CN107689255A - 蒸汽发生装置 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核能生产设施，所述核能生产设施包括具有核反应堆组件和外部安全壳边界的反应堆大厅。设置在外部安全壳边界外侧的蒸汽发生系统包括具有最大填充高度的竖向定向的蒸汽发生器和配置成在竖向定向的蒸汽发生器和反应堆容器之间循环钠冷却剂的竖向定向的钠泵。所述钠泵具有泵腔室、设置在所述泵腔室外的马达和设置在泵腔室内的叶轮。在竖向上高于最大填充高度的高度处穿过泵腔室的轴将马达连接到叶轮。

Description

蒸汽发生装置
技术领域
本发明涉及核反应领域，尤其涉及一种核能生产设施。
背景技术
核裂变反应堆包括增殖-燃烧快速反应堆(也被称为行波反应堆，或TWR)。TWR指将被设计成在起动之后使用天然铀、贫铀、消耗的轻水反应堆燃料或钍作为重载燃料无限期地运转并且其中增殖且随后燃烧的波将相对于燃料行进的反应堆。因此，在一些方面，TWR是依赖于增殖至可用状态并现场燃烧的亚临界重载燃料运行的直通式快速反应堆。在TWR中，增殖和裂变波(“增殖-燃烧波”)起源于反应堆的中央芯体中并且相对于燃料移动。在燃料静止的情况下，增殖和燃烧波从燃点向外扩展。在一些情况下，燃料可移动以使得增殖和燃烧波相对于芯体静止(例如，驻波)但相对于燃料移动；驻波应被视为一种TWR。燃料组件的移动称为“燃料倒换(fuel shuffling)”并且可完成驻波，这是对反应堆特性(热、通量、功率、燃料燃烧等)的调节。其中燃料组件被倒换的中央芯体配置在反应堆容器中。燃料组件包括裂变核燃料组件和能产生裂变物质的核燃料组件。在中央芯体中还可配置有用于调节反应堆特性的反应控制组件。
通过驻波限定的裂变能量形成热能，所述热能经一个或多个主冷却剂环路和中间冷却剂环路连续地传递到蒸汽发生器以发电，并且低温热通过一组水冷式真空冷凝器排除。冷却剂系统分离成主冷却剂环路和中间冷却剂环路有助于维持芯体和主冷却剂环路的完整性。在TWR中，主冷却剂环路和中间冷却剂环路两者都采用液态钠作为冷却剂。
发明内容
在一个方面，本发明涉及一种核能生产设施，其包括：反应堆大厅，所述反应堆大厅包括核反应堆组件和外部安全壳边界；设置在外部安全壳边界外侧的第一蒸汽发生系统，所述第一蒸汽发生系统包括：具有最大填充高度的竖向定向的蒸汽发生器；竖向定向的钠泵，所述钠泵配置成在竖向定向的蒸汽发生器和反应堆容器之间循环钠冷却剂，所述竖向定向的钠泵包括：泵腔室；设置在泵腔室外的马达；设置在泵腔室内的叶轮；和在穿孔件处穿过泵腔室并将马达连接到叶轮的轴，其中，穿孔件设置在竖向上比最大填充高度高的高度处。在一个实施例中，所述核能生产设施还包括多个竖向定向的蒸汽发生器。在另一实施例中，核能生产设施包括沿轴线线性地布置的四个竖向定向的蒸汽发生器。在另一实施例中，竖向定向的钠泵定位在距所述轴线一段距离并且大致在轴线的中点处。在又一实施例中，核能生产设施还包括多个阀，每一阀定位成隔离四个竖向定向的蒸汽发生器中的一个蒸汽发生器。
在上述方面的另一实施例中，核能生产设施还包括歧管，其中，所述歧管流体连通以从四个竖向定向的蒸汽发生器中的每一个接收输出；其中，所述歧管的输出端与竖向定向的钠泵的输入端流体连通。在一个实施例中，所述的核能生产设施还包括布置在外部安全壳边界外侧的第二蒸汽发生系统，所述第二蒸汽发生系统包括：具有最大填充高度的第二竖向定向的蒸汽发生器；第二竖向定向的钠泵，其配置成在第二竖向定向的蒸汽发生器和反应堆容器之间循环钠冷却剂，所述第二竖向定向的钠泵包括：第二泵腔室；设置在泵腔室外的第二马达；设置在泵腔室内的第二叶轮；和在第二穿孔件处穿过泵腔室并且将第二马达连接到第二叶轮的第二轴，其中，第二穿孔件设置在竖向上比最大填充高度高的高度处。在另一实施例中，所述核能生产设施还包括定位在最大填充高度下方的排泄槽。在又一实施中，竖向定向的蒸汽发生器是螺旋式直流蒸汽发生器。
附图说明
以下构成本实用新型的一部分的附图对所描述的技术而言是说明性的且并非意在以任何方式限制要求专利权的技术的范围，该范围应当基于在此所附的权利要求。
图1以框图形式示出TWR反应堆的一些基本构件。
图2A是核能生产装置200的一个示例性实施例的示意性俯视平面图。
图2B是在图2A中示出的核能生产装置的一部分的立透视图。
图2C是在图2A中示出的核能生产装置的一部分的侧面剖视图。
具体实施方式
图1以框图形式示出行波反应堆(TWR)100的一些基本构件。一般而言，TRW100包括容纳多个燃料组件(未示出)的反应堆芯体102。芯体102配置在保持一定体积的液态钠冷却剂106的池104内的最低位置处。池104被称为热池并且具有比也容纳液态钠冷却剂106的周围冷池108高的钠温度(归因于通过反应堆芯体102中的燃料组件产生的能量)。热池104通过内部容器110与冷池108分开。钠冷却剂106的液面上方的可选择的顶部空间112可充填有诸如氩气的惰性保护气体。安全壳容器114包围反应堆芯体102、热池104和冷池108，并且利用反应堆顶盖116密封。反应堆顶盖116提供通向安全壳114的内部中的各种检修点。
反应堆芯体102的尺寸基于多个因素来选择，包括燃料的特性、期望的发电量、可获得的反应堆100空间等等。TWR的各种实施例可根据需要或期望用于低功率(约300MWe-约500MWe)、中功率(约500MWe-约1000MWe)和大功率(约1000MWe以上)应用中。可通过在芯体102周围设置未示出的一个或多个反射体以中子反射回到反应堆芯体102中来改善反应堆100的性能。
钠冷却剂106经由主钠冷却剂泵118在容器114内循环。主冷却剂泵118从冷池108抽吸钠冷却剂106并且在反应堆芯体102附近(例如，下方)将它喷射到热池104中，在此冷却剂106由于反应堆芯体102内发生的反应而被加热。一部分被加热的冷却剂106从热池104的上部进入中间热交换器120，并且在冷池108中的某一位置处离开中间热交换器120。这种主冷却剂环路122因而使钠冷却剂106完全在反应堆容器114内循环。
中间热交换器120还包括液态钠冷却剂并且用作主冷却剂环路122与发电系统123之间的屏障，因此能确保芯体102和主冷却剂环路122的完整性。中间热交换器120将热从主冷却剂环路122(完全容纳在容器114内)传递到中间冷却剂环路124(仅部分地位于容器114内)。中间热交换器120穿过内部容器110中的开口，从而桥接热池104和冷池108(以便允许主冷却剂环路122中的钠106在其间流动)。在一个实施例中，四个中间热交换器120分布在容器114内。
中间冷却剂环路124使经管道进出容器114的钠冷却剂126经由反应堆顶盖116循环。位于反应堆容器114的外部的中间钠泵128使钠冷却剂126循环。热从主冷却剂环路122的钠冷却剂106传递到中间热交换器120中的中间冷却剂环路124的钠冷却剂126。中间冷却剂环路124的钠冷却剂126穿过中间热交换器120内的多个管130。这些管130保持主冷却剂环路122的钠冷却剂106与中间冷却剂环路124的钠冷却剂126分隔开，同时在其间传递热能。
直接热交换器132延伸入热池104内并且向主冷却剂环路122内的钠冷却剂106提供额外的冷却。直接热交换器132构造成允许钠冷却剂106从热池104进入和离开热交换器132。直接热交换器132具有与中间热交换器120相似的结构，其中所述管134保持主冷却剂环路122的钠冷却剂106与直接反应堆冷却剂环路138的钠冷却剂136分隔开，同时在其间传递热能。
其它辅助反应堆构件(位于反应堆容器114内的和位于反应堆容器114外的)包括但不限于未示出但对本领域的技术人员而言将显而易见的泵、止回阀、截止阀、凸缘、疏水槽等。穿过反应堆顶盖116的另外的贯穿孔(例如，用于主致冷剂泵118的端口、惰性保护气体和检查端口、钠处理端口等)未示出。控制系统140用于控制和监测反应堆100的各种构件。
宽泛而言，本公开描述了改善图1所述的反应堆100的性能的构型。具体地，能量发生系统123的实施例、构型以及配置被示出并且以下参考图2A-2C更详细地描述。
图2A是核能生产设施200的示意性实施例的示意性俯视平面图。图2B是在图2A中示出的核能生产设施200的一部分的透视图。图2C是沿线2C的核能生产设施的一部分的侧面剖视图。下面同时描述图2A-2C。
示例性核能生产设施200包括在反应堆大厅安全壳容积204(由边界壁、顶板和地板限定)内的反应堆组件202(包括反应堆容器和相关的附属装置)和定位在所述安全壳容积204两侧的蒸汽发生系统206和207。反应堆组件202和蒸汽发生系统206和207的各种构件被省略以用于简化。其它实施例可包括更多或更少的构件。例如，阀、立管、流量传感器、温度传感器、伸缩接头等没有描述，但是对于本领域内的技术人员是显而易见的。
液态纳在反应器组件202和蒸汽发生器208之间循环。蒸汽发生器208是由于液态纳126和液体例如水之间的热传递而产生蒸汽的大型热交换器。在一些实施例中，蒸汽发生器208是螺旋式直流热交换器。在示出的实施例中，每一蒸汽发生系统206和207包括四个蒸汽发生器208。替代性地，每一蒸汽发生系统206和207包括两个蒸汽发生器208。蒸汽发生器208是竖向定向的并且沿着轴线A对齐。
中间钠泵128大致在轴线A和安全壳容积204的最近壁之间与每一蒸汽发生系统206和207相关联。在示出的实施例中，中间钠泵128定位成与连接蒸汽发生器的中心的轴线A的中间点M接近并且从所述中间点M偏置。可以想到其它位置。中间钠泵128竖向地定向并且包括马达220、设置在立管222中的泵轴承和密封件和包含叶轮腔室224的泵腔室224。
中间钠泵128与蒸汽发生器流体连通并且将相对较冷的钠输出从蒸汽发生器208循环到反应堆202，在所述反应堆202中钠通过在其中发生的核反应加热。在中间钠泵系统中的循环将加热的钠返回到蒸汽发生系统206和207。
热钠入口210布置成位于或靠近每一蒸汽发生器208的顶部。热钠向下流动通过蒸汽发生器208，并且相对较冷的钠通过布置成位于或靠近每一蒸汽发生器208的底部的出口212流出。在每一蒸汽发生系统206和207中，来自四个蒸汽发生器208的输出蒸汽可以在一个或多个歧管214中会合，使得中间钠泵128接收单一输入。排泄槽26布置在蒸汽发生器208的出口212下方一定高度处。
每一中间钠泵128包括与中间钠泵128壳体一体的泵腔室224。泵腔室224在泵叶轮的抽吸侧。因此，当中间钠泵128操作时，在泵腔室224中的钠被排出减少。排出减少的量与通过连接到泵腔室224的蒸汽发生器208和管道的压力下降相关。在泵腔室224内的保护气体压力控制用于阻止当中间钠泵128以全流量操作时在泵腔室224中的钠深度降到超过希望的深度，并且阻止当中间钠泵128以较低流量操作时或者停止时在泵腔室中的钠深度达到希望的深度之上。蒸汽发生器208还可包括独立的保护气体压力控制。
每一中间钠泵128还包括马达220、轴承和在立管222中的密封件222。马达220和立管区段222布置成与竖向定向的中间钠泵128的顶部邻近。密封件222包括穿孔，以便于叶轮轴从马达220到叶轮地穿过。泵轴承和密封区段222的最下部分处于地平面上方H1高度处。蒸汽发生器128的最高填充高度处于地平面上方H2高度处。如在图2C中最清楚地示出的，H1高于H2。
在初始填充期间，设定蒸汽发生器208的钠高度，并且蒸汽发生器的钠高度随着在中间回路124中钠的增加而升高，并且钠密度降低。因此，在蒸汽发生器208中具有希望的最大钠高度，并且钠高度由未示出的仪表检测。
中间钠泵128相对于蒸汽发生器208升高，以使得当没有钠流动的情况下，中间钠泵128中的钠高度将低于泵立管区段222。如果H1低于H2，将会发生对立管区段的破坏或在立管区段中的泄露。
应理解，本实用新型不限于在此公开的特定结构、处理步骤或材料，但扩展至相关领域的普通技术人员将认识到的它们的等同物。还应理解，这里使用的术语仅仅是出于描述具体实施例的目的，且并非意图进行限制。必须指出的是，如在本说明书中所用，单数形式的“一”，“一个”和“所述”包括复数的指代，除非在上下文中另有明确的说明。
将显而易见的是，这里描述的系统和方法很好地适合实现提到的目的和优点以及其中固有的目的和优点。本领域的技术人员将认识到，本说明书内的方法和系统可采用许多方式实施并且因此不应受前面例示的实施例和例子限制。在这方面，这里描述的不同实施例的任意数量的特征可组合成一个实施例并且具有比这里描述的全部特征多或少的特征的替代实施例是可以的。
虽然已出于本实用新型的目的描述了各种实施例，但可做出各种变更和修改，其很好地处于本实用新型所设想的范围内。可做出本领域的技术人员将任意地想到并且被涵盖在本实用新型的精神内的许多其它变更。

Claims (9)

1.一种核能生产设施，包括：
反应堆大厅，所述反应堆大厅包括核反应堆组件和外部安全壳边界；
设置在所述外部安全壳边界外侧的第一蒸汽发生系统，所述第一蒸汽发生系统包括：
具有最大填充高度的竖向定向的蒸汽发生器；
竖向定向的钠泵，所述竖向定向的钠泵配置成在该竖向定向的蒸汽发生器和反应堆容器之间循环钠冷却剂，所述竖向定向的钠泵包括：
泵腔室；
设置在该泵腔室外的马达；
设置在该泵腔室内的叶轮；和
在穿孔件处穿过该泵腔室并且将该马达连接到所述叶轮的轴，其中该穿孔件设置在竖向上比该最大填充高度高的高度处。
2.根据权利要求1所述的核能生产设施，其中，包括多个竖向定向的蒸汽发生器。
3.根据权利要求2所述的核能生产设施，其中，包括四个沿着轴线线性地布置的四个竖向定向的蒸汽发生器。
4.根据权利要求3所述的核能生产设施，其中，所述竖向定向的钠泵定位在距所述轴线一段距离并且大致在该轴线的中点处。
5.根据权利要求1所述的核能生产设施，其中，还包括多个阀，每个阀布置成隔离所述四个竖向定向的蒸汽发生器中的一个蒸汽发生器。
6.根据权利要求1所述的核能生产设施，其中，还包括歧管，
其中，所述歧管流体连通以接收来自所述四个竖向定向的蒸汽发生器中的每一个的输出；和
其中，所述歧管的输出端与所述竖向定向的钠泵的输入端流体连通。
7.根据权利要求1所述的核能生产设施，其中，还包括布置在该外部安全壳边界外侧的第二蒸汽发生系统，所述第二蒸汽发生系统包括：
第二竖向定向的蒸汽发生器，其具有最大填充高度；
第二竖向定向的钠泵，其配置成在所述第二竖向定向的蒸汽发生器和反应堆容器之间循环钠冷却剂，所述第二竖向定向的钠泵包括：
第二泵腔室；
设置在所述第二泵腔室外的第二马达；
设置在所述第二泵腔室内的第二叶轮；和
在第二穿孔件处穿过所述第二泵腔室并且将该第二马达连接到第二叶轮的第二轴，其中，该第二穿孔件设置在竖向上比该最大填充高度高的高度处。
8.根据权利要求1所述的核能生产设施，其中，还包括定位在最大填充高度下方的排泄槽。
9.根据权利要求1所述的核能生产设施，其中，所述竖向定向的蒸汽发生器是螺旋式直流蒸汽发生器。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20220051819A1 (en) * 2020-08-17 2022-02-17 Terrapower, Llc Inertial energy coastdown for electromagnetic pump

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107689255A (zh) * 2016-08-03 2018-02-13 泰拉能源有限责任公司 蒸汽发生装置

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1389904A (en) * 1971-07-14 1975-04-09 Babcock & Wilcox Co Nuclear power generating systems
GB2200991A (en) * 1987-02-10 1988-08-17 Nat Nuclear Corp Ltd Detection of cavitation in pumps
EP0388083A1 (en) * 1989-03-13 1990-09-19 General Electric Company Steam generator for sodium-cooled reactors
JPH05263266A (ja) * 1992-03-16 1993-10-12 Hitachi Ltd 潤滑剤自発形成型摺動部材及びその製造方法
CN104766635A (zh) * 2006-11-28 2015-07-08 泰拉能源有限责任公司 核裂变反应堆系统
CN105258385A (zh) * 2014-07-16 2016-01-20 钟伟昌 冷热机及其应用
CN207038180U (zh) * 2016-08-03 2018-02-23 泰拉能源有限责任公司 核能生产设施

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1389904A (en) * 1971-07-14 1975-04-09 Babcock & Wilcox Co Nuclear power generating systems
GB2200991A (en) * 1987-02-10 1988-08-17 Nat Nuclear Corp Ltd Detection of cavitation in pumps
EP0388083A1 (en) * 1989-03-13 1990-09-19 General Electric Company Steam generator for sodium-cooled reactors
US4983353A (en) * 1989-03-13 1991-01-08 General Electric Company Novel passive approach to protecting the primary containment barrier formed by the intermediate heat exchanger from the effects of an uncontrolled sodium water reaction
JPH05263266A (ja) * 1992-03-16 1993-10-12 Hitachi Ltd 潤滑剤自発形成型摺動部材及びその製造方法
CN104766635A (zh) * 2006-11-28 2015-07-08 泰拉能源有限责任公司 核裂变反应堆系统
CN105258385A (zh) * 2014-07-16 2016-01-20 钟伟昌 冷热机及其应用
CN207038180U (zh) * 2016-08-03 2018-02-23 泰拉能源有限责任公司 核能生产设施

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20220051819A1 (en) * 2020-08-17 2022-02-17 Terrapower, Llc Inertial energy coastdown for electromagnetic pump

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