的高度差，以及铅铋冷却剂的密度差，提供压头实现自 然循环的冷却方式。由于铅铋的密度ρ＝11367-1.1944*T，随温度增高密度明显降低，可以通 过堆芯4不同燃料组件功率的密度差进行自然循环的流量分配。

换料机构7包含的设备有：双旋塞(大旋塞和小旋塞)、堆内换料机和堆内升降机等。 大旋塞与堆顶盖同心安装，小旋塞与大旋塞偏心安装，换料机安装在小旋塞偏心位置，大小 旋塞与换料机及其机械臂组成三级曲柄连杆机构，来进行反应堆内换料。堆内换料系统，能 够实现在反应容器完全封闭的情况下，在高温铅铋环境中实现堆燃料组件的装卸操作。同时 大旋塞的中心留有供质子束系统进入反应堆的通道，在临界运行时使用屏蔽体填充。

堆顶盖8采用平盖的形式，整体呈同心环型。换料大旋塞位于堆顶盖中心位置，用于换 料，以及为控制棒驱动机构、测量系统等提供定位和支承。大旋塞由顶盖通过止推球轴承进 行支承。4台主换热器的支承结构在堆顶盖上部两两对称分布。主换热器之间的一个空余位 置为换料提升孔。

控制棒驱动机构9由两套控制棒驱动结构组成，第一套反应性控制系统由调节棒组件、 补偿棒组件及其控制棒驱动机构组成。调节棒组件和补偿棒组件均采用滚珠丝杠-丝母副式 控制棒驱动机构。第二套控制棒系统利用控制棒在铅鉍溶液的浮力，完成紧急停堆任务。

如图2所示，由临界运行实验的横向图可知，当进行次临界运行实验时，中子源10位 于堆芯中间位置，采用六边形组件形式的锎-252或Be-Am中子源。

主换热器6为长圆形截面，能够有效利用堆芯与容器之间的空间。四台主换热器6在反 应堆中90°均匀分布，能够有效保证反应堆内温度场和流场分布均匀。

如图3所示，由次临界运行实验的纵向图可知，当进行次临界运行实验时，中子源10 采用散裂中子源或氘氚中子源，穿过堆顶盖8，从上方垂直插入堆芯4中心位置。

如图4所示，由次临界运行实验的横向图可知，当进行次临界运行实验时，将堆芯4最 内一层燃料组件和同位素中子源抽出，将堆顶盖8中的加速器中子源插入堆芯4预留孔道， 直至次临界中子源底部位于堆芯4中心位置，实现运行模式转换。