[发明专利]一种液态重金属反应堆换料系统

说明书

技术领域

本发明属于核反应堆换料技术领域，具体涉及一种液态重金属反应堆换料系统。

背景技术

液态重金属铅或铅合金(统称铅基材料)具有良好的中子学、热工水力和安全特性，液态重金属堆已成为第四代先进核能系统、加速器驱动核废料嬗变系统主要候选堆型之一。反应堆堆芯具有一定的设计寿命，随着堆芯不断进行核反应，裂变核材料相应减少，为维持继续运行，必须进行换料操作，换料系统需要实现堆内新燃料组件装入堆芯、乏燃料组件卸出和组件运输等操作，执行安全和非安全功能，是核反应堆重要组成部分。

目前世界上使用液态重金属冷却的反应堆比较少，已有的也只是俄罗斯的核潜艇堆，不需要换料，大多仍处在研究阶段，其中欧洲的MYRRHA和XADS反应堆还处在概念设计阶段，堆芯燃料组件更换系统未有成熟技术，在液态重金属冷却反应堆中，堆芯燃料组件在反应堆容器内，浸没在液态重金属中，受到较大浮力，另外，反应堆容器内有强放射性，将堆芯组件放置到反应堆容器内，或者将其从反应堆容器中取出，换料装置要在高放射性、高温、空间密闭的液态重金属环境下作业，在保证安全、可靠地更换堆芯组件的同时要保证反应堆容器的密封性，隔离反应堆内外的气体，屏蔽放射性，所以采用堆内换料，增加技术风险，占用堆内空间较大，不利于反应堆小型模块化设计，而且世界上没有实际运用到铅基反应堆的堆内换料系统。

目前压水堆采用开盖换料方法进行换料，由于水的密度小于燃料组件的密度，因此无需考虑燃料组件的浮力问题，但是由于液态重金属的密度比燃料组件的密度大，燃料组件浸没在液态重金属中时，会因为受到浮力而上升，目前未有装置能够解决这一问题。

发明内容

有鉴于此，本发明的目的是提供一种液态重金属反应堆换料系统，针对于液态重金属、高温、腐蚀及密封环境下的换料，该系统能够完成反应堆燃料组件的更换而不影响反应堆系统的正常工作，实现在反应堆厂房内进行堆芯燃料组件的装卸、更换操作，并确保反应堆运行的安全。

本发明是通过下述技术方案实现的：

一种液态重金属反应堆换料系统，包括：上栅格板、屏蔽盖、堆顶盖、开盖机构及换料机；

其外围设备包括：包容室和反应堆；反应堆为两个以上所述燃料组件沿圆周方向均匀排列后所围成的两圈以上同心的圆柱状结构；燃料组件均浸没在包容室内装满液态重金属的筒体中；

所述上栅格板端面上加工有通孔，所述通孔的数量与燃料组件的数量相同，且位置一一对应；通孔的内圆周面加工有安装孔槽，用于安装旋转套；

所述屏蔽盖为空心圆柱形结构，屏蔽盖内部沿其轴向分为3～6个隔层，每个隔层填装不同的屏蔽材料；屏蔽盖的底面固定有压紧塞，压紧塞的数量与燃料组件的数量相同，且位置一一对应；

整体连接关系如下：上栅格板安装在反应堆顶部，且上栅格板下表面的旋转套与燃料组件一一对应抵触；屏蔽盖位于上栅格板的上方，同轴安装在装满液态重金属的筒体上，屏蔽盖的压紧塞穿过旋转套后压紧在燃料组件的顶端；堆顶盖安装在屏蔽盖上方，与屏蔽盖的上表面留有间隙；

开盖机构和换料机均安装在包容室内，开盖机构用于将堆顶盖和屏蔽盖卸下，并移动卸下后的堆顶盖和屏蔽盖；所述换料机用于抓取需要更换的燃料组件，还用于旋转卸下旋转套，并移动旋转套。

进一步的，所述压紧塞为圆柱形或六边柱形。

进一步的，屏蔽盖的外圆周面设有环形凸台，环形凸台的下表面设有同轴的环形凹槽为密封槽，密封槽内装有密封圈。

有益效果：(1)本发明通过开盖换料方式，克服了液态重金属反应堆的燃料组件换料时的高温、腐蚀、浮力、密封问题，提高了系统的安全可靠性及便于维护性；该系统结构紧凑，操作方便，安全可靠，有利于反应堆建造、运行及维护。

(2)由于液态重金属密度比燃料组件材料密度大，导致燃料组件在堆内受到浮力上浮，本发明通过采用屏蔽盖，在密封反应堆同时起到压紧燃料组件作用，防止燃料组件浮起，有利于燃料组件的安全固定；另外，在开盖换料时，当屏蔽盖撤走时，通过采用上栅格板，能够确保其他的无需替换的燃料组件不上浮倾斜；且在整个换料过程中，开盖换料操作均在包容室中进行，保证反应堆换料过程的辐射安全。

附图说明

图1为本发明的结构组成图。

图2为图1中的局部放大图。

图3为上栅格板的结构示意图。

其中，1-燃料组件，2-上栅格板，4-屏蔽盖，5-堆顶盖，6-开盖机构，7-包容室，8-换料机，9-压紧塞，10-密封槽，11-屏蔽材料，12-旋转套，13-安装孔槽。