一种展开式核反应堆堆芯的制作方法

本发明属于核反应堆技术领域，特别是涉及一种展开式核反应堆堆芯。

背景技术：

在低温供热堆或小型模块化反应堆设计中，反应堆整体浸没在水池中。水池中的水做为最终热阱提供了反应堆的安全保障。但由于存在地震等意外发生的风险，建筑在地表的水池有可能发生裂缝，导致水池中的水流出，使得反应堆系统在事故中可能无法停堆的情况下失去最终热阱，无法提供足够的冷却，进而产生大量的热无法排出，发生堆芯融解，酿成严重的核事故。

技术实现要素：

本发明为了解决现有技术中的问题，提出一种展开式核反应堆堆芯。

为实现上述目的，本发明采用以下技术方案：一种展开式核反应堆堆芯，它包括多个沿径向切分的芯块单元和展开装置，所述芯块单元底面与反应堆底部铰接，所述多个芯块单元沿径向聚合形成堆芯，所述展开装置包括多个聚拢杆和约束组件，所述聚拢杆数量与芯块单元数量相同且与对应位置的芯块单元固定相连，所述多个聚拢杆沿反应堆中轴线向顶部聚拢组成完整圆柱体，所述聚拢杆顶部为紧固段，所述紧固段下方为聚拢杆的散热段，所述约束组件位于聚拢杆紧固段处，所述约束组件在浮力作用下与各个聚拢杆均相连，使各个聚拢杆之间紧密连接，实现芯块单元的聚合，所述约束组件在重力作用下实现芯块单元的分离。

更进一步的，所述聚拢杆紧固段直径大于散热段直径。

更进一步的，所述约束组件为带有缺口的箍环，所述箍环为浮力箍环。

更进一步的，所述聚拢杆紧固段为浮箱结构，为聚拢杆提供向上的浮力。

更进一步的，所述约束组件为分离支撑机构，所述分离支撑机构包括重力部件和支承杆，所述重力部件位于浮箱结构内部，所述支承杆数量与芯块单元数量相同，所述支承杆一端与重力部件底面铰接，另一端与对应位置的聚拢杆中段铰接。

更进一步的，所述芯块单元为具有共同包壳的整体包壳芯块或分别具有独立包壳的独立包壳芯块。

更进一步的，所述聚拢杆紧固段顶端设置有止挡片。

更进一步的，所述聚拢杆散热段表面设置有百叶窗式突起的散热片。

更进一步的，所述聚拢杆散热段采用导热型金属材质或采用导热型金属涂层。

更进一步的，所述芯块单元内燃料采用燃料元件直接排列结构或燃料组件结构。

与现有技术相比，本发明的有益效果是：本发明采用展开式核反应堆堆芯结构来解决突发意外情况下所引发的冷却物质丧失时，反应堆不能及时停止工作导致的堆芯融解等严重核事故的问题。引入被动与非能动停堆机制，借助于重力、浮力等自然规律，取代人工控制和冗余设备，使得反应堆在发生冷却物质丧失情况中能够自主动作，展开堆芯，实现自动停堆，增强散热，避免堆芯融解等严重事故的发生。本发明在突发意外情况发生时无需人工响应、无需控制系统，实现了完全的非能动与被动行为，简化了系统，提高了浸没式核反应堆的固有安全性。

附图说明

图1为本发明所述的一种展开式核反应堆堆芯约束组件为箍环时收拢状态结构示意图

图2为本发明所述的一种展开式核反应堆堆芯约束组件为箍环时展开状态结构示意图

图3为本发明所述的一种展开式核反应堆堆芯约束组件为分离支撑机构时收拢状态结构示意图

图4为本发明所述的一种展开式核反应堆堆芯约束组件为分离支撑机构时展开状态结构示意图

图5为本发明所述的一种展开式核反应堆堆芯展开状态示意图

图6为本发明所述的一种展开式核反应堆堆芯整体包壳芯块结构示意图

图7为本发明所述的一种展开式核反应堆堆芯独立包壳芯块结构示意图

1-水平面，2-止挡片，3-箍环，4-聚拢杆，5-散热片，6-芯块单元，7-反应堆底部，8-浮箱，9-重力部件，10-支承杆，11-整体包壳芯块，12-独立包壳芯块，13-燃料元件直接排列结构，14-燃料组件结构

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地阐述。

参见图1-7说明本实施方式，一种展开式核反应堆堆芯，它包括多个沿径向切分的芯块单元6和展开装置，所述芯块单元6底面与反应堆底部7铰接，所述多个芯块单元6沿径向聚合形成堆芯，所述展开装置包括多个聚拢杆4和约束组件，所述聚拢杆4数量与芯块单元6数量相同且与对应位置的芯块单元6固定相连，所述多个聚拢杆4沿反应堆中轴线向顶部聚拢组成完整圆柱体，所述聚拢杆4顶部为紧固段，所述紧固段下方为聚拢杆4的散热段，所述约束组件位于聚拢杆4紧固段处，所述约束组件在浮力作用下与各个聚拢杆4均相连，使各个聚拢杆4之间紧密连接，实现芯块单元6的聚合，所述约束组件在重力作用下实现芯块单元6的分离。

本实施例中在正常运行条件下，反应堆整体浸没于冷却介质中，所述多个聚拢杆4沿反应堆中轴线向顶部聚拢组成完整圆柱体，各个芯块单元6围绕中轴线聚拢，反应堆在指定的空间内有足够的裂变物质，可以实现足够的中子通量密度，实现裂变，反应堆正常工作；当处于事故条件下时，冷却介质丧失，所述多个聚拢杆4上端解除约束在重力作用下分离，使各芯块单元6围绕反应堆底部7铰接处向外展开，反应堆中由于中子泄漏或者在指定的空间内裂变物质质量不足而停止裂变，反应堆停止工作，实现反应堆的自动停堆。

本实施例中所述聚拢杆4紧固段直径大于散热段直径，用于加强堆芯部分的散热，同时利于约束组件解除对聚拢杆4的约束，所述约束组件为带有缺口的箍环3，所述箍环3为浮力箍环，所述浮力箍环可在浮力作用下上浮至紧固段，使多个聚拢杆4相聚拢，当冷却介质丧失时，液面下降，浮力箍环可下浮至脱离紧固段，并从箍环3缺口处脱离聚拢杆4，解除对聚拢杆4的约束使聚拢杆4分离，反应堆停止工作。

本实施例中所述聚拢杆4紧固段为浮箱8结构，为聚拢杆4提供向上的浮力，所述约束组件为分离支撑机构，所述分离支撑机构包括重力部件9和支承杆10，所述重力部件9位于浮箱8结构内部，所述支承杆10数量与芯块单元6数量相同，所述支承杆10一端与重力部件9底面铰接，另一端与对应位置的聚拢杆4中段铰接，所述重力部件9可依靠自身重力下降，推动支承杆10将聚拢在一起的聚拢杆4撑开，释放各聚拢杆4使其分离。当反应堆整体浸没于冷却介质中时，浮箱8结构提供向上的浮力，与重力部件9向下的重力处于平衡状态或略大于重力，使得聚拢杆4处于聚拢状态；当冷却介质丧失时，液面下降导致部分浮箱8出现在液面之上，浮箱8所提供浮力丧失或减小，重力部件9提供的重力大于浮箱8所能产生的浮力，顶部重力部件9依靠自身重力下降，推动支承杆10将聚拢在一起的聚拢杆4撑开，进而将各个芯块单元6分离，实现反应堆的自动停堆。或者当处于事故条件下，反应堆冷却条件恶化，冷却介质温度升高，密度下降，浮箱8所能产生的浮力减小，同样会导致重力部件9提供的重力大于浮箱8所能产生的浮力，重力部件9下降，通过支承杆10将聚拢杆4撑开，使各个芯块单元6分离，实现反应堆的自动停堆。聚拢杆4也可采用辅助紧固方式，在正常运行条件下，反应堆整体浸没于冷却介质中时将聚拢杆收拢，减少系统状态扰动；在事故条件下，液面下降或者液体密度降低，重力部件9提供的重力足以撑开辅助紧固部件，实现上述功能。

基于上述实施例，本实施例中所述芯块单元6为具有共同包壳的整体包壳芯块11或分别具有独立包壳，由包壳分割开的个体形成的独立包壳芯块12，芯块单元6内燃料采用燃料元件直接排列结构13或燃料组件结构14，当使用燃料元件直接排列结构13时，优选芯块单元6将反应堆堆芯沿圆周方向等分为六个；当使用燃料组件结构14时，优选芯块单元6将反应堆堆芯沿圆周方向等分为四个。所述聚拢杆4紧固段顶端设置有止挡片2，用于防止约束组件滑脱，所述聚拢杆4散热段表面设置有百叶窗式突起的散热片5，用于增大散热面积，所述聚拢杆4散热段采用导热型金属材质或采用导热型金属涂层，用于提高散热效果，所述约束组件选用轻质高强度材料加工制备。

以上对本发明所提供的一种展开式核反应堆堆芯，进行了详细介绍，本文中应用了具体个例对本发明的原理及实施方式进行了阐述，以上实施例的说明只是用于帮助理解本发明的方法及其核心思想；同时，对于本领域的一般技术人员，依据本发明的思想，在具体实施方式及应用范围上均会有改变之处，综上所述，本说明书内容不应理解为对本发明的限制。