法律状态公告日
法律状态信息
法律状态
2015-08-12
未缴年费专利权终止 IPC(主分类):G21C1/02 授权公告日:20110907 终止日期:20140627 申请日:20080627
专利权的终止
2011-09-07
授权
授权
2008-12-31
实质审查的生效
实质审查的生效
2008-11-05
公开
公开
技术领域
本发明属于核b应堆工程技术领域，具体涉及能增殖核燃料的水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆。
背景技术
研发增殖钚或铀-233核燃料效率高(“倍周期”短)、安全性高、经济性好的快中子增殖反应堆是实现核电燃料供应自持、保证核电持续发展的必由之路。
快中子增殖堆的研发历史已有50多年，除前苏联成功建造了船用铅(鉍)冷却快中子增殖堆以外，主要集中在钠冷堆，巳有六个电功率250-1200MWe的快中子增殖堆核电站建成和运行，验证了其在发电的同时可以增殖核燃料，但是于政冶、经济、核安全性尚待改进和市场需求不足等原因，近十多年以耒，除少数国家如印度、俄罗斯以外，钠冷快堆在核电商业应用方面进展缓慢，研发工作停滞(衰落)，当前，美国能源部倡导的第四代核能论坛推荐的六种堆型中钠冷快堆、氦气冷却快堆、铅(鉍)冷却快堆是快中子增殖堆，超临界水堆既可设计成热中子堆也可设计成快中子增殖堆，并计划2014年作决定，从前三种堆型中选出一种作为下一代快中子增殖堆，此外，日本正在研发并计划2012年建造原型堆的降低慢化能力沸水堆RMBR和五、六十年代美国研发过的过热水蒸汽快热耦合堆均属于水冷却快中子增殖堆。
上世纪五、六十年代，美国阿贡实验室R.AVERY等人提出并研发过快-热中子耦合增殖反应堆，堆芯包括快中子能谱堆芯和热中子能谱堆芯，在系统内蒸发水来得到饱和蒸汽，在由燃料棒(外直径0.318cm、不锈钢包壳、PuO2在和贫铀混合体中重量含量为10％)束组成的快中子能谱堆芯里过热到453℃。和钠冷快堆不同，除贫铀(或钍)的再生区以外，在其间还加了一个压水冷却的(二氧化天然铀、二氧化贫化铀)燃料棒栅，反应堆总增殖比计算值1.4。上世纪六十年代，为了提高核电站热效率、节省核燃料，美国通用电气公司GE研发、设计过在沸水堆内产生饱和蒸汽，并在堆内快中子能谱堆芯中过热的“快-热中子混合能谱型”反应堆。所有这些过热水蒸汽冷却堆设计中过热区均采用不锈钢包壳、二氧化铀或铀钚混合MOX燃料的棒或管状元件，其不锈钢包壳最大许用温度限制了出口蒸汽温度，如R.AVERY等人设计中进入汽机的过热蒸汽为75大气压、453℃，未能实现原来目标值565℃，加之还有安全和电价经济性等问题有待解决，最终均未得到工程实施。建造出口温度高的反应堆的关键是耐高温、能达到深燃耗、完整性高(制造的破损率低，运行中放射性泄漏率低)、中子经济好、技术成熟、制造成本低的燃料元件。
美、俄提出过包复颗粒套管组件超临界水冷却单堆芯热中子堆，但没有见到过将之应用于快堆的设计，也没有提出过应用于水冷双区增殖核反应堆堆芯。
90年代以耒，在钠冷快堆因经济性差和安全性有待改进而推迟规模建造条件下，日本研制了基于ABWR“经过验证的技术”，用以在2020年起逐步替代现有轻水堆的“减低慢化能力沸水堆”RMWR，堆芯中空泡率可高达70％，因而，RMWR等效堆芯中慢化剂和燃料的体积比可小到0.17-0.3，成为稠密水栅，中子能谱在0.1Mev以上部份和钠冷快堆一样，同时，采用高浓度(乏燃料后处理得到的)钚和贫铀混合燃料(MOX)、以致转化比1.02-1.05。日本、俄罗斯、美国、欧盟、加拿大等国均提出过棒状元件超临界水冷却的快堆，均系单堆芯，但没有提出过与之耦合的棒状元件稠密水栅热中子能谱堆芯。
发明内容
本发明的目的在于提供一种堆芯冷却剂出口温度高、可产生高增殖比的水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆。
本发明提供的水冷双区增殖核反应堆堆芯的技术方案如下：
一种水冷双区增殖核反应堆堆芯，包括快中子能谱区和热中子能谱区，其特征在于：所述的快中子能谱区由若干个套管燃料组件组成，每个套管燃料组件包括上端的上管座、中间同轴的中套管和中心管以及下端的下管座，中套管与中心管之间的环形空间内装有直径为1-9mm的多层热解碳和碳化硅包覆的包覆颗粒燃料，中套管上部管壁上设有进水孔，中套管和中心管管壁上设有小孔，所述的热中子能谱区由稠密棒束燃料组件组成，棒束燃料组件中燃料棒间距为0.7～3.0mm。
上述技术方案所述的快中子能谱区的含有燃料丰度分段变化的套管燃料组件，该套管燃料组件的中段含有丰度为10％～25％的易裂变材料，剩余的上、下两端为为贫化铀或钍。
上述技术方案所述的水冷双区增殖核反应堆堆芯还包括快中子能谱区和热中子能谱区之间的缓冲区，缓冲区由所述的套管燃料组件组成，缓冲区的核燃料全部为贫化铀或钍。
上述技术方案所述的快中子能谱区套管燃料组件的中套管和中心管与组件的中轴线成0～30度夹角。
上述技术方案所述的热中子能谱区的最外若干圈燃料组件采用贫化铀或钍燃料。
本发明提供的第一种水冷双区增殖核反应堆的技术方案如下：
一种水冷双区增殖核反应堆，包括压力壳及至于压力壳内的堆芯和控制棒束机构，其特征在于：所述的压力壳上部设有水蒸气进口管嘴，堆芯为权力要求1所述的水冷双区增殖核反应堆堆芯，堆芯中设有一倒扣在堆芯下栅格板上的隔离筒，隔离筒的筒壁位于快中子能谱区和热中子能谱区之间，隔离筒顶部与水蒸气进口管嘴连通，堆芯下栅格板下面设有入口水汇流箱和出口水汇流箱，热中子能谱区的棒束燃料组件盒的上端两两一组通过弯管连通，每组棒束燃料组件的两个下端开口分别与入口水汇流箱和出口水汇流箱连通；压力壳底部下封头上设有过热蒸汽出口，过热蒸汽出口通过管道与隔离筒底部连通。
本发明提供的第二种水冷双区增殖核反应堆的技术方案如下：
一种水冷双区增殖核反应堆，包括压力壳及至于压力壳内的堆芯和控制棒束机构，压力壳上部设有冷却剂进口管和冷却剂出口管，堆芯为权力要求1所述的水冷双区增殖核反应堆堆芯，堆芯中设有一倒扣在堆芯下栅格板上的隔离筒，隔离筒的筒壁位于快中子能谱区和热中子能谱区之间，隔离筒顶部与冷却剂出口管连通，热中子能谱区的顶部与冷却剂进口管连通。
本发明提供的第三种水冷双区增殖核反应堆的技术方案如下：
一种水冷双区增殖核反应堆，包括压力壳及至于压力壳内的堆芯和控制棒束机构，所述的压力壳上部设有冷却剂入口管嘴，堆芯为权力要求1所述的水冷双区增殖核反应堆堆芯，堆芯上部空间有一中心下凹的汽水分离板，汽水分离板外围开有若干小孔，中心连接有一导管；堆芯外围设有环形的堆芯围板，堆芯围板的下端固定在堆芯下栅格板上，堆芯围板上端高于冷却剂入口管嘴处于压力壳壁连接；堆芯中设有一倒扣在堆芯下栅格板上的隔离筒，隔离筒的筒壁位于快中子能谱区和热中子能谱区之间，隔离筒顶部与导管连通；隔离筒底部接有冷却剂出口管，冷却剂出口管的另一端穿过压力壳底部的开孔。
一种水冷双区增值核反应堆堆芯，包括快中子能谱区和热中子能谱区，其特征在于：所述的快中子能谱区和热中子能谱区均由若干个套管燃料组件组成，每个套管燃料组件包括上端的上管座、中间同轴的中套管和中心管以及下端的下管座，中套管与中心管之间的环形空间内装有直径为0.2-9.0mm的多层热解碳和碳化硅包覆的包覆颗粒燃料，中套管和中心管管壁上设有小孔。
本发明的技术效果在于：
1、(1)本发明提供的水冷双区增殖核反应堆堆芯，通过在快中子能谱区采用包覆颗粒包覆颗粒燃料，替代现有设计中的不锈钢包壳棒状燃料元件，突破了不锈钢包壳对出口蒸汽温度的限制，能够实现更高的冷却剂出口温度。包覆颗粒燃料元件巳用于高温氦气冷却石墨反应堆，实验证明在其中致密的SiC包覆1600℃温度以下仍保持完整性，对其内的气态和金属放射性裂变产物有良好的包容性。清华大学批量生产的高温气冷堆用的″包覆颗粒燃料″平均破损率达到了2.7E-5，低于德国生产用于核电站所要求的3E-5，辐照燃耗100000MWd/tU(这是目前大型压水堆燃料组件最大燃耗值的一倍左右)时，燃料破损率仍能满足安全要求。这种良好性能巳被高温氦气冷石墨慢化堆200堆年的运行所证实.包覆颗粒燃料元件″平均破损率处在GE公司(1983年前)沸水堆锆合金包壳燃料棒平均破损率7E-5和瑞典公司ASEA-ATOM十年内在提供的600000根捧中破损者在10根以下记录之间。美、俄国家实验室对包覆颗粒燃料进行的付蚀实验(350℃、190巴水中17.5月；550℃、100巴过热水蒸汽中14.5月；650-1000℃、1-50巴，20分-2周)表明其完全能满足安全要求加之套管组件中低流速水和″包覆颗粒燃料″之间放热特性极其良好的，″包覆颗粒燃料元件″表面和冷却剂间温差，表面和铀芯中心间温差均远小于现有轻水堆的相应值，在满足安全要求下、在包覆颗粒燃料中含高浓度钚(或铀233)的条件下，燃料比功率钠冷快堆的相近。冷却剂和毫米级直径″包覆颗粒燃料″直接接触，使燃料和冷却剂温度在瞬变中的时间滞后仅0.014秒，在反应性事故中反应堆慢化剂的负温度和空泡效应可以在控制棒未迅速插入堆芯时就能迅速停堆，因而为采用″包覆颗粒燃料″套管组件的反应堆提供了更多的固有安全性，大大降低了堆芯损坏频率。
快中子堆芯泄漏到棒束燃料组件稠密水栅组成的处于次临界的热中子能谱堆芯里得到倍增。同时，二氧化铀燃料棒稠密水栅里铀-238快中子裂变因子可高达1.05-1.1，都进一步提高了堆的总的“增殖比”，提高了增殖的效率。
(2)在快中子能谱区中采用燃料丰度分段变化的套管燃料组件，能够展平套管燃料组件内轴向、径向功率分布。
(3)在快中子能谱区与热中子能谱区之间设置的缓冲区可以吸收由热中子能谱区流向快中子能谱区的热中子，以及快中子能谱区流向热中子能谱的快中子，保持能谱的稳定。
(4)套管燃料组件的中套管和中心管与轴线成小于30度的夹角，在不造成堆内布置困难的情况下，加强了传热效果。
(5)本发明提供的另一种水冷双区增值核反应堆堆芯的快中子能谱区中套管组件包括一个外套管，这样就使得冷却剂可以在组件内部流动，无需在热中子能谱区和快中子能谱区之间加装隔离装置。
2、(1)本发明提供的第一种水冷双区增殖核反应堆，利用了上述水冷双区增殖核反应堆堆芯的优点，设计了加压水做冷却剂的循环方式，现在已经很成熟的压水堆技术可以很好地移植到该反应堆中，用以实现燃料增殖，并具有高的冷却剂出口温度。
(2)部分套管燃料组件上端连接有B10跟随棒，它们可以有控制的在轴向上、下运动，失电时可迅速落下，提供负反应性，还可以调节快中子能谱堆芯和热中子能谱堆芯功率的比值。
3、(1)本发明提供的第二种水冷双区增殖核反应堆，利用了上述水冷双区增殖核反应堆堆芯的优点，设计了用超临界水做冷却剂的循环方式，(优点)用以实现燃料增殖，并具有高的冷却剂出口温度。
(2)由于快中子能谱区最外一圈和相邻的缓冲区最内一圈的燃料组件两两一组上端联通，快中子能谱区最外一圈套管组件出口高温水经相联的缓冲区内对应套管组件上端进口，向下流入压力壳下腔，和在热中子能谱区加热后进入压力壳下腔的超临界水混合，提高超临界水在快中子能谱区入口的温度、降低其密度，这样能够减少快中子能谱区中子的慢化，保持较硬的种子能谱。
4、(1)本发明提供的第三种水冷双区增殖核反应堆，利用了上述水冷双区增殖核反应堆堆芯的优点，设计了用沸水做冷却剂的循环方式，用以实现燃料增殖，并具有高的冷却剂出口温度。同时，在该反应堆中，堆顶空间利用的是一个结构简单的汽水分离板来利用重力实现汽水分离，具有很强的成本优势。
5、本发明提供的另一种水冷双区增值核反应堆堆芯，其快中子能谱区和热中子能谱区均采用包覆颗粒套管燃料组件，能更充分地利用包覆颗粒燃料组件耐高温的特点，提高堆芯冷却剂出口温度。
附图说明
图1为本发明提供的一种压水型水冷双区增殖核反应堆堆芯的结构示意图；
图2为套管燃料组件的结构示意图；
图3为本发明提供的一种水冷双区增殖核反应堆的结构示意图；
图4为图3中顶端连通的一组棒束燃料组件的结构示意图；
图5为带缓冲区的水冷双区增殖核反应堆堆芯的结构示意图；
图6为本发明提供的一种超临界水冷双区增殖核反应堆的结构示意图；
图7为本发明提供的另一种超临界水冷双区增殖核反应堆的结构示意图；
图8为本发明提供的一种沸水型水冷快热中子耦合增殖反应堆的结构示意图；
图9为图8中B-B断面的俯视图。
图中：
1、热中子能谱区；2、快中子能谱区；3、缓冲区；21、上管座；22、中套管；23、包覆颗粒燃料；24、中心管；25、下管座；
301、隔离筒；302、压力壳；303、跟随棒；304、水蒸汽进口管；305、弯管；306、棒束燃料组件；307、套管燃料组件；308、堆芯下栅格板；309、入口水汇流箱；310、入口水管嘴；311、隔离板；312、出口水管嘴；313、出口水汇流箱；314、过热蒸汽出口；315、细管；316、竖直蒸汽管。
601、控制棒束机构；602、出口水汇流箱；603、冷却剂出口管；604、堆芯下栅格板；605、压力壳下腔；606、入口水汇流箱；607、冷却剂进口管；608、压力壳；609、隔离筒；
801、压力壳；802、汽水分离板；803、导管；804、隔离筒；805、控制棒束机构；806、冷却剂入口管；807、堆芯围板；808、堆芯下栅格板；809、汇流管；810、堆芯下腔；811、冷却剂出口管。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明做进一步地详细描述。
实施例一
如图1所示，一种水冷双区增殖核反应堆堆芯，自内向外依次包括快中子能谱区2和热中子能谱区1，快中子能谱区2由若干个套管燃料组件组成，套管燃料组件的结构如图2所示，每个套管燃料组件包括上端的上管座21、中间同轴的中套管22和中心管24以及下端的下管座25，中套管22与中心管24之间的环形空间内装有直径为3mm的多层热解碳和碳化硅包覆的包覆颗粒燃料23，中套管22和中心管24管壁上设有椭圆形小孔；包覆颗粒燃料23的结构与常见的高温气冷堆包覆颗粒燃料相同，自球心向外依次为核芯、疏松热解炭层、内致密层、碳化硅层、外致密热解炭层；在快中子能谱区2燃料组件的不同高度处，核芯中燃料的组成有所不同，在燃料组件的中部，核燃料为U235、Pu239和贫化铀的混合MOX燃料，构成了活性段(图2中两条虚线所夹的部分)，在上部和下部，核燃料为贫化铀，构成了燃料组件的再生段。热中子能谱区1由稠密棒束燃料组件组成，棒束燃料组件的结构即与通常的压水堆燃料组件相同，由上、下管座、格架支撑的成束燃料棒组成，所不同的是，本实施例所述的棒束燃料组件中燃料棒间距为1.5mm，较现有的压水堆燃料组件棒间距更为稠密。
上述套管燃料组件的中套管22和中心管24与其轴线之间成一15度的倾角，这主要是利于传热。中套管22和中心管24与竖直轴线成0度、10度、20度、30度的角也可。但是角度过大则套管组件在堆芯中排布困难，浪费空间，而且传热效果也不好。
上述堆芯的工作原理在于：通过设计冷却剂的循环方式，使冷却剂先通过热中子能谱区1得到初步加热，之后再经过快中子能谱区2进一步加热，得到较高的冷却剂出口温度，以提高热效率。
这种堆芯中，快中子能谱堆芯采用了能耐高温的套管包覆颗粒燃料组件来取代不锈钢(镍基合金)包壳的棒状或管状元件，冷却剂从中套管22和中心管24的孔中进入包覆颗粒燃料23在套管组件中形成环形堆积床，高温水冷却剂直接接触放热强度大，冷却水出口温度可达到550℃，从而得到高达45％的热效率，同时填装包覆颗粒燃料元件23套管组件给堆带来了更多的固有安全性。
上述堆芯中，包覆颗粒燃料23的直径还可以选择为1mm，5mm，7mm，9mm，可以根据制造难度，现有生产线等进行选取，棒束燃料组件中燃料棒间距还可以为0.7mm，1mm，1.8mm，2.5mm，3.0mm，但是间距过小，则加工难度很大，间距过大，则增殖比低，实现不了增殖的目的。对稠密棒束的要求应该保证冷却剂与燃料的体积比在2.5以下。
上述堆芯中，快中子能谱区2的套管燃料组件活性段的核燃料还可以采用丰度为10％、13％、15％、17％、20％、22％、23％的U235，PU239，PU241，PU242，U233的一种或几种混合燃料。对这些混合燃料的使用要满足整个堆芯的临界，临界的条件除了燃料的丰度外，还与堆芯的体积和几何形状有关，这可以根据现有技术中的堆芯设计计算来完成。
如图4所示，上述堆芯还可以进一步包括一个位于热中子能谱区1和快中子能谱区2的缓冲区3，缓冲区3由与快中子能谱区2相同的套管燃料组件组成，包覆颗粒燃料23核芯中的核燃料为贫化铀或钍或者两者的混合。
上述套管燃料组件的中套管外还可以包括一层外套管，这种套管组建与中国专利所描述的套管组建结构相同，应用了该组件后，外套管和中套管就构成了径向封闭的冷却剂流道，热中子能谱区和快中子能谱区之间无需加装冷却剂隔离装置。
下面提供应用该堆芯构成的水冷双区增殖核反应堆。
如图3所示，一种水冷双区增殖核反应堆，包括压力壳302及至于压力壳302内的堆芯和控制棒束机构，压力壳302上部设有水蒸气进口管嘴，堆芯为上述的水冷双区增殖核反应堆堆芯，堆芯中设有一倒扣在堆芯下栅格板308上的隔离筒301，隔离筒301的筒壁位于快中子能谱区2和热中子能谱区1之间，隔离筒301顶部开有与水蒸气进口管304连通的孔，堆芯下栅格板308下面对应于隔离筒301位置有一个与隔离筒301等直径的竖直蒸汽管316，该竖直蒸汽管316与压力壳302底部的过热蒸汽出口314连通；堆芯下栅格板308下面的空间被一个套在竖直蒸汽管道的环形隔离板311分成两个上下布置的环形箱体309和313，其中上层的箱体为入口水汇流箱309，下层的箱体为出口水汇流箱313；如图5所示，热中子能谱区1的棒束燃料组件盒的上端两两一组通过弯管305连通，每组棒束燃料组件的一个下端开口直接通过堆芯下栅格板308的孔与入口水汇流箱309连通，另一个下端开口则通过一穿过环形隔离板311的细管315与出口水汇流箱313连通。快中子能谱区的部分燃料组件内，热中子能谱区1中燃料组件间有带挤水棒的Y字形控制棒，控制棒带有B10跟随棒，可利用跟随棒进行能谱调节，补偿燃耗引起的反应性损失。
上述水冷双区增殖核反应堆的工作原理为：
通过泵将水泵入入口水汇流箱309，冷却剂由此进入热中子能谱区1成组燃料组件中的一个中，并在上升过程中被加热，之后穿过弯管305进入另一个棒束组件中，在下降过程中再次加热，最终流入出口水汇流箱313，出口水汇流箱313的水与过热蒸汽出口314出来的一部分过热蒸汽混合后变成水蒸汽进入水蒸汽进口管304，并穿过隔离筒301进入到快中子能谱区2，由套管燃料组件307中套管22壁上的椭圆孔流入中套管22与中心管24之间的环形空腔中包覆颗粒燃料23空隙中，从包覆颗粒燃料23的堆积床上横向流过，加热后变成过热蒸汽由中心管24壁上的孔流出，在中心管24中下降，穿过堆芯下栅格板308、竖直蒸汽管道316，由过热蒸汽出口314流出，其中一部分过热蒸汽用于与出口水汇流箱313的水混和，提高快中子能谱区2的冷却剂入口参数，其余蒸汽则流向汽轮机，推动汽轮机发电。这就形成了一个冷却剂循环过程。上述隔离筒301防止了快中子能谱区2的过热蒸汽进入热中子能谱区1中造成传热恶化。
上述水冷双区增殖核反应堆的堆芯也可以采用如图4所示的带缓冲区的堆芯，缓冲区也置于隔离筒301中。
实施例二
如图6所示，一种水冷双区增殖核反应堆，包括压力壳608及压力壳608内的堆芯和控制棒束机构601，压力壳608上部设有冷却剂进口管607和冷却剂出口管603，堆芯为图5所示的带有中间缓冲区的水冷双区增殖核反应堆堆芯，在实施例一中已经对这种堆芯做了描述，其分为快中子能谱区2、缓冲区3、热中子能谱区1，热中子能谱区1采用稠密棒束燃料组件，棒束间距1.2mm，快中子能谱区最外一圈和相邻的缓冲区最内一圈的燃料组件顶端通过弯管两两一组连通，连通方式与实施例一中热中子能谱区燃料组件的连通方式相同；堆芯中设有一倒扣在堆芯下栅格板604上的隔离筒609，隔离筒609的筒壁位于缓冲区和热中子能谱区之间，隔离筒609顶部设有一个冷却剂出口汇流箱602箱，并与隔离筒609及冷却剂出口管603连通；热中子能谱区的顶部设有一个环形的入口水汇流箱606，入口水汇流箱606与冷却剂进口管607连通。
该水冷双区增殖核反应堆的电功率100Mwe(热功率230Mwt)，运行压力250大气压(超临界)。在超过水的临界压力(25MPa)下运行的冷却剂以280℃温度从压力壳608上部的进口管607进入后，少量旁流分别向下和向上流入上部和下腔，大部分超临界冷却剂进入堆芯上方入口水汇流箱606，而后从热中子能谱区1区堆芯顶部由上而下穿过燃料棒束的稠密水栅被加热，但进入下腔时出口温度低于造成燃料棒锆合金(或不锈钢等其他合金)包壳最大温度超过设计准则要求的值，由于快中子能谱区2最外一圈和相邻的缓冲区最内一圈的燃料组件两两一组上端联通，快中子能谱区2最外一圈套管组件出口高温水经相联的缓冲区3内对应套管组件上端进口，向下流入压力壳下腔605，和在热中子能谱区1加热后进入压力壳下腔605的超临界水混合，提高超临界水在快中子能谱区2入口的温度、降低其密度，高温、低密度水从下腔605向上通过堆芯下栅格板604上的孔，在套管组件的流道向上流动过程中，通过中套管22管壁上的椭圆形小孔沿管的半径方向横流，穿过中套管22与中心管24之间环形空间内燃料小球23固定球床的空隙，水和这种球形包覆颗粒燃料元件23直接接触后，从中心管24壁面上的椭圆形小孔流入中心流道时，已加热到500-550℃，但流体始终呈单相，通过中心管24向上流入冷却剂出口汇流箱602，并通过压力壳608冷却剂出口管603流向超临界汽轮机进口，构成了直接热力循环。
棒束燃料组件中燃料棒间距还可以为0.7mm，1mm，1.8mm，2.5mm，3.0mm。
图7示出了另一种冷却剂进口管和冷却剂出口管的布置方式，压力壳上部设有套管式管嘴，外管为与入口水汇流箱606相通的冷却剂进口管607，内管为与冷却剂出口汇流箱602联通的冷却剂出口管603，内管外侧设有热绝缘层。
实施例三
如图8或图9所示，一种水冷双区增殖核反应堆，包括压力壳801及置于压力壳801内的堆芯和控制棒束机构，压力壳801上部设有冷却剂进口管嘴，堆芯为实施例一和实施例二种已描述过的图5所示的带缓冲区3的水冷双区增殖核反应堆堆芯，包括热中子能谱区1、缓冲区3和快中子能谱区2；堆芯上部空间有一中心下凹的汽水分离板802，汽水分离板802外围开有若干小孔(图中未示出)，中心连接有一导管803；堆芯外围设有环形的堆芯围板807，堆芯围板807的下端固定在堆芯下栅格板808上，堆芯围板807上端高于冷却剂入口管806与压力壳801壁连接；堆芯中设有一倒扣在堆芯下栅格板808上的隔离筒804，隔离筒804的筒壁位于缓冲区3和热中子能谱区1之间，隔离筒804顶部与导管803连通；隔离筒804底部接有汇流管809，冷却剂出口管809的另一端与压力壳801底部的冷却剂出口管811连通。
上述水冷双区增殖核反应堆的电功率100Mwe(热功率230Mwt)，运行压力60-90大气压，由快中子能谱区2和热中子能谱区1两个次临界子堆芯共同保持反应堆的临界，堆芯周围主要含增殖材料贫化铀(或钍)的再生区和水反射层，该区具有合适的慢化能力，其冷却剂循环方式类似自然循环沸水堆，冷却水经冷却剂入口管806进入压力壳801和堆芯围板807之间的下降段到达压力壳下腔810后，由下向上穿过热热中子能谱区1的稠密燃料棒水栅，达到饱和温度(250-310℃)，含汽的冷却水在堆顶上部穿过汽水分离板802的小孔，靠重力作用将所含汽、水分离，由于汽水分离板中心下凹，具有聚拢、收集蒸汽的作用，收集后的饱和水蒸汽经过导管803向下进入中央快中子能谱区2，通过与实施例一和实施例二相同的加热过程，水汽被过热到500℃以上高温，最后流经压力壳801底部的冷却剂出口管811直接流入汽机。
实施例四：
一种水冷双区增值核反应堆堆芯，包括快中子能谱区和热中子能谱区，快中子能谱区和热中子能谱区均由若干个套管燃料组件组成，每个套管燃料组件包括上端的上管座、中间同轴的中套管和中心管以及下端的下管座，中套管与中心管之间的环形空间内装有直径为0.2-9.0mm的多层热解碳和碳化硅包覆的包覆颗粒燃料，中套管和中心管管壁上设有小孔。
机译： 核反应堆堆芯热极限值的监控装置，核反应堆堆芯的监控系统和核反应堆堆芯的热极限值的监控方法
机译： 加压水冷核反应堆（PWR）堆芯的每个燃料组件支撑笼均采用末端单元和纵向构件的刚性结构形式
机译： 具有垂直轴的核反应堆堆芯-堆芯的一部分仅用作核燃料棒的临时存储区，可通过旋转钳将其移除
