CN104658620B - 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 - Google Patents

一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 Download PDF

Info

Publication number
CN104658620B
CN104658620B CN201510061189.XA CN201510061189A CN104658620B CN 104658620 B CN104658620 B CN 104658620B CN 201510061189 A CN201510061189 A CN 201510061189A CN 104658620 B CN104658620 B CN 104658620B
Authority
CN
China
Prior art keywords
main pump
heat exchanger
entrance point
reactor
hot
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.)
Active
Application number
CN201510061189.XA
Other languages
English (en)
Other versions
CN104658620A (zh
Inventor
刘书勇
周涛
柏云清
宋勇
吴宜灿
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.)
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Original Assignee
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
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 Hefei Institutes of Physical Science of CAS filed Critical Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority to CN201510061189.XA priority Critical patent/CN104658620B/zh
Publication of CN104658620A publication Critical patent/CN104658620A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104658620B publication Critical patent/CN104658620B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • 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
    • 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
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • 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
    • G21C15/22—Structural association of coolant tubes with headers
    • 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

本发明公开了一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置，包括容器、堆芯、主泵、换热器、热隔板、控制棒驱动机构、控制棒组件、燃料组件、换热器出口端、换热器进口端、主泵进口端、主泵出口端、栅板联箱、节流阀、堆顶盖、热池、冷池、覆盖气体。本发明主回路循环装置能够有效保障事故工况下控制棒驱动机构的落棒时间，系统结构简单，只需要在主容器内增加一套管道系统，不会影响反应堆运行、换料、停堆操作，有效提高反应堆的经济性、可靠性和安全性。

Description

一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置
技术领域
本发明涉及一种反应堆的主回路循环装置技术，特别涉及一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置。
背景技术
在液态重金属冷却反应堆中，事故工况下停堆方式主要有以下几种：
第一种是中国先进研究堆CARR中采用向下落棒的停堆方式，正常运行工况冷却剂向下流过堆芯，事故工况下转为依靠自然循环向上流过堆芯，由于停堆时依靠惯性冷却剂仍然能够维持一段时间向下流动，落棒时间可以得到保证，但是在事故工况下堆芯内冷却剂存在一段时间的滞留，有可能存在包壳融合的风险。
第二种是欧洲ALFRED采用配重向下落棒的停堆方式，由于堆芯内冷却剂向上流动的阻力作用，落棒时间受堆芯内冷却剂流速影响较大，难以得到充分保证。换料需要开盖操作，影响反应堆的安全性。
第三种是欧洲MYRRHA采用浮力向上提棒的停堆方式，该方案的停堆时间得以保证，堆芯需布置在容器内上部空间，需要较大的堆内空间，增加冷却剂装量，经济性不高，同时较大的冷却剂装量降低了反应堆的抗震性能，存在一定的安全隐患。
发明内容
本发明的目的是提供一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置以有效提高反应堆的经济性、可靠性和安全性。
本发明技术解决方案如下：一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置，其包括容器、堆芯、主泵、换热器、热隔板、控制棒驱动机构、控制棒组件、燃料组件、换热器出口端、换热器进口端、主泵进口端、主泵出口端、栅板联箱、节流阀、堆顶盖、热池、冷池和覆盖气体；栅板联箱用于支撑堆芯，热隔板将栅板联箱固定在容器的底部，热隔板将主回路冷却剂分成上部的热池与下部的冷池两部分，堆顶盖与热池之间充有覆盖气体，控制棒组件与燃料组件布置在堆芯内，控制棒驱动机构固定在堆顶盖上，主泵与换热器布置在容器内，换热器进口端布置在换热器上部，换热器出口端布置在换热器下部，主泵进口端布置在换热器出口端附近，主泵出口端通过管道与栅板联箱连接，控制棒组件冷却剂通道通过节流阀与主泵进口端相连。
其中，反应堆运行时主泵将主泵进口端的冷却剂送入栅板联箱中，冷却剂向上流动吸收燃料组件释放的核热后流入热池，热池中的部分冷却剂通过换热器的放热后返回冷池，然后在主泵的抽吸作用下进入主泵进口端，热池中的部分冷却剂向下流动带走控制棒组件内部分热量，然后流经节流阀后进入主泵进口端，完成一个循环。
与现有技术相比，本发明的优点是：
1)本发明主回路循环装置能够有效保障事故工况下控制棒驱动机构的落棒时间。
2)本发明系统结构简单，只需要在主容器内增加一套管道系统，不会影响反应堆运行、换料、停堆操作。
3)本发明有效提高反应堆的经济性、可靠性和安全性。
附图说明
图1为本发明提供的一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置示意图。
图中附图标记含义为：容器1、堆芯2、主泵3、换热器4、热隔板5、控制棒驱动机构6、控制棒组件7、燃料组件8、换热器出口端9、换热器进口端10、主泵进口端11、主泵出口端12、栅板联箱13、节流阀14、堆顶盖15、热池16、冷池17、覆盖气体18。
具体实施方式
下面结合附图与具体实施方式对本发明作进一步详细描述：
如图1所示，本发明一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置，包括容器1、堆芯2、主泵3、换热器4、热隔板5、控制棒驱动机构6、控制棒组件7、燃料组件8、换热器出口端9、换热器进口端10、主泵进口端11、主泵出口端12、栅板联箱13、节流阀14、堆顶盖15、热池16、冷池17、覆盖气体18；栅板联箱13用于支撑堆芯2，热隔板5将栅板联箱13固定在容器1的底部，热隔板5将主回路冷却剂分成上部的热池16与下部的冷池17两部分，堆顶盖15与热池16之间充有覆盖气体18，控制棒组件7与燃料组件8布置在堆芯2内，控制棒驱动机构6固定在堆顶盖15上，主泵3与换热器4布置在容器1内，换热器进口端10布置在换热器4上部，换热器出口端9布置在换热器4下部，主泵进口端11布置在换热器出口端9附近，主泵出口端12通过管道与栅板联箱13连接，控制棒组件7冷却剂通道通过节流阀14与主泵进口端11相连。
反应堆运行时主泵3将主泵进口端11的冷却剂送入栅板联箱13中，冷却剂向上流动吸收燃料组件8释放的核热后流入热池16，热池16中的部分冷却剂通过换热器4的放热后返回冷池17，然后在主泵3的抽吸作用下进入主泵进口端11，热池16中的部分冷却剂向下流动带走控制棒组件7内部分热量，然后流经节流阀14后进入主泵进口端11，完成一个循环。
反应堆停堆时，控制棒组件7内冷却剂仍然维持一段时间向下流动，控制棒驱动机构6采用配重向下落棒方式将承受较小阻力，落棒时间可以得到充分保证，确保反应堆的安全。
与现有技术相比，本发明主回路循环装置能够有效保障事故工况下控制棒驱动机构的落棒时间。系统结构简单，只需要在主容器内增加一套管道系统，不会影响反应堆运行、换料、停堆操作，有效提高反应堆的经济性、可靠性和安全性。

Claims (1)

1.一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置，其特征在于包括：容器(1)、堆芯(2)、主泵(3)、换热器(4)、热隔板(5)、控制棒驱动机构(6)、控制棒组件(7)、燃料组件(8)、换热器出口端(9)、换热器进口端(10)、主泵进口端(11)、主泵出口端(12)、栅板联箱(13)、节流阀(14)、堆顶盖(15)、热池(16)、冷池(17)和覆盖气体(18)；栅板联箱(13)用于支撑堆芯(2)，热隔板(5)将栅板联箱(13)固定在容器(1)的底部，热隔板(5)将主回路冷却剂分成上部的热池(16)与下部的冷池(17)两部分，堆顶盖(15)与热池(16)之间充有覆盖气体(18)，控制棒组件(7)与燃料组件(8)布置在堆芯(2)内，控制棒驱动机构(6)固定在堆顶盖(15)上，主泵(3)与换热器(4)布置在容器(1)内，换热器进口端(10)布置在换热器(4)上部，换热器出口端(9)布置在换热器(4)下部，主泵进口端(11)布置在换热器出口端(9)附近，主泵出口端(12)通过管道与栅板联箱(13)连接，控制棒组件(7)冷却剂通道通过节流阀(14)与主泵进口端(11)相连；
反应堆运行时主泵(3)将主泵进口端(11)的冷却剂送入栅板联箱(13)中，冷却剂向上流动吸收燃料组件(8)释放的核热后流入热池(16)，热池(16)中的部分冷却剂通过换热器(4)的放热后返回冷池(17)，然后在主泵(3)的抽吸作用下进入主泵进口端(11)，热池(16)中的部分冷却剂向下流动带走控制棒组件(7)内部分热量，然后冷却经流出，经过管道，再流经节流阀(14)后进入主泵进口端(11)，完成一个循环。
CN201510061189.XA 2015-02-05 2015-02-05 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 Active CN104658620B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510061189.XA CN104658620B (zh) 2015-02-05 2015-02-05 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510061189.XA CN104658620B (zh) 2015-02-05 2015-02-05 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104658620A CN104658620A (zh) 2015-05-27
CN104658620B true CN104658620B (zh) 2017-03-01

Family

ID=53249639

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510061189.XA Active CN104658620B (zh) 2015-02-05 2015-02-05 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104658620B (zh)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
ITUA20163716A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante
CN206726783U (zh) * 2016-06-03 2017-12-08 泰拉能源有限责任公司 用于反应堆的内部容器
CN106593934B (zh) * 2016-12-30 2017-09-12 中国科学院合肥物质科学研究院 一种池式反应堆用立式泵
CN106710645B (zh) * 2016-12-30 2017-10-13 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于核能系统的主回路循环装置
CN107507653A (zh) * 2017-08-29 2017-12-22 华北电力大学 一种铅冷快堆可分离堆芯实施方案
CN109887623A (zh) * 2019-01-25 2019-06-14 中广核研究院有限公司 一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆
CN113140348B (zh) * 2021-03-05 2023-06-30 国科中子能(青岛)研究院有限公司 一种反应堆核电源及具有其的移动载具
CN113658729B (zh) * 2021-07-07 2023-12-12 中国原子能科学研究院 控制棒驱动机构安装通道的结构变形确定方法及确定装置
CN113689963B (zh) * 2021-08-30 2022-12-09 西安交通大学 小型氟盐冷却高温堆多用途热输运系统
CN113883083B (zh) * 2021-10-25 2023-05-23 中国原子能科学研究院 用于反应堆的主泵及反应堆

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5043136A (en) * 1990-06-21 1991-08-27 General Electric Company Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors
KR100594840B1 (ko) * 2003-05-21 2006-07-03 한국원자력연구소 풀 직접 냉각방식의 피동 안전등급 액체금속로잔열제거방법 및 잔열제거시스템
CN103928064B (zh) * 2013-01-14 2017-05-17 上海核工程研究设计院 一种热动转换系统
CN104167226B (zh) * 2014-09-05 2017-01-25 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN104658620A (zh) 2015-05-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104658620B (zh) 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置
CA2823960C (en) Nuclear reactor control method and apparatus
CN105023621A (zh) 快堆型耦合核反应的实施方法及其核反应堆
CN103280247B (zh) 一种氟盐冷却高温堆的非能动余热排出系统
CN103065693B (zh) 一种液态金属冷却池式反应堆堆内冷热池分隔系统
CN106710645B (zh) 一种用于核能系统的主回路循环装置
KR101250474B1 (ko) 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템
CN104103325B (zh) 一种长期非能动安全壳热量导出系统
CN104464842A (zh) 加速器驱动铅铋冷却次临界行波堆
CN102568624B (zh) 高温超临界核反应堆
CN204178729U (zh) 一种长期非能动安全壳热量导出系统
US20110075786A1 (en) Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
MY184252A (en) Fast neutron reactor and neutron reflector block of a fast neutron reactor
Wang et al. Analyses of liquid entrainment through ADS-4 in AP1000 during a typical small break LOCA transient
Chang et al. A comparative study of the MATRA-LMR-FB calculation with the SABRE result for the flow blockage accident in the sodium cooled fast reactor
US20110075788A1 (en) Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
CN104681108A (zh) 一种液态金属冷却反应堆失流后非能动自然循环强化系统及方法
US20110075787A1 (en) Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
KR100572046B1 (ko) 수직 주입관, 스파져, 주입구 내부의 나사선 및 경사주입관을 이용한 비상 노심 냉각수 원자로용기 직접주입계통
Zhao et al. Numerical simulation of natural circulation characteristics under different DHX layout schemes in pool-type SFR during station blackout accident
CN208416778U (zh) 一种水轮发电机组的冷却系统
CN205194342U (zh) 一种使用乏燃料池冷却装置的池式常压供热堆
CN205004048U (zh) 反应性控制系统及核反应堆
Jahanfarnia et al. Variable moderation high performance light water reactor (VMHWR)
CN105427901A (zh) 一种使用乏燃料池冷却装置的池式常压供热堆

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant