CN107945888A - 池式供热反应堆及低温核供热系统 - Google Patents

池式供热反应堆及低温核供热系统 Download PDF

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Abstract

本发明公开一种池式供热反应堆及低温核供热系统,涉及核反应堆技术领域,以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。本发明所述的池式供热反应堆中,控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构;密闭空间内充有空气或氮气,且空气或氮气的压力为4-6个大气压;燃料储存格架设置在反应堆深井的内部底端区域,且燃料储存格架的底部设有厚度为1-2米的水反射层;燃料储存格架临近堆芯设置有多个,且多个燃料储存格架分别位于堆芯的不同侧设置;燃料储存格架与反应堆深井的侧壁之间的距离为0.5-1米;燃料储存格架为正方形栅格,且正方形栅格的栅距为0.1-0.2米。

Description

池式供热反应堆及低温核供热系统
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域,特别涉及一种池式供热反应堆及低温核供热系统。
背景技术
核能供热(utilization of nuclear energy in district heat supply),以核裂变产生的能量为热源的城市集中供热方式。它是解决城市能源供应,减轻运输压力和消除烧煤造成的环境污染的一种新途径。
其中,低温核供热系统,也即低温核供热反应堆,可以分为两种:一种为壳式加压型,如西德、苏联设计建造的自然循环沸水堆,堆芯装在耐压壳内,其堆内结构与动力堆相近;另一种为池式加压型,如瑞典设计的低压压水堆,堆芯装在一个大水池内,水池由承压予应力混凝土壳构成。并且,上述两种低温堆都是利用未辐照过的“新鲜”燃料组件作反应堆的燃料。
具体地,现有技术中,池式供热反应堆,主要包括:混凝土屏蔽层,设置在混凝土屏蔽层内的堆芯水池,以及设置在堆芯水池内的反应堆堆芯和控制棒驱动机构。
然而,本申请发明人发现现有的池式供热反应堆,通常无法较好地保证控制棒驱动机构的高可靠性以及低温、常压状态和反应堆堆芯的自然循环通路,以避免堆芯的融化事故发生,因此现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性还有待提高。
发明内容
本发明的目的在于提供一种池式供热反应堆及低温核供热系统,以解决现有的池式供热反应堆的安全性和可靠性有待提高的技术问题。
本发明提供一种池式供热反应堆,包括:控制棒驱动机构罩体,所述控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构;所述密闭空间内充有空气或氮气,且所述空气或所述氮气的压力为4-6个大气压。
实际应用时,所述空气或所述氮气的压力为5个大气压。
其中,所述空气或所述氮气通过穿设过所述堆芯围筒的不锈钢管道接入所述控制棒驱动机构罩体。
具体地,所述不锈钢管道为双层套管;所述双层套管的外层套管用于流通所述空气或所述氮气,所述双层套管的中心套管用于容纳所述控制棒驱动机构的电缆。
进一步地,所述不锈钢管道由堆芯的底部沿所述堆芯围筒的内壁向上延伸,并进入所述控制棒驱动机构罩体内;或,所述不锈钢管道穿设过回路冷却剂出口进入所述堆芯围筒,并向上进入所述控制棒驱动机构罩体内。
更进一步地,所述不锈钢管道包括进气管道和排气管道。
实际应用时,所述池式供热反应堆还包括:水池联通阀门,所述水池联通阀门的电源与一回路冷却剂泵的电源并联;所述水池联通阀门在通电时关闭、断电时开启。
其中,所述水池联通阀门为电磁阀。
具体地,所述电磁阀设置有多个,且多个所述电磁阀分布在所述堆芯围筒的顶部或所述回路冷却剂的管道上。
实际应用时,所述池式供热反应堆还包括:燃料储存格架,所述燃料储存格架设置在反应堆深井的内部底端区域,且所述燃料储存格架的底部设有厚度为1-2米的水反射层。
其中,所述燃料储存格架临近堆芯设置有多个,且多个所述燃料储存格架分别位于所述堆芯的不同侧设置。
具体地,所述燃料储存格架与所述反应堆深井的侧壁之间的距离为0.5-1米。
进一步地,所述燃料储存格架为正方形栅格,且所述正方形栅格的栅距为0.1-0.25米。
更进一步地,所述燃料储存格架由包含中子吸收体的不锈钢板制成。
再进一步地,所述中子吸收体包括硼。
实际应用时,所述池式供热反应堆的运行参数为入口温度:70-77℃、出口温度:99℃。
其中,所述入口温度优选为72℃。
相对于现有技术,本发明所述的池式供热反应堆具有以下优势:
本发明提供的池式供热反应堆中,包括:控制棒驱动机构罩体,该控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构;密闭空间内充有空气或氮气,且空气或氮气的压力为4-6个大气压。由此分析可知,本发明提供的池式供热反应堆中,由于通过控制棒驱动机构罩体与堆芯围筒构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构,且密闭空间内充有压力为4-6个大气压的空气或氮气,因此该压力为4-6个大气压的空气或氮气能够保证密闭空间的水密性,从而保证控制棒驱动机构的可靠性,,进而有效避免堆芯的融化事故发生,进而有效提高池式供热反应堆的安全性。
本发明还提供一种低温核供热系统,包括:如上述任一项所述的池式供热反应堆。
相对于现有技术,本发明所述的低温核供热系统具有以下优势:
本发明提供的低温核供热系统中,由于包括有如上述任一项所述的池式供热反应堆,因此能够保证低温核供热系统具有良好地固有低温和常压状态,从而有效避免池式供热反应堆中堆芯的融化事故发生,进而有效提高低温核供热系统的安全性。
附图说明
为了更清楚地说明本发明具体实施方式或现有技术中的技术方案,下面将对具体实施方式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,下面描述中的附图是本发明的一些实施方式,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为本发明实施例提供的池式供热反应堆的结构示意图;
图2为本发明实施例提供的池式供热反应堆中不锈钢管道的截面结构示意图。
图中:
1-控制棒驱动机构罩体; 2-堆芯围筒;
3-密闭空间; 4-控制棒驱动机构;
5-不锈钢管道; 51-外层套管;
52-中心套管; 6-堆芯;
7-水池联通阀门; 8-燃料储存格架;
9-反应堆深井。
具体实施方式
下面将结合附图对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述,显然,所描述的实施例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做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。
在本发明的描述中,需要说明的是,术语“中心”、“上”、“下”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。此外,术语“第一”、“第二”、“第三”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性。
在本发明的描述中,需要说明的是,除非另有明确的规定和限定,术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解,例如,可以是固定连接,也可以是可拆卸连接,或一体地连接;可以是机械连接,也可以是电气连接;可以是直接相连,也可以通过中间媒介间接相连,可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言,可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
图1为本发明实施例提供的池式供热反应堆的结构示意图。
如图1所示,本发明实施例提供一种池式供热反应堆,包括:控制棒驱动机构罩体1,控制棒驱动机构罩体1的底端与堆芯围筒2的顶端连接、并构成密闭空间3用于容纳控制棒驱动机构4;密闭空间3内充有空气或氮气,且空气或氮气的压力为4-6个大气压。
相对于现有技术,本发明实施例所述的池式供热反应堆具有以下优势:
本发明实施例提供的池式供热反应堆中,如图1所示,包括:控制棒驱动机构罩体1,该控制棒驱动机构罩体1的底端与堆芯围筒2的顶端连接、并构成密闭空间3用于容纳控制棒驱动机构4;密闭空间3内充有空气或氮气,且空气或氮气的压力为4-6个大气压。由此分析可知,本发明实施例提供的池式供热反应堆中,由于通过控制棒驱动机构罩体1与堆芯围筒2构成密闭空间3用于容纳控制棒驱动机构4,且密闭空间3内充有压力为4-6个大气压的空气或氮气,因此该压力为4-6个大气压的空气或氮气能够保证密闭空间的水密性,从而保证控制棒驱动机构4的可靠性,进而有效避免堆芯的融化事故发生,进而有效提高池式供热反应堆的安全性。
实际应用时,为了进一步提高池式供热反应堆的低温效果,上述空气或氮气的压力可以优选为5个大气压。
其中,为了便于将空气或氮气充入上述密闭空间3,实际装配时,空气或氮气可以通过穿设过堆芯围筒2的不锈钢管道5接入控制棒驱动机构罩体1。采用不锈钢管道可以有效提高管道的耐磨性,保证使用寿命,同时尽量减轻重量。
图2为本发明实施例提供的池式供热反应堆中不锈钢管道的截面结构示意图。
具体地,为了节省布管空间,使池式供热反应堆的结构更加紧凑,如图2所示,上述不锈钢管道5可以为双层套管,从而双层套管的外层套管51能够用于流通空气或氮气,双层套管的中心套管52能够用于容纳控制棒驱动机构4的电缆。实际布管时,不锈钢管道5可以由堆芯6的底部沿堆芯围筒2的内壁向上延伸,并进入控制棒驱动机构罩体1内;或,不锈钢管道5可以穿设过回路冷却剂出口进入堆芯围筒2,并向上进入控制棒驱动机构罩体1内。
更进一步地,为了保证池式供热反应堆具有稳定的常压,上述不锈钢管道5具体可以包括至少一个进气管道和一个排气管道,即将空气或氮气的进气与排气分开设置。当然,不锈钢管道5也可以设置有更多个,例如可以设置有2-8个。
实际应用时,为了在一回路冷却剂泵停运时提高池式供热反应堆的低温冷却效果,如图1所示,还可以包括:水池联通阀门7,该水池联通阀门7的电源可以与一回路冷却剂泵的电源并联;并且,水池联通阀门7在通电时关闭、断电时开启,从而可以通过对水池联通阀门7的开关控制,以有效地合理控制并提高池式供热反应堆的低温冷却效果。其中,为了便于自动控制,上述水池联通阀门7可以优选为电磁阀。具体地,为了提高控制效果,上述电磁阀可以设置有多个,且多个电磁阀可以分布在堆芯围筒2的顶部或回路冷却剂的管道上。本发明实施例提供的池式供热反应堆中设置的水池联通阀门7不仅能够使池式供热反应堆具有良好地固有低温和常压状态,而且能够保证堆芯6具有畅通的自然循环通路。
实际应用时,如图1所述,池式供热反应堆还可以包括:燃料储存格架8,该燃料储存格架8可以设置在反应堆深井9的内部底端区域,且燃料储存格架8的底部可以设有厚度为1-2米的水反射层。其中,上述燃料储存格架8可以临近堆芯6设置有多个,且多个燃料储存格架8可以分别位于堆芯6的不同侧设置。具体地,该燃料储存格架8可以与反应堆深井9的侧壁之间的距离为0.5-1米。进一步地,该燃料储存格架8可以优选为正方形栅格,且正方形栅格的栅距可以为0.1-0.2米。采用此种方式设置,不仅能够减小布置成本和日常运行成本,而且能够降低换料复杂度和换料风险、避免安全隐患。
实际生产制造时,上述燃料储存格架8可以由包含中子吸收体的不锈钢板制成;并且,该中子吸收体可以包括硼。具体形式可以多样化,例如:碳化硼、硼玻璃等。
实际应用时,池式供热反应堆的运行参数可以为入口温度:70-77℃、出口温度:99℃。其中,上述入口温度可以优选为72℃。
本发明实施例还提供一种低温核供热系统,包括:如上述任一项所述的池式供热反应堆。
相对于现有技术,本发明实施例所述的低温核供热系统具有以下优势:
本发明实施例提供的低温核供热系统中,由于包括有如上述任一项所述的池式供热反应堆,因此能够保证低温核供热系统具有良好地固有低温和常压状态,并且保证控制棒驱动机构具有高可靠性,同时保证堆芯畅通的自然循环通路,从而有效避免池式供热反应堆中堆芯的融化事故发生,进而有效提高低温核供热系统的安全性。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已,并不用以限制本发明,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 (3)

1.一种池式供热反应堆,其特征在于,包括:控制棒驱动机构罩体,所述控制棒驱动机构罩体的底端与堆芯围筒的顶端连接、并构成密闭空间用于容纳控制棒驱动机构;所述密闭空间内充有空气或氮气,且所述空气或所述氮气的压力为4-6个大气压;
还包括:燃料储存格架,所述燃料储存格架设置在反应堆深井的内部底端区域,且所述燃料储存格架的底部设有厚度为1-2米的水反射层;所述燃料储存格架临近堆芯设置有多个,且多个所述燃料储存格架分别位于所述堆芯的不同侧设置;所述燃料储存格架与所述反应堆深井的侧壁之间的距离为0.5-1米;所述燃料储存格架为正方形栅格,且所述正方形栅格的栅距为0.1-0.2米。
2.根据权利要求1所述的池式供热反应堆,其特征在于,还包括:水池联通阀门,所述水池联通阀门的电源与一回路冷却剂泵的电源并联;
所述水池联通阀门在通电时关闭、断电时开启。
3.一种低温核供热系统,其特征在于,包括:如上述权利要求1或2所述的池式供热反应堆。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109378089A (zh) * 2018-11-12 2019-02-22 中国原子能科学研究院 一种用于泳池式低温供热堆功率扩展的堆内构件

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108053894A (zh) * 2016-08-25 2018-05-18 启迪新核(北京)能源科技有限公司 池式供热反应堆及低温核供热系统
CN106907755A (zh) * 2017-05-05 2017-06-30 天津商业大学 一种匹配低温井式核供热堆的供暖一次网和二次网系统

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3393127A (en) * 1966-01-06 1968-07-16 Braun & Co C F Thermosiphon deep pool reactor
DE3300562A1 (de) * 1983-01-10 1984-09-27 Rainald Dipl.-Ing. 8025 Unterhaching Hahn Waermegewinnung mittels abgebrannter reaktorbrennelemente
CN85100044A (zh) * 1985-04-01 1985-09-10 清华大学 深水池式供热堆
CN1355540A (zh) * 2002-01-08 2002-06-26 中国核动力研究设计院 核电站乏燃料低温核反应堆
CN1385861A (zh) * 2002-06-19 2002-12-18 北京北大青鸟有限责任公司 采用核电站乏燃料的深水池核供热反应堆
CN101154472A (zh) * 2006-09-29 2008-04-02 中国核动力研究设计院 一体化低温核供热堆
CN205302963U (zh) * 2015-12-10 2016-06-08 新核(北京)能源科技有限公司 一种利用核电站乏燃料作为池式常压供热堆的闸门装置
CN106205747A (zh) * 2016-08-25 2016-12-07 新核(北京)能源科技有限公司 池式供热反应堆及低温核供热系统

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63169594A (ja) * 1987-01-07 1988-07-13 株式会社日立製作所 スイミングプ−ル型原子炉設備
US4983351A (en) * 1987-04-24 1991-01-08 Westinghouse Electric Corp. Top head penetration, hydro-ball in-core instrumentation system
CN1013530B (zh) * 1989-08-24 1991-08-14 清华大学 强迫—自然循环池式供热反应堆
US5120491A (en) * 1990-03-05 1992-06-09 The Babcock & Wilcox Company Bimetallic thimble tube
CN102051531B (zh) * 2009-10-27 2012-11-14 宝山钢铁股份有限公司 一种高硼含量奥氏体不锈钢及其制造方法
CN103187108B (zh) * 2013-01-14 2016-01-27 上海核工程研究设计院 一种顶部带有双层结构的一体化反应堆

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3393127A (en) * 1966-01-06 1968-07-16 Braun & Co C F Thermosiphon deep pool reactor
DE3300562A1 (de) * 1983-01-10 1984-09-27 Rainald Dipl.-Ing. 8025 Unterhaching Hahn Waermegewinnung mittels abgebrannter reaktorbrennelemente
CN85100044A (zh) * 1985-04-01 1985-09-10 清华大学 深水池式供热堆
CN1355540A (zh) * 2002-01-08 2002-06-26 中国核动力研究设计院 核电站乏燃料低温核反应堆
CN1385861A (zh) * 2002-06-19 2002-12-18 北京北大青鸟有限责任公司 采用核电站乏燃料的深水池核供热反应堆
CN101154472A (zh) * 2006-09-29 2008-04-02 中国核动力研究设计院 一体化低温核供热堆
CN205302963U (zh) * 2015-12-10 2016-06-08 新核(北京)能源科技有限公司 一种利用核电站乏燃料作为池式常压供热堆的闸门装置
CN106205747A (zh) * 2016-08-25 2016-12-07 新核(北京)能源科技有限公司 池式供热反应堆及低温核供热系统

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109378089A (zh) * 2018-11-12 2019-02-22 中国原子能科学研究院 一种用于泳池式低温供热堆功率扩展的堆内构件

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Publication number Publication date
CN106205747B (zh) 2017-12-22
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SE01 Entry into force of request for substantive examination
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Application publication date: 20180420

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