CN106710645A - 一种用于核能系统的主回路循环装置 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种用于核能系统的主回路循环装置，包括容器、堆芯、换热器、主泵、热隔板、栅板联箱和管道；所述热隔板将容器的内腔分成内部的热池与外部的冷池两部分，所述热隔板为空心结构，所述热隔板上设有热隔板进口端和热隔板出口端，所述热隔板进口端布置在热隔板下部的冷池侧，所述热隔板出口端布置在热隔板上部的冷池侧。本发明能够强化冷池内的冷却剂流动，在反应堆正常运行及事故工况下都能够提供冷热池分隔功能；在反应堆停堆工况时抑制热池内热分层现象，强化反应堆的自然循环能力，有效提高反应堆的经济性、可靠性和安全性。

Description

一种用于核能系统的主回路循环装置
技术领域
本发明涉及一种反应堆冷却装置技术，具体地说涉及一种用于核能系统的主回路循环装置。
背景技术
在池式液态重金属冷却反应堆中由于液态重金属熔点较高(液态铅铋熔点是125℃，液态铅熔点是327℃)，而钠冷快堆中液态钠的熔点则是98℃，液态重金属较高的熔点使得堆池内各区域需维持较高的温度，防止发生冷却剂局部凝固现象，固体冷却剂颗粒进入堆芯后可能引起堵流等事故发生。而在停堆工况下，由于冷却剂流速减小，部分低流速区域的冷却剂由于氧控效果不足也可能引起该区域的冷却剂局部凝固。在池式液态重金属冷却反应堆中可能发生局部凝固现象的区域主要是热隔板内部区域与热隔板容器壁面间隙的较小区域内，有必要设计合理的热隔板结构来避免局部凝固现象的发生，目前热隔板的设计方案主要有以下几种：
第一种是中国实验快堆CEFR中采用主泵出口端支路冷却热屏蔽方式，3层水平热屏蔽位于冷、热钠池之间，泵支承冷却系统的部分流量流经3层水平热屏蔽过程中，吸收从热池传至3层水平热屏蔽的部分热量，并最终流入钠池，维持冷热钠池温差。若将该冷热池分隔方式用于池式液态重金属冷却反应堆中，能够确保热隔板与容器壁面的冷却剂得到充分交混，但是在停堆工况下热隔板内部的冷却剂流速减小，不能确保冷热钠池正常的隔热效果，部分低流速区域的冷却剂由于氧控效果不足也可能引起该区域的冷却剂局部凝固。
第二种是欧洲ALFRED与XADS采用的单层热隔板设计，该方案只能用于冷热池温差较小的液态重金属冷却反应堆中，若冷热池温差较大必须采用较厚的热隔板设计以减小热隔板内热应力问题，需要较大的堆内空间，增加冷却剂装量，经济性不高。
第三种是采用堆内热隔板间充满气体方式，当反应堆处于运行状态时，该系统起堆内冷热池分隔的作用，堆内热隔板中充满气体。但是该方案存在气体泄漏风险，泄漏气体进入堆芯可能危及反应堆运行安全，热隔板受到较大浮力作用增加堆顶盖的固定难度。
在池式液态重金属冷却反应堆中停堆工况下，会在热池上部空间形成热分层现象。热分层出现后，由于上腔室底部存在大量冷的液态重金属(相对而言)，这将延缓一回路自然循环的建立。同时，冷的液态重金属的存在还会降低自然循环的流量，并对事故停堆后堆芯的冷却产生不利影响。从设备结构的完整性分析上看，快堆热分层现象的出现对堆容器和部分堆内构件是不利的，会使这些部件在结构内部形成明显的热应力，对堆的安全运行构成隐患。热分层现象还会引起液态重金属冷却剂中氧浓度分布不均，带来化学控制与结构材料腐蚀问题，相对钠冷快堆来说，液态重金属冷却反应堆的化学控制与结构材料腐蚀问题更为严重。钠冷快堆“文殊”堆、中国实验快堆CEFR、池式液态重金属实验装置CIRCE等主要通过数值分析或实验手段研究热分层现象，尚未检索到抑制热池内热分层现象的相关装置设计方案。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种具有冷热池分隔功能并可有效抑制热池内热分层现象的用于核能系统的主回路循环装置。
为了解决上述技术问题，本发明采用如下技术方案：一种用于核能系统的主回路循环装置，包括容器、堆芯、换热器、主泵、热隔板、栅板联箱和管道；
所述热隔板将容器的内腔分成内部的热池与外部的冷池两部分，所述热隔板为空心结构，所述热隔板上设有热隔板进口端和热隔板出口端，所述热隔板进口端布置在热隔板下部的冷池侧，所述热隔板出口端布置在热隔板上部的冷池侧；
所述栅板联箱与热隔板下部连接，所述堆芯布置在容器下部区域，所述栅板联箱提供堆芯的支撑；
所述换热器布置在容器内并贯穿热隔板，所述主泵也布置在容器内并贯穿热隔板，所述主泵通过所述管道与栅板联箱连接。
进一步地，还包括热管，所述热管固定在热隔板上部的热池侧。
进一步地，所述热隔板进口端的数量在两个以上，并沿热隔板下部的周向方向布置，所述热隔板进口端为小孔设计，所述热隔板出口端的数量在两个以上，并沿热隔板上部的周向方向布置，所述热隔板出口端也为小孔设计。
进一步地，所述热管的数量在两个以上，并沿热隔板上部的周向方向布置，所述热管呈竖直放置。
本发明的有益效果体现在：
1)本发明能够利用液态重金属冷却剂的自然循环能力提供冷热池分隔功能，强化冷池内的冷却剂流动；
2)在反应堆正常运行及事故工况下都能够提供冷热池分隔功能；
3)在反应堆停堆工况时抑制热池内热分层现象，强化反应堆的自然循环能力，有效提高反应堆的经济性、可靠性和安全性。
附图说明
图1为本发明一种用于核能系统的主回路循环装置的结构示意图。
附图中各部件的标记为：1容器、2堆芯、3换热器、4主泵、5热隔板、6热隔板进口端、7热隔板出口端、8栅板联箱、9管道、10热池、11冷池、12热管。
具体实施方式
下面结合附图对本发明作进一步描述：
如图1所示，本发明一种用于核能系统的主回路循环装置，包括容器1、堆芯2、换热器3、主泵4、热隔板5、栅板联箱8、管道9、热管12；
所述热隔板5将容器1的内腔分成内部的热池10与外部的冷池11两部分，所述热隔板5为空心结构，所述热隔板5上设有热隔板进口端6和热隔板出口端7，所述热隔板进口端6布置在热隔板5下部的冷池11侧，所述热隔板出口端7布置在热隔板5上部的冷池11侧；
所述栅板联箱8与热隔板5下部连接，所述堆芯2布置在容器1下部区域，所述栅板联箱8提供堆芯2的支撑；
所述换热器3布置在容器1内并贯穿热隔板5，所述主泵4也布置在容器1内并贯穿热隔板5，所述主泵4通过所述管道9与栅板联箱8连接；
所述热管12固定在热隔板5上部的热池10侧。
本实施例中，所述热隔板进口端6的数量在两个以上，并沿热隔板5下部的周向方向布置，所述热隔板进口端6为小孔设计，所述热隔板出口端7的数量在两个以上，并沿热隔板5上部的周向方向布置，所述热隔板出口端7也为小孔设计。
反应堆运行与停堆工况时冷池11中的部分的冷却剂在主泵4的驱动下通过管道9进入栅板联箱8，吸收堆芯2释放的核热后流入热池10，然后通过换热器3的换热后返回冷池11，完成一个循环；冷池11中的另一部分冷却剂通过热隔板进口端6流入热隔板5，吸收从热池10传至热隔板5的部分热量后在自然循环驱动力下流出热隔板出口端7，然后返回冷池11，完成一个循环。
本实施例中，所述热管12的数量在两个以上，并沿热隔板5上部的周向方向布置，热管12呈竖直放置，反应堆停堆时，堆芯2内仍然有部分余热，热隔板5内冷却剂依靠自然循环驱动力仍然维持一段时间流动，仍然具备冷热池分隔与强化冷池11内冷却剂流动的功能，确保反应堆的安全。反应堆停堆工况时在热隔板5上部的热池10侧会产生具有一定纵向温度梯度的热分层现象，在热隔板5上部固定的热管12作用下，热分层现象区域上部与下部的冷却剂发生热量交换，在热隔板5上部的热池10侧内冷却剂纵向温度趋于一致，缓解热池内热分层现象，有利于事故停堆后一回路自然循环能力的建立，并减小堆容器与堆内构件的热应力问题。
与现有技术相比，本发明循环装置能够强化冷池内的冷却剂流动，在反应堆正常运行及事故工况下都能够提供冷热池分隔功能；在反应堆停堆工况时抑制热池内热分层现象，强化反应堆的自然循环能力，有效提高反应堆的经济性、可靠性和安全性。
应当理解本文所述的例子和实施方式仅为了说明，并不用于限制本发明，本领域技术人员可根据它做出各种修改或变化，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (4)

1.一种用于核能系统的主回路循环装置，其特征在于：包括容器(1)、堆芯(2)、换热器(3)、主泵(4)、热隔板(5)、栅板联箱(8)和管道(9)；
所述热隔板(5)将容器(1)的内腔分成内部的热池(10)与外部的冷池(11)两部分，所述热隔板(5)为空心结构，所述热隔板(5)上设有热隔板进口端(6)和热隔板出口端(7)，所述热隔板进口端(6)布置在热隔板(5)下部的冷池(11)侧，所述热隔板出口端(7)布置在热隔板(5)上部的冷池(11)侧；
所述栅板联箱(8)与热隔板(5)下部连接，所述堆芯(2)布置在容器(1)下部区域，所述栅板联箱(8)提供堆芯(2)的支撑；
所述换热器(3)布置在容器(1)内并贯穿热隔板(5)，所述主泵(4)也布置在容器(1)内并贯穿热隔板(5)，所述主泵(4)通过所述管道(9)与栅板联箱(8)连接。
2.根据权利要求1所述的用于核能系统的主回路循环装置，其特征在于：还包括热管(12)，所述热管(12)固定在热隔板(5)上部的热池(10)侧。
3.根据权利要求1或2所述的用于核能系统的主回路循环装置，其特征在于：所述热隔板进口端(6)的数量在两个以上，并沿热隔板(5)下部的周向方向布置，所述热隔板进口端(6)为小孔设计，所述热隔板出口端(7)的数量在两个以上，并沿热隔板(5)上部的周向方向布置，所述热隔板出口端(7)也为小孔设计。
4.根据权利要求2所述的用于核能系统的主回路循环装置，其特征在于：所述热管(12)的数量在两个以上，并沿热隔板(5)上部的周向方向布置，所述热管(12)呈竖直放置。
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