CN100578683C - 非能动的固有安全的管池式反应堆 - Google Patents

非能动的固有安全的管池式反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN100578683C
CN100578683C CN200710166285A CN200710166285A CN100578683C CN 100578683 C CN100578683 C CN 100578683C CN 200710166285 A CN200710166285 A CN 200710166285A CN 200710166285 A CN200710166285 A CN 200710166285A CN 100578683 C CN100578683 C CN 100578683C
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
valve
water
waste heat
pump
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN200710166285A
Other languages
English (en)
Other versions
CN101149990A (zh
Inventor
吴英华
丁晓亭
牛文华
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN200710166285A priority Critical patent/CN100578683C/zh
Publication of CN101149990A publication Critical patent/CN101149990A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN100578683C publication Critical patent/CN100578683C/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明属于一种核反应堆,具体为一种固有安全的管池式研究堆。该堆的反应堆冷却水主泵和余热导出泵设置在主换热器的后面,在主回路间并联,余热换热器设置在反应堆水池中。主回路间设置在反应堆水池的上方,主回路间的底部有一管道与反应堆水池水面以下相通。在反应堆堆芯的进出口处各有一个水力控制开关阀与反应堆水池相通,在主管道失水事故时,主回路间的水可回到反应堆水池,同时由于反应堆容器的压力低,自动打开堆芯进出口水力控制开关阀;当余热导出泵发生故障时,靠堆芯温度高信号打开堆芯进出口水力控制开关阀,使反应堆堆芯与反应堆水池形成自然循环,导出反应堆堆芯的余热至反应堆水池。

Description

非能动的固有安全的管池式反应堆
技术领域
本发明涉及一种核反应堆,具体涉及一种多功能研究堆及燃料、材料考验用的工具堆。
背景技术
对于多功能研究堆以及燃料、材料考验用的工具堆,要充分考虑固有安全和非能动安全系统。对于已建的研究型管池式反应堆,从现有安全标准要求看,都有不够完善的地方。如日本的JMTR、美国的ATR以及中国的HFETR和CARR研究堆的堆芯水流方向均自上向下,堆芯断流后有一流量反转过程;没有第二套停堆系统;余热导出系统为能动式,可靠电源故障或余热导出泵启动不起来会造成严重后果;在主管道破裂失水事故(主泵出口止回阀前),稳压器与堆容器连通阀未能关闭时,稳压器内气体会压入堆内,造成堆芯失水加速,尤其是断流后主泵出口止回阀自动关闭,气体从堆进口管跑不出去,气压压堆芯水向下流,有可能造成堆芯失水。国际上燃料组件承受高压的研究堆以及燃料、材料考验工具堆都未能很好的解决上述问题。
为追求多用途的研究堆和以燃料材料考验为主的工具堆的安全性,必须采用固有安全性和可靠的非能动安全系统,以满足研究型管池式反应堆的核安全要求。
发明内容
本发明的目的在于提供一种具有非能动安全系统的固有安全的管池式反应堆。
本发明的技术方案如下:
一种非能动的固有安全的管池式反应堆,包括反应堆水池、位于反应堆水池中的反应堆压力容器和位于反应堆压力容器中的堆芯,反应堆压力容器上部通过反应堆冷却水出口管与主换热器连通;主换热器通过两条并联管路与反应堆冷却水进口管连通,其中一条管路上设有反应堆冷却水主泵、主泵出口止回阀,另一条管路上设有余热导出泵、余热导出泵出口止回阀、余热换热器,余热换热器位于水池中;反应堆冷却水进口管与反应堆压力容器下部连通;反应堆冷却水出口管旁路上连有稳压器;所述的反应堆冷却水出口管(5)旁路上设有余热导出出口阀(4),反应堆冷却水进口管(6)旁路上设有余热导出入口阀(15),两者均为水力控制阀,阀门的另一端与反应堆水池(2)相通,水力控制阀包括阀体(20)中的活塞套筒(26)、正腔活塞(25)和负腔活塞(19);正腔活塞(25)与正腔通反应堆水池阀(23)和正腔通高压水阀(24)相通;负腔活塞(19)与负腔通反应堆水池阀(21)和负腔通高压水阀(22)相通。
所述的余热导出出口阀(4)和余热导出入口阀(15)能在余热导出泵(10)停止和堆芯(1)温度高“与门”连锁信号下打开。
所述的反应堆水池(2)的上方设置有主回路间(11),主换热器(8)、主泵(9)、余热导出泵(10)置于主回路间(11)中,主回路间(11)的底部有一疏水管(12)穿过反应堆水池壁(14)与反应堆水池(2)水面以下相通。
本发明的优点在于:1.由于余热换热器放在主换热器的后面,当反应堆水池中水的温度与主换热器出口温度相同时就不会向反应堆水池中的水传热。只有主换热器不导热(主泵停止运行或二次侧水流量停止),主换热器出口温度升高时,余热换热器才向池水传热,使反应堆具有固有安全性;3.当余热导出泵发生故障时,靠堆芯温度高信号打开余热导出出口阀和余热导出入口阀,反应堆堆芯与反应堆水池形成自然循环,导出反应堆堆芯的余热至反应堆水池,保障了反应堆堆芯的安全;2.由于主回路间布置在反应堆水池的上方,在正常运行时有水封,将主回路间与反应堆堆水池上面的空间隔离,在主管道发生失水事故时水可回到堆水池,由于反应堆容器压力低,自动打开堆芯进出口水力控制开关阀,使反应堆堆芯与反应堆水池形成自然循环,导出反应堆堆芯的余热至反应堆水池,使反应堆具有可靠的非能动安全系统。
附图说明
图1为一种管池式反应堆的结构示意图。
图2为一种水力控制阀的结构示意图。
图中:
1.堆芯              2.反应堆水池            3.水管快拆接头
4.余热导出出口阀    5.反应堆冷却水出口管    6.反应堆冷却水进口管
7.稳压器            8.主换热器              9.主泵
10.余热导出泵       11.主回路间             12.疏水管
13.余热换热器       14.反应堆水池壁         15.余热导出入口阀
16.反应堆压力容器   17.主泵出口止回阀       18.余热导出泵出口止回阀
19.负腔活塞         20.水力控制阀阀体       21.负腔通反应堆水池阀
22.负腔通高压水阀   23.正腔通反应堆水池阀   24.正腔通高压水阀
25.正腔活塞         26.活塞套筒
具体实施方式
如图1所示的管池式反应堆,反应堆压力容器16安装在反应堆水池2中,堆芯1安装在反应堆压力容器16内,反应堆压力容器16上部通过反应堆冷却水出口管5与主换热器8连通;主换热器8通过两条并联管路与反应堆冷却水进口管6连通,其中一条管路上依次连接有反应堆冷却水主泵9、主泵出口止回阀17,另一条管路上依次连接有余热导出泵10、余热导出泵出口止回阀18、余热换热器13,余热换热器13位于水池2中;反应堆冷却水进口管6与反应堆压力容器16下部连通;反应堆冷却水出口管5旁路上连有稳压器7;反应堆冷却水出口管5旁路上安装有余热导出出口阀4,反应堆冷却水进口管6旁路上安装有余热导出入口阀15,两者均为水力控制阀,阀门的另一端与反应堆水池2相通;在反应堆水池2的上方设置有主回路间11,主换热器8、主泵9、余热导出泵10、主泵出口止回阀17、余热导出泵出口止回阀置于主回路间11中,主回路间11的底部有一疏水管12穿过反应堆水池壁14与反应堆水池2水面以下相通,疏水管12有一“几”字形弯曲。
反应堆冷却水流过的回路构成了反应堆的一回路,即主回路。
图2表示了水力控制阀的结构,水力控制阀包括阀体20、阀体20中的活塞套筒26、正腔活塞25和负腔活塞19;正腔活塞25与正腔通反应堆水池阀23和正腔通高压水阀24相通;负腔活塞19与负腔通反应堆水池阀21和负腔通高压水阀22相通。余热导出出口阀4和余热导出入口阀15能在余热导出泵10停止和堆芯1温度高“与门”连锁信号下打开。
本发明的这种实施方式中,堆芯1为套管承压环形堆芯,为了方便换料,在反应堆压力容器冷却水出口管5上安装有水管快拆接头3,换料时,将水管快拆接头3拆开,吊起堆芯1容器的上盖进行换料。对于堆芯1为整体蜂巢环形堆芯1等实施方式,并不需要安装水管快拆接头3。
反应堆运行时,反应堆冷却水主泵9与余热导出泵10同时运行,经反应堆容器内的堆芯1加热的热水通过反应堆冷却水出口管5,经稳压器7稳压,流入主换热器8,再经过并联的反应堆冷却水主泵9和余热导出泵10、余热换热器13,最后经反应堆冷却水进口管6回到堆芯1中。余热换热器13放在主换热器8的后面,当反应堆水池2中水的温度与主换热器8出口温度相同时就不会向池水传热。只有主换热器8不导热(主换热器8二次侧水流量停止等情况下),主换热器8出口温度升高时,余热换热器13才向池水传热。
余热导出泵10由可靠电源供电,水泵特性为软特性,在水泵流量为零时,其扬程稍大于主泵9工作点扬程。在主泵9停止运行时,余热导出泵10继续运行,此时系统阻力下降,余热导出泵10流量增大,将余热导至反应堆水池2。
上述水力控制阀的工作过程是:正腔活塞25经正腔通高压水阀24通高压水,负腔活塞19经负腔通反应堆水池阀21通反应堆水池2,由水的压力将止回阀关闭。堆及一回路升压至额定压力后,正腔活塞25由升压后的回路水加压,然后,经正腔通反应堆水池阀23向反应堆水池2泄压,负腔活塞19经负腔通高压水阀22加定值水压。定值水压×负腔面积=水力控制开关阀打开时回路水压×正腔面积。此时水力控制开关阀在开堆运行时关闭,当压力低至整定值时,水力控制开关阀时自动打开,调整水力控制开关阀负腔面积,实现失水事故时先打开余热导出出口阀4,释放稳压器中的气体,然后再打开余热导出入口阀15,反应堆堆芯的水位就不会下降。此时,反应堆容器1内的堆芯与反应堆水池2形成自然循环,导出堆芯的余热至反应堆水池2。
在余热导出泵10也发生故障的情况下,余热导出泵10停止和堆芯1温度高两信号“与门”连锁打开余热导出出口阀4、余热导出入口阀15,反应堆容器内的堆芯1与反应堆水池2形成自然循环,导出堆芯1余热至反应堆水池2。
在反应堆正常运行时,主回路间底部的输水管12的“几”字型弯曲结构形成水封,使主回路间11与反应堆水池2上面的空间隔离;在发生失水事故时,泄漏的水可以通过输水管12流回水池2,若主回路温度高,失水中夹杂蒸汽,则蒸汽从疏水管12逸出时,在水池2水面下很快冷凝。

Claims (3)

1、一种非能动的固有安全的管池式反应堆,包括反应堆水池(2)、位于反应堆水池(2)中的反应堆压力容器(16)、反应堆压力容器(16)中的堆芯(1),反应堆压力容器(16)上部通过反应堆冷却水出口管(5)与主换热器(8)连通,反应堆冷却水出口管(5)旁路上连有稳压器(7),其特征在于:主换热器(8)通过两条并联管路与反应堆冷却水进口管(6)连通,其中一条管路上依次设有反应堆冷却水主泵(9)、主泵出口止回阀(17),另一条管路上依次设有余热导出泵(10)、余热导出泵出口止回阀(18)、余热换热器(13),余热换热器(13)位于水池(2)中;反应堆冷却水进口管(6)与反应堆压力容器(16)下部连通;所述的反应堆冷却水出口管(5)旁路上设有余热导出出口阀(4),反应堆冷却水进口管(6)旁路上设有余热导出入口阀(15),两者均为水力控制阀,阀门的另一端与反应堆水池(2)相通,水力控制阀包括阀体(20)中的活塞套筒(26)、正腔活塞(25)和负腔活塞(19);正腔活塞(25)与正腔通反应堆水池阀(23)和正腔通高压水阀(24)相通;负腔活塞(19)与负腔通反应堆水池阀(21)和负腔通高压水阀(22)相通。
2、如权利要求1所述的非能动的固有安全的管池式反应堆,其特征在于:余热导出出口阀(4)和余热导出入口阀(15)能在余热导出泵(10)停止和堆芯(1)温度高“与门”连锁信号下打开。
3、如权利要求1或2所述的非能动的固有安全的管池式反应堆,其特征在于:在反应堆水池(2)的上方设置有主回路间(11),主换热器(8)、主泵(9)、余热导出泵(10)置于主回路间(11)中,主回路间(11)的底部有一疏水管(12)穿过反应堆水池壁(14)与反应堆水池(2)水面以下相通。
CN200710166285A 2007-11-09 2007-11-09 非能动的固有安全的管池式反应堆 Active CN100578683C (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN200710166285A CN100578683C (zh) 2007-11-09 2007-11-09 非能动的固有安全的管池式反应堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN200710166285A CN100578683C (zh) 2007-11-09 2007-11-09 非能动的固有安全的管池式反应堆

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN101149990A CN101149990A (zh) 2008-03-26
CN100578683C true CN100578683C (zh) 2010-01-06

Family

ID=39250449

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN200710166285A Active CN100578683C (zh) 2007-11-09 2007-11-09 非能动的固有安全的管池式反应堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN100578683C (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2776024C1 (ru) * 2021-12-05 2022-07-12 Виталий Алексеевич Узиков Способ пассивного расхолаживания реакторной установки с реактором под давлением

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9984777B2 (en) 2007-11-15 2018-05-29 Nuscale Power, Llc Passive emergency feedwater system
US8170173B2 (en) * 2007-11-15 2012-05-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Passive emergency feedwater system
US20110075787A1 (en) 2009-09-25 2011-03-31 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
JP2013506132A (ja) * 2009-09-25 2013-02-21 シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム
US9275760B2 (en) 2009-09-25 2016-03-01 Terrapower, Llc Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
CN101719386B (zh) * 2009-12-21 2012-07-04 肖宏才 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN101826370B (zh) * 2010-03-15 2012-10-17 中国原子能科学研究院 池式反应堆材料辐照监督垂直孔道
CN102903402A (zh) * 2012-09-27 2013-01-30 中国核电工程有限公司 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置
CN103778974B (zh) * 2012-10-22 2016-08-31 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动相结合的余热排出系统
CN103871498A (zh) * 2012-12-10 2014-06-18 中国核动力研究设计院 能够避免死管道现象的余热排出系统入口管道结构
CN103165200B (zh) * 2013-01-14 2016-01-27 上海核工程研究设计院 一种反应堆的衰变热排出系统
KR101480046B1 (ko) 2013-05-08 2015-01-09 한국원자력연구원 비상냉각탱크 냉각설비 및 이를 구비하는 원전
CN104269194B (zh) * 2014-10-13 2016-09-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出系统
CN206210418U (zh) * 2016-04-12 2017-05-31 国家电投集团科学技术研究院有限公司 池式反应堆
CN206210416U (zh) * 2016-06-13 2017-05-31 国家电投集团科学技术研究院有限公司 干式供热反应堆
CN106128527B (zh) * 2016-07-05 2017-05-31 中国核动力研究设计院 非能动实验初始工况建立辅助系统及其使用方法
CN110444301B (zh) * 2019-08-13 2022-07-01 中国核动力研究设计院 模拟超临界压力瞬变工况实验装置与实验方法
CN111883270B (zh) * 2020-08-26 2023-05-23 中国原子能科学研究院 热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2776024C1 (ru) * 2021-12-05 2022-07-12 Виталий Алексеевич Узиков Способ пассивного расхолаживания реакторной установки с реактором под давлением

Also Published As

Publication number Publication date
CN101149990A (zh) 2008-03-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN100578683C (zh) 非能动的固有安全的管池式反应堆
KR102085983B1 (ko) 격납용기 냉각 시스템 및 격납용기와 원자로 압력용기의 연합 냉각 시스템
CN107293341B (zh) 池式反应堆
CN103578581B (zh) 通过分离的氮气箱加压的安全注入箱系统
US4587079A (en) System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
CN101520257B (zh) 高低温废水双路热回收热泵系统
CN101079333A (zh) 核反应堆非能动多功能池式稳压系统
CN103778976A (zh) 一种设置于蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统
CN109841288B (zh) 一种用于二氧化碳冷却反应堆余热排出系统
CN109404876A (zh) 一种超超临界二次再热锅炉的启动系统及启动方法
CN206037003U (zh) 二次再热机组ec‑best汽轮机排汽加热除氧锅炉给水的热力系统
CN109273112A (zh) 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出系统
CN202188482U (zh) 可全面回收工质和热量的无泵直流炉启动系统
WO2021114669A1 (zh) 一种动臂液压系统
CN103438038B (zh) 热能去毛刺机床液压系统及其控制方法
CN113107811A (zh) 平稳倒换真空泵的方法
CN205541969U (zh) 压水堆非能动保护系统以及压差自力阀
CN101721951A (zh) 节能型加氢进料工艺
KR101224024B1 (ko) 피동보조 급수계통 및 재장전 수조탱크를 이용한 경수로의 피동 격납용기 냉각계통
CN109256223B (zh) 一种余热排出系统和方法
CN105627292A (zh) 一种炉水炉机循环加热系统及其加热方法
GB1579524A (en) Heat transfer system
CN112700893A (zh) 余热排出系统与方法及核电系统
CN109826684A (zh) 一种可高效利用低温冷能的低压型有机朗肯循环发电系统
CN109000027A (zh) 用于液控蝶阀的控制方法和控制装置

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant