在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法

摘要

一种在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，包括：在常压下运行的高沸点载热剂深池式反应堆内，采用高沸点载热剂深池式反应堆内的上升与下降流道之间温度差产生自然循环；使高沸点载热剂依靠自然循环横向流过高沸点载热剂深池式反应堆内的环状卵石床堆芯；使高沸点载热剂依靠自然循环通过载热剂深池式反应堆内的开放式换热器；将堆芯产生的全部裂变热传递给二次高沸点载热剂；在高沸点载热剂深池式反应堆内不设置控制-补偿棒束；依靠堆芯的自身负温度系数作用，跟随外负荷的需求量，从启动到到反应堆运行寿命期终止；在长期自然循环运行期间，使二次高沸点载热剂通过一组双重保护阀门通往用能厂房，以直接利用高温热能或发电。

权利要求

1.一种在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，包括如下步骤：步骤1：在常压下运行的高沸点载热剂深池式反应堆内，不设置循环泵，采用高沸点载热剂在深池式反应堆内的上升与下降流道之间温度差产生自然循环，该高沸点载热剂的沸点大于1200℃；

步骤2：使高沸点载热剂依靠自然循环横向流过深池式反应堆内的超低阻力环状卵石2

床堆芯，生产热能，其堆芯阻力低于1000kg/m，该热能的温度为800℃以上；

步骤3：使高沸点载热剂依靠自然循环通过深池式反应堆内的开放式超低阻力换热2

器，其一次侧的阻力低于1000kg/m ；

步骤4：将堆芯产生的全部裂变热传递给二次载热剂；

步骤5：在高沸点载热剂深池式反应堆内不设置大量控制-补偿棒束，采用不停堆情况下自动分区循环装卸燃料技术，保持堆芯的反应性在长期运行中基本不变；

步骤6：依靠堆芯的自身负温度系数作用，跟随外负荷的需求量，从启动到反应堆运行寿命期终止，或停堆更新池内主体设备以执行延长运行寿命计划为止，长期自动运行；

步骤7：在长期自动运行期间，使二次载热剂通过一组双重保护阀门通往用能厂房，以直接利用所述的高温热能或发电。

2.如权利要求1所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中采用的高沸点载热剂是一种中子慢化性能的融盐。

3.如权利要求1所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中高沸点载热剂装满在深池式反应堆的深池内，深池为T型，深池的顶部直径比中下部的直径大，并位于地面以下。

4.如权利要求1所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中所述环状卵石床堆芯安装在该深池的底部。

5.如权利要求1所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中换热器安装在该深池的顶部，该换热器的数量为2-20个，并与深池内的上升和下降流道相联结。

6.如权利要求4所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中环状卵石床的堆芯中心流道与上升流道之间用一个扩散段相联结，以便利载热剂的自然循环。

7.如权利要求4所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中所采用的环状卵石床堆芯的内外側均设置反射层，内设有垂直管道，自动装入反射球、吸收球或燃料球，以展平堆芯燃料层内的裂变功率分布或满足停堆后再启动所需的反应性调控要求。

8.如权利要求1所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中反应堆停止运行后的环状卵石床堆芯剩余发热，可以完全依靠高沸点载热剂的自然循环带出堆芯，再通过开放式换热器由冷却空气的自然循环排放到环境之中。

9.如权利要求1所述的在任何功率下长期自动运行生产核能的方法，其中采用的开放式换热器全部浸泡于深池顶部的高沸点载热剂中，其一次侧的流道与深池顶部的高沸点载热剂直接沟通，两端不设置联箱和密封版，以减少其流动阻力。

说明书

在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法

技术领域

[0001] 本发明提出一种可在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法。与目前大多数商业核电站或研究中的先进堆型不同，该方法具有真正固有安全特性，可以不受反应堆功率大小限制，在超过目前最大商业核电站许多倍的超大功率下，无须专人操作长期自动运行，从而大大简化系统与设备、精简运行维护人员、降低投资与运行成本；还可以覆盖更广大的核能应用市场：如由水制氢、由煤制油、钍的利用、加速核燃料转换与增殖、海水淡化等，同时大幅度减少温室气体排放。本发明的高温核能生产系统厂址条件也较灵活，可用以设计建造更经济的小型、大型、与超大型的高温动力堆，充分满足世界经济迅速增长的巨大能源需求，改善世界能源供需失衡的格局，并促进低碳经济发展。

背景技术

[0002] 随着当前全球性经济不断迅速发展，特别是中国与其他许多发展中国家经济增长更快，能源供应空前紧张。目前能源消费仍以化石能源为主，其燃烧所排放的二氧化碳(主要的“温室气体”)造成的不可逆全球性气候变化，其恶果已为人所共知，世界各国迫切需要开发不排放温室气体的“清洁”替代能源，实现世界经济的可持续发展规律。不仅如此，由于化石能源的资源分布不均，供应有限，引发经济与政治危机，构成对人类和平的威胁。

[0003] 对于正在高速“崛起”的众多人口大国，例如中国和印度，国内的能源资源都远远不足以支持其发展所需的超大能源消费量，愈来愈多地依赖能源进口。在21世纪来临伊始，国际能源市场就已释放出将来必然无法承担如此超大量的能源需求的信号。以中国为例，在过去20余年中，GDP一直以平均超过8％的年增长率高速增长，即使在最近世界金融危机期间，也没有放慢步伐。作为中国现代化建设龙头的电力消费，更是一枝独秀。中国的电力消费由1980年的2,590亿度(千瓦-小时)飞速增长到本世纪初2006年的23,580度，增加了9倍。根据国际能源署(IEA)2008年出版的“World Energy Outlook 2008”中到2030年的预测数据外推，设想到2090年中国人均电力消费量将达到美国目前一半(50％)的情景，其结果如表一所示：

[0004] 表1.中国与世界电力消费历史与展望及与美国的比较(单位：亿度/年)(2030年及以前的数据取自IEA：World Energy Outlook 2008，Tab.6.1)

[0005]年份 1980 2000 2006* 2015 2030 2090
(50％US)
美国总量 20,360 35,000 37,230 40,450 47,230 47,230
美国人均 8,852 12,500 12,452 12,485 13,047 10,449**
中国总量 2,590 10,810 23,580 45,540 69,380 104,384
中国人均 199 832 1,734 3,162 4,336 6,524**
环比增量 --- 8,220 12,770 21,960 23,840 51,148
总增量* --- --- 0 21,960 45,880 80,804
(％) (100) (193) (294) (342)
世界总量 67,990 126,410 156,650 207,570 281,410 652,400
世界人均 1,528 2,086 2,410 2,915 3,432 6,524**
环比增量 --- 58,420 30,240 50,920 73,840 370,990
总增量* --- --- 0 50,290 124,760 468,750
(％) (100) (133) (180) (399)

[0006] *2006为IEA资料中有实际统计数据的最后一年，故以2006为基础年估计以后各年的总增量。

[0007] **21世纪末世界总人口估计为100亿；中国人口假设能够平衡于16亿，美国增长到4.52亿。

[0008] 由表一中2006年后中国总增量一行，可以看出高速“崛起”的中国电力供应将面临的巨大挑战。

[0009] 这些数字表明：中国2006到2030的24年间，电力的消费量的增长达每年比2006年高出45,880千瓦-时/年，增加量高出美国目前的每年总消费电量。即使在此期间有可能建成这么多的新电站，能否从国内外取得每年发电所需的能源资源也是绝大的困难。再到2090年，中国每年电力的消费量比美国目前的每年总消费电量高出两倍多，能源资源的供应更加困难。

[0010] 目前中国电力结构中的煤、水、核、新能源之比大约为78∶19∶2∶1。在此期间，如果没有其它能源能够大规模地替煤炭，中国的持续“崛起”就会出现能源匮乏的重大问题。据最近统计，预计到2010年国内煤炭消费量将达28亿吨，为世界之最，届时需要进口煤炭将超过2亿吨，此后国内煤炭新增产量更赶不上发电量增长速度的要求，到2030年需要从国外市场每年取得10亿吨以上。长此以往，中国的煤碳供应对外的依赖程度愈来愈高，更无法大幅度减排实现低碳经济。目前位列第二的水电比例将逐年下降，中国境内可以开发的水电资源估计不超过5.4亿千瓦，预计2020年将开发3亿，到2030年已接近枯竭，此后无法再满足新增的电力需求。新兴的再生能源主力为太阳能与风能，其资源具有明显的间歇性特征，如果发电周期不能与电网的尖峰用电时间相匹配，就必须有廉价的大规模蓄能设备，否则所需要的额外蓄能设备投资将严重损害其经济效果；克服太阳能间歇性缺点的唯一出路是建成太空太阳能电站，但该技术目前尚处于初步探索阶段，比受控热核电站的发展程度还落后许多，无望在21世纪担负大规模替代煤炭能源的重任。

[0011] 在各种可经济使用的替代能源中，目前只有核能才具有大规模替代化石能源的能力，而且有进一步更大发展的巨大潜力。核能在1940年初WW2战争年代降临人间，从开始发展不到十年就首先显示了它巨大破坏力：第一颗原子弹的威力就比当时最猛烈的TNT炸药大几万倍，产生的高温更超过摄氏几百万度。然而，从1950年代开设和平利用核能以来，历经半个多世纪，虽然核电已提供世界每年消费总电力的15％以上，但按单座核电站容量而言，才发展到与大型火电站同等容量的规模，还遥遥落后于大型水电站，现在又面临大型可再生能源竞争的威胁，远未发挥核能的巨大潜在威力。就核裂变能释放时所达到的高温(几百万度以上)而言，在核电站中能够利用的水平更低：目前最好的高温气冷堆只能在800℃左右连续运行，达到提供制氢所需的1000℃的高温热还有相当困难，大部分压水堆核电站的发电效率还徘徊在35％以下，未能达到大型火电站的最高水平。因此，以核能的和平利用的现状与原子弹的成就相比，应当说还处于“低水平阶段”，存在极大的提高空间。

[0012] 造成这种局面是由于历史原因：目前核电站的主力堆型(压水堆)起源于战期间的核潜艇用反应堆，是典型的大规模“军转民”范例，因此完全没有摆脱其为军事目的设计特点，即满足军事需要。当时的优先次序是：投产速度第一、体积小重量轻第一，而不是“环境安全第一”；当时不允许进行多种设计方案的试验与比较，因而核潜艇用反应堆设计中不可避免包含了若干严重的“潜在设计危险因素”，人为地提高了风险水平，例如采用高压水产生的LOCA危险，和必须一次装入大量核燃料而产生的ATWS危险等。战后1950-60年代新发展的民用动力堆型如高温气冷堆与融盐堆虽然具有显著的安全与经济优点，但由于缺乏更多的资金支持，已无法与已经成熟的军用堆型相竞争，而相继退出市场或变为科研项目。不过在1960-70年代核电站发展的“第一核纪元”阶段，人类对于和平利用核能的长远环境安全问题理解尚不深刻，各国安全法规比较宽松，核电站的建造成本也不算太高，公众阻力也不大。因此，在“第一核纪元”20余年间，核电迅速占领了世界上将近15％的电力市场。
当时许多国家兴起了一股“核能狂热”，纷纷制定或执行了庞大的核能规划。

[0013] 但这些“潜在设计危险因素”不久就爆发出来，1979年在美苏这两个领先的核能大国中，先后发生了震惊世界的严重核电站事故，“第一核纪元”于1980年代宣告终结。在许多发达国家中，不但新建核电站计划陷于停顿，有些发达国家还由于公众阻力太大，其议会被迫立法要求已运行的核电站逐步关闭，世界核能发展一时陷于困境。

[0014] 1990年代后由于世界能源供应日趋紧张，各国积极进行更安全的先进核能生产方法的研究发展工作，希望开发出能够重获公众信任与更具有商业竞争能力的核能新技术，满足21世纪的巨大能源需求。虽然许多商业核电站已将现有的安全系统尽可能改造成为“被动”型(Passive)的多重安全系统，但丝毫没有根除其非内在的“潜在设计危险因素”，因而总体设计仍然复杂，建造成本继续攀升。2002年由美国创议的“第四代核能(GEN-IV)计划”是发展下一代新型动力反应堆的一个最重要国际合作计划。但其中六种先进堆型的开发目标，仍集中在提高现有堆型的性能与效率，并未着眼于从根本上彻底解决核能的安全问题，更不用说大幅度降低建造投资成本，因此难于真正改变目前核能发展的困境。

[0015] 如上所述，目前核能发展的困境，正是“作茧自缚”：历史形成的潜在设计风险因素，用今天设计的工程安全系统来弥补。要彻底改变这种困境，只有从根本上消除历史形成的“潜在设计风险因素”，恢复核能原来的“固有安全”特性，才可能显著改进其安全性与经济性，使核能从新取得广大公众广泛信任，并能使其发电成本不超过普通煤电站，冲破化石能源“资源制约”的障碍。只有这样，才可以有可能“在21世纪初期，在中国迅速发展核能，确保在整个21世纪中持续“崛起”的宏伟目标。

[0016] 核反应堆的固有安全性基于其本身内在的物理特性，即(1)负温度系数，(2)过剩反应性低于裂变产生缓发中子份额，和(3)载热剂保持燃料元件温度低于其熔点或破坏温度。这些才是实现核能和平利用的坚实基础。表2列出各种现有和正在研发的先进动力堆中的“潜在设计危险因素”及同有安全性的要求，可资比较。

[0017] 表2.各种现有和正在研发的先进动力堆中的“潜在设计危险因素”及与固有安全性要求的比较

[0018]安全壳 元件熔 火灾、水 潜在设计
潜在设计危险因素 LOCA ATWS
超压 化 反应等+ 危险水平
压水堆(AP1000) 有 有 有 有 无 4
压水堆(PIUS) 有 有 无* 有 无 3
高温气冷(MPBR) 有 有 有 无 有 4
先进快堆(PRISM) 有 有 有 有 有 5
超临界压水堆 有 有 有 有 无 4
超高温气冷堆 有 有 有 无 有 4
先进纳冷快堆 较少# 有 有 有 有 4.5
气冷快中子堆 有 有 有 有 有 5
铅冷快中子堆 较少# 有 有 有 无 3.5
融盐增殖堆 较少# 有 无 有** 无 2.5
#
AHTR新方案 较少 有 无 无 无 0.5
LSPBR新方案 较少# 有 无 无 无 0.5
固有安全性要求 无 无 无 无 无 0

[0019] *该堆采用非常厚的大型预应力混凝土外壳，可抵抗压水堆的全部压力。

[0020] **融盐燃料的强放射性裂变碎片全部溶解在液体中，如有泄漏，相当于堆芯全部熔化事故的后果。

[0021] +包括高温堆内高温下的石墨与水蒸汽反应、堆芯进水引起正反应性、与快中子堆内的钠水反应等。

[0022] #由于一回路有循环泵，停泵事故仍然会产生断流，但不会完全丧失冷却剂。

[0023] 有鉴于此，发明人在2006年第一次提出了基于消除现有核电站内所有可能导致严重核事故根源的一整套技术措施，基本上体现了真正固有安全核能生产的方法。据此先后向美国与中国专利局提出“固有安全、防核扩散、和成本低廉的核能生产方法与装置”(中国专利申请号200710130561.3)，

[0024] 由于该专利是世界上首次提出的固有安全核能生产方法专利，尚未充分研究如何利用其巨大潜力，未能突破使核动力的建造与发电成本低于普通燃煤电站的世界级高难度技术关键，从而还不可能完全依靠市场竞，不依靠国家的政策倾斜(如征收碳排放税)，使核能取代燃煤电站成为能源供应的主力。

[0025] 经过最近的进一步探索，发明人已经解决了如何发挥真正固有安全核能生产方法潜力的若干技术关键，可以使动力堆不受功率大小的限制，从启动到满功率都可以实现长期自动运行，自动跟随外负和的波动或变化自动调节动力堆的裂变能输出，并可以建造出单堆功率超过世界最大水电站的超大型核电站，使核能取代燃煤电站成为能源供应的主力。这一技术的实现，有望在能源领域内在能源领域内，使核能的和平利用朝向发挥核能巨大潜力的方向前进一大步。

[0026] 实现这种在任何功率下长期长期自动运行生产高温核能需要解决以下三个关键技术关键：

[0027] (1)采用高温载热剂沿水平方向流过低阻力环状卵石床堆芯，并增加堆芯高度，可以大幅度提高堆芯功率输出，达到数十GWt的超大热功率，其发电量远超过目前世界上最大水电站。

[0028] (2)采用高温载热剂的全功率自然循环，燃料球的不停堆循环分区自动装卸等技术措施，就可以依靠反应堆本身内在的物理特性，实现长期无人自动运行，并能够最大限度消除人因事故。

[0029] (3)采用取消载热剂循环泵和刚性控制棒系统等措施，大幅度简化核反应堆系统与精简运行维护人员，加上超大功率自动运行核电站的规模效应，就可以大幅度降低建造与运行成本。

[0030] 以上技术关键的详细介绍将在本说明书内结合附图1及2进行。

[0031] 根据初步估算结果，这种超大功率自动运行核电站可使核电站的比投资和发电成本降低到普通的燃煤电厂以下，并与燃气调峰电站的发电成本相竞争，如以下表3及表4所示。

[0032] 表3.超大型长期自动运行核电站初始比投资估计与其它核电站的比较(自运行堆以外的电厂数据取自Zuoyi Zhang et al.，EconomicPotential of Modular Reactor Nuclear Power Plant Based on theChinese HTR-PM Project，Nuclear Engineering and Design，April 2009)

[0033]堆型 热功率 核岛 发电 配套 厂房 初装 工程 财务 比投资
GWt 设备 设备 设备 建筑 燃料 费* 费** 总计，％
PWR 3.0 23 12.1 3.8 17.3 2.9 15.9 25 100
HTGR1+ 2.5 46.9 9.1 3.8 17.3 2.9 15.9 25 120.9
HTGR2++ 2.5 23.9 9.1 3.8 17.3 2.9 12.7 20 89.7
自运行-10 10 9.06# 9.6 3.6 11.9## 0.8 8.8## 13.8## 57.6
自运行-50 50 2.94# 9.6 3.6 9.7## 0.8 7.1## 11.2## 44.9[0034] *含工程设计，项目管理与雇主费用。**含财务费，税款，保险费与不可预见费。+目前投资值上限。++投资值的长远目标。#规模效应按照-0.7指数递减。##其中的50％按照规模效应-0.7指数递减

[0035] 表4.超大型长期自动运行核电站发电成本估计与其它电站的比较(单位：美分/千瓦-小时)(自运行堆以外的电厂数据引自Adrew C.Kadak，Prof.of Practice，2007，MIT，HTGR演示材料)

[0036]堆型 燃料费 O&M 退役费 燃料循环 运行总成本 投资回 总成
收 本
AP-1000 0.5 0.52 0.1 0.1 1.22 2.5 3.72
PBMR 0.48 0.23 0.08 0.1 0.89 2.2 3.09
清洁煤电* 0.6 0.6 -- -- 1.4 2.0 3.4
普通煤电* 0.6 0.6 -- -- 1.2 1.5 2.7
天然气** 3.5 0.25 -- -- 3.75 1.0 4.75
自运行-10 0.48 0.12 0.04 0.1 0.74 1.44 2.18
自运行-50 0.48 0.06 0.02 0.1 0.66 1.12 1.78

[0037] *取自目前最佳条件的坑口电站：煤价$20/吨，利用系数90％，热耗率10,000BTU/千瓦小时)。**天然气价格按$5/MMBtu计算。

[0038] 由以上表3及表4可见，本发明提出的超大型长期自动运行核电站的比投资将远低于现有的大型商业核电站，而其发电成本甚至比普通煤电站还低20％-35％左右。这些优点对于发展中的大国是至关重要的，特别对于中国在21世界的高速“崛起”资金紧缺的时期，更有特殊意义。

[0039] 如上所述，在当前世界上核能已重新“复苏”，特别是人口众多的发展中大国如中国印度等开始其大规模建设核电规划时，想要使核能真正取得广泛的公众信任，不被将来世界任何地点可能发生的严重和事故所干扰，顺利进入“第二核纪元”，使核能真正成为替代化石燃料的首选，必须发展一种由数MWt直到数十GWt的超大功率下都能够长期自动运行生产800℃以上高温核能的方法，它具有“固有安全”特性，经济上能够优于大型火电站，规模上可以代替大型水电站，其减排二氧化碳的规模与经济性可以与各种可再生能源相竞争，真正显示出核能的巨大威力。为此，提出以下发明：

发明内容

[0040] (一)要解决的技术问题

[0041] 有鉴于此，本发明的目的在于提供一种在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法，其中采用高温载热剂沿水平方向流过超低阻力环状卵石床堆芯，不受限制地大幅度提高堆芯功率输出。

[0042] 本发明的另一个目的在于提供一种在任何功率下长期长期自动运行生产高温核能的方法，其中借助于高温载热剂的全功率自然循环，燃料球的不停堆循环分区自动装卸，依靠反应堆本身内在物理特性，实现长期无人操作的自动运行，并能够最大限度消除人因事故。

[0043] 本发明的又一个目在的于提供一种在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法，其中通过简化核反应堆系统与精简运行维护人员，和规模效应，以大幅度大幅度降低建造与运行成本。

[0044] (二)技术措施

[0045] 本发明提供一种在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法，包括如下步骤：

[0046] 步骤1：在常压下运行的高沸点载热剂深池式反应堆内，不设置循环泵，采用高沸点载热剂在高沸点载热剂深池式反应堆内的上升与下降流道之间温度差产生自然循环；

[0047] 步骤2：使高沸点载热剂依靠自然循环横向流过高沸点载热剂深池式反应堆内的超低阻力环状卵石床堆芯，生产800℃以上的高温热能；

[0048] 步骤3：使高沸点载热剂依靠自然循环通过高沸点载热剂深池式反应堆内的超低阻力开放式换热器；

[0049] 步骤4：将堆芯产生的全部裂变热传递给二次高沸点载热剂；

[0050] 步骤5：在高沸点载热剂深池式反应堆内不设置大量控制-补偿棒束，采用不停堆情况下自动分区循环装卸燃料技术，保持堆芯的反应性在长期运行中基本不变；

[0051] 步骤6：依靠堆芯的自身负温度系数作用，跟随外负荷的需求量，从启动到到反应堆运行寿命期终止，或停堆更新池内主体设备以执行延长运行寿命计划为止，长期自动运行；

[0052] 步骤7：在长期自动运行期间，使二次高沸点载热剂通过一组双重超压保护阀门通往用能厂房，以直接利用高温热能或发电。

[0053] 其中采用的高沸点载热剂是一种中子慢化性能的融盐，该高沸点载热剂的沸点大于1200℃。

[0054] 其中高沸点载热剂装满在高沸点载热剂深池式反应堆的深池内，深池为T型，深池的顶部直径比中下部的直径大，并位于地面以下。

[0055] 其中所述超低阻力环状卵石床堆芯安装在该深池的底部，其堆芯阻力低于2
1000kg/m。

[0056] 其中超低阻力换热器安装在该深池的顶部，其一次侧的阻力低于1000kg/m2，该超低阻力换热器的数量为2-20个，超低阻力换热器安装和深池之间由深池内的上升和下降流道相联结。

[0057] 其中超低阻力环状卵石床的堆芯中心流道与上升流道之间用一个扩散段相联结，以便利高沸点载热剂的自然循环。

[0058] 其中所采用的超低阻力环状卵石床堆芯的内外侧均设置反射层，内设有垂直管道，自动装入反射球、吸收球或燃料球，以展平堆芯燃料层内的裂变功率分布或满足停堆后再启动所需的反应性调控要求。

[0059] 其中反应堆停止运行后的超低阻力环状卵石床堆芯剩余发热，可以完全依靠高沸点载热剂的自然循环带出堆芯，再通过超低阻力开放式换热器由冷却空气的自然循环排放到环境之中。

[0060] 其中采用的超低阻力开放式换热器全部浸泡于深池顶部的高沸点载热剂中，其一次侧的流道与深池顶部的高沸点载热剂直接沟通，两端不设置联箱和密封版，使流动阻力为最小。

附图说明

[0061] 本发明的上述与其它特征与优点，将参照以下各附图及实施方式进行说明，其中：

[0062] 图1是长期自动运行生产高温核能方法的超低阻力核岛主系统示意图。

[0063] 图2是图1的A-A剖面图。

[0064] 图3是长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器结构示意图的一个剖面B-B。

[0065] 图4是长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器结构示意图的另一个剖面A-A。

[0066] 图5是长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器所采用的一种标准翅片的示意图。

具体实施方式

[0067] 图1是长期自动运行生产高温核能方法的超低阻力核岛主系统示意图。

[0068] 以下结合该图说明本发明如何能够在长期自动运行工况下，载出堆芯内产生的全部满功率裂变热的技术关键。

[0069] 图1所示的核岛主系统包括如下部件：位于地下的T型载热剂深池1，安装于深池底部的堆芯2，堆中心出口上方的扩散段3，载热剂浮升段4，换热器5，载热剂下降段6，液压进球装置区7，液压卸球装置区8，和一组超低阻力板翅换热器5。反应堆的整个一回路置于一个完全密封的地下舱室内，其结构分为三层：双层堆壳(内壳13及外壳14)和全密封地坑15。T型载热剂深池运行时处于略低于大气压下，所有换热器全部沉没在高温热融盐的液面之下，在液面上有一层惰性气体保护。换热器5的中间载热剂进出口分别为11与12。

[0070] 由堆芯燃料区的局部放大图1中，可以看到各个燃料球10在该区中的堆积情况，其平均空隙率为0.4左右。

[0071] 在图1所示的系统中，采用了如下的技术措施，实现了一次回路各环节与全系统的阻力最小化：

[0072] 整体布局采用完全淹没式的单一T型载热剂深池1结构，取消了一般核电站一回路内安装的所有管道、阀门、与循环泵，并在设计上消除了载热剂的一切高速流动与局部流速的剧烈变化引起的阻力损失。

[0073] 载热剂采用水平流动方式横向通过T型深池底部的超低阻力堆芯2，由于横向流动截面大、流速低而流程长度短，故超低阻力堆芯的阻力比垂直流动低10倍以上。

[0074] 为降低换热器5的阻力，采用一次侧大敞口、低流速的全开放式超低阻力板翅换热器，整个淹没在T型载热剂深池的上端扁平池内，载热剂可以直接进出。由于取消了换热器一次侧流道的进出口管道与流量分配器，使换热器一次侧的阻力只剩下很小的沿程磨擦阻力和低流速流动下的微小进出口阻力。

[0075] 所有上升与下降流道4及6都充分利用深池的最大可能截面，使其中的载热剂流速很低，一般小于0.1米/秒，大大降低沿程阻力。

[0076] 由于堆中心载热剂流道出口处速度较高，采用一个光滑的扩散段3使载热剂减速，回收其大部分的速度头损失后才进入上升管。

[0077] 采取上述技术措施后，就可以实现不用循环泵的一回路满功率自然循环。本发明与已公布的纵向流动的融盐冷却卵石床堆(LSPBR)的一回路阻力数据比较列于表5。表中纵向流动的融盐冷却卵石床堆(LSPBR)的数据取自S.J.de Zwaan，B.Boer，D.Lathouwers，J.L.Kloosterman，Staticdesign of a Liquid-salt-cooled pebble bed reactor(LSPBR)，Annalsof Nuclear Energy 34[2007]pp.83-92。两者均采用同样大小与结构的环状卵石床堆芯，其内直径为2m，外直径7.4m，高度7.5m，载热剂采用相同的FLiBe融盐，流量均10478kg/s，进-出口温度均为900℃-1000℃，采用的燃料球直径均为6厘米，堆芯功率分布也相似。本发明采用的上升段高度为20m。S.J.de Zwaan的文献没有给出其分置式一回路结构的细节与换热器等设备参数，也没有专门的上升段，但参照其它分置式反应堆设计，可以肯定其一回路流动阻力远远大于深池式反应堆内自然循环的阻力。

[0078] 表5.一次回路的计算阻力比较(单位：kg/m2)

[0079]堆型(流向) 堆芯阻力 换热器阻力 一回路 浮升力 球芯最高温
总阻力 度，C
自运行堆(横向) 398 226 660 928 1283
LSPBR(纵向) 5,475 不明 不明 不明 1152

[0080] 由表5可见：横向流动的自运行堆芯阻力比仪为Zwaan所述的纵向流动的堆芯阻力7％左右，而纵向流动的LSPBR堆内仅堆芯阻力一项就远大于20m液柱的浮升力，根本不可能实现自然循环。本发明中载热剂采用水平流动使堆芯阻力比纵向流动的堆芯阻力降低十几倍，这就创造了长期自动运行堆的基础。换热器是另外一个阻力很大的环节，表5中所列出的超低阻力换热器参数比堆芯阻力还小三分之一，是本发明的另一技术突破，详情将在以后结合附图3-5详细说明。

[0081] 长期自动运行反应堆内采用了一个同样在常压下有泵运行的中间回路(二回路)，将发电厂房的高压工质与一回路常压载热剂完全隔离，以确保用户发生的任何事故都不会影响反应堆内各种材料的安全性，例如进水、进空气、压力剧升、一次载热剂被污染等，也不致让任何对内的放射性泄漏到用户设备之内。

[0082] 由于融盐冷却的石墨慢化堆芯具有良好的负温度与负空泡反应性系数，反应堆在功率运行过程中，可以完全依靠其本身内在的物理特性自动根随外负荷的变动而变化核能生产率，无须任何外加控制系统或人为操作进行调控。整座反应堆的自动运行就像一个高温“地热源”，不停息地按外界需要量输出热流。因此这种长期自动运行反应堆是一种不需要值班操纵人员操作的反应堆，即使在长期停堆后，如果不得不由深度碘坑中重新启动，也可以自动进行深碘坑部分换料启动。

[0083] 即使核岛以外的用热厂系统发生事故，导致外负荷骤然完全丧失，由于T型深池内的大量载热剂具有极大的热惯性，而堆芯两侧的密度差依然存在，对流换热依会继续。反应堆将续运行并加热一回路载热剂，此时一回路回流段和堆芯平均温度上升，负温度系数使反应性下降，故裂变产生的功率输出逐渐下降为零。此后，裂变碎片继续出衰变热，直到其热量与其经由冷却空气排入大气层的热量平衡，此后反应堆芯的平均温度将缓缓达到最高点然后下降。如有需要，反应堆也可以继续低功率运行，满足厂用电或其它临时用电要求。

[0084] 在此之后，如果外负荷仍然没有恢复，因衰变热不断散到大气层，反应堆芯的平均温度就会进一步下降.如果堆芯的剩余反应性足够大，待温度下降到一定程度后，堆芯后备反应性足以克服碘坑毒性，反应堆会自动从新启动，最后以维持与空气散热能力相平衡的极低功率水平自动“惰转”运行。

[0085] 现有气冷高温堆的困难之一，就是在发生LOCA或ATWS事故后，其堆芯的衰变热主要依靠热辐射与热导通过压力壳散入外部环境，因此堆芯包覆颗粒燃料的温度接近其破坏温度(约1600℃)，导致少部分放射性穿透包覆层外泄，造成一回路污染；而融盐冷却的长期自动运行反应堆却从根本上消除了上述两种事故，在任何停堆情况下，都可以正常地通过自然循环对流冷却散出堆芯的衰变热，从而使包覆颗粒燃料的整体温度接近流动的融盐载热剂温度，即1200℃左右，远在其破坏温度(约1600℃)之下，因此比高温气冷堆更加安全。

[0086] 前已说明，长期自动运行反应堆采用了一个中间回路(二回路)将用热或发电设备的工质与一回路载热剂完全隔离，并在用热或发电设备厂房之内设有双重超压保护阀门，阻止用热系统的高压介质漏入二回路造成二回路压力飙升。由于这类保护措施均属于常规岛内设备，故未在图1内画出。

[0087] 由以上表5中的数据比较可见，本发提出的水平流动方法产生的总阻力与可获得的浮升力相比，还有较大的潜力可以挖掘，可能得到更优化的设计参数组合。表6列出在控制燃料中心最高温度＜1200℃前提下，减小石墨球直径与加大堆芯进出口温度差的部分优化结果。

[0088] 表6.水平流动堆芯的主要参数优化结果示例*

[0089]

[0090] *各方案均采用同样尺寸的环状卵石床堆芯：，即内直径为2m，外直径为7.4m，高度7.5m。**方案1的参数与表1内相同，用作比较基础。

[0091] 由表6可见，温度差加大(由100℃→200℃)可以减小上升段高度，而燃料球直径减小(6cm→3或4cm)可以降低球心最高温度。如果采用燃料球循环分区装载(例如堆芯区自外向内再分三个环形子区)，将新燃料球装入外区，燃耗次深的球装入中区，燃耗最深的球装入内区，这样球心最高温度还会下降几十度。

[0092] 以上长期自动运行生产高温核能方法的描述表明该生产工艺的特点如下：

[0093] (1)完全依靠一回路系统本身的固有物理特性长期稳定地自动生产核能，不依赖任何人为的操控，从而根本消除目前商业核电站由设计不当引入的各种严重核事故根源，如LOCA、ATWS等；

[0094] (2)采用特别简单可靠的无循环泵阀门与管道的深池式一回路结构，可以取消许多目前商业核电站必需的大部分工程安全系统及其辅助设备，又由于池内无运动设备需要维修，可以大幅度减少运行维护人员，从而大大降低投资与运行成本。

[0095] (3)由于长期自动运行高温堆的单堆功率比目前最大商业动力堆大几到十几倍，其厂址可以相对集中；而且其一次载热剂的进出口平均温度很高，在干旱地区又可采用空气冷却而仍然保持较高热效率，所以厂址选择灵活性较大，对发展中的大国的供电供热有其特殊优势。

[0096] (4)由于长期自动运行高温堆具有上述的固有安全性、系统简单、与经济性，以及其厂址的灵活性，该堆不仅在大型或超大型发电与供热领域内可以与任何其它能源相竞争，而且可以在中、小型分布式发电与区域供热领域内与其它能源相竞争，例如城市民用供热与工业区高温工艺供热，边远地区供电供热及作为船舰动力等。鉴于大型自运行堆在800℃以上的高温下运行，还可以利用高温自运行堆卸出的乏燃料，装入低温自动运行的中小型供热堆中，加深其燃耗，进一步减低燃料成本。

[0097] 表7列出单堆功率功率在10-50GWt(相当于约5-25GWe)之间的超大功率自运行堆功率自运行堆的主要参数估算结果。

[0098] 表7.横向流动的超大功率自运行堆主要参数估算结果

[0099]

[0100] 由表7可见，超大功率自运行堆的单堆热功率由10-50GWt时，均可以维持满功率自循环运行，而且燃料球心最高温度保持在安全限度(＜1200℃)之内，采用燃料球循环分区装载后球心最高温度还会降低。

[0101] 由于超大功率长期自动运行堆的单堆热功率很大，其大量热-电能的用户市场可能需要一段时间才能完全建立，在此情况下，超长型的环状堆芯燃料区的装料高度可随一段时期内预期最大外负荷水平逐渐加高，相应的热-电转换设备与厂房也可分期建造，以降低初始投资成本。

[0102] 本发明提出的超大功率长期自动运行核能生产方法，是充分发挥核能的巨大潜力解决世界能源问题的一个技术突破，其影响是巨大而且深远的.除了如上结合图1说明的优点外，超大功率长期自动运行核能设施(含电站)还有以下两方面的额外优点：

[0103] (1)超大功率长期自动运行反应堆可使核能的经济性通过规模效应大大改善，走向商业电站的最前列.

[0104] 首先，与目前大型商业核电站(例如AP1000)相比，由于单堆规模可以增大4倍以上，其规模效应将使其建造的比投资大幅度下降。而且由于生产同样电能所需的电厂数目大大减少，将来厂址较易解决，不仅可以包括建造在更接近负荷中心，还可以建造在远离人口密集地区，例如建在近海人工岛上，或在人烟稀少的干旱地区，采用干式冷却塔排放废热。这样就解决了困扰大规模核电计划的一个难题。

[0105] 其次，与目前最大型燃煤电站相比，除发电成本较低外，更显著的优势在资源、运输与环境保护方面。以一座50GWt的超大型核电站为例，每年节省的煤炭可达5千万吨标准煤以上，相当于中国2008全国年产煤量约2％，超过山西省当年煤产量约十分之一。如果超大功率长期自动运行核电站建造在东南沿海负荷中心地区，则可节省煤的年运输量超过1500-2500亿吨公里。对于环境保护与减少碳排放的效果显著更是不言而喻的。

[0106] 再次，超大功率长期自动运行核电站在单堆能量生产上已有可能超过目前最大型水电站，如中国的长江三峡电站。而且超大功率长期自动运行核电站负荷因子高(可达90％以上)，如果单堆功率达到50GWt，至少可以发出20GW以上的电功率，折合每年供应电力1,500亿千瓦时以上，远高于目前世界上任何一座巨型水电站(中国的长江三峡水电站
2008年发电约900亿千瓦时)。超大功率长期自动运行核电站不受水资源分布限制，地区限制，可以避免对广大流域地区的生态平衡影响，以及大量移民的负担，故建造周期和总投资也小于大型水电站。由于三峡水电站的总投资还在继续投入，环境及生态成本等亦无定论，暂时无法具体比较；但可以肯定，超大功率长期自动运行核电站的比投资较同容量的大型水电站少，而环境及生态成本会小得多。

[0107] (2)超大功率长期自动运核电站可使核能在目前其它大型商业电站尚未占领的领域发挥其巨大作用。

[0108] 首先是高温供热由水制氢，以替代化石能源(特别是石油与天然气)，减少温室气体排放，并突破世界油气能源被少数国家或组织垄断操纵的格局。目前中国石油的进口量已接近国内消费量的一半，2008年原由进口达1.6亿吨以上，将来还会持续增长。如没有能够生产能够代替上亿吨原油的氢能源，就无法从根本上改变这种格局。超大功率长期自动运行核电站每一座可以产生数千万千瓦的高温(980-1000℃)热量，提供了改变这种格局的可能性。

[0109] 其次是廉价核能供热进行大规模的海水淡化，对缺水地区供水。像中国这样的大国，有相当一部分人口集中在缺少天然淡水的北方干旱地区，按照目前规划，需要千里迢迢从东南、中南、西北、甚至西藏(拟议中)地区长途调水，不仅投资浩大，而且生态环境影响还难于确定。利用超大功率长期自动运行核热电站进行廉价的大规模的海水淡化，有利于解决这一问题。由于这种核热电站生产的热量的温度非常高，可以在提供比煤电厂更廉价的电力或制氢所需的高温热能之后，无须过多降低发电量或制氢量，仪利用其排放的余热进行海水淡化，也可以每年生产数以亿吨计的净水，作为副产品，供给北方缺水城市或地区使用，估计会比长途调水的经济与环境成本低得多。

[0110] 再次是钍资源的利用。钍是比铀数量更大、分布更广的核能原材料，可以在长期自动运行反应堆内先转化成为可裂变核燃料铀-233，然后在相应的增殖堆内实现钍的充分利用。世界上已探明的钍资源以中国和印度最多，目前印度已建成并运行了用铀-233作燃料的实验反应堆。如果超大功率长期自动运行核电站将来可以逐渐转入钍-铀-233燃料循环的话，则世界上两个人口超级大国将能源进口逐渐转变为能源出口大国，世界能源版图将发生根本性的变化。

[0111] 由上可见，超大功率长期自动运行核电站的实现，可以更充分发挥核能优势，使“第二核纪元”和平利用核能技术跃上一个新台阶。

[0112] 图2是长期自动运行生产高温核能方法的超低阻力核岛主系统示意图内的堆芯剖面A-A。

[0113] 图2画出堆芯2的水平剖面(A-A)。堆芯剖面呈同心圆环形，共分为三区：燃料区200，内反射层区201，和外反射层区202；在堆芯中央是载热剂流道203。燃料区200由含包覆颗粒燃料的石墨球堆积而成，其上下两端分别设有一圈燃料球装入与卸出孔，图上看到的是卸出孔200a；内反射层区201由高强度石墨块堆砌而成，其中开有众多水平方向的载热剂流道孔(未画出)。在内反射层区砌体内，沿垂直方向设有一圈垂直管道201a，可以根据根据展平通量需要自动装入不同比例垂直分布的反射球、吸收球或增殖球，或根据运行反应性需要自动装入燃料球，以满足停堆后再启动所需的反应性调控要求；外反射层202由高强度石墨块堆砌而成，其中开有众多水平方向的载热剂流道孔(未画出)，在外反射层区砌体内，沿垂直方向设有一圈垂直管道202a，可以根据展平通量需要装入不同比例垂直分布的反射球、吸收球或增殖球，以展平堆芯燃料层内的裂变功率分布，或根据运行反应性需要自动装入燃料球，以满足停堆后再启动所需的反应性调控要求。堆芯中央载热剂流道
203的下端封死，上端与堆中心出口上方的扩散段3相连接。

[0114] 图3是长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器结构示意图的一个剖面B-B。

[0115] 实现大功率核电站完全依靠自然循环是非常严峻的挑战，在长期自动运行反应堆一回路内的每一个环节读需要采用尽可能低阻力的设备或部件。除堆芯阻力环节外，一次侧的换热器就是最主要的阻力来源。要减小阻力，降低一次载热剂的流速是必要前提。但低流速流体要传递如此大量热能，除了采用热导率高的载热剂外，就必需利用大得多的换热面积，采用单位体积内换热面积大的板翅换热器是首先选择。板翅换热器的种类板翅换热器繁多，图3内选用采用编号为30.33T的三角形平翅片为例，其断面形状及参数将在以下附图5详细说明。据初步估算，传递2.5GW的热量，采用8台6*4*4(L*W*H)换热器即可，每台一次侧流道内的总换热面积为1,535,616平方米。按此计算的一次侧流道总截面为平方米，平均流速为0.01274m/s，温度差仅为0.7℃(清洁表面)。

[0116] 根据目前已有的板翅换热器厂的钎焊炉大小，可由6个在炉内钎焊好的2*2*4的单元在炉外拼焊成一台6*4*4的换热器。图2画出其中一个2*2*4的单元结构。

[0117] 在图的B-B剖面中可看到交互排列的一次载热剂流道20及二次载热剂流道21，其间用分隔板19隔开。一次载热剂流道的上下两端均敞开，低速载热剂可以自上而下直通无阻。与之相反，二次载热剂流道上下端分别用密封条22与23钎焊密封。在密封条以内的二次载热剂出流道下端及上端分别安装出口导流段24及入口导流段25，其中的翅片呈水平方向(详见以下图4A-A剖面)，用于引导由进出口孔流入与流出的二次载热剂的方向。从B-B剖面中还可以看到该换热器单元的边板26和各个分隔板及密封条22与23钎焊成为一个坚固的整体。

[0118] 图4是长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器结构示意图的另一个剖面A-A。

[0119] 在A-A剖面中分成上下两部分画出不同的两个剖面。上半部可看到二次载热剂流道21的内部结构。箭头表示二次载热剂由下往上流动，到最上方进入二次载热剂的出口导流段剖面24，折向半圆形的二次载热剂出口集流联箱27。下部的进口集流联箱为28，其入口导流段25的剖面未显示在下半剖面中。

[0120] 在A-A剖面的下半部画出一次载热剂流道20的内部结构。箭头表示一次载热剂由上往下流动。前已说明，一次载热剂流道两端均为敞口，载热剂直进直出，不装导流段。在A-A剖面中还画出两侧的边板29及30。

[0121] 图5是长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器长期自动运行生产高温核能方法内采用的开放式超低阻力换热器所采用的一种标准翅片的示意图。

[0122] 如该图最上端所示：换热器的每一种载热剂的流道由分隔板17与另一种载热剂分开，流道宽度为8.763毫米。在流道中有双层三角形平翅片18钎焊在两侧的分隔板上，扩大传热面积。该三角形平翅片的节距为1.674毫米，这样构成的换热面积为每立米2663.7平方米，故可以在温度差很小(一次侧在5℃以内)的情况下，传递巨大热能。

[0123] 综上所述，本发明为一种在任何功率下长期自动运行生产高温核能的方法。与目前大多数商业核电站或研究中的先进堆型不同，该方法具有真正固有安全特性，可以不受反应堆功率大小限制，在常压下运行的深池式反应堆内，不用设置任何循环泵，完全利用高沸点载热剂在上升与下降流道之间温度差所产生的浮力，使载热剂横向流过超低阻力环状卵石床堆芯并通过超低阻力开放式换热器，实现满功率下的自然循环，使载热剂自堆芯载出全部裂变热。由于该方法具有真正固有安全特性，可以在超过目前最大商业核电站许多倍的超大功率下，无须专人操作长期自动运行，从而大大简化系统与设备、精简运行维护人员、降低投资与运行成本；还可以覆盖更广大的核能应用市场：如由水制氢、由煤制油、钍的利用、加速核燃料转换与增殖、海水淡化等，同时大幅度减少温室气体排放。本发明的高温核能生产系统厂址条件也较灵活，可用以设计建造更经济的小型、大型、与超大型的高温动力堆，充分满足世界经济迅速增长的巨大能源需求，改善世界能源供需失衡的格局，并促进低碳经济发展。

[0124] 还必须指出，除以上所说明的本发明的方法与装置的系统图及作为示例的装置与设备的基本特征之外，根据本发明权利要求书中所述的原则与基本特征，利用普通的工程技术，还可以设计出各种不同的方法，装置与设备，进行各种改进，与设计出各种代用品。