[发明专利]核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法，所述核反应堆包括反应堆容器、堆芯、蒸汽发生器、控制棒组件、供气装置、测氧装置和氧气调节装置，反应堆容器内具有液态金属冷却剂，堆芯设在反应堆容器内，蒸汽发生器设在反应堆容器的外围环腔内，控制棒组件设在反应堆容器内且位于堆芯正上方，供气装置的出气口位于堆芯上方且与堆芯在上下方向上间隔开，供气装置将氧气和循环控制气体输送到液态金属冷却剂内，测氧装置用于检测液态金属冷却剂内的氧浓度，氧气调节装置与供气装置和测氧装置相连以调节供气装置输送到液态金属冷却剂内的氧气量。本发明的核反应堆可以减缓结构材料的腐蚀，提高冷却剂循环流动速度。

技术领域

本发明涉及核反应堆技术领域，具体地，涉及一种使用液态金属作为冷却剂的核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法。

背景技术

核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆中的一回路中具有冷却剂，冷却剂需要循环流动以连续不断地把堆芯中核燃料裂变反应释放的热能传送给蒸汽发生器以产生蒸汽，从而驱动汽轮机做功，保证核反应堆中的一回路系统可靠工作。其中根据冷却剂循环的方式，核反应堆分为冷却剂强制循环的反应堆和冷却剂自然循环的反应堆。

发明内容

本申请是发明人在对以下事实和技术问题的发现和认识的基础上作出的。

相关技术中的冷却剂强制循环的反应堆需要在容器内设置复杂的冷却管路，结构相对复杂，反应堆的体积相对较大；相关技术中的冷却剂自然循环的反应堆，冷却剂的流动速度相对较低，降低了反应堆工作的安全性和可靠性。

对于使用液态金属(例如铅)的核反应堆，例如铅冷快堆，存在冷却剂在高温环境下容易腐蚀反应堆内部件的问题。

本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。

为此，本发明提出了一种核反应堆,该核反应堆能够有效地减缓结构材料的腐蚀的同时，减少了核反应堆的体积，提高冷却剂循环流动速度。

本发明还提出一种核反应堆中氧气浓度的控制方法，所述核反应堆中氧气浓度的控制方法可以实时反馈液态金属冷却剂内的氧气浓度信息，实现氧气量的精准控制。

根据本发明的第一方面的实施例的核反应堆包括：反应堆容器，所述容器内具有液态金属冷却剂；堆芯，所述堆芯设在所述反应堆容器内的中下部；蒸汽发生器，所述蒸汽发生器设在所述反应堆容器外围环腔内；控制棒组件，所述控制棒组件设在所述反应堆容器内且位于所述堆芯正上方；供气装置，所述供气装置包括出气口，所述出气口位于所述堆芯上方且与所述堆芯在上下方向上间隔开，所述供气装置将氧气和循环控制气体通过所述出气口输送到所述液态金属冷却剂内；测氧装置，所述测氧装置用于检测所述液态金属冷却剂内的氧浓度；氧气调节装置，所述氧气调节装置与所述供气装置和所述测氧装置相连以根据所述测氧装置检测到的氧浓度调节所述供气装置输送到所述液态金属冷却剂内的氧气量。

根据本发明实施例的核反应堆，通过设置氧气调节装置、供气装置和测氧装置，且供气装置和测氧装置与氧气调节装置相连，可以根据测氧装置的检测信息，利用氧气调节装置调节供气装置的供氧流量，使液态金属冷却剂中通入的氧气量既适于增大液态金属冷却剂的流动速度，增大核反应堆的供能效率，又可以在保护核反应堆内的结构件不被腐蚀得同时，避免金属氧化物析出，保证液态金属冷却剂的稳定性和换热能力。另外，气泡适于在密度差的作用下自主上浮，不需要设置专门的流动管路和驱动设备，达到优化反应堆容器内空间布局，减小核反应堆体积的目的。

在一些实施例中，所述液态金属冷却剂的液面距离所述反应堆容器的内顶面预定距离以形成循环控制气体容纳空间，所述供气装置具有与所述循环控制气体容纳空间连通的循环控制气体进口。

在一些实施例中，所述核反应堆还包括筒形件，所述筒形件设在所述反应堆容器内且位于所述堆芯上方，所述出气口位于所述筒形件内。