CN103489488B - 模块式压水堆 - Google Patents

Abstract

本发明提供一种模块式压水堆，其反应堆本体和冷却剂系统、安全系统由钢安全壳包容组成反应堆模块，整个反应堆模块浸没在反应堆安全水池中，以池水作为事故排热的最终热阱；采用完全非能动的方式实现应急堆芯冷却和应急余热排出，并通过抑压水池和反应堆安全水池池水完成安全壳的压力抑制和长期排热；反应堆换料检修通过在安全壳换料通道法兰和反应堆容器法兰之间安装换料水套，在安全壳与乏燃料水池之间实现直行式水下燃料吊运操作。一座反应堆厂房可布置几个反应堆模块，所有的反应堆模块共用一套装卸料设施和其它核辅助系统，其模块化的组合布置，提高了反应堆的安全性和经济性。本发明适用于核能发电、供汽、供热和海水淡化等多种用途。

Description

模块式压水堆

技术领域

本发明属于一种核反应堆，具体涉及一种适用于核能发电、供汽、供热和海水淡化等多用途的模块式压水堆。

背景技术

自从核能成功应用于电力生产领域以来，世界各国在核能城市供热、工业供汽和海水淡化等非电领域进行了大量探索和应用研究，提出了多种针对这类应用的反应堆设计。

但是，由于经济性和安全性的矛盾，直到目前仍未能得到广泛应用和发展。

近年来，人们提出了模块化的设计概念，试图通过模块化的设计，在获得较高安全性的同时，提高中小型反应堆应用的经济性。

目前，有代表性的两种设计是美国俄勒冈州立大学开发的MASLWR多用途模块式轻水堆、美国B＆W公司开发的mPower模块式反应堆和美国西屋公司开发的SMR小型模块式反应堆，其主要相关技术有如下不足：

1.MASLWR多用途模块式轻水堆存在以下不足：

（1）采用冷却剂自然循环一体化反应堆设计方案，反应堆本体高度尺寸大，功率规模和参数的提高受到限制，运行调节性能较差，换料检修困难，不利于改善经济性。

（2）采用了立式圆柱形钢安全壳设计，安全壳高度尺寸大，内部自由空间小，设计压力高，不利于设备布置和维修更换，工程可实现性较差。

（3）采用水下可拆式反应堆模块的支撑方式，工程可实现性和安全可靠性难于保证。

（4）采用水下整体吊运反应堆模块至专用换料区进行换料和维修操作，每次换料检修需切割安全壳，对吊装运输设备要求高，换料的安全性和工程可实现性存在较大的问题。

（5）采用以池水直接作为蒸汽发生器给水执行应急余热排出功能，对蒸汽发生器管子可造成较大的的腐蚀危害。

2.mPower模块式反应堆采用了大型钢筋混凝土安全壳设计，所有核辅助系统均布置在安全壳内，乏燃料储存和换料操作均在安全壳内进行，不能实现辅助系统和设施的共用，安全壳尺寸较大，不利于降低工程的建造费用。

3.SMR小型模块式反应堆采用较大的单堆功率、单堆布置、内置驱动机构和内置稳压器，安全壳高度较大，驱动机构、稳压器、主泵和换料工艺设备需采用特殊的专用技术，研发周期较长和技术难度较大。

对以上几种模块式反应堆设计技术的分析表明，目前的设计都还没有很好地解决安全和经济性的矛盾问题和工程现实可应用性问题。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种可实现较高安全性和良好运行调节性能，同时可降低建造和运行成本，并具有较好工程现实可用性的模块式压水堆设计。

本发明的技术方案如下：

一种模块式压水堆，其反应堆本体、冷却剂系统和安全系统由安全壳包容，组成一个反应堆模块，整个反应堆模块布置在反应堆安全水池中，一个反应堆厂房内可布置多个反应堆模块，其特征在于：所述的模块式压水堆的反应堆本体，是将反应堆堆芯与直流蒸汽发生器、屏蔽电机主泵和控制棒驱动机构通过反应堆压力容器组合为一体，其中：

反应堆堆芯通过吊篮吊挂在反应堆压力容器中部的支撑台阶上，位于反应堆压力容器的下部位；

控制棒驱动机构布置在压力容器的顶盖上；数台直流蒸汽发生器沿周向均匀布置在反应堆压力容器与上部堆内构件之间的环腔内；

外置蒸汽稳压器通过波动管与反应堆压力容器相连；

数台屏蔽电机主泵布置在反应堆压力容器中部的四周，通过双通道接管与反应堆压力容器连接；

整个装有反应堆本体的压力容器布置在安全壳的中央，通过反应堆安全壳支撑件将安全壳支撑在反应堆安全水池的底板上；

所述安全系统，是由置于安全壳内的快速减压阀、低压再循环阀、全压堆芯补水箱、中压安注箱和抑压水池组成的多级非能动应急堆芯冷却设施，以及与安全壳外应急余热排出热交换器连接的壳内直流蒸汽发生器所组成。

附加特征是：

所述模块式压水堆的安全壳是一个卧式的两端带有椭球形封头的圆柱形的中压容器，在安全壳内的反应堆堆芯以下充水作为抑压水池；其顶部设有钟罩形换料吊装孔盖，在钟罩形换料吊装孔盖的附近设有设备吊装与人孔通道，采用可拆法兰连接。

所述模块式压水堆的应急余热排出系统，是由布置在反应堆安全水池中的应急余热排出热交换器，以及与直流蒸汽发生器蒸汽管道和给水管道相连的管道阀门组成；应急余热排出热交换器的一次侧管道穿过安全壳，分别与直流蒸汽发生器的蒸汽发生器给水接管和蒸汽发生器蒸汽接管相连，形成闭式蒸汽/凝水自然循环排热系统。

所述模块式压水堆的反应堆安全水池与乏燃料储存水池相邻布置，在反应堆安全水池与乏燃料储存水池之间设有闸门和燃料转运通道；燃料转运通道一端与乏燃料储存水池相连，另一端与安全壳换料通道法兰外围固定的换料通道围筒相连，形成反应堆与乏燃料水池之间燃料吊运的直行通道；安全壳换料通道法兰与反应堆压力容器法兰之间通过换料水套连接并密封；装卸料机可在反应堆模块和乏燃料储存水池之间的上方行走，实现直行式水下换料操作。

所述模块式压水堆在反应堆密封厂房内布置的多个反应堆模块，可共用一个核辅助系统，包括：一个堆内构件存放池、一个乏燃料储存水池、一套装卸料机。

本发明的效果在于：本发明的模块式压水堆采用强迫循环蒸汽外加压的一体化布置，保留了一体化反应堆的优点，克服了自然循环反应堆流量/功率比小、参数低、尺寸大、控制调节性能差和功率规模增加受到限制的不足。

采用卧式两端带有椭球形封头的圆柱形的小型钢制安全壳，设有可拆的换料检修通道及小型设备和人员进出通道，采用固定式支撑设计，安全壳内自由空间较大，设备布置和检修方便。

采用小型钢制安全壳包容和以反应堆安全水池作为最终热阱，除了通过反应堆安全水池的池水对安全壳的冷却等多种措施应对事故时反应堆的质能释放外，同时增加了通过抑压水池吸收能量的措施，显著缓解了模块式压水堆失水事故的后果，提高了在模块式布置中小型安全壳应对事故的能力。

在小型钢安全壳内通过自动减压系统、抑压水池、全压补水箱、中压安注箱和低压再循环、钢制安全壳水冷等非能动系统和设施更有效的解决了堆芯应急冷却和安全壳的排热问题。

通过闭式的从直流蒸汽发生器二次侧排热的完全非能动系统，提高了直流蒸汽发生器运行的可靠性。

采用压力容器和钢安全壳之间设置换料水套，简化了换料工艺，提高了可靠性，解决了模块式压水堆采用小型钢安全壳浸没在水池中布置的换料问题。

一座反应堆密封厂房内可布置多个反应堆模块，所有的反应堆模块共用一套装卸料设施和其它核辅助系统，实现模块化组合布置，降低建造费用，提高了反应堆的安全性和经济性，并使反应堆达到较大的功率规模。本发明的模块式压水堆适用于发电、供汽、供热和海水淡化等多种用途。

附图说明

图1是本发明模块式压水堆中装有反应堆本体的压力容器整体结构剖视图。

图2是本发明的反应堆模块结构示意图。

图3是本发明的反应堆换料工艺示意图。

图4是本发明的反应堆厂房布置示意图。

图中：1.反应堆堆芯；2.反应堆压力容器；3.直流蒸汽发生器；4.外置蒸汽稳压器；5.屏蔽电机主泵；6.控制棒驱动机构；7.蒸汽发生器给水接管；8.蒸汽发生器蒸汽接管；9.压力容器法兰；10.安全壳；11.安全壳钟罩形换料吊装孔盖；12.安全壳换料通道法兰；13.设备吊装孔与人孔通道；14.安全壳支撑件；15.抑压水池；16.快速减压阀；17.再循环阀；18.全压堆芯补水箱；19.中压安注箱；20.应急余热排出热交换器；21.反应堆安全水池；22.堆内构件存放池；23.乏燃料储存水池；24.燃料转运通道；25.换料水套；26.装卸料机；27.反应堆密封厂房。

具体实施方式

如图1所示，本发明的模块式压水堆，包括反应堆本体和相关的安全系统。

反应堆本体由反应堆堆芯1、反应堆压力容器2、直流蒸汽发生器3、屏蔽电机主泵5、控制棒驱动机构6组成。

反应堆堆芯1由截短的核电站燃料组件和相关组件组成，通过吊篮吊挂在反应堆压力容器2中部的支撑台阶上，位于反应堆压力容器2的下部，堆芯1上部的中间腔室为冷却剂的上升通道。

控制棒驱动机构6布置在压力容器2顶盖上。

直流蒸汽发生器3沿周向均匀布置在反应堆压力容器2与上部堆内构件之间的环腔内。

外置蒸汽稳压器4通过波动管与反应堆压力容器2相连；屏蔽电机主泵5布置在反应堆压力容器2中部的四周，通过双通道接管与反应堆压力容器2连接。

整个装有反应堆本体的压力容器（2）布置在安全壳（10）的中央，通过采用钢结构的反应堆安全壳支撑件14将其支撑在反应堆安全水池21的底板上。

反应堆冷却剂流经反应堆堆芯1被加热后，经上升管至反应堆上部折返向下，进入直流蒸汽发生器3的传热管管间，将热量传给直流蒸汽发生器3的二次侧，降温后的冷却剂经双通道主泵接管的上管进入屏蔽电机主泵5的腔室，冷却剂经主泵增压后经双通道主泵接管的下管进入下环腔向下流动，在压力容器2的底部折返向上进入反应堆堆芯1，完成冷却剂的循环。

在直流蒸汽发生器二次侧，给水吸收反应堆的热量后直接产生过热蒸汽，从布置在反应堆压力容器2上部周向的蒸汽出口接管经主蒸汽管道引出。

如图2所示，反应堆模块由安全壳10包容的反应堆本体和冷却剂系统、安全系统组成，整个反应堆模块布置在反应堆安全水池21中。

安全壳10是一个卧式的两端带有椭球形封头的圆柱形的中压钢制容器，整个装有反应堆本体的压力容器（2）布置在安全壳（10）的中央，正对反应堆顶部安全壳10的筒体上开有换料检修孔，设有一个与安全壳换料通道法兰12连接的安全壳钟罩形换料吊装孔盖11，在安全壳钟罩形换料吊装孔盖11的附近开有设备吊装与人孔通道13，用于人员和小型设备的进出。

安全壳10内的反应堆堆芯1以下的部分充水作为抑压水池15，用于吸收失水事故时冷却剂排放的部分热量，以降低安全壳的峰值压力。

由快速减压阀16、低压再循环阀17、全压堆芯补水箱18和中压安注箱19等多级非能动应急堆芯冷却设施布置在安全壳10内，当发生失水事故时，通过全压补水箱18和中压安注箱19实现高压和中压安注，通过蒸汽在安全壳壁冷凝水的收集，保证堆芯以下部分淹没，当堆内压力和安全壳内压力平衡后，打开低压再循环阀17，通过自然循环实现反应堆的再循环冷却。

安全壳10内的热量通过安全壳钢壁以完全非能动的方式排入反应堆安全水池21，多级自动减压系统通过向抑压水池15排放，快速降低反应堆的压力。

应急余热排出系统,由布置在反应堆安全水池21中的应急余热排出交换器20以及与直流蒸汽发生器蒸汽和给水管道相连的管道阀门组成，是一个闭式的从蒸汽发生器二次侧排热的完全非能动系统。

应急余热排出热交换器20布置在反应堆安全水池21中，热交换器20一次侧管道穿过安全壳10分别与直流蒸汽发生器3的给水接管7和蒸汽接管8相连，形成闭式的蒸汽/凝水自然循环系统，当发生断电事故时，该系统隔离阀自动开启，在蒸汽发生器二次侧和应急余热排出热交换器20之间形成蒸汽/凝水的自然循环，通过反应堆内一回路冷却剂自然循环和反应堆安全水池21中的水在余热排出热交换器二次侧的自然对流，将紧急停堆后反应堆的剩余释热通过冷却器排至反应堆安全水池21中。

如图3所示，本发明采用直行式水下换料的换料工艺，乏燃料储存水池23与反应堆安全水池21相邻布置，在乏燃料储存水池23与反应堆安全水池21之间设有闸门和固定的燃料转运通道24，该通道一端与乏燃料储存水池23相连，另一端与换料通道围筒相连，形成反应堆与乏燃料水池23之间燃料吊运的直行通道。

当安全壳钟罩形换料吊装孔盖11拆除后，在安全壳换料通道法兰12与反应堆容器法兰9之间安装一个换料水套25，充水后，即可用换料机将燃料组件从反应堆堆芯1中吊出，通过燃料转运通道24直接将乏燃料转移到乏燃料储存水池23。

装卸料机26可在反应堆模块和乏燃料储存水池23之间上方行走。换料操作顺序为：排空燃料转运通道24内的池水，拆卸并吊出安全壳钟罩形换料吊装孔盖11，拆卸反应堆堆顶结构和主螺栓，在反应堆压力容器法兰9和安全壳法兰12之间安装换料水套25，在燃料转运通道24内充换料水，吊出反应堆压力容器2的顶盖，再吊出上部堆内构件，使用装卸料机26将燃料组件从堆芯1直接吊运至乏燃料储存水池23。

堆内构件存放池22是一个独立的水池，用于在役检查需要将堆内构件吊出反应堆时存放反应堆上部组件和下部组件。

如图4所示，反应堆密封厂房27作为第四道放射性释放屏障，反应堆模块布置在反应堆密封厂房27内，一座反应堆密封厂房可布置多个反应堆模块，所有反应堆模块共用一个核辅助系统，包括：一个堆内构件存放池22、一个乏燃料储存水池23、一套装卸料机26，实现了模块化组合布置。

下面结合实施例对本发明作进一步描述：

一种模块式压水堆，包括反应堆堆芯1、反应堆压力容器2、直流蒸汽发生器3、外置蒸汽稳压器4、屏蔽电机主泵5、控制棒驱动机构6以及相关的核辅助系统。

反应堆热功率为310MW，反应堆堆芯1由45组17×17型截短的核电站棒状燃料组件、相关组件和21组控制棒组件组成。

反应堆堆芯1位于反应堆压力容器2下部中央，通过吊兰吊挂在反应堆压力容器2中部的支撑台阶上，整个堆芯由上部堆内构件压紧，并形成冷却剂的上升通道，16台直流蒸汽发生器3沿周向均匀布置在反应堆压力容器2与上部堆内构件之间的环腔内，4台屏蔽电机主泵5布置在反应堆压力容器2中部的四周，通过双通道接管与反应堆压力容器2连接，21组磁力提升式驱动机构6布置在压力容器2的顶盖上，整个反应堆采用钢结构支撑在安全壳10的底部。

反应堆压力容器2的内径3.0m，总高9.5m，反应堆总高15m。应急余热排出热交换器20布置在反应堆安全水池21中，应急余热排出热交换器20一次侧管道穿过安全壳10分别与直流蒸汽发生器3的蒸汽发生器给水接管7和直流蒸汽发生器蒸汽接管8相连，形成闭式的蒸汽/凝水自然循环系统。

直流蒸汽发生器3为单元螺旋管式，每组换热面积120m²。

单台主泵流量为1250吨/小时，扬程80kPa，冷态功率100kW。反应堆运行压力15MPa，冷却剂出口温度为325℃，冷却剂总流

量5000吨/小时，蒸汽压力4.5MPa、温度287℃。

反应堆本体和冷却剂系统及其安全系统由一个直径为12m卧式钢制安全壳10包容，组成一个反应堆模块。

安全壳10内布置有全压堆芯补水箱18、中压安注箱19、快速减压阀16和低压再循环阀17以及抑压水池15等组成的非能动应急堆芯冷却设施，正对反应堆上部为直径3.5m的安全壳钟罩形换料吊装孔盖11，附近设有设备吊装孔和人孔通道13，在反应堆安全水池21的水池水位以上设有可拆法兰密封盖。

整个反应堆模块置于反应堆安全水池21中，所有的管道和电缆从安全壳10的筒体上部贯穿引出。

反应堆厂房27为非承压密封厂房，厂房内可布置两个或两个以上的反应堆模块，所有的反应堆模块共用一个堆内构件存放池22、一个乏燃料储存水池23，一个乏燃料清洗和装罐池，一套换料设施和所有的公用系统及设施，

当一座反应堆进行停堆换料时，另一座反应堆可继续运行。

本发明并不限于上述实施例，反应堆模块可在不脱离本发明宗旨的前提下有各种变化。

Claims (5)

1.一种模块式压水堆，其反应堆本体、冷却剂系统和安全系统由安全壳（10）包容，组成一个反应堆模块，整个反应堆模块布置在反应堆安全水池（21）中，一个反应堆厂房（27）内可布置多个反应堆模块，其特征在于：所述的模块式压水堆的反应堆本体，是将反应堆堆芯（1）与直流蒸汽发生器（3）、屏蔽电机主泵（5）和控制棒驱动机构（6）通过反应堆压力容器（2）组合为一体；其中：

反应堆堆芯（1）通过吊篮吊挂在反应堆压力容器（2）中部的支撑台阶上，位于反应堆压力容器（2）的下部位；

控制棒驱动机构（6）布置在压力容器（2）的顶盖上；

数台直流蒸汽发生器（3）沿周向均匀布置在反应堆压力容器（2）与上部堆内构件之间的环腔内；

外置蒸汽稳压器（4）通过波动管与反应堆压力容器（2）相连；

数台屏蔽电机主泵（5）布置在反应堆压力容器（2）中部的四周，通过双通道接管与反应堆压力容器（2）连接；

整个装有反应堆本体的压力容器（2）布置在安全壳（10）的中央，通过反应堆安全壳支撑件（14）将安全壳（10）支撑在反应堆安全水池（21）的底板上；

所述安全系统，是由置于安全壳（10）内的快速减压阀（16）、低压再循环阀（17）、全压堆芯补水箱（18）、中压安注箱（19）和抑压水池（15）组成的多级非能动应急堆芯冷却设施，以及与安全壳外的应急余热排出热交换器（20）连接的壳内直流蒸汽发生器（3）所组成。

2.按照权利要求1所述的模块式压水堆，其特征在于：所述模块式压水堆的安全壳（10）是一个卧式的两端带有椭球形封头的圆柱形的中压容器，在安全壳（10）内的反应堆堆芯（1）以下充水作为抑压水池（15）；

其顶部设有钟罩形换料吊装孔盖（11），在钟罩形换料吊装孔盖（11）的附近设有设备吊装与人孔通道（13），采用可拆法兰连接。

3.按照权利要求1或2所述的模块式压水堆，其特征在于：所述模块式压水堆的应急余热排出系统，是由布置在反应堆安全水池（21）中的应急余热排出热交换器（20），以及与直流蒸汽发生器蒸汽管道和给水管道相连的管道阀门组成；

应急余热排出热交换器（20）的一次侧管道穿过安全壳（10），分别与直流蒸汽发生器（3）的蒸汽发生器给水接管（7）和蒸汽发生器蒸汽接管（8）相连，形成闭式蒸汽/凝水自然循环排热系统。

4.按照权利要求3所述的模块式压水堆，其特征在于：所述模块式压水堆的反应堆安全水池（21）与乏燃料储存水池（23）相邻布置，在反应堆安全水池（21）与乏燃料储存水池（23）之间设有闸门和燃料转运通道（24）；

燃料转运通道（24）一端与乏燃料储存水池（23）相连，另一端与安全壳换料通道法兰（12）外围固定的换料通道围筒相连，形成反应堆与乏燃料水池（23）之间燃料吊运的直行通道；

安全壳换料通道法兰（12）与反应堆压力容器法兰（9）之间通过换料水套（25）连接并密封；装卸料机（26）可在反应堆模块和乏燃料储存水池（23）之间的上方行走，实现直行式水下换料操作。

5.按照权利要求1所述的模块式压水堆，其特征在于：所述模块式压水堆在反应堆密封厂房（27）内布置的多个反应堆模块，可共用一个核辅助系统，包括：一个堆内构件存放池（22）、一个乏燃料储存水池（23）、一套装卸料机（26）。