一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆的制作方法

本发明涉及核工程领域，具体涉及一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆。

背景技术：

压水堆(pressurizedwaterreactor)，全称“加压水慢化冷却反应堆”。以加压的、未发生沸腾的轻水(即普通水)作为慢化剂和冷却剂的反应堆。由燃料组件、慢化剂(兼作冷却剂)、控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件、堆芯吊篮和压力壳等组成。是核电站中应用数量最多、容量最大的堆型。

现有的压水堆堆芯加上水反射层，为近似圆柱体形状的一个整体，如果发生核电厂全厂断电事故，在发生卡棒、稀释系统失效等极端情况下，现有压水堆有可能会发生临界事故，导致压水堆无法正常停堆，从而无法做到余热导出和放射性核素的包容。

技术实现要素：

本发明的目的是针对上述现有技术的不足，提供了一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆，克服了现有压水堆在发生核电厂全厂断电事故且叠加卡棒、稀释系统失效等极端情况有可能会发生临界事故的这一缺陷。

本发明的目的可以通过如下技术方案实现：

一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆，所述固有安全压水堆由等体积可移动的若干部分组成圆柱形压水堆整体，通过堆芯分离支撑系统，在极端事故工况下对所述各部分进行分离，使堆芯处于次临界状态，在极端事故故障排除后，对所述各部分进行合拢，使堆芯能够重新临界。

进一步地，所述各部分有相同的栅格数目，相同的燃料棒数目、控制棒数目和可燃毒物，以便于燃料管理且降低功率峰因子。

进一步地，所述堆芯分离支撑系统能够保证在正常运行工况下，堆芯各部分发生接触且不发生挤压；在极端事故工况下，堆芯各部分发生分离，达到次临界状态；在极端事故故障排除后，堆芯各部分重新接触，再次达到临界状态。

进一步地，所述固有安全压水堆由等体积可移动的四部分组成圆柱形压水堆整体。

本发明与现有技术相比，具有如下优点和有益效果：

本发明提供的堆芯可移动分离的固有安全压水堆，避免了传统的压水堆在全厂断电且叠加卡棒、稀释系统失效等极端事故下可能发生的堆芯临界事故，这种固有安全压水堆通过将堆芯划分为可分裂移动的若干个部分，使得在全厂断电且叠加卡棒、稀释系统失效等极端事故下堆芯各部分能够分离，分离后由于中子泄漏的增加，使得压水堆不再临界，能够避免在全厂断电且叠加卡棒、稀释系统失效等极端事故下堆芯发生临界事故，因此使用本发明提出的压水堆将具有一定程度的固有安全性。

附图说明

图1为现有的压水堆示意图。

图2为本发明实施例提供的堆芯可移动分离的固有安全压水堆示意图。

图3为本发明实施例提供的固有安全压水堆在堆芯分离支撑系统控制下各部分分离的示意图。

图4为本发明实施例提供的固有安全压水堆在堆芯分离支撑系统控制下各部分合拢的示意图。

具体实施方式

下面结合实施例及附图对本发明作进一步详细的描述，但本发明的实施方式不限于此。

实施例：

本实施例提供了一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆，所述固有安全压水堆由等体积可移动的若干部分组成圆柱形压水堆整体，通过堆芯分离支撑系统，在极端事故工况下对所述各部分进行分离，使堆芯处于次临界状态，在极端事故故障排除后，对所述各部分进行合拢，使堆芯能够重新临界。

所述固有安全压水堆在发生核电厂全厂断电事故时，堆芯分离支撑系统会使得圆柱体堆芯分裂成若干个部分，这几个部分随后脱离接触，使得中子泄漏增大，从而使得堆芯不再临界，从而从根本上避免临界事故的发生，因此相对于现有的压水堆而言，本实施例提出的是具有创新理念的压水堆，可以在发生全堆断电且叠加卡棒、稀释系统失效等极端状况下自动停堆，因而具有更好的固有安全性。

由于压水堆的有效增殖系数可由式(1)所示：

k＝εpfηx(1)

式(1)中的k表示压水堆堆芯的有效增殖系数，如果k＝1，则堆芯处于临界状态；如果k>1，则堆芯处于超临界状态；如果k<1，则堆芯处于次临界状态。在正常运行工况，压水堆堆芯处于临界状态，即对应的有效增殖系数k＝1；式(1)中的ε表示快中子倍增系数；式(1)中的p表示逃脱共振吸收几率；式(1)中的f表示热中子利用系数；式(1)中的η表示有效裂变中子数；式(1)中的x表示不泄漏几率。如果初始的状态是临界的，那么初始的k＝1，如果此时堆芯各部分分离，那么堆芯的泄漏几率增大，也就是堆芯的不泄漏几率减小，也就是式(1)中的x减小，那么方程左边的k也会减小，使得k<1，此时堆芯将处于次临界状态。

现有的压水堆堆芯加上水反射层，为近似圆柱体形状，如图1所示。为了增加其固有安全性，本实施例提出的压水堆则由几个部分组成圆柱体形状，如图2所示。各部分由堆芯分离支撑系统进行控制，正常运行工况下，堆芯各部分处于接触状态，如图4所示，此时堆芯恰好处于临界状态。然而，当发生全厂断电且叠加卡棒、稀释系统失效等极端事故时，可在堆芯分离支撑系统的拉伸下，迅速使得各部分分离，如图3所示。通过观测堆芯分离支撑系统伸缩的长度，即可知道堆芯各部分分离的间歇长度。各部分间的间歇越大，中子泄漏越多，中子不泄漏几率越小，那么对应的有效增殖系数也越小，因此次临界度也越深，进而避免了极端事故下临界事故的发生。

当极端事故排除后，可在堆芯分离支撑系统的挤压下，慢慢地使得堆芯各部分靠拢，当各部分发生接触时，堆芯分离支撑系统不再对堆芯各部分进行挤压，只起固定支撑作用。此时中子泄漏减小，堆芯有效增殖系数慢慢地上升，进而使得堆芯慢慢地临界。

以上所述，仅为本发明专利较佳的实施例，但本发明专利的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明专利所公开的范围内，根据本发明专利的技术方案及其发明专利构思加以等同替换或改变，都属于本发明专利的保护范围。

技术特征：

技术总结
本发明公开了一种堆芯可移动分离的固有安全压水堆，涉及核工程领域，所述固有安全压水堆由等体积可移动的若干部分组成圆柱形压水堆整体，通过堆芯分离支撑系统，在极端事故工况下对所述各部分进行分离，使堆芯处于次临界状态，在极端事故故障排除后，对所述各部分进行合拢，使堆芯能够重新临界。所述固有安全压水堆能够避免在全厂断电且叠加卡棒、稀释系统失效等极端事故下堆芯发生临界事故，具有一定程度的固有安全性。

技术研发人员：蔡杰进;李志峰;唐智洪
受保护的技术使用者：华南理工大学
技术研发日：2018.12.06
技术公布日：2019.05.24