CN106409350B - 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 - Google Patents
一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN106409350B CN106409350B CN201610945288.9A CN201610945288A CN106409350B CN 106409350 B CN106409350 B CN 106409350B CN 201610945288 A CN201610945288 A CN 201610945288A CN 106409350 B CN106409350 B CN 106409350B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- heavy metal
- duct
- cooled reactor
- partition board
- fuel assembly
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，包括：重金属冷却反应堆本体，反应堆本体中设有多组燃料组件；用以供重金属冷却剂自下而上进行流动的孔道，多组燃料组件环绕设置在孔道的外周；设置在孔道中的隔板，隔板位于多组燃料组件活性段的下端面以下的位置；设置在孔道中的且由隔板进行隔挡的多个中子吸收球，其中：隔板被打开，重金属冷却剂中的多个中子吸收球上浮至孔道中的多组燃料组件活性段的区间位置，以吸收中子使重金属冷却反应堆紧急停堆。实施本发明的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，可主动或被动投入运行，为堆芯引入足量的负反应性，保证堆芯始终处于反应性可控状态。
Description
技术领域
本发明涉及核电领域，尤其涉及一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统。
背景技术
现有技术中，重金属冷却反应堆的紧急停堆保护主要采用如下结构方案，1、由控制棒应急停堆子系统组成的结构方案，其中：控制棒应急停堆子系统的停堆断路器与反应堆保护系统相连接，当接收反应堆保护系统发出的紧急停堆信号并实现控制棒下落。2、具有温度触发功能的停堆的结构方案，其中：利用软磁材料在堆芯出口冷却剂温度超过软磁材料的居里点温度时，由于自身的物理性能而失去磁性，软磁材料断开与永磁铁的吸附，从而把加速器的正负开关断开，实现非能动停堆的目的。3、由燃料组件、第一套控制棒、第二套控制棒以及铍组件组成的结构方案，其中：采用机械控制棒作为第二套停堆系统的堆芯，当第一套控制棒卡在临界棒位无法实现停堆动作时，可以通过第二套控制棒实现快速停堆。
以上重金属冷却反应堆的紧急停堆保护存在的问题是：重金属冷却剂的密度较大，控制棒组件需增加配重材料，以保证控制棒组件插入堆芯；控制棒组件存在卡棒风险，导致部分控制棒无法顺利插入堆芯。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于，提供一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，可主动或被动投入运行，为堆芯引入足量的负反应性，保证堆芯始终处于反应性可控状态。
为了解决上述技术问题，本发明的实施例提供了一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，包括：重金属冷却反应堆本体，重金属冷却反应堆本体中设有多组燃料组件；可使重金属冷却剂自下而上进行流动的孔道，多组燃料组件环绕设置在孔道的外周，孔道设置在按一定规则进行排布的多组燃料组件的中心位置；设置在孔道中的隔板，隔板位于多组燃料组件活性段的下端面以下的位置；设置在孔道中的且由隔板进行隔挡的多个中子吸收球，其中：隔板被打开，重金属冷却剂中的多个中子吸收球上浮至孔道中的多组燃料组件活性段的区间位置，以吸收中子使重金属冷却反应堆紧急停堆。
其中，燃料组件的截面呈六边形，孔道的截面为圆形，多组燃料组件依次紧密排布将孔道围挡在其中。
其中，隔板设置为可供重金属冷却剂自下而上进行流动的网格状。
其中，隔板设置为可主动打开。
其中，隔板设有由热敏材料构成的开关，开关设置的使隔板打开的动作温度可调节。
其中，中子吸收球为碳化硼中子吸收球。
其中，碳化硼中子吸收球的内部可设为空心，以降低碳化硼中子吸收球的等效密度。
其中，孔道可设置为多个，用以提高其中装载中子吸收球的数量。
本发明所提供的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，具有如下有益效果：
第一、由于孔道中设置隔板，隔板位于多组燃料组件活性段的下端面以下的位置；多个中子吸收球设置在孔道中的且由隔板进行隔挡，其中：隔板被打开，重金属冷却剂中的多个中子吸收球上浮至孔道中的多组燃料组件活性段的区间位置，以吸收中子使重金属冷却反应堆紧急停堆。本系统可以主动或被动投入运行，在反应堆正常运行期间，中子吸收球被隔板隔离无法进入燃料组件的活性段区间，自堆芯下部向上流动的重金属冷却剂可以通过中子吸收球之间的缝隙和网状隔板上的开孔流入到孔道内部以冷却堆芯。当紧急状态时，隔板被打开，中子吸收球将快速上浮到孔道中的燃料组件的活性段区间，从而吸收中子使反应堆实现紧急停堆。
第二，当重金属冷却反应堆接收到停堆信号、或者反应堆一回路冷却剂温度超过设计限值时，可主动或被动投入运行，为堆芯引入足量的负反应性，保证堆芯始终处于反应性可控状态。
第三、结构合理，安全可靠。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明实施例重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统的径向结构示意图。
图2是本发明实施例重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统的截面结构示意图。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
结合参见图1-图2所示，为本发明重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统的实施例一。
本实施例中的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，包括：重金属冷却反应堆本体1，重金属冷却反应堆本体1中设有多组燃料组件2；可使重金属冷却剂L自下而上进行流动的孔道3，多组燃料组件2环绕设置在孔道3的外周；设置在孔道3中的隔板4，隔板4位于多组燃料组件2活性段2a的下端面21以下的位置；设置在孔道3中的且由隔板4进行隔挡的多个中子吸收球5，其中：隔板4被打开，重金属冷却剂L中的多个中子吸收球5上浮至孔道3中的多组燃料组件2活性段2a的区间位置，以吸收中子使重金属冷却反应堆紧急停堆。
具体实施时，重金属冷却反应堆本体1的形状并不限定，其内部能够承载重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统的其它零构件及重金属冷却剂L即可。
本实施例中的燃料组件2呈条状，其截面呈六边形，因此，多组燃料组件2依次紧密排列可以排成蜂巢状的结构。具体实施时，燃料组件2设置的数量以及排列方式并不限定，可以根据实际情况进行调整。此外，根据功能划分，燃料组件2的中下部为本实施例中所指定的活性段2a，燃料组件2的底部端面为燃料组件2的下端面21。
孔道3设置在重金属冷却反应堆本体1的内部，其所提供的功能是重金属冷却剂L自下而上进行流动的通道和中子吸收球5上浮的通道，其中，重金属冷却剂L在流动过程中可对燃料组件2进行冷却，从而降低堆芯的热点因子。本实施例中，孔道3也呈条状，其截面呈圆形，孔道外侧有冷却剂流通，如此设置，可以充分冷却堆芯内部的热组件，以提升冷却效果。进一步的，孔道3与多组燃料组件2之间相对位置并不限定，主要满足多组燃料组件2环绕设置在孔道3的外周即可。
优选的，孔道3设置在按照巢状排布的多组燃料组件2的中心位置。如此设置的作用是：由于重金属冷却反应堆的中心位置具有更高的中子注量率，在多组燃料组件2的中心位置布置孔道3，可以使孔道3中的中子吸收球5的吸收效果最明显，使停堆系统的价值最大化。此外，由于中子注量率与燃料组件2的功率成正比关系，因此，中心位置的燃料组件2一般是最热的组件，取消中心位置的燃料组件并设置供冷却剂流通的孔道3，有利于正常运行期间对燃料组件2进行冷却，从而降低堆芯热点因子。
可以理解的是，孔道3可以根据实际需要设置在其它被多组燃料组件2环绕围挡的位置，从而可以容纳大量中子吸收球，为堆芯引入充足的负反应性。此外，燃料组件2和孔道3的截面形状并不限定在上述六边形，只要满足多组燃料组件2依次紧密排布将孔道3围挡在其中即可。
进一步的，隔板4设置在孔道3中，其位于多组燃料组件2活性段2a的下端面21以下的位置，隔板4的作用是：对放置在孔道3中下部的多个中子吸收球5进行阻隔。在反应堆正常运行期间，中子吸收球5被隔板4隔离无法进入燃料组件2的活性段2a区间，自堆芯下部向上流动的重金属冷却剂L可以通过中子吸收球5之间的缝隙和隔板4流入到孔道3的内部以冷却堆芯。将隔板4设置在多组燃料组件2活性段2a的下端面21以下的位置，可以在反应堆正常运行期间阻止中子吸收球5进入堆芯活性段2a，从而避免裂变反应产生的中子被吸收。
优选的，隔板4设置为可供重金属冷却剂L自下而上进行流动的网格状，如此设置的作用是：重金属冷却剂L可以不受隔板4的影响，自下而上流动通过，对多组燃料组件2进行冷却。
进一步的，隔板4设置为可主动打开或被动打开。例如：隔板4上设有打开的开关，该开关在接收到外部紧急停堆信号后即被触发，重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统运转，投入使用。再如:隔板4上设置的开关为由热敏材料构成的热敏开关，通过合理设置热敏开关的动作温度，当重金属冷却剂L温度超过一定限值时，热敏开关自动打开，使停堆系统自动投入运行。
进一步的，本实施例中的多个中子吸收球5为多个碳化硼中子吸收球，本实施例中，碳化硼中子吸收球的密度为2.51g/cm3。
将中子吸收球5设为碳化硼中子吸收球的作用是:中子吸收球为球型，可使在停堆过程中不会发生卡棒的状况。此外，碳化硼中子吸收球之间的间隙也可以使重金属冷却剂L自下而上流动通过。
优选的，碳化硼中子吸收球的内部设为空心，以降低碳化硼中子吸收球的等效密度。如此设置的作用是：在保证停堆裕量足够的前提下，碳化硼中子吸收球设置为空心，能够提高碳化硼中子吸收球上浮至堆芯相应区段的速度。
本实施例中的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统在具体实施时，在反应堆正常运行期间，碳化硼中子吸收球被隔板4隔离无法进入燃料组件2的活性段2a区间，自重金属冷却反应堆的堆芯下部向上流动的重金属冷却剂L可以通过碳化硼中子吸收球之间的缝隙和网格状隔板4上的开孔流入到孔道3的内部以冷却堆芯。当重金属冷却反应堆接收到停堆信号、或者反应堆一回路冷却剂温度超过设计限值等紧急状态时，隔板4被打开，由于冷却剂L和碳化硼中子吸收球的密度差异很大，碳化硼中子吸收球将快速上浮到堆芯活性段2a的区段，从而吸收中子使反应堆实现紧急停堆。由于碳化硼中子吸收球的球型设计特点，以及在专门的孔道3内上浮，因此不会发生卡涩问题。停堆后，冷却剂L仍然可以通过碳化硼中子吸收球之间的缝隙将衰变热带走。
本发明的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统的其它实施方式中，孔道3可以设置为多个，任一个孔道3被燃料组件2环绕围挡，任一个孔道3的内部分别设置上述隔板4和中子吸收球5，如此设置能够提高孔道3中装载中子吸收球5的数量，其具体实施方式与上述实施方式相同，不再赘述。
实施本发明的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，具有如下有益效果：
第一、由于孔道中设置隔板，隔板位于多组燃料组件活性段的下端面以下的位置；多个中子吸收球设置在孔道中的且由隔板进行隔挡，其中：隔板被打开，重金属冷却剂中的多个中子吸收球上浮至孔道中的多组燃料组件活性段的区间位置，以吸收中子使重金属冷却反应堆紧急停堆。本系统可以主动或被动投入运行，在反应堆正常运行期间，中子吸收球被隔板隔离无法进入燃料组件的活性段区间，自堆芯下部向上流动的重金属冷却剂可以通过中子吸收球之间的缝隙和网状隔板上的开孔流入到孔道内部以冷却堆芯。当紧急状态时，隔板被打开，中子吸收球将快速上浮到孔道中的燃料组件的活性段区间，从而吸收中子使反应堆实现紧急停堆。
第二，当重金属冷却反应堆接收到停堆信号、或者反应堆一回路冷却剂温度超过设计限值时，可主动或被动投入运行，为堆芯引入足量的负反应性，保证堆芯始终处于反应性可控状态。
第三、结构合理，安全可靠。
Claims (8)
1.一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，用以为重金属冷却反应堆的堆芯引入足量的负反应性，将重金属冷却反应堆带入次临界状态，其特征在于，包括：
重金属冷却反应堆本体，所述重金属冷却反应堆本体中设有多组燃料组件；
可使重金属冷却剂自下而上进行流动的孔道，所述多组燃料组件环绕设置在所述孔道的外周,所述孔道设置在按一定规则进行排布的多组燃料组件的中心位置；
设置在所述孔道中的隔板，所述隔板位于所述多组燃料组件活性段的下端面以下的位置；
设置在所述孔道中的且由所述隔板进行隔挡的多个中子吸收球，其中：所述隔板被打开，重金属冷却剂中的所述多个中子吸收球上浮至所述孔道中的所述多组燃料组件的活性段区间位置，以吸收中子使重金属冷却反应堆紧急停堆。
2.如权利要求1所述的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，其特征在于，所述燃料组件的截面呈六边形，所述孔道的截面为圆形，所述多组燃料组件依次紧密排布将所述孔道围挡在其中。
3.如权利要求1所述的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，其特征在于，所述隔板设置为可供重金属冷却冷却剂自下而上进行流动的网格状。
4.如权利要求3所述的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，其特征在于，所述隔板设置为可主动打开。
5.如权利要求3所述的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，其特征在于，所述隔板设有由热敏材料构成的开关，所述开关设置的使所述隔板打开的动作温度可调节。
6.如权利要求1所述的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，其特征在于，所述中子吸收球为碳化硼中子吸收球。
7.如权利要求6所述的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，其特征在于，所述碳化硼中子吸收球的内部可设为空心，以降低碳化硼中子吸收球的等效密度。
8.如权利要求1所述的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统，其特征在于，所述孔道设置为多个，用以提高其中装载所述中子吸收球的数量。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201610945288.9A CN106409350B (zh) | 2016-11-02 | 2016-11-02 | 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201610945288.9A CN106409350B (zh) | 2016-11-02 | 2016-11-02 | 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN106409350A CN106409350A (zh) | 2017-02-15 |
| CN106409350B true CN106409350B (zh) | 2018-09-28 |
Family
ID=58013648
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201610945288.9A Active CN106409350B (zh) | 2016-11-02 | 2016-11-02 | 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN106409350B (zh) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108231218B (zh) * | 2017-12-29 | 2023-05-30 | 安徽中科超核科技有限公司 | 一种用于核电宝和其它反应堆的非能动停堆保护系统 |
| CN108416135B (zh) * | 2018-03-02 | 2021-07-30 | 中国核电工程有限公司 | 一种由测量单组棒价值拟合应急保护价值的方法及装置 |
| CN109830315B (zh) * | 2019-01-29 | 2022-08-02 | 哈尔滨工程大学 | 一种展开式核反应堆堆芯 |
| CN110660494A (zh) * | 2019-09-02 | 2020-01-07 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种适用于小型液态重金属反应堆的功率调节装置 |
| RU2762377C1 (ru) * | 2021-04-30 | 2021-12-20 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Устройство защиты ядерного реактора |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN206194381U (zh) * | 2016-11-02 | 2017-05-24 | 中广核研究院有限公司 | 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB903288A (en) * | 1959-07-20 | 1962-08-15 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to restraint means and to shut-down apparatus for nuclear reactors employing such means |
| US4139414A (en) * | 1977-06-10 | 1979-02-13 | Combustion Engineering, Inc. | Scram device having a multiplicity of neutron absorbing masses |
| US4343764A (en) * | 1980-04-28 | 1982-08-10 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor control column |
| FR2983625B1 (fr) * | 2011-12-02 | 2014-02-07 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de declenchement et d'insertion d'elements absorbants et/ou mitigateurs dans une zone fissile d'un reacteur nucleaire et assemblage de combustible nucleaire comportant un tel dispositif |
| CN103065692B (zh) * | 2013-01-18 | 2015-04-22 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属冷却反应堆的安全棒驱动系统 |
-
2016
- 2016-11-02 CN CN201610945288.9A patent/CN106409350B/zh active Active
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN206194381U (zh) * | 2016-11-02 | 2017-05-24 | 中广核研究院有限公司 | 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN106409350A (zh) | 2017-02-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN106409350B (zh) | 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 | |
| CN102568624B (zh) | 高温超临界核反应堆 | |
| CN106328223B (zh) | 一种新型非能动安全壳能量控制系统 | |
| CN103474098B (zh) | 机械控制棒结合硼注入系统作为第二套停堆系统的堆芯 | |
| CN206194381U (zh) | 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统 | |
| Venard et al. | The ASTRID core at the end of the conceptual design phase | |
| CN103578575A (zh) | 球形燃料反应堆 | |
| CN102915774B (zh) | 核反应堆以及核反应堆停堆方法 | |
| CN110867261B (zh) | 多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法 | |
| US4113560A (en) | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
| JP2016029393A (ja) | 安全性が高い高速増殖炉 | |
| Guidez et al. | ESFR smart project conceptual design of in-vessel core catcher | |
| JP2009186473A (ja) | ナトリウム冷却炉のための冷態停止装置 | |
| GB1029712A (en) | Improvements in or relating to nuclear reactors | |
| CN114220568B (zh) | 一种非能动及能动乏燃料水池空冷系统 | |
| CN205194342U (zh) | 一种使用乏燃料池冷却装置的池式常压供热堆 | |
| US5064602A (en) | Control rod flow diverters | |
| CN105427901A (zh) | 一种使用乏燃料池冷却装置的池式常压供热堆 | |
| Purba et al. | A comparative study on safety design requirements between HTGR and LWR | |
| Park et al. | Severe Accident Mitigation Technology for SMART | |
| Chen et al. | Overview on new research reactors in China | |
| Paranjpe | Overview of Indian position: Passive and active safety features of LMFBRs | |
| Yan et al. | Comprehensive Comparison and Analysis for Fast Reactors | |
| Polidoro et al. | Preliminary analysis of in-vessel corium confinement and cooling in a large sodium fast reactor | |
| Xu et al. | HTR-10 Severe accident management |
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 |