CN103208317A - 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆 - Google Patents

具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN103208317A
CN103208317A CN2012105320168A CN201210532016A CN103208317A CN 103208317 A CN103208317 A CN 103208317A CN 2012105320168 A CN2012105320168 A CN 2012105320168A CN 201210532016 A CN201210532016 A CN 201210532016A CN 103208317 A CN103208317 A CN 103208317A
Authority
CN
China
Prior art keywords
steam generator
chamber
coolant
generator chamber
equipment
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.)
Pending
Application number
CN2012105320168A
Other languages
English (en)
Inventor
B·E·宾汉姆
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.)
BWXT Nuclear Energy Inc
Original Assignee
Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
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 Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc filed Critical Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
Publication of CN103208317A publication Critical patent/CN103208317A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/023—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers with heating tubes, for nuclear reactors as far as they are not classified, according to a specified heating fluid, in another group
    • 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
    • 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
    • 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
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

压水反应堆（PWR）包括：压力容器，该压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，该蒸汽发生器腔室间设在上腔室和下腔室之间并包含二次冷却剂；核反应堆堆芯，包含裂变材料的核反应堆堆芯设置在下腔室内；一个或多个上升器，上升器设置成将主冷却剂从核反应堆堆芯向上传送到上腔室；以及多根管子，这些管子经过蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从上腔室向下传送到下腔室。蒸汽分离器可操作地连接到蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离。

Description

具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆
背景技术
以下涉及核反应堆技术、核发电技术、核安全技术以及相关技术。
传统的压水反应堆（PWR）包括圆筒形压力容器，该压力容器包括含有裂变材料的核反应堆堆芯。核反应堆堆芯位于充注有主冷却水的、压力容器底部附近。在运行期间，反应堆堆芯对主冷却水加热，且经加热的水趋于上升。位于反应堆堆芯上方并同轴地位于压力容器内的圆筒形中央上升器将上升的经加热的水传送到压力容器的顶部附近，在压力容器的顶部处，经加热的水排出，并向下流回经过“下降（下水）”环腔，以实现主冷却剂流回路，而该环腔限定于中央上升器和圆筒形压力容器的内壁之间。这种主冷却剂循环可由反应堆堆芯产生的热量驱动地自然发生（即，自然循环）。此外或替代地，可设有成组的反应堆冷却剂泵来辅助或驱动主冷却剂循环。
在传统的PWR中，主冷却剂经管路从压力容器排出，并进入外部蒸汽发生器内。此蒸汽发生器是换热器，在此换热器中，经管路的主冷却剂用作加热二次冷却水的热源，该二次冷却水流经蒸汽发生器内的二次冷却剂流路。通常，两个或更多个外部蒸汽发生器并联运行，以提供一定冗余级别。
一体式PWR是蒸汽发生器位于压力容器内的设计变型。通常，蒸汽发生器是设置在下降环腔内的环状件（或成组的蒸汽发生器形成环状组件）。向下流经下降环腔的主冷却剂用作热源，而二次冷却剂流入压力容器内，并向上流经蒸汽发生器以去除热能。蒸汽发生器通常具有管壳式构造，其中，管子组件由壳体所围绕。在一些这种构造中，主冷却剂向下流经管子（即“管侧”），而二次冷却剂向上流过壳体（即“壳体侧”）。或者，向下的主冷却剂流可以在壳体侧，而向上的二次冷却剂流可以在管侧。管子可具有各种几何形状，诸如平直的垂直管，或绕在中央上升器周围的螺旋管，等等。采用螺旋形蒸汽发生器管的一体式PWR设计在2010年12月16日公开的、Thome等人的美国公开第2010/0316181A1号的“Integral HelicalCoil Pressurized WaterNuclear Reactor（一体式螺旋线圈压水核反应堆）”中描述，该专利申请的全部内容以参见的方式纳入本文。
在一些一体式PWR设计中，蒸汽发生器输出直接适于驱动涡轮机或其它蒸汽驱动的机械的单相干蒸汽。或者，如果蒸汽发生器输出湿蒸汽或蒸汽水混合物，则这些蒸汽可以在外部蒸汽鼓筒内进行干燥。参见，例如2011年7月4-8日在奥地利维也纳的国际原子能代理机构的召开的关于近期发展的先进核反应堆技术的地区间研习会上Shulyak提出的“WestinghouseSmall Modular Reactor Development Overview（西屋小模块反应堆发展概况）”。
发明内容
在本发明的一个方面，压水反应堆（PWR）包括：压力容器，该压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，该蒸汽发生器腔室间设在上腔室和下腔室之间并包含二次冷却剂；核反应堆堆芯，包含裂变材料的核反应堆堆芯设置在下腔室内；一个或多个上升器，上升器设置成将主冷却剂从核反应堆堆芯向上传送到上腔室；以及多根管子，这些管子经过蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从上腔室向下传送到下腔室。蒸汽分离器可操作地连接到蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离。
在本发明的另一方面，压水反应堆（PWR）包括：压力容器，该压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，该蒸汽发生器腔室间设在上腔室和下腔室之间并包含二次冷却剂；核反应堆堆芯，包含裂变材料的核反应堆堆芯设置在下腔室内；一个或多个上升器，上升器设置成将主冷却剂从核反应堆堆芯向上传送到上腔室；以及多根管子，这些管子经过蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从上腔室向下传送到下腔室。蒸汽分离器可操作地连接到蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离。没有构造成使二次冷却剂在蒸汽发生器腔室和蒸汽分离器之间主动地循环的泵。
在本发明的又一方面，压水反应堆（PWR）包括：压力容器，该压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，该蒸汽发生器腔室间设在上腔室和下腔室之间并包含二次冷却剂；核反应堆堆芯，包含裂变材料的核反应堆堆芯设置在下腔室内；一个或多个上升器，上升器设置成将主冷却剂从核反应堆堆芯向上传送到上腔室；以及多根管子，这些管子经过蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从上腔室向下传送到下腔室。蒸汽分离器可操作地连接到蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离。蒸汽发生器腔室不包括或不包含设置成沿定义的流路来传送二次冷却剂的管道。例如，蒸汽发生器腔室不包括或不包含管壳式蒸汽发生器，在此管壳式蒸汽发生器内，主冷却剂和二次冷却剂中的一个在管壳式蒸汽发生器的管子内沿一个方向流动，而主冷却剂和二次冷却剂中的另一个在管壳式蒸汽发生器的壳体内沿相反方向流动。
在本发明的另一方面，压水反应堆（PWR）包括：压力容器，该压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，该蒸汽发生器腔室间设在所述上腔室和所述下腔室之间并包含二次冷却剂；核反应堆堆芯，包含裂变材料的核反应堆堆芯设置在下腔室内；多个上升管，所述上升管经过所述蒸汽发生器腔室的内侧圆筒形区域，并设置成将主冷却剂从所述核反应堆堆芯向上传送到所述上腔室；以及多根管子，所述管子设置成将主冷却剂从所述上腔室向下传送到所述下腔室，其中，所述管子经过所述蒸汽发生器腔室的外侧环形区域，该外侧环形区域围绕所述蒸汽发生器腔室的内侧圆筒形区域。蒸汽分离器可操作地连接到蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离。
附图说明
本发明可采用各种部件和部件的结构，以及各种工艺操作和工艺操作的安排。附图仅是为了示出较佳实施例的目的，而不应解释为限制本发明。
图1和2示意地示出文中所述的两个说明性压水反应堆（PWR）设计的示意侧向剖视图。
较佳实施例的详细描述
参照图1，压水反应堆（PWR）类型10的说明性核反应堆包括压力容器12，该压力容器在说明性实施例中是垂直安装的圆筒形容器。（应注意到如文中所用，术语“圆筒形”不需要是数学上精确的圆筒形，而是允许诸如沿圆筒形轴线的长度的直径变化之类的偏差，包括容器贯穿件或其它局部特征等）。核反应堆堆芯14布置在压力容器12的下部。反应堆堆芯14包括大量裂变材料，诸如包含在合适基质材料中、浓缩在易裂变同位素235U中的二氧化铀（UO2）的材料。在典型的构造中，裂变材料布置为设置在堆芯篮中的“燃料棒”。压力容器12包含处于过冷状态的主冷却水（通常是轻水，即H2O，但也可考虑重水，即D2O）。中空圆筒形中央上升器16同心地设置在圆筒形压力容器12内，以将由放射性核反应堆堆芯14加热的主冷却剂大致向上通过通道。
示意性的PWR10包括由压力容器12的顶部和挡板22限定的内部稳压器容积20。挡板22提供挡板22上方的稳压器容积20与压力容器12容积的、设置在挡板22下方的其余部分之间的受限流体连通。在合适的实施例中，挡板22是跨越压力容器12直径的钢板，且通过诸如波动管线24和通气管26的狭窄通道来提供受限流体连通。在PWR10的正常运行期间，稳压器容积20包含填充容积20的一些但不是全部的蒸汽泡，且此蒸汽泡的压力通过诸如加热器（以对蒸汽泡加热以增大压力）和喷淋器（将冷蒸汽或水喷入蒸汽泡以降低压力）之类的压力控制装置（未示出）来调节。蒸汽泡的受控压力经由通道24、26传递到挡板22下方的压力容器12的下部（操作）容积。代替如所示的一体式稳压，可设想采用经由合适的管道与压力容器12连接的、单独的外部稳压器。
PWR10包括现有技术中已知、但未示出的其它部件，诸如支承压力容器12内的反应堆堆芯14的“篮状件”或其它结构、通过控制棒驱动机构（CRDM）选择性地插入反应堆堆芯14以控制核链反应的中子吸收控制棒、各种隔热件和/或放射屏蔽件等。这些各种部件可不同地设置在压力容器内部或外部。例如，CRDM可以如通常情况那样在外部，或者可如2010年12月16日公开的美国公开第2010/0316177A1号的Stambaugh等人的“Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor（用于核反应堆的控制棒驱动机构）”中所述那样位于压力容器内部，该申请的全部内容以参见方式纳入本文；以及如2010年12月16日公开的国际公开WO2010/144563A1的Stambaugh等人的“Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor”（用于核反应堆的控制棒驱动机构）中所述那样位于压力容器内部，该申请的全部内容以参见方式纳入本文。
压力容器12被分成包含主冷却剂的上腔室30以及包含主冷却剂流体和核反应堆堆芯14的下腔室32。上腔室30位于挡板22下方，以使挡板22描绘出稳压器容积20和上腔室30之间的边界。中空圆筒形中央上升器16设置成将来自下腔室32内的核反应堆堆芯14的主冷却剂向上传送到上腔室30。此外，蒸汽发生器腔室34间设在上腔室30和下腔室32之间。在图1的实施例中，蒸汽发生器腔室34是包围或围绕中空的圆筒形上升器16的蒸汽发生器环腔34。蒸汽发生器腔室34包含二次冷却剂（由图1中的断面线示意地指出）。
主冷却剂回路由经过蒸汽发生器腔室34的多根管子36来完成。管子36设置成将主冷却剂从上腔室30向下传送到下腔室32。在合适的结构中，上环形管板40与管子36的上端部连接，并限定上腔室30和蒸汽发生器腔室34之间的边界，而下环形管板42与管子36的下端部连接，并限定下腔室32和蒸汽发生器腔室34之间的边界。因此，从反应堆堆芯14起，主冷却剂向上流经中空圆筒形中央上升器16、从而在顶部排出到上腔室30、进入上管板40、并向下流经管子36，从而从下管板42流出回到下腔室32，在下腔室32内主冷却剂再次从下方进入反应堆堆芯14。主冷却剂流可由自然循环来驱动，即，由反应堆堆芯14产生的热量所驱动的对流流动。此外或替代地，可设有反应堆冷却剂泵（未示出）来主动地辅助或驱动主冷却剂循环。如果设置的话，这种反应堆冷却剂泵可在主冷却剂回路的基本上任何点处接入，并可以是整个在内部的泵（即，在压力容器12内部），或可以是屏蔽泵（canned pump），这些泵具有压力容器12外部的马达定子和设置在压力容器12内以与主冷却剂配合的叶轮。后一种类型的设计可采用湿转子或干转子。
蒸汽发生器如下运行：蒸汽发生器腔室34内的二次冷却剂通过向下流经管子36的主冷却剂来加热，以使蒸汽发生器腔室34包含作为蒸汽/水混合物的二次冷却剂。蒸汽具有低密度和自然倾向于朝向蒸汽发生器腔室34的顶部上升。蒸汽出口44（在一些实施例中为包围压力容器12的出口环腔）以及蒸汽管道46将“湿”蒸汽（即，蒸汽和水的混合物）传送到蒸汽分离器50（在本领域中有时也被称为“蒸汽鼓筒”），该蒸汽分离器使干蒸汽与水相分离。蒸汽分离器50可采用基本上任何类型的蒸汽/水相分离机构，诸如旋风分离器和蒸汽干燥器（未示出）的组合。所得的干蒸汽作为有用的蒸汽输出物52输出，该蒸汽输出物例如可以被输入到核发电厂的涡轮机内。相分离的水（即，液相）通过排水管道54和给水入口56（该入口在一些实施例中是包围压力容器12的入口环腔）返回到蒸汽发生器腔室34。此外，蒸汽输出物52重新冷凝，并在补充回水装置处58返回到排水管道54内（或者替代地直接返回到蒸汽发生器腔室34内）。通常，补充水包括重新冷凝的蒸汽以及一些添加的水，以补充在涡轮机或二次冷却剂回路中的其它地方损失的任何水量，该二次冷却剂回路从蒸汽输出物52延伸到补充回水装置58。
公开的蒸汽发生器与传统的管壳式蒸汽发生器不同，传统的管壳式蒸汽发生器通常用作一体式PWR的内部蒸汽发生器。在管壳式蒸汽发生器中，主冷却剂在管壳式蒸汽发生器的管子内沿第一方向（向下）流动，而二次冷却剂在管壳式蒸汽发生器的壳体内沿相反的第二方向（向上）流动。（或者，二次冷却剂可在管壳式蒸汽发生器的管子内向上流动，而主冷却剂可在管壳式蒸汽发生器的壳体内向下流动）。传统的管壳式蒸汽发生器依赖于存在用于二次冷却剂的限定的管侧或壳体侧流路，并至此需要主动泵送来驱动二次冷却剂流经管子或壳体。
与此相反，随着通过结合（湿）蒸汽与水相比的浮力的、蒸汽分离器50相对于蒸汽发生器腔室34的提升驱动的循环，图1的蒸汽发生器以自然循环模式适当地运行。在此情况下，没有构造成使二次冷却剂在蒸汽发生器腔室和蒸汽分离器之间主动地循环的泵。（尽管二次冷却剂循环可自然地发生，但可设想通过采用在图1中以虚线示意地示出的二次冷却剂泵60来加强循环）。蒸汽发生器腔室34不包括或不包含设置成沿限定的流路来传送二次冷却剂的管道。（与此相反，管壳式蒸汽发生器采用管子或壳体来沿定义的流路传送二次冷却剂，而二次冷却剂通常是主冷却剂流的逆流）。蒸汽发生器腔室34不限定二次冷却剂流路。而是，二次冷却剂仅限制成留在蒸汽发生器腔室34内，并且二次冷却剂的任何流动型式通过由于温度变化而造成的对流、而不是通过任何管道或其它限定的流路来驱动。
在一些实施例中，蒸汽发生器腔室34包括不分段的单个环腔。或者，蒸汽发生器腔室34可分成两个或更多个部段。例如，图1示出两个蒸汽分离器50，这样，蒸汽发生器腔室34可以选择性地分成两个部段，每个部段包括半个环腔，并与两个蒸汽分离器50中的对应一个连接。（或者，两个蒸汽分离器50可与不分段的单个全环形蒸汽发生器腔室34连接）。蒸汽发生器腔室34的任何分段应限制成使各个部段不小到限定影响二次冷却剂的自然循环的窄流路。例如，在一些实施例中，蒸汽发生器腔室是(1)未分段的单个容积或(2)分成N个部段，其中，N是2与6之间并包括2、6的整数。（假定均匀地分段，六个部段仍使每个部段包围蒸汽发生器腔室34的大小相当的60°弧度）。在蒸汽发生器腔室34分段的实施例中，每个部段应与至少一个蒸汽分离器可操作地连接。
参照图2，压水反应堆（PWR）类型100的核反应堆的示意变型包括图1的PWR10的大多数部件。这些部件在图2中用与图1中相同的附图标记来指出，并且在此不赘述对它们的说明。图2的PWR100与图1的PWR10的不同之处在于，图1的单个中空圆筒形中央上升器16被图2的实施例中的多个上升管116代替。在略去中央上升器16的情况下，包括环形容积的蒸汽发生器腔室34、即环腔变成包括圆筒形容积的蒸汽发生器腔室134。上升管116经过蒸汽发生器腔室134的内侧圆筒形区域，并设置成将主冷却剂从核反应堆堆芯14向上传送到上腔室30（由此，执行与图1的实施例的单个中空圆筒形中央上升器16相同的主冷却剂流功能）。如图1的实施例中那样，管子36设置成将主冷却剂从上腔室30向下传送到下腔室32。管子36经过蒸汽发生器腔室134的外侧环形区域，该外侧环形区域围绕蒸汽发生器腔室134的内侧圆筒形区域。换言之，蒸汽发生器腔室134包括单个连接的容积，上升管116和管子36两者均穿过该容积，且管子36设置成将主冷却剂从上腔室传送到下腔室。
在一些实施例中，图1的实施例的环形管板40、42变成圆形的管板140、142。上管板140与管子36的上端部以及上升管116的上端部连接，而上管板140限定上腔室30和蒸汽发生器腔室134之间的边界。下管板142与管子36的下端部以及上升管116的下端部连接，而下管板142限定下腔室32和蒸汽发生器腔室134之间的边界。注意到上管板140用作管子36的入口，但用作上升管116的排出口。相似地，注意到下管板142用作管子36的排出口，但用作上升管116的入口。
在一些实施例中，上升管116和管子36都具有相同的横截面，并且在一些实施例中，管子36和上升管116大致相同（即，相同的内直径、相同的外直径、相同的材料等）。然而，上升管116承载主冷却剂回路的“热段”，而管子36承载主冷却剂回路的“冷段”。尽管热段和冷段之间的温度差相对较小，但温度差会大到足以在操作温度下产生可能有问题的热膨胀差异。为了在一些实施例中在25摄氏度（即，约室温）下进行补偿，上升管116内的张力大于管子36内的张力。此室温下的张力差选定成在操作温度下，上升管116和管子36内的张力大致相等。
图2的蒸汽发生器的操作基本上类似于图1的蒸汽发生器的操作。蒸汽发生器腔室134内的二次冷却剂通过向下流经管子36的主冷却剂而加热。在图2的实施例中，还通过向上流经上升管116的主冷却剂来提供加热。由于这种加热，蒸汽发生器腔室134包含二次冷却剂作为蒸汽/水混合物。蒸汽往往向蒸汽发生器腔室134的顶部上升，且环形蒸汽出口44和蒸汽管道46将湿蒸汽传送到蒸汽分离器50，该蒸汽分离器产生有用的蒸汽输出物52，并将相分离的水经由排水管道54和环形给水入口56返回到蒸汽发生器腔室134。此外，蒸汽输出物52重新冷凝，并作为补充水58返回。图2的实施例的蒸汽发生器预计比图1的蒸汽发生器更有效，这是因为由上升管116提供的附加加热。二次冷却剂循环可以是受控于蒸汽分离器50相对于蒸汽发生器腔室134的提升的自然循环。然而，还可设想包括辅助的主动泵60（以虚线示出）。
图2的实施例中的主冷却剂流回路基本上类似于图1的实施例中的主冷却剂流回路，除了热段经过图2中的上升管116、而不是经过图1中的单个中央上升器16。在上腔室30内，可选地包含合适的流动引导件150，以确保上管板140的作为上升管116的排出口操作的开口与作为管子36的入口操作的开口分离。相似地，罩盖152确保下管板142的作为上升管116的入口操作的开口与作为管子36的排出口操作的开口分离。在示意性的图2中，罩盖152具有中空环形构造，并还围绕反应堆堆芯14。
未示出核反应堆的其余部件，诸如构造成包含在事故的情况下从压力容器内逸出的放射性蒸汽的包容结构、外部涡轮机（在核发电厂的情况下）等。通常，包容结构将包含压力容器12和蒸汽分离器50。
参照示意性的实施例10、110描述的公开的一体式PWR系统相对于多种传统系统具有一定优点，传统系统通常采用设置在中央上升器和圆筒形压力容器的内壁之间的下降环腔内的管壳式蒸汽发生器。由于取消了限定二次冷却剂流经的管道，文中公开的蒸汽发生器预计减小管质量40-50％。这减少成本，并具有辅助益处，诸如在加燃料期间所要移动的质量减少（并因此简化加燃料），更高的二次冷却剂存量（由于整个蒸汽发生器腔室34、134基本上由二次冷却剂填充，而不是仅填充管壳蒸汽发生器的管子或壳体）等等。此外，如果蒸汽分离器50位于包容结构内部，则通过关闭蒸汽出口52和返回装置58的阀门，限定自然循环应急堆芯冷却系统（ECCS）部件。（换言之，封闭的自然循环蒸汽发生器可用于辅助去除残余热量）。图2的实施例还可通过取消较大的中空圆筒形中央上升器16减小制造成本，并通过对上升管116和管子36采用相同的管件来加强部件的可互换性。
已说明和描述较佳实施例。显然，在阅读和理解前述详细说明书后会有各种修改和变型。意指本发明诠释为包括迄今为止的所有修改和变型，只要这些修改和变型在所附权利要求及其等同物的范围内。

Claims (20)

1.一种设备，包括：
压水反应堆，所述压水反应堆包括：
压力容器，所述压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，所述蒸汽发生器腔室设在所述上腔室和所述下腔室之间并包含二次冷却剂；
核反应堆堆芯，包含裂变材料的所述核反应堆堆芯设置在所述下腔室内；
一个或多个上升器，所述上升器设置成将主冷却剂从所述核反应堆堆芯向上传送到所述上腔室；以及
多根管子，所述管子经过所述蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从所述上腔室向下传送到所述下腔室；以及
蒸汽分离器，所述蒸汽分离器可操作地连接到所述蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离。
2.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述一个或多个上升器包括：
设置在所述压力容器内的中空圆筒形中央上升器；
所述蒸汽发生器腔室包括包围所述中空圆筒形中央上升器的蒸汽发生器环腔。
3.如权利要求1所述的设备，其特征在于，还包括：
上环形管板，所述上环形管板与所述管子的上端部连接，并限定所述上腔室和所述蒸汽发生器腔室之间的边界；以及
下环形管板，所述下环形管板与所述管子的下端部连接，并限定所述下腔室和所述蒸汽发生器腔室之间的边界。
4.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述一个或多个上升器包括：
经过所述蒸汽发生器腔室的多个上升管；
所述上升管在所述多根管子内侧并由所述多根管子围绕，所述多根管子经过所述蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从所述上腔室向下传送到所述下腔室。
5.如权利要求4所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室包括单个连接的容积，所述上升管和设置成将主冷却剂从所述上腔室传送到所述下腔室的所述管子均穿过所述单个连接的容积。
6.如权利要求4所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室包括圆筒形容积，所述上升管和设置成将主冷却剂从所述上腔室传送到所述下腔室的所述管子均穿过所述圆筒形容积。
7.如权利要求4所述的设备，其特征在于，所述上升管具有与所述管子相同的横截面，所述管子设置成将主冷却剂从所述上腔室传送到所述下腔室。
8.如权利要求4所述的设备，其特征在于，还包括：
上管板，所述上管板与所述管子的上端部以及所述上升管的上端部连接，而所述上管板限定所述上腔室和所述蒸汽发生器腔室之间的边界；以及
下管板，所述下管板与所述管子的下端部以及所述上升管的下端部连接，而所述下管板限定所述下腔室和所述蒸汽发生器腔室之间的边界。
9.如权利要求8所述的设备，其特征在于，在25摄氏度，所述上升管内的张力大于所述管子内的张力。
10.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室包含二次冷却剂作为蒸汽/水混合物。
11.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室不限定二次冷却剂流路。
12.如权利要求1所述的设备，其特征在于，没有可操作地设置在所述蒸汽发生器腔室和所述蒸汽分离器之间的泵，且所述蒸汽发生器腔室和所述蒸汽分离器构造成使所述二次冷却剂通过自然循环来循环。
13.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室是不分段的单个容积。
14.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室的外环形壁包括所述压力容器的内壁。
15.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室是(1)未分段的单个容积或(2)分成N个部段，其中，N是2与6之间并包括2、6的整数。
16.如权利要求1所述的设备，其特征在于，还包括：
包容结构，所述包容结构包含所述压力容器和所述蒸汽分离器，所述包容结构构造成包含从所述压力容器逸出的放射性蒸汽。
17.一种设备，包括：
压水反应堆，所述压水反应堆包括：
压力容器，所述压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，所述蒸汽发生器腔室间设在所述上腔室和所述下腔室之间并包含二次冷却剂；
核反应堆堆芯，包含裂变材料的所述核反应堆堆芯设置在所述下腔室内；
一个或多个上升器，所述上升器设置成将主冷却剂从所述核反应堆堆芯向上传送到所述上腔室；以及
多根管子，所述管子经过所述蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从所述上腔室向下传送到所述下腔室；以及
蒸汽分离器，所述蒸汽分离器可操作地连接到所述蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离；
其中，没有构造成使二次冷却剂在所述蒸汽发生器腔室和所述蒸汽分离器之间主动循环的泵。
18.一种设备，包括：
压水反应堆，所述压水反应堆包括：
压力容器，所述压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，所述蒸汽发生器腔室间设在所述上腔室和所述下腔室之间并包含二次冷却剂；
核反应堆堆芯，包含裂变材料的所述核反应堆堆芯设置在所述下腔室内；
一个或多个上升器，所述上升器设置成将主冷却剂从所述核反应堆堆芯向上传送到所述上腔室；以及
多根管子，所述管子经过所述蒸汽发生器腔室，并设置成将主冷却剂从所述上腔室向下传送到所述下腔室；以及
蒸汽分离器，所述蒸汽分离器可操作地连接到所述蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离；
其中，所述蒸汽发生器腔室不包括或不包含设置成沿限定的流路来传送二次冷却剂的管道。
19.如权利要求18所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器腔室不包括或不包含管壳式蒸汽发生器，在所述管壳式蒸汽发生器内，主冷却剂和二次冷却剂中的一个在所述管壳式蒸汽发生器的管子内沿一个方向流动，而主冷却剂和二次冷却剂中的另一个在所述管壳式蒸汽发生器的壳体内沿相反方向流动。
20.一种设备，包括：
压水反应堆，所述压水反应堆包括：
压力容器，所述压力容器被分成包含主冷却剂的上腔室、包含主冷却剂的下腔室以及蒸汽发生器腔室，所述蒸汽发生器腔室间设在所述上腔室和所述下腔室之间并包含二次冷却剂；
核反应堆堆芯，包含裂变材料的所述核反应堆堆芯设置在所述下腔室内；
多个上升管，所述上升管经过所述蒸汽发生器腔室的内侧圆筒形区域，并设置成将主冷却剂从所述核反应堆堆芯向上传送到所述上腔室；以及
多根管子，所述管子设置成将主冷却剂从所述上腔室向下传送到所述下腔室，其中，所述管子经过所述蒸汽发生器腔室的外侧环形区域，所述外侧环形区域围绕所述蒸汽发生器腔室的内侧圆筒形区域；以及
蒸汽分离器，所述蒸汽分离器可操作地连接到所述蒸汽发生器腔室，以使蒸汽相的二次冷却剂与水相的二次冷却剂分离。
CN2012105320168A 2012-01-17 2012-12-11 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆 Pending CN103208317A (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/351,940 2012-01-17
US13/351,940 US9523496B2 (en) 2012-01-17 2012-01-17 Integral pressurized water reactor with external steam drum

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN103208317A true CN103208317A (zh) 2013-07-17

Family

ID=48755513

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2012105320168A Pending CN103208317A (zh) 2012-01-17 2012-12-11 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆

Country Status (3)

Country Link
US (1) US9523496B2 (zh)
CN (1) CN103208317A (zh)
WO (1) WO2013147971A1 (zh)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016127527A1 (zh) * 2015-02-13 2016-08-18 中国科学院近代物理研究所 热交换系统和核反应堆系统
CN107591213A (zh) * 2017-07-31 2018-01-16 清华大学天津高端装备研究院 一体化压水反应堆
CN108520786A (zh) * 2018-02-05 2018-09-11 中广核研究院有限公司 一种新型自然循环冷却铅基快堆
CN108648837A (zh) * 2018-05-15 2018-10-12 中国核动力研究设计院 一种全自然循环的模块式小型反应堆
CN109273120A (zh) * 2018-08-08 2019-01-25 中广核研究院有限公司 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11901088B2 (en) * 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US9997262B2 (en) * 2013-12-26 2018-06-12 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet
US10629312B2 (en) 2014-12-23 2020-04-21 Nuscale Power, Llc Light water reactor with condensing steam generator
KR101744319B1 (ko) * 2016-07-28 2017-06-20 한국전력기술 주식회사 증기발생기 외부 일체화 소형 모듈화 원자로
EP3729623B1 (de) 2017-12-22 2022-02-23 FRAUNHOFER-GESELLSCHAFT zur Förderung der angewandten Forschung e.V. Spannungswandleranordnung mit einem eingangsregelelement und verfahren zum betrieb einer spannungswandleranordnung
WO2022039893A1 (en) * 2020-08-17 2022-02-24 Terrapower, Llc Designs for fast spectrum molten chloride test reactors

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3804069A (en) * 1972-02-09 1974-04-16 Westinghouse Electric Corp Steam generator
US4072563A (en) * 1976-06-24 1978-02-07 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique for an integral compact reactor
CN1589482A (zh) * 2001-11-26 2005-03-02 法国原子能委员会 紧凑型加压水核反应堆
US20070201599A1 (en) * 2006-02-27 2007-08-30 Atsushi Fushimi Reactor power control apparatus of a natural circulation boiling water reactor and a feed water control apparatus and nuclear power generation plant
CN101154472A (zh) * 2006-09-29 2008-04-02 中国核动力研究设计院 一体化低温核供热堆
US20090010374A1 (en) * 1999-12-28 2009-01-08 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant
CN201936630U (zh) * 2010-12-22 2011-08-17 清华大学 一种饱和蒸汽发生器
CN102282625A (zh) * 2008-11-19 2011-12-14 原子能与替代能源署 具有增强的对流运行的一体化sfr核反应堆
CN102282628A (zh) * 2008-11-18 2011-12-14 纽斯高动力有限公司 反应堆容器冷却剂偏转屏障

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3052615A (en) * 1955-08-26 1962-09-04 Floyd L Johns Nuclear flash steam generator
DE1273715B (de) * 1966-12-28 1968-07-25 Siemens Ag Druck- oder Siedewasserreaktor mit Dampftrocknung
US3599424A (en) * 1968-10-02 1971-08-17 Gulf Oil Corp Power conversion system
US4038134A (en) * 1973-08-31 1977-07-26 Siemens Aktiengesellschaft Pressurized water-cooled reactor system
US4261298A (en) * 1978-06-07 1981-04-14 The Babcock & Wilcox Company Vapor generating technique
US4324617A (en) * 1979-04-27 1982-04-13 Electric Power Research Institute, Inc. Intermediate heat exchanger for a liquid metal cooled nuclear reactor and method
JPH067180B2 (ja) * 1987-10-19 1994-01-26 動力炉・核燃料開発事業団 一体型圧力容器構造の原子炉
GB2217511B (en) * 1988-04-13 1992-01-29 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly
US5076999A (en) * 1990-10-10 1991-12-31 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Passive decay heat removal system for water-cooled nuclear reactors
US5158742A (en) * 1991-12-11 1992-10-27 General Electric Company Reactor steam isolation cooling system
US6259760B1 (en) 1999-09-08 2001-07-10 Westinghouse Electric Company Llc Unitary, transportable, assembled nuclear steam supply system with life time fuel supply and method of operating same
US6498827B1 (en) 1999-11-01 2002-12-24 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. Heat exchanger tube support structure
US6772832B2 (en) 2002-04-23 2004-08-10 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. Heat exchanger tube support bar
US6997141B2 (en) 2003-10-28 2006-02-14 Babcox & Wilcox Canada Ltd. Anti-vibration support for steam generator heat transfer tubes and method for making same
US8670514B2 (en) 2007-12-14 2014-03-11 Westinghouse Electric Company Llc Hatch mechanical locking system
US8971477B2 (en) * 2009-06-10 2015-03-03 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
EP2494558B1 (en) 2009-10-30 2017-04-19 Babcock&Wilcox Canada, Ltd. Radioactive debris trap
US9343187B2 (en) * 2010-09-27 2016-05-17 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor with integral steam generator
US9593684B2 (en) * 2011-07-28 2017-03-14 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus
US9336908B2 (en) * 2011-10-26 2016-05-10 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control
US9558855B2 (en) * 2011-11-10 2017-01-31 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper plenum including cross-flow blocking weir

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3804069A (en) * 1972-02-09 1974-04-16 Westinghouse Electric Corp Steam generator
US4072563A (en) * 1976-06-24 1978-02-07 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique for an integral compact reactor
US20090010374A1 (en) * 1999-12-28 2009-01-08 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant
CN1589482A (zh) * 2001-11-26 2005-03-02 法国原子能委员会 紧凑型加压水核反应堆
US20070201599A1 (en) * 2006-02-27 2007-08-30 Atsushi Fushimi Reactor power control apparatus of a natural circulation boiling water reactor and a feed water control apparatus and nuclear power generation plant
CN101154472A (zh) * 2006-09-29 2008-04-02 中国核动力研究设计院 一体化低温核供热堆
CN102282628A (zh) * 2008-11-18 2011-12-14 纽斯高动力有限公司 反应堆容器冷却剂偏转屏障
CN102282625A (zh) * 2008-11-19 2011-12-14 原子能与替代能源署 具有增强的对流运行的一体化sfr核反应堆
CN201936630U (zh) * 2010-12-22 2011-08-17 清华大学 一种饱和蒸汽发生器

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016127527A1 (zh) * 2015-02-13 2016-08-18 中国科学院近代物理研究所 热交换系统和核反应堆系统
CN107591213A (zh) * 2017-07-31 2018-01-16 清华大学天津高端装备研究院 一体化压水反应堆
CN107591213B (zh) * 2017-07-31 2023-05-23 清华大学天津高端装备研究院 一体化压水反应堆
CN108520786A (zh) * 2018-02-05 2018-09-11 中广核研究院有限公司 一种新型自然循环冷却铅基快堆
CN108648837A (zh) * 2018-05-15 2018-10-12 中国核动力研究设计院 一种全自然循环的模块式小型反应堆
CN109273120A (zh) * 2018-08-08 2019-01-25 中广核研究院有限公司 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法
CN109273120B (zh) * 2018-08-08 2022-09-23 中广核研究院有限公司 一种紧凑型小型核反应堆冷段温度测量方法

Also Published As

Publication number Publication date
US20130182813A1 (en) 2013-07-18
US9523496B2 (en) 2016-12-20
WO2013147971A1 (en) 2013-10-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103208317A (zh) 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆
TWI528381B (zh) 壓水式核子反應器及藉由壓水式核子反應器發電之方法
CN102822902B (zh) 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆
US8971477B2 (en) Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
US9206978B2 (en) Pressurized water reactor compact steam generator
RU2521863C1 (ru) Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем (варианты)
CN104335286A (zh) 用于一体化压水反应堆的加压器波动管分离器
KR20140091714A (ko) 크로스-흐름 차단 위어를 포함하는 상부 플레넘을 구비한 가압 경수로
CN102789822A (zh) 具有提供压力和流动控制的容器上段的压水反应堆
US3253999A (en) Boiling water nuclear reactor with improved vapor separating arrangement
JP4599319B2 (ja) 気水分離器
US9593684B2 (en) Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus
GB1056080A (en) Improvements in installations for heat transfer within pressure vessels from heat sources to heat exchangers
US3249506A (en) Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system
EP3198611B1 (en) Pressurized water reactor fuel assembly
FI129308B (en) Nuclear reactor module and a nuclear nuclear thermal reactor comprising the same and a method for operating the nuclear reactor module
GB1007207A (en) Nuclear reactor
JP2009052999A (ja) 原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Application publication date: 20130717

WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication