[发明专利]核反应堆控制方法及其装置

说明书

相关申请

本申请案主张2011年5月13日申请的美国临时专利申请案61/485,656的优先权，申请案61/485,656在此以引用的方式并入本文。

技术领域

本发明旨在提供核反应堆控制方法及其装置，尤其是，用于控制液体慢化剂核反应堆的控制方法及其装置。

背景技术

使用传统反应堆核控制系统的核反应堆有几个不足之处。使用传统控制系统的反应堆恒定调节反应堆堆芯中子吸收材料的数量，且由于吸收过量中子，因而转换比减小。而且，使用传统控制系统的反应堆不具备相对较大范围的反应性控制，因而使用的燃料的易裂变物质的范围相对狭窄。此外，使用传统控制系统的反应堆需频繁补给燃料，无法大比例地获取燃料中的潜在能量，且遗留相对高量的每千瓦小时发电量的放射性废弃物。

加拿大重水铀反应堆（CANDU）的控制方法试图解决这些问题。然而，CANDU反应堆使用了调节棒，吸收过量中子，因此未能提供可充分克服传统技术中不足之处的控制系统。

本发明旨在克服上文所述一个或多个缺陷和/或先前技术中的其他不足之处。

发明内容

根据本发明的一个方面，提供一种控制核反应堆的方法。该方法包括在核反应堆堆芯中提供慢化剂区，在慢化剂区提供燃料，并提供一个或多个具有空腔且靠近燃料的壳体。该方法还包括允许慢化剂区和一个或多个壳体的空腔之间的慢化剂移动，移动位置在一个或多个壳体下部。该方法进一包括将慢化剂限制在一个或多个壳体的空腔里，限制位置在一个或多个壳体上部。

根据本发明的另一方面，提供一个核反应堆堆芯。核反应堆堆芯具有慢化剂区、置于慢化剂区中的燃料、以及临近燃料的一个或多个壳体，各壳体具有一个空腔。各壳体下部打开用于慢化剂区和空腔之间的慢化剂移动，各壳体上部关闭用于慢化剂区和空腔之间的慢化剂移动。

附图说明

图1是本发明示范性核反应堆系统的示意图；

图2是图1核反应堆系统中第一示范性反应堆的平面图；

图2A是图1核反应堆系统布置的平面缩放图；

图3是图2所示反应堆的A-A部分的截面图；

图3A是图2所示反应堆的A-A部分的截面缩放图；

图4是反应堆的示范性燃料管布置的示意图；

图5是图4中燃料管布置的侧视图；

图6是反应堆的另一示范性燃料管布置的示意图；

图7是图3所示反应堆的B-B部分的截面图；

图8是反应堆的示范性控制腔阵列的详图；

图8A是反应堆的示范性控制腔阵列的另一详图；

图8B是反应堆的示范性控制腔阵列的又一详图；

图8C是反应堆的示范性控制腔阵列的示意图；

图8D是反应堆的示范性控制腔阵列的另一示意图；

图9是反应堆的第二示范性实施例的截面图；

图10是图9中反应堆的侧视图；

图11是图9中反应堆的示范性控制腔阵列的详图；

图12A是反应堆的第三示范性实施例的平面图；

图12B是反应堆的第三示范性实施例的截面图；

图12C是反应堆的第三示范性实施例的立体图；

图12D是反应堆的第三示范性实施例的示意图；

图12E是反应堆的第三示范性实施例的另一示意图；

图12F是反应堆的第三示范性实施例的又一示意图；

图12G是反应堆的第三示范性实施例的另一立体图；

图12H是反应堆的第四示范性实施例的平面图；

图12I是反应堆的第四示范性实施例的截面示意图；

图12J包括反应堆的第四示范性实施例的平面示意图和截面示意图；

图12K是反应堆的第四示范性实施例的截面示意图；

图12L包括反应堆的第四示范性实施例的示意平面图和截面示意图；

图12M包括反应堆的第四示范性实施例的示意平面图和截面示意图；

图12N包括反应堆的第四示范性实施例的截面示意图；

图13是示范性反应堆冷却子系统的示意图；

图14是反应堆冷却子系统的示范性通路的截面图；

图15是图20所示反应堆冷却子系统的C-C部分的截面图；