CN106653105A - 一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统，包括分离式双容器、容器独立支撑系统、容器协调支撑系统和连接管道。双容器及支撑系统具有整体可移动特征，分离式双容器内盛高温液体冷却剂，容器之间通过管道连接，容器独立支撑系统支撑容器稳定性，容器协调支撑系统保证容器在运行或移动过程中变形协调。本发明将约束自由度进行分离，通过独立支撑系统和协调支撑系统两套协调的约束组合将有效提供双容器的支撑，并能保证结构和设备对应的变形协调一致，减少结构的运行和运输过程中应力集中等不利因素出现。

Description

一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统
技术领域
本发明属于核反应堆领域，特别涉及一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统。
背景技术
液态金属冷却反应堆一般为池式一体化设计，堆容器一般为吊式容器，但池内冷却剂装量较多，不利于池式反应堆的小型化。反应堆一回路采用分离式双容器布置可有有效提高反应堆的紧凑型布置。容器内盛有高温液态金属冷却剂，容器支撑的热膨胀问题以及容器在运输过程晃动变形协调是影响反应堆安全的一个关键问题，常见的单一容器支撑系统不能解决高温热膨胀应力和变形协调问题，从而影响容器支撑安全和反应堆容器安全。
发明内容
本发明技术解决问题：为克服现有技术的不足，提供一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统。
本发明解决技术问题采用如下技术方案：
一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统，包括分离式双容器、容器独立支撑系统、容器协调支撑系统以及连接管路，所述分离式双容器设置在容器支撑系统以及容器协调支撑系统尚，所述分离式双容器、容器独立支撑系统以及容器协调支撑系统可整体移动，所述分离式双容器内盛高温液体冷却，分离式双容器之间通过所述连接管路连接，所述容器独立支撑系统用于支撑分离式双容器，所述容器协调支撑系统用于协调分离式双容器在运行或移动过程中的变形。
本发明还存在以下特征：
所述分离式双容器包括主容器和附容器，所述主容器和附容器之间通过连接管路连通，所述主容器和附容器之间形成池式回路。
所述主容器和附容器为双层容器。
所述容器独立支撑系统包括吊式独立支撑系统，所述主容器和附容器通过法兰固定在吊式独立支撑系统的顶端，所述主容器和附容器的下端自由。
所述容器独立支撑系统包括第一坐式独立支撑系统和第二坐式独立支撑系统，所述主容器及附容器中的外层容器和内层容器通过锥形环在下部固定，所述主容器及附容器中的外层容器和内层容器的上端通过坐式独立支撑系统补偿器连接。
所述容器协调支撑系统包括协调支撑系统耳座、协调支撑系统连杆、为协调支撑系统固定梢，所述协调支撑系统耳座设置在所述主容器及附容器的外壁，所述协调支撑系统连杆设置在协调支撑系统耳座的悬伸端，所述协调支撑系统连杆的另一端通过所述协调支撑系统固定梢固定。
所述容器协调支撑系统为周向单向约束系统，两个容器的约束方向相反；
所述容器协调支撑系统为周向双向约束系统。
所述高温液体为液态金属冷却剂。
与已有技术相比，本发明的有益效果体现在：
(1)将约束自由度进行分离，通过独立支撑系统和协调支撑系统两套协调的约束组合将有效提供双容器的支撑，提高反应堆结构安全；
(2)独立支撑系统采用多排工字钢结构可以使得容器及其内覆重均匀分载，提供支撑的稳定性；
(3)协调支撑系统采用转锚结构可以使得协调双容器扭转变形的同时，释放其他自由度，保障了结构安全。
附图说明
构成本申请的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。在附图中：
图1是小型核反应堆双容器坐式支撑系统；
图2是小型核反应堆双容器吊式支撑系统；
图3是小型核反应堆双容器单周向约束协调支撑系统；
图4是小型核反应堆双容器双周向约束协调支撑系统。
其中，1为主容器；2为附容器；3为协调支撑系统；4为第一坐式独立支撑系统；5为第二坐式独立支撑系统；6为坐式独立支撑系统补偿器；7为吊式独立支撑系统；8为协调支撑系统耳座；9为协调支撑系统连杆；10为协调支撑系统固定梢。
具体实施方式
需要说明的是，在不冲突的情况下，本申请中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施例来详细说明本发明。
参照图1至图4，对本发明的结构特征详述如下：
一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统，包括分离式双容器、容器独立支撑系统、容器协调支撑系统以及连接管路，所述分离式双容器设置在容器支撑系统以及容器协调支撑系统尚，所述分离式双容器、容器独立支撑系统以及容器协调支撑系统可整体移动，所述分离式双容器内盛高温液体冷却，分离式双容器之间通过所述连接管路连接，所述容器独立支撑系统用于支撑分离式双容器，所述容器协调支撑系统用于协调分离式双容器在运行或移动过程中的变形。
所述分离式双容器包括主容器1和附容器2)，所述主容器1和附容器2之间通过连接管路连通，所述主容器1和附容器2之间形成池式回路。
所述主容器1和附容器2为双层容器。
作为本发明的第一种实施例，结合图2所示，所述容器独立支撑系统包括吊式独立支撑系统7，所述主容器1和附容器2通过法兰固定在吊式独立支撑系统7的顶端，所述主容器1和附容器2的下端自由。
作为本发明的第二种实施例，结合图1所示，所述容器独立支撑系统包括第一坐式独立支撑系统4和第二坐式独立支撑系统5，所述主容器1及附容器2中的外层容器和内层容器通过锥形环在下部固定，所述主容器1及附容器2中的外层容器和内层容器的上端通过坐式独立支撑系统补偿器6连接。
所述容器协调支撑系统包括协调支撑系统耳座8、协调支撑系统连杆9、为协调支撑系统固定梢10，所述协调支撑系统耳座8设置在所述主容器1及附容器2的外壁，所述协调支撑系统连杆9设置在协调支撑系统耳座8的悬伸端，所述协调支撑系统连杆9的另一端通过所述协调支撑系统固定梢10固定。
作为本发明的第三种实施例，结合图3所示，所述容器协调支撑系统为周向单向约束系统，两个容器的约束方向相反；
作为本发明的第四种实施例，结合图4所示，所述容器协调支撑系统为周向双向约束系统。
所述高温液体为液态金属冷却剂。
小型核反应堆双容器坐式支撑系统如图1所示，由分离式双容器(主容器1、附容器2)、第一坐式独立支撑系统4、第二坐式独立支撑系统5、坐式独立支撑系统补偿器6、协调支撑系统3组成。主容器1和附容器2随反应堆一起具有整体可移动特征。主容器1和附容器2内盛高温液体冷却剂，容器之间通过管道连接。第一坐式独立支撑系统4设置在两层容器之间，为多排工字钢结构；第二坐式独立支撑系统5设置在外层容器与基础之间，也为多排工字钢结构。独立支撑系统4和5将容器逐级连接在基础上，将容器及内部冷却剂和设备的覆重较均匀分载。通过设置坐式独立支撑系统补偿器6可将内外两层容器不同热载荷情况下的不同变形进行补偿。
容器协调支撑系统3设置在管道轴线处，主要约束容器周向转动引起的连接管道的错位变形，保证容器在运行或移动过程中变形协调。容器协调支撑系统3可以是单向周向约束设置，这时两个容器的约束转动方向相反，如图3所示。容器协调支撑系统3也可以是双向周向约束设置，如图4所示。
对于双容器的独立支撑体系可以采用吊式支撑形式，如图2所示，此时，双层容器通过法兰连接并支撑在周围的堆坑上。
与现有技术相比，本发明有以下有益效果：
本实施实例提供的一种可移动小型核反应堆双容器支撑系统，相对传统的容器支撑系统，将适用于可移动小型核反应堆双容器对容器内载液高温的支撑与移动状况下容器的晃动引起的容器扭转而管道错位，且具有良好的支撑有效性和结构安全性。
本发明未详细阐述部分属于本领域公知技术。
对于本领域技术人员而言，显然本发明不限于上述示范性实施例的细节，而且在不背离本发明的精神或基本特征的情况下，能够以其他的具体形式实现本发明。因此，无论从哪一点来看，均应将实施例看作是示范性的，而且是非限制性的，本发明的范围由所附权利要求而不是上述说明限定，因此旨在将落在权利要求的等同要件的含义和范围内的所有变化囊括在本发明内。不应将权利要求中的任何附图标记视为限制所涉及的权利要求。
此外，应当理解，虽然本说明书按照实施方式加以描述，但并非每个实施方式仅包含一个独立的技术方案，说明书的这种叙述方式仅仅是为清楚起见，本领域技术人员应当将说明书作为一个整体，各实施例中的技术方案也可以经适当组合，形成本领域技术人员可以理解的其他实施方式。

Claims (9)

1.一种小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：包括分离式双容器、容器独立支撑系统、容器协调支撑系统以及连接管路，所述分离式双容器设置在容器支撑系统以及容器协调支撑系统尚，所述分离式双容器、容器独立支撑系统以及容器协调支撑系统可整体移动，所述分离式双容器内盛高温液体冷却，分离式双容器之间通过所述连接管路连接，所述容器独立支撑系统用于支撑分离式双容器，所述容器协调支撑系统用于协调分离式双容器在运行或移动过程中的变形。
2.根据权利要求1所述的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所述分离式双容器包括主容器(1)和附容器(2)，所述主容器(1)和附容器(2)之间通过连接管路连通，所述主容器(1)和附容器(2)之间形成池式回路。
3.根据权利要求2所述的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所述主容器(1)和附容器(2)为双层容器。
4.根据权利要求3所述的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所述容器独立支撑系统包括吊式独立支撑系统(7)，所述主容器(1)和附容器(2)通过法兰固定在吊式独立支撑系统(7)的顶端，所述主容器(1)和附容器(2)的下端自由。
5.根据权利要求3所述的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所述容器独立支撑系统包括第一坐式独立支撑系统(4)和第二坐式独立支撑系统(5)，所述主容器(1)及附容器(2)中的外层容器和内层容器通过锥形环在下部固定，所述主容器(1)及附容器(2)中的外层容器和内层容器的上端通过坐式独立支撑系统补偿器(6)连接。
6.根据权利要求3所述的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所述容器协调支撑系统包括协调支撑系统耳座(8)、协调支撑系统连杆(9)、为协调支撑系统固定梢(10)，所述协调支撑系统耳座(8)设置在所述主容器(1)及附容器(2)的外壁，所述协调支撑系统连杆(9)设置在协调支撑系统耳座(8)的悬伸端，所述协调支撑系统连杆(9)的另一端通过所述协调支撑系统固定梢(10)固定。
7.根据权利要求6所述的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所述容器协调支撑系统为周向单向约束系统，两个容器的约束方向相反。
8.根据权利要求6所述的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所 述容器协调支撑系统为周向双向约束系统。
9.根据权利要求1所示的小型可移动核反应堆双容器支撑系统，其特征在于：所述高温液体为液态金属冷却剂。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109378093A (zh) * 2018-11-30 2019-02-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种海上平台反应堆压力容器支撑裙

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3962032A (en) * 1973-03-07 1976-06-08 Commissariat A L'energie Atomique Fast nuclear reactor
CN201126721Y (zh) * 2007-12-11 2008-10-01 中国原子能科学研究院 一种向钠冷快堆主工艺系统充排钠的系统
CN101335056A (zh) * 2008-08-06 2008-12-31 中国原子能科学研究院 池式钠冷快堆的堆芯支承结构
CN201754340U (zh) * 2010-07-22 2011-03-02 中国原子能科学研究院 一种用于双层容器的连接支承结构
CN102783959A (zh) * 2012-07-31 2012-11-21 苏州明威医疗科技有限公司 X光机防冷却剂过热蒸发装置
CN103928064A (zh) * 2013-01-14 2014-07-16 上海核工程研究设计院 一种热动转换系统

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3962032A (en) * 1973-03-07 1976-06-08 Commissariat A L'energie Atomique Fast nuclear reactor
CN201126721Y (zh) * 2007-12-11 2008-10-01 中国原子能科学研究院 一种向钠冷快堆主工艺系统充排钠的系统
CN101335056A (zh) * 2008-08-06 2008-12-31 中国原子能科学研究院 池式钠冷快堆的堆芯支承结构
CN201754340U (zh) * 2010-07-22 2011-03-02 中国原子能科学研究院 一种用于双层容器的连接支承结构
CN102783959A (zh) * 2012-07-31 2012-11-21 苏州明威医疗科技有限公司 X光机防冷却剂过热蒸发装置
CN103928064A (zh) * 2013-01-14 2014-07-16 上海核工程研究设计院 一种热动转换系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
黄海等: "国外可移动式小型核反应堆动力系统的应用研究", <核动力工程> *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109378093A (zh) * 2018-11-30 2019-02-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种海上平台反应堆压力容器支撑裙

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