CN103928061B - 带堆内构件的逆推式反应堆压力容器 - Google Patents

带堆内构件的逆推式反应堆压力容器 Download PDF

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Abstract

本发明属于核电安全设备设计技术领域,具体涉及一种逆推式反应堆压力容器及其堆内构件。主隔离板和次隔离板焊接于反应堆压力容器底封头,主隔离板位于次隔离板上方;高性能液压千斤顶坐落于次隔离板上;渐变式控制棒坐落于主隔离板上,其下端插入主隔离板,其上端插入反应堆压力容器顶封头;堆内结构导向钢柱焊接于反应堆压力容器底封头,其上端插入反应堆压力容器顶封头;燃料组件托盘位于主隔离板上方,其上开有若干个孔,渐变式控制棒、堆内结构导向钢柱从中穿过,燃料组件托盘下端与高性能液压千斤顶上端连接;中子吸收体位于反应堆压力容器主体、反应堆压力容器底封头、主隔离板、次隔离板形成的空腔里。

Description

带堆内构件的逆推式反应堆压力容器
技术领域
本发明属于核电安全设备设计技术领域,具体涉及一种逆推式反应堆压力容器及其堆内构件。
背景技术
核电站反应堆压力容器、堆内构件和堆内构件控制驱动机构是核电厂最为重要的安全相关设备,是核蒸汽供应系统的核心部分,是核蒸汽供应的主要热源。反应堆压力容器与堆内构件的反应性控制和控制棒驱动系统在正常工况下进行开/停堆与功率调整,在事故工况下执行安全停堆。
目前压水堆常用的反应堆压力容器及其堆内构件和堆内构件控制驱动机构的主要包括特种钢制反应堆压力容器、燃料组件、控制棒、中子源组件、控制棒驱动系统、其他堆内仪表与组件。控制棒驱动系统一般位于反应堆压力容器的顶部,采用电磁力控制的钩爪进行控制棒的插入和拔出。在事故工况下,断电瞬间电磁力消失,钩爪脱钩,控制棒在重力作用下插入,从而实行安全停堆。但根据以往核电厂的运营经验,在事故工况下(一般为地震工况)控制棒下落的过程中,由于堆内构件的移位,可能会发生卡棒事故,控制棒无法插入,造成严重后果。
发明内容
本发明的目的在于提供一种逆推式反应堆压力容器及其堆内构件,以克服现有技术的不足。
为达到上述目的,本发明所采取的技术方案为:
一种逆推式反应堆压力容器及其堆内构件,其包括反应堆压力容器顶封头、反应堆压力容器主体、反应堆压力容器底封头、主隔离板、次隔离板、输入输出管嘴、燃料组件托盘、渐变式控制棒、堆内结构导向钢柱、高性能液压千斤顶、高性能液压千斤顶动力与信号管线、中子吸收体;
反应堆压力容器顶封头通过螺栓与反应堆压力容器主体连接,反应堆压力容器主体与反应堆压力容器底封头一体铸造;主隔离板和次隔离板焊接于反应堆压力容器底封头,主隔离板和次隔离板的平面为水平向,且主隔离板位于次隔离板上方;高性能液压千斤顶坐落于次隔离板上;渐变式控制棒坐落于主隔离板上,其下端插入主隔离板上的限位槽,其上端插入反应堆压力容器顶封头的限位槽;堆内结构导向钢柱焊接于反应堆压力容器底封头,其上端插入反应堆压力容器顶封头的限位槽;燃料组件托盘位于主隔离板上方,其上开有若干个孔,渐变式控制棒、堆内结构导向钢柱从中穿过,燃料组件托盘下端与高性能液压千斤顶上端连接;中子吸收体位于反应堆压力容器主体、反应堆压力容器底封头、主隔离板、次隔离板形成的空腔里;高性能液压千斤顶动力与信号管线与高性能液压千斤顶连接且穿过反应堆压力容器底封头与外部动力与信号系统连接;反应堆压力容器主体开有若干个输入输出管嘴。
所述渐变式控制棒,从下至上,其控制棒的中子吸收能力为“高—中—低”;其高吸收区为Ag-In-Cd合金,中吸收区为不锈钢加Ag-In-Cd合金,低吸收区为不锈钢加Ag-In-Cd合金;渐变式控制棒8外包有不锈钢包壳。
所述的主隔离板上坐落有中子源组件、可燃毒物吸收组件、仪器仪表组件,其下端均插入主隔离板上的限位槽,上端均穿过燃料组件托盘上的孔插入反应堆压力容器顶封头的限位槽。
所述燃料组件托盘由不锈钢制成,其上的限位槽内插有燃料组件。
所述燃料组件为带锆合金包壳的铀陶瓷燃料棒组件。
所述反应堆压力容器顶封头由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;所述反应堆压力容器主体由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;所述反应堆压力容器底封头由不锈钢制成,其厚度为4cm。
所述主隔离板由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;所述次隔离板由不锈钢制成,其厚度为2cm。
所述堆内结构导向钢柱下端焊接在主隔离板和反应堆压力容器底封头,其上端插入反应堆压力容器顶封头的限位槽。
所述高性能液压千斤顶具有在高温高压下工作的能力,设置了断电启动式泄压阀,在断电情况下,其泄压阀打开,高性能液压千斤顶卸压,燃料组件托盘随之缓慢下降。
所述中子吸收体为钨包壳的Ag-In-Cd合金球。
本发明所取得的有益效果为:
本发明原创性地提出了“固定的渐变式控制棒+活动燃料组件”的概念,并提出了渐变式控制棒的设计方案,避免了紧急停堆时卡棒事故的发生。所谓渐变式控制棒,是指自下而上,控制棒的中子吸收能力为“高—中—低”。在正常工况下,由位于反应堆压力容器底部的高性能液压千斤顶推动承载燃料组件的燃料组件托盘,通过燃料组件托盘和渐变式控制棒相对位置的变化来调整燃料的反应速度。在事故工况下,高性能液压千斤顶断电丧失承载能力,托盘在自身和燃料组件的重力作用下下落,使燃料组件落入控制棒的高吸收能力区,从而终止链式反应,实现反应堆的安全停堆。同时,本发明设置了多重链式反应中止屏障,大大降低了堆芯熔融物泄露的概率。
附图说明
图1为本发明所述逆推式反应堆压力容器及其堆内构件剖面图;
图中:1、反应堆压力容器顶封头;2、反应堆压力容器主体;3、反应堆压力容器底封头;4、主隔离板;5、次隔离板;6、输入输出管嘴;7、燃料组件托盘;8、渐变式控制棒;9、堆内结构导向钢柱;10、中子源组件;11、燃料组件;12、可燃毒物吸收体组件;13、仪器仪表组件;14、高性能液压千斤顶;15、高性能液压千斤顶动力与信号管线;16、中子吸收体。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。
如图1所示,本发明所述逆推式反应堆压力容器及其堆内构件包括反应堆压力容器顶封头1、反应堆压力容器主体2、反应堆压力容器底封头3、主隔离板4、次隔离板5、输入输出管嘴6、燃料组件托盘7、渐变式控制棒8、堆内结构导向钢柱9、高性能液压千斤顶14、高性能液压千斤顶动力与信号管线15、中子吸收体16;
反应堆压力容器顶封头1通过高强螺栓与反应堆压力容器主体2栓接,反应堆压力容器主体2与反应堆压力容器底封头3一体铸造;主隔离板4和次隔离板5焊接于反应堆压力容器底封头3,主隔离板4和次隔离板5的平面为水平向,且主隔离板4位于次隔离板5上方;高性能液压千斤顶14坐落于次隔离板5上;中子源组件10、可燃毒物吸收组件12、仪器仪表组件13坐落于主隔离板4上,其下端插入主隔离板4上的限位槽,其上端插入反应堆压力容器顶封头1的限位槽;渐变式控制棒8坐落于主隔离板4上,其下端插入主隔离板4上的限位槽,其上端插入反应堆压力容器顶封头1的限位槽;堆内结构导向钢柱9焊接于反应堆压力容器底封头3,其上端插入反应堆压力容器顶封头1的限位槽;燃料组件托盘7位于主隔离板4上方,其上开有若干个孔,供渐变式控制棒8、堆内结构导向钢柱9和其它组件(中子源组组件10、可燃毒物吸收组件12、仪器仪表组件13)穿过,其下端与高性能液压千斤顶14上端连接,燃料组件11插入燃料组件托盘7上的限位槽内;中子吸收体16位于反应堆压力容器主体2、反应堆压力容器底封头3、主隔离板4、次隔离板5形成的空腔里;高性能液压千斤顶动力与信号管线15与高性能液压千斤顶14连接且穿过反应堆压力容器底封头3与外部动力与信号系统连接;反应堆压力容器主体2开有若干个输入输出管嘴6;
所述反应堆压力容器顶封头1由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;其主要作用是用于反应堆压力容器的密闭,其内壁带有用于各种组件的限位槽,用于为各种组件定位;所述反应堆压力容器主体2由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;所述反应堆压力容器底封头3由不锈钢制成,其厚度为4cm;所述主隔离板4由不锈钢制成,其上为核反应区,其下为非核反应区,其厚度为4.5cm;所述次隔离板5由不锈钢制成,用于支撑高性能液压千斤顶14,同时为其动力与信号管线15提供屏蔽,其厚度为2cm;所述输入输出管嘴6是冷却水进入和流出反应堆压力容器的通道,其实际数目和位置根据具体堆型的不同而设计,流出的冷却水向蒸汽发生器提供高温高压水,用于蒸汽的生成;所述燃料组件托盘7由不锈钢制成,其上有燃料组件插槽,用于承载燃料组件11,其上还有各种贯穿孔,用于各种其他组件穿过,贯穿孔应比其他组件的外径略大,防止组件变形影响托盘移动;所述渐变式控制棒8,从下至上,其控制棒的中子吸收能力为“高—中—低”,其高吸收区为Ag-In-Cd合金,中吸收区为不锈钢加Ag-In-Cd合金,低吸收区为不锈钢加少量Ag-In-Cd合金,整根渐变式控制棒外包有不锈钢包壳;所述堆内结构导向钢柱9下端焊接在主隔离板4和反应堆压力容器底封头3,其上端插入反应堆压力容器顶封头1的限位槽,用于提高堆内结构的刚度,为燃料组件托盘7的移动提供导向;所述中子源组件10用于释放启动链式反应的中子;所述燃料组件11为带锆合金包壳的铀陶瓷燃料棒组件;所述可燃毒物吸收体组件12用于吸收可燃毒物;所述仪器仪表组件13用于放置各种仪器仪表;所述高性能液压千斤顶14具有在高温高压下工作的能力,设置了断电启动式泄压阀,在断电情况下,其泄压阀打开,高性能液压千斤顶14卸压,燃料组件托盘7随之缓慢下降,在下降过程中,高性能液压千斤顶14起到了阻尼器的作用,防止燃料组件托盘7下降速度过快对反应堆压力容器内各种组件和设备造成的冲击破坏;所述高性能液压千斤顶动力与信号管线15,用于向高性能液压千斤顶14提供动力和控制信号;所述中子吸收体16,具有极强的中子吸收能力,为钨包壳的Ag-In-Cd合金球,钨的熔点极高,在堆芯熔毁事故发生时,堆芯熔融物穿透主隔离板的情况下,用于中止熔融物的链式反应,保护内部的合金不至于外流。
本发明使用时,在反应堆厂房中,按前述顺序将本发明各组件连接,即可投入使用。通过高性能液压千斤顶14来控制反应性。当极端事故工况发生时,高性能液压千斤顶14断电,由于燃料组件托盘7和燃料组件11的自重,燃料组件11沿堆内结构导向钢柱9下落至渐变式控制棒8的高吸收区,从而起到控制作用。万一发生堆芯熔融,主隔离板4会包容这些熔融物,而当主隔离板4被熔穿后,中子吸收体16会对这些熔融物的反应性起到控制作用,大大避免堆芯熔穿的概率。

Claims (10)

1.一种带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:其包括反应堆压力容器顶封头(1)、反应堆压力容器主体(2)、反应堆压力容器底封头(3)、主隔离板(4)、次隔离板(5)、输入输出管嘴(6)、燃料组件托盘(7)、渐变式控制棒(8)、堆内结构导向钢柱(9)、高性能液压千斤顶(14)、高性能液压千斤顶动力与信号管线(15)和中子吸收体(16);
反应堆压力容器顶封头(1)通过螺栓与反应堆压力容器主体(2)连接,反应堆压力容器主体(2)与反应堆压力容器底封头(3)一体铸造;主隔离板(4)和次隔离板(5)焊接于反应堆压力容器底封头(3),主隔离板(4)和次隔离板(5)的平面为水平向,且主隔离板(4)位于次隔离板(5)上方;高性能液压千斤顶(14)坐落于次隔离板(5)上;渐变式控制棒(8)坐落于主隔离板(4)上,其下端插入主隔离板(4)上的限位槽,其上端插入反应堆压力容器顶封头(1)的限位槽;堆内结构导向钢柱(9)焊接于反应堆压力容器底封头(3),其上端插入反应堆压力容器顶封头(1)的限位槽;燃料组件托盘(7)位于主隔离板(4)上方,其上开有若干个孔,渐变式控制棒(8)和堆内结构导向钢柱(9)从中穿过,燃料组件托盘(7)下端与高性能液压千斤顶(14)上端连接;中子吸收体(16)位于反应堆压力容器主体(2)、反应堆压力容器底封头(3)、主隔离板(4)和次隔离板(5)形成的空腔里;高性能液压千斤顶动力与信号管线(15)与高性能液压千斤顶(14)连接且穿过反应堆压力容器底封头(3)与外部动力与信号系统连接;反应堆压力容器主体(2)开有若干个输入输出管嘴(6)。
2.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述渐变式控制棒(8),从下至上,其中子吸收能力为“高—中—低”;其高吸收区为Ag-In-Cd合金,中吸收区为不锈钢加Ag-In-Cd合金,低吸收区为不锈钢加Ag-In-Cd合金;渐变式控制棒(8)外包有不锈钢包壳。
3.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述的主隔离板(4)上坐落有中子源组件(10)、可燃毒物吸收组件(12)和仪器仪表组件(13),其下端均插入主隔离板(4)上的限位槽,上端均穿过燃料组件托盘(7)上的孔插入反应堆压力容器顶封头(1)的限位槽。
4.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述燃料组件托盘(7)由不锈钢制成,其上的限位槽内插有燃料组件(11)。
5.根据权利要求4所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述燃料组件(11)为带锆合金包壳的铀陶瓷燃料棒组件。
6.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述反应堆压力容器顶封头(1)由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;所述反应堆压力容器主体(2)由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;所述反应堆压力容器底封头(3)由不锈钢制成,其厚度为4cm。
7.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述主隔离板(4)由不锈钢制成,其厚度为4.5cm;所述次隔离板(5)由不锈钢制成,其厚度为2cm。
8.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述堆内结构导向钢柱(9)下端焊接在主隔离板(4)。
9.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述高性能液压千斤顶(14)具有在高温高压下工作的能力,设置了断电启动式泄压阀,在断电情况下,其泄压阀打开,高性能液压千斤顶(14)卸压,燃料组件托盘(7)随之缓慢下降。
10.根据权利要求1所述的带堆内构件的逆推式反应堆压力容器,其特征在于:所述中子吸收体(16)为钨包壳的Ag-In-Cd合金球。
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106033686B (zh) * 2015-09-21 2017-10-03 华北电力大学 一种可靠性高的核反应堆停堆装置
CN106531235B (zh) * 2016-12-29 2017-09-12 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种原位运动的紧凑型反应性控制机构
CN107039090A (zh) * 2017-05-10 2017-08-11 中国原子能科学研究院 一种分段设计钠冷快堆控制棒
CN112392597A (zh) * 2020-11-17 2021-02-23 哈尔滨工程大学 一种核动力发动机装置

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3255086A (en) * 1958-10-28 1966-06-07 Hitchcock Anthony John Michael Nuclear reactor control system
US3267002A (en) * 1965-01-28 1966-08-16 Jr Leonard W Fromm Method for controlling a nuclear reactor
US4169759A (en) * 1975-08-14 1979-10-02 Combustion Engineering Inc. Method for operating a nuclear reactor with scrammable part length rod
US4451428A (en) * 1980-01-07 1984-05-29 Hitachi, Ltd. Control rods and method of producing same
CN85105559A (zh) * 1985-07-20 1987-01-28 西屋电气公司 一种减少端部反应性当量的核反应堆控制棒
CN86104957A (zh) * 1985-08-08 1987-04-01 西屋电气公司 考虑到零反应性再分布因素而应用轴向不均匀吸收材料的全长控制棒
CN203134390U (zh) * 2013-01-14 2013-08-14 上海核工程研究设计院 带堆内构件的逆推式反应堆压力容器

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3255086A (en) * 1958-10-28 1966-06-07 Hitchcock Anthony John Michael Nuclear reactor control system
US3267002A (en) * 1965-01-28 1966-08-16 Jr Leonard W Fromm Method for controlling a nuclear reactor
US4169759A (en) * 1975-08-14 1979-10-02 Combustion Engineering Inc. Method for operating a nuclear reactor with scrammable part length rod
US4451428A (en) * 1980-01-07 1984-05-29 Hitachi, Ltd. Control rods and method of producing same
CN85105559A (zh) * 1985-07-20 1987-01-28 西屋电气公司 一种减少端部反应性当量的核反应堆控制棒
CN86104957A (zh) * 1985-08-08 1987-04-01 西屋电气公司 考虑到零反应性再分布因素而应用轴向不均匀吸收材料的全长控制棒
CN203134390U (zh) * 2013-01-14 2013-08-14 上海核工程研究设计院 带堆内构件的逆推式反应堆压力容器

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Estimation of the fast neutron fluence at control rod tips using 3-D diffusion/2-D transport multi-step calculation scheme;H.Ferroukhi et al.;《Annal of Nuclear Energy》;20090430;第36卷(第2期);第286~291页 *
Investigation of axial gradients near a congtrol rod tip;John Loberg et al.;《Annals of Nuclear Energy》;20110731;第38卷(第7期);第1609~1615页 *
夏祖讽等.百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究.《核动力工程》.2002,第23卷(第2期), *
秦山核电二期工程控制棒棒位系统设计;左文等;《核动力工程》;20030630;第24卷(第2期);第146~149页 *

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