CN1037795A - 带事故冷却水注入装置的核反应堆 - Google Patents

Abstract

一种核反应堆装设有事故冷却水注入装置，包括 一个压力容器，不仅在正常运行状态下使冷却水流过 入口和出口管，还能在主回路发生破裂时通过一根管 道注入来自紧急水箱的加压水，一根至少在堆芯高度 处与容器侧壁热隔离的导管，将注入的水输送到堆芯 支撑板下方。

Description

本发明涉及压水核反应堆，该反应堆具有一种注水装置，用于根据主冷却回路中管道的故障贮在外部水箱中的事故水流输送到反应堆容器，以便暂时补偿流出的水。

装备这样的注水装置的反应堆（FR-A-1597057）已经久为人知。大多数现有技术装置的缺陷之一在于注入以大气压力贮存在外部水箱中的冷事故水时，当其进入处于高的运行温度下的反应堆容器时会产生热震。这种情况尤其严重地损伤了位于堆芯水平高度的容器的环部，因为这部分受到高度辐照，其机械性能可能会减弱。因此反应堆容器必须在一回路的破裂和紧急注入时，抵抗剩余内部压力。当今的反应堆中，为解决这个问题已做了许多尝试，通过在尽量远离容器壁的回路的一个或多个位置注入水，结果该注入水在接触容器侧壁之前回路中仍存在混有热水的冷水。

在已提出的另一个压水堆（FR-A-2314919）中，它包括一个用盖封闭的压力容器，它具有冷却水入口和出口管咀，并连接至少一根用来从一个紧急水箱注入加压水的管道;管道在相同或高于所有管咀高度的位置上通向容器;该反应堆还包括悬挂在容器中的内部构件，有一个堆芯支撑板和由容器侧壁形成的一个环形向下的水流通道，该通道从入口或各入口管咀到位于堆芯支撑板下方的分布空间;一根使管道向下延伸的导管被设置在内部设备的分隔结构（隔板和围板）之内。

在这种反应堆中，管道的注入作用是次要的：其主要用途是重新引入由连接出口管咀的一个水的再循环回路输送的水。由于管道仅在反应堆正常运行期间起作用，那么基于原来的目的，用于事故注入的管道，也应该在事故发生时可以用来作紧急注入。但是，由于管道开在堆芯支撑板的上方，因此，水在明显地被加热之前就触到燃料组件，这样就会损坏燃料组件而且特别会造成燃料棒外壳损坏。

还有一种已为公知的核反应堆（FR-A-2286478）具有通过容器并单独用于注入事故冷却水的导管，其输出端进到容器，容器具有用于引导引入的水喷射到容器底部的偏转板。这一方案未能克服在容器侧环上的热震问题。相反，由于偏转板将冷水流沿容器直接朝容器最敏感部分引导，热震可能被增强。

本发明的目的是提供一种上述限定类型的核反应堆，它能同时地使事故冷却水直接注入容器，随后达到最大（冷却）效率，而且避免在敏感部件上，比如在堆芯和燃料组件水平高度的容器侧环上造成热震。

为此，在所提供的反应堆中，至少在与堆芯同一水平高度将导管与容器侧壁绝热地分隔开，而且该导管在堆芯支撑板下方的分布空间内开通，该空间处已注入的冷却水的水温通过与大量水混合而迅速增加。

在一个特殊实施例中，每根导管被刚性地固定到属于内部设备的一个外壳上，而且包括管端密封机构基本用于作对着相应管道的出口的水密封接触座;在一个改进实例中，通过以一定距离的支承装置使每根导管被固定在容器的侧壁上。

从下面对特殊实施例的说明和提供的非限制性实例可以更好地理解本发明。说明书有如下附图。

图1是以通过图2的Ⅰ-Ⅰ线取的横截面示意地表示出按本发明的压水反应堆的第一实施例;

图2是通过图1的Ⅱ-Ⅱ线取的水平剖面图，它表示管道和注入导管的可能分布;

图3是通过垂直平面截取的截面的放大详细视图，它表示按照一变更实施例中的反应堆的一根注入导管和相应的管道;

图4，与图3相似，表示一种改型，它是以通过图5的Ⅳ-Ⅳ线取的断面图;

图5是在管道高度处，图4的反应堆的水平剖视图。

图1中示意地表示的压水核反应堆基本上是通用的结构。该堆包括一个用盖12严密封闭的压力容器10。容器10的肩部放置着外壳14的凸缘，外壳14属于反应堆内部构件。堆芯支撑板16固定在外壳14上并且同容器底部限定出一个分布空间18。由支撑板16支撑堆芯20而且堆芯是在高度h内由许多直立的燃料组件并置形成的。容器装设有入口管咀22和出口管咀24，为形成反应堆冷却剂和慢化剂的加压水所设;在所示反应堆中提供了四个管咀。正常运行时，加压水经入口管咀22而来，然后经过由容器10的侧壁和外壳14限定的圆环形通道向下流到分布空间18，再经过堆芯支撑板16上的开口向上流，穿过堆芯20流到一个空腔，最后经出口管咀24逸出。加压水的流动由图1和图2中箭头f所示的路径。

根据本发明的一种情况，反应堆装设有用于注入事故冷却加压水的机构，包括由紧急设施输送水的管道，该紧急设施可以有多种一般结构中的任一种，并且有导管28，该导管接收由管道26输送的水并将其输送到堆芯支撑板16下方的一个位置。按此方案，根据主冷却回路的故障（失水事故）而注入的冷却水在冷却堆芯之前与空间18内的剩余热水混合，当其穿过堆芯支撑板上的开口（未示出）之后，由于自然对流而流过堆芯。

如图所示，管道26的出口必须与管咀22和24在同一水平（高度）或高于两管咀。在每根导管28的顶部由一个校准的孔43形成一虹吸切断器也处于与管咀相同或高于管咀的高度，以便在事故水注入回路中管道破裂情况下不致加剧引发对堆芯20的危险。下文不再对此说明，因为该虹吸切断器可以具有已公知结构的任一种结构，比如在法国专利第1597057号中已经提及。如图2中所示，反应堆包括两根导管28，各导管位于一个入口管咀22和一个出口管咀24中间。导管可以有圆形的，四边形的或其他形状的横断面而不是椭圆形的截面。

每根导管28被以充分短的间隔固定到堆芯外壳14上，用以避免在正常运行或事故水注入期间由水流引起的紊流使导管被撕裂和变形。由于导管28固定在堆芯外壳14上，因此它们随下部内部构件同时拆卸掉并且随意取下出入容器的整个内表面以便在反应堆运行周期之间作需要的周期性检查。每根导管28与容器壁之间设有径向间隙。将导管与容器分隔开的该间隙形成一个保护容器的隔热垫以防止冷水注入时由于直接与容器的整个长度相接触而造成的热冲击。通过以中间温度的几公分厚的水层（或者在发生事故情况下最终为蒸汽）来隔热足以保护整个临界高度h中的压力容器。

另外，导管18本身装有绝热材料，因为导管一般是用导热性比容器的钢材低的奥氏体不锈钢构成的。

每根管道26和相应的导管28之间的联接可以采用类似于出口管咀24和经过外壳14而开设的水出口孔之间形成基本上水密封联接所用的手段;外壳装设有与输送出口管咀24和管道26相对的套管30。当反应堆变凉时，套管30与容器之间有一径向间隙。当反应堆达到其运行温度时，构成容器的金属和构成外壳的金属间的热膨胀系数的差别使环套管30与容器壁相接触。由于制造公差这种密封可能不完善。但是，可能逸出间隙的一小部分注入水流总是保持低速流动而且不致于造成对容器的冷震。

在图3所示的本发明实施例中，导管28a被固定到容器的侧壁而不是固定到外壳14上。这一方案具有的优点是比起减少泄漏的图1和图2实例提供了更大空间。通过连接一个连接管32紧固在导管28上，并伸入容纳管道26的管34，从而可以提供密封。可以装设一根热保护套管36用于限制通过容器的热梯度。在图1和图2所示的实施例中也可以装设相似的套管。

为使每根导管28a同高度h范围内的容器10的壁热隔离，在此区域外部尽量多设置支承件38。支承件38与容器之间的接触面积范围尽可能减小，另一方面，支承件与围绕支承件的流体（水或蒸汽）之间的接触面积尽可能增大，最好通过远距离可拆卸的部件将支承件固定到容器上。

有些反应堆中，有必要通过被称为“热屏”的中子吸收屏来保护容器最靠近堆芯的部分。图5表示一个反应堆的举例，由于堆芯的多边形状，因此容器10的四个区域特别受到中子流的影响。在这四个区域中，通常用钢板制成的热屏40被贴着堆芯外壳14配置，由一种分隔壁（未示出）适当地使外壳与堆芯分开。

这种反应堆中，事故水注入导管28典型地同热屏40成一整体。为此，一个或几个热屏40的形状被局部地变更以便在热屏与外壳14间提供出一个注水空间42。为此目的，该屏至少在其角度展开范围内被向上向下延伸。如图4所示，屏在简单形成一注入管的位置比还需实现中子保护作用的位置即高度h范围内可以有较小厚度。

本发明可能有许多其他实施例。即使不需要热屏时，导管也可用弯成带分叉脚的U形或欧米加（Ω）形的金属板加工，如图4和图5所示。导管的下部可以具有扩散注入的冷水的形状，比如采用鱼尾形式。

Claims (6)

1、压水核反应堆，其特征是，包括：

一个由盖封闭的容器，该容器有冷却水入口和出口管咀；

至少一根用于注入来自紧急水箱的加压水的管道，该管道在与所述管咀相同或高于管咀的高度通向容器；

悬吊在容器中的内部构件，具有支撑反应堆堆芯的板而且由容器的侧壁(与堆芯)形成一个从入口管咀到堆芯支撑板下方的分布空间的向下圆环水流通路；

一种由管道向下延伸出的导管，至少在堆芯高度范围内与容器的侧壁热隔离开，该导管通进堆芯支撑板下方的分布空间。

2、如权利要求1所述的反应堆，其中所述导管被刚性地固定在属于内部构件的一个外壳上，并且包括用于与各自管道的出口对接的基本上水密封的端部机构。

3、如权利要求1所述的反应堆，其中，所述导管被固定到容器的侧壁上，自容器侧壁以一定距离支承导管，导管包括接入各自管道的入口管咀中的连接段。

4、如权利要求3所述的反应堆，其中所述导管通过分布在内部构件中并位于堆芯上方或下方的支承件而固定到容器上。

5、如权利要求1所述的反应堆，其中所述导管与堆芯热屏蔽为一整体。

6、如权利要求1所述的反应堆，其中所述管道装有一个热保护套管，该套管一部分伸进容器的侧壁。

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