CN102282627A - 具有集成式流通道的反应堆容器反射体 - Google Patents

具有集成式流通道的反应堆容器反射体 Download PDF

Info

Publication number
CN102282627A
CN102282627A CN2009801547003A CN200980154700A CN102282627A CN 102282627 A CN102282627 A CN 102282627A CN 2009801547003 A CN2009801547003 A CN 2009801547003A CN 200980154700 A CN200980154700 A CN 200980154700A CN 102282627 A CN102282627 A CN 102282627A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor core
reactor
cooling medium
neutron relfector
neutron
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.)
Granted
Application number
CN2009801547003A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102282627B (zh
Inventor
E·P·杨
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.)
Nuscale Power LLC
Original Assignee
Nuscale Power LLC
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 Nuscale Power LLC filed Critical Nuscale Power LLC
Publication of CN102282627A publication Critical patent/CN102282627A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102282627B publication Critical patent/CN102282627B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/10—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from reflector or thermal shield
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/16—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

一种核反应堆模块，包括反应堆芯(6)和绕该反应堆芯的侧面环绕该反应堆芯的反应堆罩(22)，其中所述反应堆罩被配置为引导冷却剂(TC)流过所述反应堆芯。中子反射体(50)位于所述反应堆芯和所述反应堆罩之间，其中所述中子反射体具有面向所述反应堆芯的多个入口端口(IN1、IN2)。所述中子反射体也具有流体连接至多个入口端口的多个出口端口(OUT)，以引导所述冷却剂的一部分流过所述中子反射体。

Description

具有集成式流通道的反应堆容器反射体
技术领域
本发明涉及核发电领域，包括为冷却反应堆芯而设计的系统。
背景技术
在所设计的具有非能动运行系统(passive operating system)的核反应堆中，采用物理规律以确保维持核反应堆在正常运行过程中或甚至在没有操作员介入或监管的紧急情况下、至少在某一预定时间段内的安全运行。核反应堆5包括由反应堆容器2环绕的反应堆芯6。反应堆容器2中的水10环绕反应堆芯6。进一步地，反应堆芯6位于围板(shroud)122中，该围板122在反应堆芯6的侧面环绕反应堆芯6。当由于裂变事件导致水10被反应堆芯6加热时，水10从围板122被引导并流出提升管124。这使得另一些水10被吸入并被反应堆芯6加热，这进一步使得更多的水10被吸入围板122。从提升管124流出的水10被冷却且引导朝向环(annulus)123，然后这些水通过自然循环返回到反应堆容器2的底部。随着水10被加热，反应堆容器2中产生加压蒸汽11。
热交换器135使给水和蒸汽在二次冷却系统130中循环，从而通过涡轮132和发电机134发电。给水流过热交换器135并变成超热蒸汽(super heated steam)。二次冷却系统130包括冷凝器136和给水泵138。二次冷却系统130中的蒸汽和给水与反应堆容器2中的水10隔离，使得不允许它们彼此之间的混合或直接接触。
反应堆容器2被安全壳容器4环绕。安全壳容器4被设计为使得不允许来自反应堆容器2的水或蒸汽逸出到周围环境中。蒸汽阀8被提供用来将反应堆容器2中的蒸汽11排放进入安全壳容器4的上半部14。水下泄压阀(submerged blowdown vavle)18被提供用来将水10释放到含欠热(sub-cooled)水的抑压池12中。
由于反应堆运行和与二次冷却系统130热交换时产生的热量，从而导致温差和压差，使水10循环通过反应堆容器2。相应地，循环效率取决于反应堆模块5中的水10的相对的局部热性能以及反应堆模块5的物理设计和几何结构。反应堆芯反射体被提供用来改进反应堆芯和相关联的裂变事件的性能。由于反射体密切接近反应堆芯，所以反射体趋于被加热。主冷却剂用来冷却反射体，由于冷却反应堆芯反射体所需的水10的供应，使得循环穿过反应堆芯的冷却剂减少。因此常规的核反应堆必须依靠更大量的冷却剂、泵或其他冗余的系统部件以确保充分发挥其性能。
本发明将解决这些和其他问题。
附图说明
图1示出了核电系统。
图2示出了包括内部干燥的安全壳容器的动力模块组件。
图3示出了包括被中子反射体环绕的反应堆芯的动力模块组件的一个实施方案的局部横截面侧视图。
图4示出了包括反应堆芯和常规反射体的动力模块组件的局部视图。
图5示出了包括反应堆芯和新颖中子反射体的示例性动力模块组件的局部视图。
图6示出了包括水平冷却剂流通(flow-through)通道和竖直冷却剂流通通道的示例性中子反射体的局部剖视图。
图7示出了包括对角或成角度的冷却剂流通通道的示例性中子反射体的局部剖视图。
图8示出了包括对角和竖直的冷却剂流通通道的示例性中子反射体的局部剖视图。
图9示出了包括多个分层板的示例性中子反射体的立面立体图。
图10示出了包括反应堆芯和中子反射体的动力模块组件的横截面俯视图。
图11示出了使用配置为接收来自反应堆芯的冷却剂流的中子反射体而使冷却剂循环穿过反应堆罩的一种新方法。
发明内容
本文公开了一种动力模块，包括反应堆芯和反射体，所述反射体局部围绕所述反应堆芯以提高所述动力模块的中子效率。反射体包括与所述反应堆芯邻近的一个或多个入口，其中所述一个或多个入口被配置为接收在进入所述一个或多个入口之前流过所述反应堆芯的至少一部分的冷却剂。
本文公开了一种核反应堆模块，包括反应堆芯和绕该反应堆芯的侧面环绕该反应堆芯的反应堆罩，其中反应堆罩被配置为引导冷却剂流过反应堆芯。中子反射体位于反应堆芯和反应堆罩之间，其中中子反射体包括面向反应堆芯的多个入口端口。中子反射体还包括多个出口端口，所述出口端口流体连接至所述入口端口，以引导一部分所述冷却剂穿过中子反射体。
本文公开了一种方法，包括使主冷却剂循环进入反应堆罩，然后将所述主冷却剂分为第一部分和第二部分。所述第一部分完全流过位于反应堆罩中的反应堆芯，以及所述第二部分在进入中子反射体的入口之前局部地流过反应堆芯。主冷却剂的第二部分被引导穿过中子反射体。
从下面参考附图继续进行的对于本发明优选实施方案的详细描述中，本发明将变得更加明了。
具体实施方式
本文公开或提及的各种实施方案可与在共同未决的第11/941,024号美国申请中获得的特征相符合地运行或与其相结合运行，该美国申请全文以引用的方式纳入本文。
图2示出了包括内部干燥的安全壳容器54的动力模块组件25。安全壳容器54是圆柱形的，并具有椭圆形、拱形或半球形的上端和下端。整个动力模块组件25可以浸没在水池16中，所述水池16充当有效的热阱。安全壳容器54可被焊接或相对于周围环境被密封，以使得液体和气体不会从动力模块组件25逸出或进入动力模块组件25。安全壳容器54可以在任何外部表面处被支撑。
在一个实施方案中，安全壳容器54通过一个或多个安装连接件180被悬挂在水池16中。水池16和安全壳容器54还可以位于地面9下方的反应堆舱(reactor bay)7中。反应堆容器52位于安全壳容器54内或被安装在安全壳容器54内。反应堆容器52的内表面可以暴露在包括冷却剂100或液体(诸如水)的潮湿环境中，以及外表面可以暴露在干燥环境(诸如空气)中。反应堆容器52可以由不锈钢或碳钢制成，可以包括包壳(cladding)，并可以被支撑在安全壳容器54内。
可以设置动力模块组件25的尺寸，使得其可在轨道车上进行运输。例如，安全壳容器54可以构造为直径为约4.3米、高度(长度)为约17.7米。例如通过用轨道车或经由海道来运输整个动力模块组件50，并将其更换为具有新供应的燃料棒的新的或翻新的动力模块组件，可以执行为反应堆芯6补给燃料。
安全壳容器54封装反应堆芯6，且在一定条件下冷却反应堆芯6。安全壳容器相对较小，且部分由于其较小的整体尺寸，其具有高强度且能够承受6倍或7倍于常规安全壳设计的压力。如果动力模块组件25的主冷却系统出现破裂，则不会有裂变产物释放到周围环境中去。在紧急情况下可以从动力模块组件25中去除衰变热。
反应堆芯6被示出为浸没或沉浸在主冷却剂100(诸如水)中。反应堆容器52容纳冷却剂100和反应堆芯6。反应堆罩20包括位于反应堆罩20下部的围板22和位于反应堆罩20上部的提升管24。提升管24可以为大体圆柱形。围板22关于反应堆芯6的侧面环绕反应堆芯6，且用来引导冷却剂100(示为冷却剂流26、28)向上流过位于反应堆容器52上半部的提升管24的中心，然后由于冷却剂100的自然循环向下返回至环23。在一个实施方案中，反应堆容器52的直径为约2.7米、总体高度(长度)为约13.7米。反应堆容器52可包括具有椭圆形、拱形或半球形的上端和下端的主体圆柱形形状。反应堆容器52通常处于运行压强和运行温度下。安全壳容器54是内部干燥的，并且可以在大气压下运行且具有处于或接近于水池16的温度的壁温。
安全壳容器54基本环绕着反应堆容器52，且可以提供一个干燥、空心或气体环境，即所谓的安全壳区域44。安全壳区域44可包括一份空气或其他填充气体(如氩气(Argonne)或其他惰性气体)。安全壳容器54包括紧邻安全壳区域44的内表面或内壁。安全壳区域44可以包括代替空气的一种气体或多种气体或者除了空气以外还包括一种气体或多种气体。在一个实施方案中，安全壳区域44维持在大气压或低于大气压，例如局部真空。安全壳容器中的一种或多种气体可被去除，使得反应堆容器52在安全壳区域44处于完全真空或局部真空。
正常运行时，反应堆芯6中裂变事件所产生的热能使冷却剂100加热。随着冷却剂100升温，冷却剂100变得较不稠密且倾向于上升穿过提升管24。随着冷却剂100的温度降低，冷却剂100变得比受热冷却剂相对更稠密，且进行循环围绕环23的外侧，向下流到反应堆容器52的底部，然后上升通过围板22以再次被反应堆芯6加热。该自然循环导致冷却剂100(示为冷却剂流26、28)循环通过图1的热交换器135，将热量传递至二次冷却剂(如图1中二次冷却系统130)从而进行发电。
图3示出了包括由中子反射体35环绕的反应堆芯6的动力模块组件30的一个实施方案的横截面侧视图。中子反射体35可围绕反应堆芯6的侧面部分或完全地环绕反应堆芯6。在一个实施方案中，中子反射体35的外部形状为圆柱形，内部与反应堆芯周缘相匹配。中子反射体35可以采用不锈钢制造。动力模块组件30被示出为包括喷雾器和一个或多个加热器，以有助于控制反应堆容器52内的压力。
中子反射体35可以位于反应堆罩22和反应堆芯6之间。在一个实施方案中，中子反射体35与反应堆罩22集成一体，从而使中子反射体35的外表面形成下降管(downcomer)区域的一部分。铀或其他反应堆芯材料可以通过分裂为更小的原子核进行裂变。裂变事件也会导致一些中子的释放以及以裂变产物运动、γ射线(gammas)、中子和中微子形式的能量的大量释放。中子反射体35维持了动力模块组件30的中子效率，其中在裂变事件中逃离反应堆芯6的中子被反射回至反应堆芯6。中子反射体35也吸收或慢化裂变产物(如γ射线和中子)以保护反应堆容器52免受损坏。由于吸收了一些γ射线和中子，中子反射体35趋于随着时间加热升温。
主冷却剂28流过反应堆芯6，从而变为相对较热的冷却剂TH。流出提升管24顶部的冷却剂流26被引导向下流至环，然后热冷却剂TH的热量被传递至热交换器，接着沿反应堆容器52向下再循环回到反应堆芯6。循环向上穿过反应堆芯6的冷却剂流28还用于冷却中子反射体35的表面，但由于为提高中子效率而使得中子反射体35的厚度增加，所述表面的冷却可不足以保护中子反射体35免于过加热。
图4示出了包括反应堆芯6和常规反射体45的动力模块组件的局部视图。循环经过反射体45的冷却剂流TC部分被转向，以穿过反射体45的长度而设置的竖直旁通孔40。冷却剂流TC的剩余部分流过反应堆芯6。因此，冷却剂流TC被分为两部分，包括：流过反应堆芯6的冷却剂流46和流过反射体45的旁通孔40的冷却剂流47。
与冷却剂流TC相比，无论是冷却剂流46还是冷却剂流47(分别单独看待)都包括较小的冷却剂流率(flow rate)。冷却剂流47未流过反应堆芯6。因此，流过反应堆芯6的冷却剂流TC的有效流率减小了等于冷却剂流47的量。这导致动力模块运行效率的降低，因为必须向系统提供额外的冷却剂，或者冷却剂的流率必须通过泵来增加，以弥补被转向通过反射体45的冷却剂流47。
图5示出了包括反应堆芯6和新型中子反射体50的示例性动力模块组件的局部视图。反应堆罩22绕反应堆芯6的侧面环绕反应堆芯6，以引导冷却剂TC穿过反应堆芯6。中子反射体50位于反应堆罩22和反应堆芯6之间。在一个实施方案中，中子反射体50绕反应堆芯6的侧面部分或完全地环绕反应堆芯6，以提高动力模块的中子效率。中子反射体50包括邻近于反应堆芯6的一个或多个入口IN1、IN2，其中所述一个或多个入口IN1、IN2被配置为接收冷却剂F1，所述冷却剂F1在进入所述一个或多个入口IN1、IN2之前至少流过反应堆芯6的一部分。
中子反射体50包括下端51、上端55和面向反应堆芯6的侧壁53，其中所述一个或多个入口IN1、IN2位于侧壁53中。第一入口IN1位于比第二入口IN2更低的高度。第一入口IN1被配置为接收流过反应堆芯6下部的冷却剂。第二入口IN2位于比第一入口IN1更高的高度。第二入口IN2被配置为接收流过反应堆芯6上部的冷却剂。通过将冷却剂吸入处于不同高度的入口IN1、IN2而非处于中子反射体50底部的入口，所有冷却剂被抽吸至少部分地穿过受热的反应堆芯6，而非从绕开受热的反应堆芯6流过。
通过将冷却剂抽吸穿过位于不同高度的入口，冷却剂可以立即被用来同时冷却中子反射体50的不同区域，不必等到冷却剂流过中子反射体50的全部长度。另一方面，常规的反射体优选地在冷却剂进入旁通孔(参照图4)的一点处冷却反射体的下部。然而，由于反应堆芯的轴向功率分布，事实上反射体下部可能不会经历最大量的热量生成。
在反应堆容器52中循环的冷却剂TC作为冷却剂流Fo进入反应堆芯6。在一个实施方案中，与冷却剂TC相关联的流率和与进入反应堆芯6的底部的冷却剂流Fo相关联的流率相同。部分地流过反应堆芯6的冷却剂作为冷却剂交叉流(cross-flow)F1进入所述一个或多个入口IN1、IN2。冷却剂交叉流F1在一个或多个入口IN1、IN2与一个或多个出口OUT之间行进时冷却中子反射体50。所述一个或多个出口OUT位于中子反射体50的顶表面或上端55处。冷却剂流F2经由所述一个或多个出口OUT离开中子反射体6。在一个实施方案中，与冷却剂流F2相关联的流率和与冷却剂交叉流F1相关联的流率相同。冷却剂流F2汇入从反应堆芯6离开的冷却剂流TH。在一个实施方案中，与冷却剂流Fo相关联的流率与冷却剂流F2和TH的总和相同。
在一个实施方案中，冷却剂交叉流F1作为单相液体进入所述一个或多个入口IN1、IN2。冷却剂流F2作为两相蒸汽/液体或单相蒸汽离开所述一个或多个出口OUT。离开所述一个或多个出口OUT的冷却剂流F2向提升管段24引入了空洞(voiding)，并降低了芯的高度内的有效冷却剂密度，从而提高了动力模块中的冷却剂流率。增大流率也会造成跨过反应堆芯6的温度的较小变化。所述空洞加强了穿过反应堆芯6的流动，同时也提高了蒸汽发生器区域内侧的主侧面热传递系数。
使中子反射体50中的单相或两相冷却剂含有蒸汽降低了中子的慢化量(原本会在中子反射体50内发生中子慢化)，从而提高中子反射效率。与单相液体冷却剂相比，由于蒸汽或沸腾热传递允许更高效的热移除，可以去除更少反射材料以提供对于中子反射体50的内部部分的冷却，从而提高中子反射效率或中子经济性(neutron economy)。在中子反射体50中的单相或两相冷却剂中设置蒸汽可以使中子效率进一步提高。由于与液体冷却剂相比蒸汽作为中子慢化剂的效果更差，因此在超热的单相冷却剂被抽出芯区域的过程中较少的中子被慢化。提供一个更有效的中子反射体从而增加了穿过反应堆芯6的流率，并允许动力模块在更高的运行功率下运行。
图6示出了包括水平和竖直冷却剂流通通道69的示例性中子反射体60的局部剖视图。中子反射体60可以被理解为邻近于反应堆芯6(图5)。在一个实施方案中，中子反射体60位于图5中的反应堆芯6和反应堆罩22之间。中子反射体60包括朝向反应堆芯6的多个入口端口62。中子反射体60进一步包括多个出口端口64，所述出口端口64流体连接至入口端口62，以引导一部分冷却剂F1穿过中子反射体60。入口端口62被示出位于沿侧壁63的不同高度处。
入口端口62位于中子反射体60的侧壁63上，而出口端口64位于中子反射体60的上端65上。冷却剂作为冷却剂流F2经由出口端口64离开中子反射体60。在一个实施方案中，冷却剂流F2等于冷却剂交叉流F1。入口端口62和出口端口64通过多个流通通道69流体连接。流通通道69的第一部分包括近似水平段68，而流通通道69的第二部分包括近似竖直段67。水平通道68示为与入口端口62相连，而竖直通道67示为与出口端口64相连。在一个实施方案中，提供一个可选择的、近似竖直的通道66以有助于冷却中子反射体60。所述可选择的、近似竖直的通道66从中子反射体60的下端抽吸冷却剂。
各个入口端口62之间的间距可以不同。例如，入口端口之间的第一间距Hi可以大于入口端口之间的第二间距Hn。反应堆芯6中心处或反应堆芯6中心附近的入口端口62之间的间距可小于反应堆芯6任一端处或反应堆芯6任一端附近的入口端口62之间的间距。反应堆芯6中心处或反应堆芯6附近的入口端口62的数量或密集度可以比反应堆芯6任一端处或反应堆芯6任一端附近的入口端口62的数量或密集度更大。在一个实施方案中，根据反应堆芯6的轴向功率生成图以及流体状况的不同，对入口端口的间距做出改变。在一个实施方案中，入口端口的间距被布置为匹配于中子反射体60中出现沸腾的点。沿反应堆芯6位于不同竖直位置的多个入口端口提供用于以分阶段(staged)方式冷却中子反射体60。通道直径或通道尺寸可以变化以允许更多或更少冷却剂F1流过任一入口端口62。反应堆芯6中心附近的通道尺寸可大于反应堆芯6任一端处的通道尺寸。
图7示出了包括多个倾斜或对角的冷却剂流通通道79的示例性中子反射体70的局部剖视图。倾斜的冷却剂流通通道79将位于中子反射体70侧壁73上的一个或多个入口72流体联接至位于中子反射体70的上端75中的一个或多个出口74。部分地流过反应堆6(图5)的冷却剂交叉流F1进入所述一个或多个入口72，流过倾斜的冷却剂流通通道79，并作为冷却剂流F2离开出口F2。在一个实施方案中，冷却剂流F2等于冷却剂交叉流F1。
入口端口的间距Hi、Hn可以随着入口端口72的高度而变化。倾斜的冷却剂流通通道79的高度或宽度也可以变化，以允许更多或更少的冷却剂交叉流F1流过中子反射体70的不同部分。在一个实施方案中，设置一个或多个可选的、近似竖直的通道76、78，以允许额外的冷却剂流过中子反射体70的下部。所述一个或多个近似竖直的通道76、78被示出为与所述倾斜的冷却剂流通通道79之一相连，然而它们也可替代地与位于中子反射体上端75的它们各自的出口(未示出)相连。当一个或多个可选的、近似竖直的通道76、68设置在中子反射体70中时，冷却剂交叉流F1可小于冷却剂流F2。
图8示出了包括对角和竖直冷却剂流通通道89的示例性中子反射体80的局部剖视图。冷却剂流通通道89将位于中子反射体80侧壁83中的一个或多个入口82流体联接至位于中子反射体80的上端85中的一个或多个出口84。部分地流过反应堆芯6(图5)的冷却剂交叉流F1进入一个或多个入口82，流过倾斜的冷却剂流通通道89，并作为冷却剂流F2离开出口F2。在一个实施方案中，冷却剂流F2等于冷却剂交叉流F1。
通道89的第一部分包括一个成角度或倾斜段88，然而通道89的第二部分包括近似竖直段87。水平通道88被示出为与入口端口82相连，而近似竖直的通道87被示出为与出口端口84相连。在一个实施方案中，没有通道或端口与中子反射体80的底端81相连。
中子反射体的各种实施方案可以包含任何数目的水平、竖直、倾斜、对角或以其他方式定向的通道或者水平、竖直、倾斜、对角或以其他方式定向的通道的组合，这里所示出的实施方案并不意在限制任何这样的组合。此外，入口端口的数目可不等于出口端口的数目，因为一个或多个通道可以将多个端口连接在一起。
图9示出了包括多个分层板92、94、96的示例性中子反射体90的立面立体图。图9可以被理解为一种制造或组装中子反射体的方法，其中图9示出了中子反射体90的分解图。在组装时，下板92与板94相邻且接触，而板94与上板96相邻且接触。上板96的上表面可被理解为提供了中子反射体90的上端95。下板92的下表面可被理解为提供了中子反射体90的下端91。一个或所有的板92、94、96的侧表面可形成中子反射体90的侧壁93。
中子反射体90包括多个层叠在一起的板92、94、96，其中流通通道99至少部分形成于相邻板92、94之间。流通通道99将至少一个入口端口INLET流体连接到至少一个出口端口OUTLET。流通通道99包括穿过邻近板92、94之间的近似水平通道98。近似水平通道98的上部凹进第一板(如中间板94)的下表面，其中近似水平通道98包括以第二板(如下板92)的上表面为边界的下部。中子反射体90完全组装好后，中间板94的下表面邻近于下板92的上表面。另一个通道被示出形成于中间板94和上板96之间。
在一个实施方案中，水平通道98被蚀刻在中间板件94的下表面中。在另一实施方案中，流通通道99的一部分或全部由所述板中的一个或多个加工制成。
近似水平通道98被连接至穿过中间板94的近似竖直通道97A。通道97A与上板96的通道97B对准，从而使累积的竖直通道97A、B穿过所述多个板中的两个或更多个。水平通道98连接至入口端口INLET，以及竖直通道97A、97B连接至出口端口OUTLET。在一个实施方案中，当组装为中子反射体时，水平通道98和竖直通道97A、97B被配置为将入口端口INLET流体联接至出口端口OUTLET。上板96可包括一个或多个仅穿过单个板的近似竖直的通道。
在一个实施方案中，多个板92、94、96中的至少一些板具有不同的厚度，其中入口端口之间的距离根据多个板厚度的不同而不同。例如，中间板94的厚度为Dn，而上板96的厚度为Di。在一个实施方案中，与中子反射体90上端相关联的板厚度Di大于与中子反射体90中心部分相关联的板厚度Dn。
为了阐述简单，图中示出三个板，而其他实施方案可以包括更少或更多数目的板。在一个实施方案中，中子反射体90中的板的数目近似等于水平通道的数目。在另一实施方案中，板的数目大于水平通道的数目。但在另一实施方案中，如当多个水平通道形成于任意两个相邻板之间时，此时板的数目可以比水平通道的数量少。图9中示出的结构最小化或减小与常规设计相关联的机械加工成本和材料浪费。而在一些实施方案中，水平通道被示出为槽或通道，端口可以包括圆孔。例如，圆形的入口或出口端口可以在中子反射体中或穿过中子反射体而由钻孔、机械加工或以其他方式形成。
图10示出了包括被中子反射体140环绕在其周界的反应堆芯6的动力模块组件150的局部横截面俯视图。中子反射体140包括被配置为输出部分地流过反应堆芯6的冷却剂流的多个出口端口160。中子反射体140可以包括多个子段140A、140B，它们可以在组装动力模块组件150时被组合。在一个实施方案中，多个子段140A、140B的每一个包括许多与图9中中子反射体90所示出的板相似的分层板。而在一些实施方案中，出口端口160被示出为槽或通道，端口可以包括圆孔。例如，圆形出口端口可以在中子反射体中或穿过中子反射体而由钻孔、机械加工或以其他方式形成。
图11示出了一种使用配置为接收来自反应堆芯的冷却剂流的中子反射体使冷却剂循环穿过反应堆罩的新颖方法200。所述方法200可以被理解为运用本文图1-图10中所示的各种实施方案来操作但不限于本文图1-图10中所示的各种实施方案。
操作210中，主冷却剂循环进入反应堆罩中。
操作220中，主冷却剂被分为第一部分和第二部分，其中第一部分完全流过位于反应堆罩中的反应堆芯，而第二部分在进入中子反射体的入口之前局部地流过反应堆芯。在一个实施方案中，所述入口位于中子反射体的侧壁中，其中所述侧壁面向反应堆芯。
操作230中，主冷却剂的第二部分被引导流过中子反射体。在一个实施方案中，主冷却剂的第二部分主要以单相液体、或者两相液体和蒸气的形式进入中子反射体。
操作240中，离开中子反射体的主冷却剂的第二部分与流过反应堆芯的主冷却剂的第一部分重新汇合。主冷却剂的第二部分可以在反应堆罩中与所述第一部分重新汇合，以增大主冷却剂流过反应堆芯的流率。在一个实施方案中，主冷却剂的第二部分作为两相蒸汽和液体离开中子反射体。但在另一实施方案中，主冷却剂的第二部分作为单相蒸汽离开中子反射体。
虽然本文提供的实施方案主要描述了压水式反应堆，但是本技术领域普通技术人员应明了的是，这些实施方案可以应用于如所描述的其他类型的核电系统或具有明显改型的其他类型的核电系统。例如，这些实施方案或其变体对于沸水式反应堆也是可行的。
附图的尺寸不是按比例提供的，并且在一些情况下为了示出或描述某些细节而在比例上放大了某些特征。反应堆容器中冷却剂的流率以及这里描述的其他比率和值都是仅以示例的方式提出的。其他比率和值可以通过试验确定，诸如通过构造核反应堆流体系统的全尺寸或比例模型。
已经在本发明的一个优选的实施方案中描述和示出了本发明的原理，应明了的是，在不背离这些原理的前提下可以对本发明在布置和细节上进行修改。我们要求落在所附权利要求书的主旨和范围内的所有改型和变体的权利。

Claims (21)

1.一种动力模块，包括：
反应堆芯；以及
反射体，其部分地环绕所述反应堆芯以提高该动力模块的中子效率，其中所述反射体包括邻近于所述反应堆芯的一个或多个入口，以及其中所述一个或多个入口被配置为接收在进入所述一个或多个入口前已流过至少一部分所述反应堆芯的冷却剂。
2.根据权利要求1所述的动力模块，其中所述反射体包括面向所述反应堆芯的侧壁，以及其中所述一个或多个入口位于所述侧壁中。
3.根据权利要求1所述的动力模块，其中所述反射体包括位于所述反射体上端的一个或多个出口，且其中所述一个或多个入口通过穿过所述反射体的一个或多个通道连接至所述一个或多个出口。
4.根据权利要求3所述的动力模块，其中所述一个或多个通道的第一部分连接至所述一个或多个入口且定向在近似水平方向上。
5.根据权利要求4所述的动力模块，其中所述一个或多个通道的第二部分连接至所述一个或多个出口且定向在近似竖直方向上。
6.根据权利要求1所述的动力模块，进一步包括绕所述反应堆芯侧面环绕所述反应堆芯的反应堆罩，以引导所述冷却剂穿过所述反应堆芯，其中所述反射体位于所述反应堆罩和所述反应堆芯之间。
7.根据权利要求1所述的动力模块，其中所述一个或多个入口包括多个位于不同高度的入口。
8.根据权利要求7所述的动力模块，其中位于较低高度的第一入口被配置为接收流过反应堆芯下部的冷却剂，且其中位于较高高度的第二入口被配置为接收流过反应堆芯上部的冷却剂。
9.一种核反应堆模块，包括：
反应堆芯；
反应堆罩，其绕所述反应堆芯的侧面环绕所述反应堆芯，其中所述反应堆罩被配置为引导冷却剂流过所述反应堆芯；以及
中子反射体，其位于所述反应堆芯和所述反应堆罩之间，其中所述中子反射体包括面向所述反应堆芯的多个入口，且其中所述中子反射体进一步包括多个出口端口，所述多个出口端口流体连接至所述入口端口，以引导所述冷却剂的一部分穿过所述中子反射体。
10.根据权利要求9所述的核反应堆模块，其中所述中子反射体包括层叠在一起的多个板，其中在所述中子反射体的相邻板之间形成通道，且其中所述通道将至少一个所述入口端口流体连接到至少一个所述出口端口。
11.根据权利要求10所述的核反应堆模块，其中所述通道包括穿过所述相邻板之间的近似水平的通道。
12.根据权利要求11所述的核反应堆模块，其中所述通道包括凹进第一板的下表面的上部，其中所述通道包括由第二板的上表面界定的下部，且其中所述第一板的下表面邻近于所述第二板的上表面。
13.根据权利要求11所述的核反应堆模块，其中所述近似水平的通道连接至穿过所述多个板中的两个或更多个的近似竖直的通道。
14.根据权利要求13所述的核反应堆模块，其中所述水平的通道连接至所述入口端口之一，且其中所述竖直的通道连接至所述出口端口之一。
15.根据权利要求10所述的核反应堆模块，其中所述多个通道包括一个或多个倾斜通道。
16.根据权利要求10所述的核反应堆模块，其中所述多个板的至少一些具有不同的厚度，且其中入口端口之间的距离根据所述多个板的厚度不同而不同。
17.一种方法，包括：
使主冷却剂循环进入反应堆罩；
将所述主冷却剂分为第一部分和第二部分，其中所述第一部分完全流过位于所述反应堆罩中的反应堆芯，而所述第二部分在进入中子反射体的入口之前局部地流过所述反应堆芯；以及
引导所述主冷却剂的第二部分穿过所述中子反射体。
18.根据权利要求17所述的方法，进一步包括：
将离开所述中子反射体的所述主冷却剂的第二部分和流过所述反应堆芯的所述主冷却剂的第一部分重新汇合。
19.根据权利要求18所述的方法，其中所述主冷却剂的第二部分在所述反应堆罩中与所述第一部分重新汇合，以增加所述主冷却剂流过所述反应堆芯的流率。
20.根据权利要求18所述的方法，其中所述主冷却剂的第二部分主要作为单相液体进入所述中子反射体，且其中所述主冷却剂的第二部分作为两相蒸汽和液体离开所述中子反射体。
21.根据权利要求17所述的方法，其中所述入口位于所述中子反射体的侧壁中，且其中所述侧壁面向所述反应堆芯。
CN200980154700.3A 2008-11-17 2009-11-17 具有集成式流通道的反应堆容器反射体 Active CN102282627B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/272,215 2008-11-17
US12/272,215 US8472581B2 (en) 2008-11-17 2008-11-17 Reactor vessel reflector with integrated flow-through
PCT/US2009/064839 WO2010057205A1 (en) 2008-11-17 2009-11-17 Reactor vessel reflector with integrate flow-through

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102282627A true CN102282627A (zh) 2011-12-14
CN102282627B CN102282627B (zh) 2015-03-25

Family

ID=41693102

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN200980154700.3A Active CN102282627B (zh) 2008-11-17 2009-11-17 具有集成式流通道的反应堆容器反射体

Country Status (9)

Country Link
US (2) US8472581B2 (zh)
EP (2) EP2571028B1 (zh)
JP (1) JP5730209B2 (zh)
KR (1) KR101437481B1 (zh)
CN (1) CN102282627B (zh)
CA (1) CA2745574C (zh)
ES (2) ES2524719T3 (zh)
PL (2) PL2571028T3 (zh)
WO (1) WO2010057205A1 (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105210152A (zh) * 2013-03-14 2015-12-30 西屋电气有限责任公司 用于非能动冷却核电站冷却剂存储器的设备
CN105247621A (zh) * 2013-03-15 2016-01-13 纽斯高动力有限责任公司 支撑核燃料组件
CN105849817A (zh) * 2013-12-10 2016-08-10 阿科姆工程合资(控股)公司 一种快中子反应堆及一种快中子反应堆的中子反射层组件

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5202206B2 (ja) * 2008-09-18 2013-06-05 株式会社東芝 高速炉の反射体システム
US20110283701A1 (en) * 2011-08-07 2011-11-24 Shahriar Eftekharzadeh Self Powered Cooling
US9959944B2 (en) 2012-04-12 2018-05-01 Bwxt Mpower, Inc. Self-supporting radial neutron reflector
WO2014113115A2 (en) * 2012-10-25 2014-07-24 Smr Inventec, Llc Nuclear power generation system
US20160329113A1 (en) * 2013-12-06 2016-11-10 Stc.Unm SLIMM-Scalable Liquid Metal Cooled Small Modular Reactor
RU2578590C1 (ru) * 2015-04-08 2016-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
RU2600457C1 (ru) * 2015-07-20 2016-10-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Блок бокового отражателя ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
WO2018071081A2 (en) * 2016-07-15 2018-04-19 Elysium Industries Ltd. Fuel-cooled neutron reflector
KR101921511B1 (ko) * 2016-12-09 2018-11-26 한국수력원자력 주식회사 가압 경수형 원자로의 중성자반사체
US10755826B2 (en) 2017-11-10 2020-08-25 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, rotational, and thermal energy
US11421589B1 (en) 2021-05-18 2022-08-23 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3297538A (en) * 1962-08-04 1967-01-10 Oesterr Studien Atomenergie Nuclear reactors
US4701299A (en) * 1983-01-12 1987-10-20 Framatome & Cie Modular lining for adapting the containment to the core of a pressurized water nuclear reactor
JP2003114292A (ja) * 2001-10-02 2003-04-18 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 中性子反射体

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1021515B (de) 1955-07-08 1957-12-27 Gen Electric Kernreaktor
US3599589A (en) 1967-12-29 1971-08-17 Mc Donnell Douglas Corp Earthquake-resistant nuclear reactor station
US3865688A (en) 1970-08-05 1975-02-11 Frank W Kleimola Passive containment system
BE792501A (fr) 1971-12-22 1973-03-30 Walbroehl H T Procede et coffrage pour la realisation du revetement en beton de galeries, tunnels, puits, etc.
JPS5627696B2 (zh) 1972-04-21 1981-06-26
FR2274994A1 (fr) * 1974-06-11 1976-01-09 Commissariat Energie Atomique Structure de supportage de la protection neutronique laterale du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2300253A1 (fr) * 1975-02-06 1976-09-03 Commissariat Energie Atomique Dispositif
JPS5627696A (en) * 1979-08-15 1981-03-18 Tokyo Shibaura Electric Co Incore neutron shielding body
US4731220A (en) * 1985-08-14 1988-03-15 Westinghouse Electric Corp. Neutron reflector
JPS6269197A (ja) * 1985-09-24 1987-03-30 三菱原子力工業株式会社 高速増殖炉用の中性子遮蔽体
JPS63229390A (ja) 1987-03-18 1988-09-26 株式会社日立製作所 原子炉
JPH0715503B2 (ja) * 1989-02-07 1995-02-22 動力炉・核燃料開発事業団 液体金属冷却高速炉
US5276720A (en) 1992-11-02 1994-01-04 General Electric Company Emergency cooling system and method
JP3342183B2 (ja) * 1994-06-29 2002-11-05 三菱重工業株式会社 原子炉の半径方向中性子反射体構造
US6795518B1 (en) 2001-03-09 2004-09-21 Westinghouse Electric Company Llc Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
US8064564B2 (en) 2007-12-04 2011-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Neutron shielding panels for reactor pressure vessels

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3297538A (en) * 1962-08-04 1967-01-10 Oesterr Studien Atomenergie Nuclear reactors
US4701299A (en) * 1983-01-12 1987-10-20 Framatome & Cie Modular lining for adapting the containment to the core of a pressurized water nuclear reactor
JP2003114292A (ja) * 2001-10-02 2003-04-18 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 中性子反射体

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105210152A (zh) * 2013-03-14 2015-12-30 西屋电气有限责任公司 用于非能动冷却核电站冷却剂存储器的设备
US10872706B2 (en) 2013-03-14 2020-12-22 Westinghouse Electric Company Llc Apparatus for passively cooling a nuclear plant coolant reservoir
CN105247621A (zh) * 2013-03-15 2016-01-13 纽斯高动力有限责任公司 支撑核燃料组件
CN105849817A (zh) * 2013-12-10 2016-08-10 阿科姆工程合资(控股)公司 一种快中子反应堆及一种快中子反应堆的中子反射层组件

Also Published As

Publication number Publication date
US20200090823A1 (en) 2020-03-19
EP2571028A1 (en) 2013-03-20
PL2366183T3 (pl) 2014-02-28
KR20110105375A (ko) 2011-09-26
KR101437481B1 (ko) 2014-09-03
US8472581B2 (en) 2013-06-25
CA2745574C (en) 2015-06-16
EP2366183B1 (en) 2013-06-26
EP2571028B1 (en) 2014-09-17
PL2571028T3 (pl) 2015-03-31
US10636529B2 (en) 2020-04-28
US20100124306A1 (en) 2010-05-20
JP2012509467A (ja) 2012-04-19
ES2434773T3 (es) 2013-12-17
JP5730209B2 (ja) 2015-06-03
ES2524719T3 (es) 2014-12-11
EP2366183A1 (en) 2011-09-21
CN102282627B (zh) 2015-03-25
CA2745574A1 (en) 2010-05-20
WO2010057205A1 (en) 2010-05-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102282627B (zh) 具有集成式流通道的反应堆容器反射体
KR101366218B1 (ko) 원자로 및 원자로의 반응로 코어 냉각 방법
US8971477B2 (en) Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
CN101999149B (zh) 用于核反应堆的被动应急给水系统
JP4786616B2 (ja) 原子炉
US9478317B2 (en) Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors
CN102789822A (zh) 具有提供压力和流动控制的容器上段的压水反应堆
CN108766592A (zh) 一种闪蒸驱动的全自然循环一体化压水堆
JPH0727053B2 (ja) 沸騰水型原子炉用の気水分離系
JPH02268294A (ja) 食違い形チムニーを具備した沸騰水型原子炉系
US5857006A (en) Chimney for enhancing flow of coolant water in natural circulation boiling water reactor
JPH04231897A (ja) 気水分離系を改良した沸騰水型原子炉
CN113990535B (zh) 一种一体化熔盐堆换热器及其非能动余热排出系统
KR102485225B1 (ko) 원자로
EP0418072A1 (en) Vapor generating reactor system
OHTSUKA et al. J. YAMASHITA

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C53 Correction of patent of invention or patent application
CB02 Change of applicant information

Address after: ohio

Applicant after: Nuscale Power LLC

Address before: ohio

Applicant before: Nuscale Power Inc.

COR Change of bibliographic data

Free format text: CORRECT: APPLICANT; FROM: HIGH POWER CO., VILNIUS TO: NUSCALE POWER LLC

C53 Correction of patent of invention or patent application
CB02 Change of applicant information

Address after: oregon

Applicant after: Nuscale Power LLC

Address before: ohio

Applicant before: Nuscale Power LLC

C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant