通过反应堆衰变热去除（DHR）系统在反应堆容器周围具有填充有惰性液体盐的容器的快中子反应堆类型的熔盐核反应堆的制作方法

本发明涉及熔盐核反应堆或msr(熔盐反应堆)领域。更具体地，本发明涉及所谓的低功率或中功率msr，也称为amr(先进模块化反应堆)领域。因此，本发明的主要目的是找到一种用于改进此类反应堆(更具体地，快中子反应堆类型的那些反应堆)的解决方案，以允许去除amr类型的反应堆的衰变热。此处并且在本发明的上下文中，“熔盐反应堆”应理解为其通常的技术含义，即意指这样的核反应堆：其中核燃料呈液体形式，溶解在温度通常为500℃至900℃的熔盐中，该盐既充当冷却剂，又充当第一裂变安全壳屏障(containment barrier)。尽管结合通过自然对流工作的一回路的架构进行了描述，但是本发明适用于任何快中子反应堆类型的熔盐核反应堆，其中反应堆容器具有旋转对称性并且包括在其大部分高度上是圆柱体的部分。

背景技术：

1、熔盐反应堆依赖于使用熔盐，例如氟化锂(lif)和氟化铍(bef2)、或者氯化钠(nacl)和氯化镁(mgcl2)，其既作为冷却剂，又通过由金属或陶瓷(诸如sic)制成的反应堆容器内的第一流体作为减速剂。

2、容器含有通常在环境压力下、在通常为600℃至900℃的高温下的熔盐。

3、可裂变燃料可以是铀235、钚或铀233，这些源自钍的转换。熔盐反应堆可以是自持增殖反应堆，其具有其自己的包含待辐照的可转换同位素的增殖区(breeding blanket)。

4、核反应由反应堆容器内燃料的可裂变材料的浓度或由通过石墨减速剂单元来触发。

5、因此，熔盐反应堆可以使用石墨减速，产生热中子，或者不用减速剂，产生快中子。

6、因此，减速剂的存在或不存在定义了熔盐反应堆的两大类，即分别是热中子反应堆和快中子反应堆。

7、从2000年左右开始，熔盐反应堆经过评价，然后被采纳为第四代国际论坛的一部分。此后，他们进行了研究，旨在将其部署为第四代反应堆，尤其是小型模块化反应堆(smr)，这是先进的核反应堆(amr)，其功率容量可高达每单位300mwe：[1]。

8、在核反应堆中，在所有情况下(正常运行期间、事件期间和事故期间)都必须确保的基本安全功能是安全壳(containment)、反应性控制、以及来自堆芯的热的去除。

9、为了去除事故情况下的衰变热，人们正在不断寻求提高系统的无源性和多样化，以保证更好的整体可靠性。目标是在所有情况下保持结构及其几何形状的完整性，这些结构即是第一安全壳屏障和第二安全壳屏障(主容器)，即使在长期的全厂断电的情况下(这相当于福岛型场景)。

10、更具体地，目前设想通过主容器以完全无源的方式实现从液体金属反应堆去除衰变热。尽管对于大型反应堆而言，由于功率输出过高，该目标似乎并不能完全实现，但对于低功率amr而言，它可以被认为是现实可行的，以保证内在改进安全性和衰变热去除系统(以下称为dhr系统)，从而通过主容器去除热。

11、快中子反应堆类型的熔盐反应堆还需要去除其衰变热。已经设想了各种解决方案。可以参考出版物[2]，其提出了一种解决方案。这些解决方案都不令人完全满意。

12、因此，仍然需要改进快中子熔盐反应堆类型的反应堆，特别是当设想这些反应堆为amr时，使得它们的衰变热可以令人满意地去除。

13、因此，本发明的目的是至少部分地满足这种需要。

技术实现思路

1、为了实现这一点，本发明的一方面涉及快中子反应堆类型的熔盐核反应堆，其包括：

2、-反应堆容器，其具有围绕中心轴线的旋转对称性，在内部界定液体形式的燃料的一回路，并且在所述容器中至少一种盐是熔融的，所述容器的内部没有任何减速剂材料；

3、-另一个容器，其布置在反应堆容器周围，从而限定填充有惰性液体盐的保护间隙(e)。

4、“惰性液体盐”意指既不含任何可裂变元素，也不含任何可转换元素的冷却剂。

5、根据第一实施方式变型，液体盐选自nacl、mgcl、kcl、zncl2、pbcl2或这些的混合物。

6、在本发明的上下文中，“没有任何减速剂材料”意指允许核反应堆被认定为热中子核反应堆的任何材料。通常意义上，快中子的动能超过1ev，而热中子的动能低于1ev，通常约为0.025ev。可以参考出版物[3]，并且特别是图4，其针对几种类型的反应堆示出了中子通量的热份额和快份额。

7、因此，根据本发明的熔盐反应堆被认定为快中子反应堆。

8、通常，根据本发明的熔盐反应堆可具有0至0.05范围内的热中子份额和0.6至0.65范围内的快份额。

9、根据一个有利的实施方式，反应堆还包括：

10、-至少一个热交换器，其在反应堆的一回路和二回路之间交换热，并且布置在反应堆容器的内部；

11、-第一壳体，其形式为中心轴线与反应堆容器的中心轴线重合的至少一个中空圆柱体，所述第一壳体布置在反应堆容器中，以将反应堆容器的内部分为中心区域和外围区域，热交换器布置在所述外围区域中，使得当反应堆运行时，熔盐燃料液体经由自然对流在这样的回路中循环：从中心区域的限定发生裂变反应的反应堆堆芯的底部起，自该底部熔盐燃料液体由于加热而上升，远至中心区域的顶部，在该顶部熔盐燃料液体被偏转朝向外围区域的顶部以穿过交换器，然后下降回外围区域的底部，在该底部熔盐燃料液体被偏转朝向反应堆的堆芯；

12、-中子反射体，其布置在堆芯的外围、倚靠反应堆容器，以维持堆芯中的中子通量。

13、根据第一替代方案，

14、-一回路的熔盐燃料液体是呈盐形式的ucl3的比例范围优选为25mol％至30mol％的nacl-ucl3和比例范围优选为5mol％至30mol％的pucl3与贫铀的混合物。

15、-第一壳体的布置在一个或多个交换器上方的那部分是自身封闭的圆柱体环，而布置在一个或多个交换器下方的那部分是中空圆柱体，

16、-中子反射体由碳化硅(sic)制成。

17、-一回路的熔盐燃料液体是优选含量为34mol％的呈盐形式的nacl-ucl3与优选比例范围为5％至20％的浓缩(haleu)铀u235的混合物。

18、-第一壳体是自身封闭的圆柱体环，

19、-中子反射体是石墨。

20、由于这种惰性盐的储存，衰变热可以仅借由通过反应堆容器传导无源地从反应堆中去除，该反应堆容器尺寸小，是模块化smr类型的，通常对应于低于300mwth的功率。

21、根据另一个有利的实施方式，核反应堆包括同心地布置在第一壳体内部的第二壳体，以便引导燃料液体在其被偏转的两个区域之间上升。

22、根据该实施方式，第二壳体的内部有利地限定在其内部延伸有核反应控制棒和/或安全棒的空间。换言之，该第二壳体形成同轴布置在第一壳体内部且在反应堆容器的中心的开放式柱。该中心柱有利地使得能够对由此引导到第一壳体与第二壳体之间的环形空间中的上升燃料液体进行指引，并且能够形成用于控制棒和/或安全棒的空间。

23、作为优选，第二壳体的外径是第一壳体的内径的5％至30％。

24、作为进一步优选，第一壳体和(在适用的情况下)第二壳体通过从封闭反应堆容器的堆芯头塞(core head plug)悬挂来固定。第一壳体和(在适用的情况下)第二壳体优选由不锈钢或镍基合金制成。

25、在本发明的上下文中，堆芯头塞可以由反应堆封闭板支撑或与反应堆封闭板一体形成，该反应堆封闭板形成反应堆堆坑的上部部分。

26、根据另一个有利的实施方式，反应堆包括至少一个偏转器，优选为部分环面的形式，布置在第一壳体的下方和/或上方，以便分配经偏转的熔盐燃料液体的流量。换言之，这个(这些)环面偏转器使得可以优化反应堆容器内的燃料液体的流量的分布。一个或多个偏转器优选由不锈钢或镍基合金制成。

27、根据另一个有利的实施方式，反应堆容器包括在熔盐燃料液体的顶部上的覆盖气体充气室，通常称为反应堆覆盖气体充气室，其填充有惰性气体，诸如氩气、氦气。该覆盖气体充气室使得能够吸收反应堆容器内的燃料盐液体在经历液位变化时的热膨胀。

28、根据一个有利的结构变型，一个或多个热交换器包括限定用于与二回路交换的部分的一束卡口管类型的管(中空管各自开口进入盲管)，其基本上竖直地至少部分地插入熔盐燃料液体中，开放式的中空管连接至入口歧管，并且盲管连接至第二流体的出口歧管。可以通过一回路和二回路之间的交换器来设想除卡口管以外的结构。例如，可以提供u-型其他管、螺旋管(带有板)，条件是它们具有朝向反应堆顶部的入口和出口以及低压降。

29、有利地，用于第二流体的入口歧管和出口歧管布置在反应堆覆盖气体充气室中。通过此类布置，避免了这些歧管和一回路的盐之间的直接接触，从而增加了它们的寿命和交换器的操作可靠性，因为唯一的浸没部分只是管束的高度的一部分。

30、对于通常为150mwth的功率，核反应堆可具有以下尺寸特征中的一种和/或另一种：

31、-反应堆容器的内径在1.5m至2m之间；

32、-在反应堆容器内部的一回路的高度在2.5m至4m之间。

33、当反应堆运行时，一回路的熔盐燃料液体的温度可以在600℃至750℃之间。

34、作为优选，在一个或多个交换器中循环的第二流体是基于熔盐nacl-mgcl2、nacl-mgcl2-kcl、或nacl-mgcl2-kcl-zncl2的混合物。

35、有利地，第二流体进入所述一个或多个交换器的温度约为550℃，而其离开所述一个或多个交换器的温度约为600℃。

36、另一个填充有惰性液体盐的容器的外径可在2.8m至3.2m之间。

37、核反应堆的功率有利地低于300mwth，这对应于amr类型的反应堆所寻求的功率范围。

38、因此，本发明基本上在于：形成快中子反应堆类型的熔盐核反应堆，其设计是没有减速剂或具有非常少的能使反应堆被认定为热中子反应堆的减速剂的反应堆容器的设计，具有表现出在反应堆容器的外围被另一个容器围绕的旋转对称的形状，从而界定了填充有惰性液体盐的保护间隙，所述惰性液体盐作为冷却剂以用于经由通过反应堆容器传导从反应堆中去除衰变热。

39、在从反应堆中去除衰变热的操作过程中，在反应堆容器外围的惰性液体盐的储存连续地执行以下两个功能：

40、-立即且完全无源地储存热量，即热惯性能力；

41、-利用永久浸没在保护间隙中的交换剂去除热量的系统，允许在额定运行期间连续去除2％至5％的热量。

42、最终，根据本发明的熔盐快中子核反应堆提供了许多优点，包括：

43、-在反应堆容器周围使用容器，使得容器之间的保护间隙可以用惰性液体盐填充，以便可以从反应堆中除去余热；

44、-一回路仅通过自然对流进行循环的可能性，在一回路和二回路之间使用单个交换器的可能性；

45、-通过与现有技术的解决方案相比，简化流体回路的可能性，尤其是消除了序言中引用的msfr设计中所需的所有管道和泵；

46、-可以设计包含尺寸减小的燃料一回路的反应堆容器的尺寸，通常直径小于2m且总高度小于4m，这使得反应堆符合smr类型的模块化反应堆的要求。因此，根据本发明的具有反应堆容器、内部圆柱形壳体及其第一/第二交换器的一回路可以在工厂制造，运输到现场，然后在反应堆的寿命内使用。当需要拆卸它时，可以将此类回路整个装载到运输罐中，以便可以在合适的设施中对其进行处理。换句话说，本发明使得能够极大地简化中小功率熔盐快中子核反应堆的制造、部署和拆除。

47、-可以使用一个相同的一回路结构和相同的反应堆容器，只需要调整壳体和中子反射体，以适合不同的熔盐燃料液体，并从而可以受益于熔盐快中子反应堆技术提供的通用性。

48、通过阅读参考以下附图以非限制性说明的方式给出的本发明的示例性实施方式的详细描述，本发明的其他优点和特征将变得更加显而易见。