本實用新型涉及核反應(yīng)堆領(lǐng)域，尤其涉及一種深井內(nèi)低溫常壓供熱核反應(yīng)堆。
背景技術(shù)：
深井式常壓供熱核反應(yīng)堆是一種低溫供熱反應(yīng)堆，這種反應(yīng)堆工作在較低的溫度下，將核裂變產(chǎn)生的熱能直接供給低溫用戶，它的結(jié)構(gòu)簡單，建造容易，但需要有較高的安全性和可靠性。目前國內(nèi)外設(shè)計與建造的低溫核供熱堆是利用深水池，由水靜壓力提高堆芯出口水的溫度，從而達到提高供水溫度的目的。
壓水堆核電站一回路傳熱系統(tǒng)是指在反應(yīng)堆安全殼里的壓力殼內(nèi)堆芯燃料裂變熱，將高壓主泵泵入的冷卻劑加熱到327℃、15.5MPa，流入蒸汽發(fā)生器將壓水堆核電站二回路進水加熱蒸發(fā)成高溫高壓蒸汽、驅(qū)動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。被冷卻的冷卻劑回流入堆芯吸收核熱能，持續(xù)此工藝將核能轉(zhuǎn)換成電能。
堆芯、壓力殼與蒸汽發(fā)生器U形管、其之間的主泵、主管段構(gòu)成壓水堆一回路。要求是核電站最高的核安全一級、其各自材料、制造設(shè)備、工藝、實驗與監(jiān)測要求最高、是現(xiàn)今世界上要求最嚴格的前沿與高端技術(shù)設(shè)備。
當(dāng)前在研發(fā)的鈉快堆與熔鹽堆核電站屬于常壓、高溫池式堆是四代反應(yīng)堆，都面臨巨額費用并漫長的研發(fā)艱難征程。
低溫常壓核供熱站、與城市集中供暖及低溫多效蒸餾海水淡化技術(shù)要求密切契合，特別符合治理霧霾、降低碳排放政策要求的安全可靠性高、造價低和經(jīng)濟性好，應(yīng)用廣泛、潛在市場巨大的新核能源技術(shù)，是高于第四代的核安全技術(shù)裝備，必然受到各級政府與各方面越來越大支持、很快將會見到：在越來越多的地方、越來越快出現(xiàn)低溫常壓井式核供熱站用于供熱，海水淡化、供空調(diào)用冷水，工業(yè)用熱等。
隨著制造強國《中國制造2025》戰(zhàn)略實施，井式核供熱技術(shù)升級與多種系統(tǒng)匹配功能會更多、應(yīng)用更廣，帶來新的更大發(fā)展。
現(xiàn)存的技術(shù)問題：其是在高壓高溫條件下進行核裂變釋放核能，雖經(jīng)50 多年的研發(fā)設(shè)計、實驗、建造、運行的發(fā)展與持續(xù)進步，圍繞堆芯、安全殼、壓力殼設(shè)置越來越多的安全屏障，其安全堆年的概率仍然偏低，國內(nèi)的如眾多的CPR1000、二代加都為二代半級核電站；美國AP1000、法國EPR與中國華龍一號：主要是增加堆芯余熱非能動排出系統(tǒng)，為三代核電站，都尚無示范堆。
游泳池式反應(yīng)堆，在水流經(jīng)核心區(qū)域時很快就會達到極限功率(3到5mv)，這樣如果這些水再次直接上升至反應(yīng)堆表面時，就會導(dǎo)致試驗出現(xiàn)過量輻射的問題。我們當(dāng)然可以嘗試通過相應(yīng)的解決方案來解決這些難題。例如，可以在泳池的水流經(jīng)核心區(qū)域時，同時讓其通過凈化池設(shè)施，并采用樹脂離子交換的處理工藝。非常不幸，由于采用這種方法產(chǎn)生的泳池水輻射量大大超過了常規(guī)標準，無法完全通過樹脂床進行處理。人們也曾提出過在泳池表面上方使用熱水層、油層或酒精層的方案，或者在水下一兩米處鋪設(shè)樹脂玻璃，不過這些方法的效率不高或者會影響到核心區(qū)域的可訪問性，因此，基本上完全退出了泳池反應(yīng)堆應(yīng)用市場。
目前核電站卸出的大量的乏燃料，都存放在保存水池中，等待以后送后處理廠解體處理。這些乏燃料組件都沒有使用到燃耗的最高限值，沒有充分發(fā)揮燃料組件進一步加深燃耗的潛力(是現(xiàn)有技術(shù)存在問題嗎？)并非是現(xiàn)有技術(shù)問題，而是有核電站反應(yīng)堆的功率及運行條件所決定的。核電站在高溫高壓的條件下，通過將核裂變產(chǎn)生的熱轉(zhuǎn)化為電能。要求反應(yīng)堆燃料組件具有較大的功率密度，才能達到預(yù)定的功率；當(dāng)功率密度降低不能滿足要求時，即成為乏燃料。而低溫堆的原理是直接將核能轉(zhuǎn)化為熱能，功率遠低于核電站，同時在低溫常壓下運行，因此對于反應(yīng)堆的堆芯密度要求較低，使得核電站的乏燃料滿足低溫堆功率密度要求，從而可進一步利用，加深燃耗。
技術(shù)實現(xiàn)要素：
為解決以上問題，本實用新型提出了一種深井式常壓供熱核反應(yīng)堆，它采取的技術(shù)方案是：一種深井式常壓供熱核反應(yīng)堆，包括深井、置于井底部的堆芯、控制棒、控制棒驅(qū)動機構(gòu)，還包括安全池、n個輻射衰減筒、n個慣性水箱、堆芯余熱排出系統(tǒng)和可移動井蓋，所述輻射衰減筒布置在堆芯的四周，所述輻射衰減筒和慣性水箱相連，n≥2；其中，
所述深井的側(cè)壁和底部包括內(nèi)側(cè)襯不銹鋼壁、外側(cè)襯碳鋼壁的混凝土，所述安全池設(shè)置在深井的中上部，所述深井內(nèi)充滿水；
所述安全池包括乏燃料池、燃料暫存池和儲水池，所述乏燃料池、燃料暫存池和儲水池和深井反應(yīng)堆相連形成大容積水系統(tǒng)；
所述堆芯裝有新燃料和乏燃料的混合核燃料；
所述堆芯余熱排出系統(tǒng)用于非能動排出深井中的余熱，包括安裝在深井上部的板式換熱器和安裝在深井上面的空氣冷卻塔，所述板式換熱器與空氣冷卻塔中的板式空冷器相連；
所述可移動井蓋安裝在深井頂部，用于防止飛行物沖撞。
進一步地，所述堆中的混合燃料，其新燃料與乏燃料混合比為：1:9--6:4。
進一步地，所述堆芯的外周區(qū)設(shè)置由乏燃料構(gòu)成的模擬堆芯。
進一步地，所述乏燃料為所述堆芯中用過的或是外來核反應(yīng)堆的乏燃料。
進一步地，所述移動井蓋由井上方的起重吊機控制開啟和關(guān)閉。
進一步地，所述控制棒有多根，每根控制棒從下方或上方可插入堆芯中，所述控制棒驅(qū)動機構(gòu)分別控制每根控制棒的上下運動，用于進行功率調(diào)節(jié)或停堆。
進一步地，所述的輻射衰減筒包括多層多孔的金屬板，使熱水流速降低并繞流，延長流動時間使流水放射性大幅度衰減。
進一步地，所述深井的內(nèi)徑8—12m、深10—150m、壁厚0.5—2.1m、厚底1—4m。
進一步地，所述深井內(nèi)側(cè)襯不銹鋼壁為0.3—0.8mm，所述外側(cè)襯碳鋼壁為5—15mm。
進一步地，所述安全池容積為1000m3—1900m3。
本實用新型的有益效果是：在深井冷卻劑水體自然壓力(常壓)下：具有很低的運行壓力，供熱低溫的要求大幅度降低反應(yīng)堆的運行溫度，核裂變釋放核能將循環(huán)水由78℃加熱到98℃(如果在150米水深處，堆芯附近的最高溫度可到200℃)，大幅度提高了反應(yīng)堆的安全裕量，此常壓低溫深井式反應(yīng)堆沒有壓力殼、安全殼及安注等系統(tǒng)，是利用核能滿足供熱需要的最安全與結(jié)構(gòu)簡單的反應(yīng)堆。深井與安全池相連大容積水體，將非常有效的屏蔽保障放射性 物質(zhì)安全，在最大天災(zāi)人禍包括非能動排出堆芯余熱系統(tǒng)的全部設(shè)備都失效，并且在不能干預(yù)條件下，仍能維持90天核堆安全。
附圖說明
圖1為本實用新型一種深井式常壓供熱核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)示意圖。
附圖標記說明：1-深井、2-堆芯、3-控制棒、4-控制棒驅(qū)動機構(gòu)、5-輻射衰減筒、6-慣性水箱、7-可移動井蓋、8-乏燃料池、9-燃料暫存池、10-儲水池、11-板式換熱器、12-空氣冷卻塔。
具體實施方式
面結(jié)合附圖對本實用新型一種深井式常壓供熱核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)做進一步描述：該實施例僅用于說明本實用新型而不用于限制本實用新型的范圍，本領(lǐng)域技術(shù)人員對本實用新型的各種等價形式的修改均落于本申請所附權(quán)利要求所限定的范圍。
如圖1所示，一種深井式常壓供熱核反應(yīng)堆，包括深井1、置于井底部的堆芯2、控制棒3、控制棒驅(qū)動機構(gòu)4，還包括安全池、n個輻射衰減筒5、n個慣性水箱6、堆芯余熱排出系統(tǒng)和可移動井蓋7，所述輻射衰減筒5布置在堆芯2的四周，所述輻射衰減筒5和慣性水箱6相連，n≥2；其中，
所述深井的側(cè)壁和底部包括內(nèi)側(cè)襯不銹鋼壁、外側(cè)襯碳鋼壁的混凝土，所述安全池設(shè)置在深井的中上部，所述深井內(nèi)充滿水；
所述安全池包括乏燃料池8、燃料暫存池9和儲水池10，所述乏燃料池8、燃料暫存池9和儲水池10和深井反應(yīng)堆相連形成大容積水系統(tǒng)；乏燃料池8和燃料暫存池9之間設(shè)有隔板，隔板底部設(shè)有水流動口；
所述堆芯2裝有新燃料和乏燃料的混合核燃料；
所述堆芯余熱排出系統(tǒng)用于非能動排出深井中的余熱，包括安裝在深井上部的板式換熱器11和安裝在深井上面的空氣冷卻塔12，所述板式換熱器與空氣冷卻塔中的板式空冷器相連；
所述可移動井蓋7安裝在深井頂部，用于防止飛行物沖撞。
所述堆2中的混合燃料，其新燃料與乏燃料混合比為：1:9--6:4；堆芯2的外周區(qū)設(shè)置由乏燃料構(gòu)成的模擬堆芯；堆芯2的上表面距所述深井1口 3-6m。
所述乏燃料為所述堆芯中用過的或是外來核反應(yīng)堆的乏燃料。
深井1頂部設(shè)有可移動井蓋7，在深1頂部平面的外側(cè)設(shè)有兩條軌道，可移動井蓋7下部兩側(cè)外部各有2個滾輪，可電動、手動將可移動井蓋7移開與關(guān)閉，所述可移動井蓋厚1—2m；
在深井1上部主廠房內(nèi)設(shè)有兩個吊車(圖中為示出)，位置高的天車是吊裝、拆卸其他設(shè)備用，在可移動井蓋7上部設(shè)置一臺精密吊車，用于移動與垂直裝、卸燃料與乏燃料。
所述控制棒3有多根，每根控制棒從下方或上方可插入堆芯2中，所述控制棒驅(qū)動機構(gòu)4分別控制每根控制棒的上下運動，用于進行功率調(diào)節(jié)或停堆。
所述輻射衰減筒5通過不銹鋼管路與堆芯2和慣性水箱6連接，輻射衰減筒5的結(jié)構(gòu)：由中間保溫層內(nèi)外鋁合金板的扇形筒，內(nèi)部帶孔的銅板束構(gòu)成，使熱水流速降低并繞流，延長流動時間使流水放射性大幅度衰減；慣性水箱6與換熱回路連接。
所述深井1的內(nèi)徑范圍為8---12m、深10---150m、壁厚0.5—2.1m、厚底1-4m。
深井內(nèi)側(cè)襯不銹鋼壁厚為0.3-0.8mm，所述外側(cè)襯碳鋼壁厚為5-15mm。
所述安全池容積為1000m3—1800m3，與深井反應(yīng)堆相連形成大容積水系統(tǒng)。
燃料暫存池9與池底模擬堆芯、燃料格架用于燃料與乏燃料轉(zhuǎn)運、調(diào)換布放。
乏燃料池8系統(tǒng)功能：存儲移來的乏燃料、對乏燃料池水持續(xù)冷卻凈化，傳出乏燃料的衰變熱到最終熱阱如大氣或地表大容量水體如江、河、湖、海。
裝滿水的儲水池10用于為乏燃料池等補水。
運行時作為冷卻劑的水從堆芯2容器底部流經(jīng)裂變的燃料棒束、從78℃被加熱到98℃，分別流入6個環(huán)路的輻射衰減筒5降低流速、延遲流出時間大幅度降低水放射性后、流進對應(yīng)6個機房里的板式換熱器11熱側(cè)放出熱量、加熱冷測二回路水傳出，降到78℃通過水泵、閥門與回水管流回深井1水里、向下流動進入堆芯2底部，這樣循環(huán)流動將裂變熱通過換熱器持續(xù)傳入二回路 換熱系統(tǒng)。
運行時慣性水箱6里的水因壓力下降水位降低，當(dāng)停堆特別是事故緊急停堆水泵全停時，一回路水突然失去動力，慣性水箱6里的水位上升，加大堆芯2瞬時流量，提高堆芯2安全。
首座供熱站堆芯裝入90％新燃料、壓水堆乏燃料中優(yōu)選者用于燃料占10％；在首個運行供熱期結(jié)束停堆換料時：將檢測鈾富集度相對較高的乏燃料布放在堆芯內(nèi)的外環(huán)空的燃料格架中、較低的乏燃料布放在深井底部的格架上；再加入新燃料布放對應(yīng)工位；這樣獲得：
1)10％乏燃料繼續(xù)放出裂變熱；
2)放置在外環(huán)的按壓水堆已是乏燃料的燃料：繼續(xù)放出裂變熱；
3)放置在深井底部的乏燃料的衰變熱加熱一回路回水：將衰變熱變成有效熱，并減少乏燃料池冷卻功率。
當(dāng)環(huán)路中的主管道、泵、閥與換熱器出現(xiàn)破口失水的LOKA重大事故，關(guān)閉對應(yīng)的截止閥等閥門，排出事故流出的水進行檢修。堆芯2與其他環(huán)路系統(tǒng)繼續(xù)運行供熱；
而當(dāng)核電站反應(yīng)堆發(fā)生LOKA事故：都緊急停堆、采取噴淋等應(yīng)急措施后、進行檢修。
本實用新型所述的深井式供熱反應(yīng)堆，每年需要一次停堆換料，更換其中1/6堆芯量的乏燃料。換下的乏燃料在放置在井底堆芯周邊的暫存區(qū)格架貯存一年后，移至乏燃料處理裝置。在此期間內(nèi)供熱中，乏燃料衰變熱加熱一環(huán)路冷卻劑的回水，衰變熱變成有效熱。當(dāng)需要停堆換料卸出大量的乏燃料時，精密吊車將乏燃料從置于井底部的堆芯2移出，堆放于位于井底部的乏燃料布置區(qū)，乏燃料布置區(qū)的頂部深井側(cè)壁上設(shè)置環(huán)形肋板，環(huán)形肋板能有效地聚攏熱量，乏燃料產(chǎn)出的有效熱的效率最大化。
同時，所述反應(yīng)堆在深井冷卻劑水體自然壓力(常壓)下：具有很低的運行壓力，供熱低溫的要求大幅度降低反應(yīng)堆的運行溫度，核裂變釋放核能將循環(huán)水由78℃加熱到98℃(如果在150米水深處，堆芯附近的最高溫度可到200℃)，大幅度提高了反應(yīng)堆的安全裕量，此常壓低溫深井式反應(yīng)堆沒有壓力殼、安全殼及安注等系統(tǒng)，是利用核能滿足供熱需要的最安全與結(jié)構(gòu)簡單的 反應(yīng)堆。深井與安全池相連大容積水體，將非常有效的屏蔽保障放射性物質(zhì)安全，在最大天災(zāi)人禍包括非能動排出堆芯余熱系統(tǒng)的全部設(shè)備都失效，并且在不能干預(yù)條件下，仍能維持90天的核堆安全。