[发明专利]模块化堆芯熔盐核反应堆

说明书

本发明涉及一种核反应堆回路，其能够将含有核燃料的熔盐包含在基本上竖直布置并提供上下通路的通道中。所述回路可以用于由可移除的单独的熔盐核回路来建造模块化反应堆，已将所述回路的一部分(“通道”)放置于临界配置中，其中所述通道包含非临界量的核材料，但是所述通道一起产生反应堆堆芯的临界区。本发明进一步涉及一种操作模块化核反应堆回路和核反应堆的方法。

技术领域

本发明涉及一种模块化核反应堆回路，具体地涉及一种模块化熔盐核反应堆回路。本发明还涉及一种模块化核反应堆，具体地涉及一种由核反应堆回路构成的模块化熔盐核反应堆。本发明进一步涉及一种操作模块化核反应堆回路的方法。本发明进一步涉及一种操作模块化核反应堆的方法，并且涉及一种测试/鉴定核反应堆的方法。本发明还涉及一种交换核反应堆回路的一部分的方法。

背景技术

尽管早期核电站存在缺陷，但随着世界对能源的需求不断增加，仍然需要核能。专门旨在供应安全且清洁的大量能源，并且同时对核材料的扩散和核废料的产生采取慎重的方法的新一代(第4代和第5代)核电站正在开发中。

这些核电站中的一代核电站是所谓的熔盐反应堆。

熔盐反应堆(molten salt reactor，MSR)是这样一种类型的核反应堆，在所述核反应堆中，一次冷却剂或甚至燃料本身是熔盐混合物。针对这种类型的反应堆已经提出了许多设计，并且建造了一些原型。早期的概念和许多当前的概念都依赖于溶解在氟化物熔盐中的核燃料。流体将通过流入可以存在例如石墨等减速剂的堆芯而达到临界状态。许多已知的概念依赖于使燃料流过石墨基体中的通道，其中熔盐提供低压、高温冷却。一些新开发的概念排除了使用减速剂来创建快中子能谱系统特性，而采用特定的减速剂来局部生成用于特定目的(例如，燃烧核废料流中的长寿命锕系元素)的专用中子能谱。

尽管熔盐反应堆在过去已经成功设计、建造和运行，但重新开发这种反应堆类型所需的知识和经验仍有限。熔盐反应堆系统在安全性、废料流最少化和资源效率最大化方面的关键优势已经在许多实例中细述，并且在过去5到10年中频率越来越高。毫无疑问，在最少放射性废料负担的情况下，可以考虑特别是以钍为燃料的熔盐反应堆系统的巨大前景，以为数千年提供安全能源。然而，尽管美国在50年代和60年代对于熔盐反应堆的努力已经成功地表明了熔盐反应堆的原理证明，但技术和经济可行性以及较长的上市时间是及时实施并且由此是投资的主要障碍。

熔盐反应堆通常通过以下方法来提供经优化的中子经济性：能够经常清除中子吸收裂变产物和活化产物中的熔盐，由此使中子损失最小化；提供关闭核燃料循环的机会，其中用于裂变的燃料是由从裂变反应生成的过剩中子产生的；能够将诸如²³²Th或²³⁸U等可转换元素转化为诸如²³³U和²³⁹Pu等可裂变元素。

特别是在钍封闭式燃料循环的情况下，结合极高水平的(被动)安全性以及最少化的长寿命废料产生，关闭核燃料循环、创造极高的资源利用效率的前景使得熔盐反应堆作为可靠的未来能源具有很广阔的前途。

在结合MSR系统中的燃料和冷却剂的情况下，这样的技术具有一个关键且主要的复杂之处：所有物理学科和工程学科都汇集在一次系统中，并且相互影响显著。在熔盐一次系统组件中，化学、中子物理学、材料科学、热工水力学、热力学等都汇集在一起。因此，建立熔盐反应堆需要使用多学科分析和设计以及多学科实验验证的多学科方法。

开发和验证用于熔盐部署的多学科设计工具、规范和许可框架需要付出大量努力。考虑到多学科复杂性，如果缺乏充分且经验证的多学科知识和经验基础，即使是简单的堆内实验或小规模示范，也难以从安全性角度进行充分地预测和论证。

发明内容