CN107958711A - 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统 - Google Patents

一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统 Download PDF

Info

Publication number
CN107958711A
CN107958711A CN201711366839.7A CN201711366839A CN107958711A CN 107958711 A CN107958711 A CN 107958711A CN 201711366839 A CN201711366839 A CN 201711366839A CN 107958711 A CN107958711 A CN 107958711A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
reactor pit
mirror board
pit
pressure vessel
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.)
Pending
Application number
CN201711366839.7A
Other languages
English (en)
Inventor
周晓琴
路广遥
周建明
韩万富
陈海辉
刘强
侯硕
翟立宏
叶亮
郝天才
卢朝晖
沈黎
姚奕强
胡伦宝
倪亮
邓玺
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
China Nuclear Power Institute Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, CGN Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201711366839.7A priority Critical patent/CN107958711A/zh
Publication of CN107958711A publication Critical patent/CN107958711A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明提供一种反应堆堆坑及系统,其揭示了反应堆压力容器及蒸汽发生器坑洞利用金属反射辐射能减小热损失的保温技术,其中,所述反应堆堆坑包括堆坑底和堆坑壁,在所述堆坑底和所述堆坑壁朝向反应堆压力容器或蒸汽发生器的表面安装有第一镜面板,所述第一镜面板的反射面朝向所述堆坑的内部。本发明优点在于:可提高反应堆的安全性、可靠性和经济性。

Description

一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统
技术领域
本发明涉及反应堆技术领域,尤其涉及一种及反应堆堆坑及反应堆堆坑系统。
背景技术
当前的多数反应堆,因空间位置大,反应堆压力容器和蒸汽发生器往往放在独立设置的一个专用的反应堆堆坑中,为了减小所述反应堆压力容器或蒸汽发生器的热损失,在反应堆压力容器或蒸汽发生器上安装有一层厚度为80-130mm(毫米)金属保温层。但是,对于紧凑型小型堆项目(例如,作为海洋实验堆平台的ACPR50S)由于空间局限问题,80-130mm的金属保温层由于厚度较大,占用空间多,同时也不利于中子辐射屏蔽,进而会增加大量屏蔽材料的使用,经济性不强。此外,在役检查对设备焊缝检测时,需要对所述金属保温层进行拆装,在拆装时需要耗费较大的人力和时间,而且会对拆卸工人造成辐照风险。
因此,当使用这样的紧凑型小型堆时,金属保温层的取消是万不得已的,但保温层的取消会给反应堆系统造成过大的换热负担,进而影响反应堆正常工作和导致事故发生频率增加。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于,提供一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统,其揭示了反应堆压力容器及蒸汽发生器坑洞利用金属反射辐射能减小热损失的保温技术,可提高反应堆的安全性、可靠性和经济性。
为了解决上述技术问题,本发明实施例还提供一种反应堆堆坑,包括堆坑底和堆坑壁,在所述堆坑底和所述堆坑壁的表面安装有第一镜面板,所述第一镜面板的反射面朝向所述堆坑的内部。
其中,所述第一镜面板的厚度为1毫米至10毫米之间。
其中,所述第一镜面板为不锈钢镜面板。
其中,所述反应堆堆坑内部设置有反应堆压力容器,在所述堆坑和所述反应堆压力容器之间还设置第二镜面板,所述第二镜面板设置于导流板的两个表面上,或直接采用一定厚度的镜面板。
其中,所述第二镜面板的厚度为10毫米。
相应地,本发明实施例还提供一种反应堆堆坑系统,包括反应堆堆坑和位于所述反应堆堆坑内的反应堆压力容器或蒸汽发生器,所述反应堆堆坑包括堆坑底和堆坑壁,在所述堆坑底和所述堆坑壁的表面安装有第一镜面板,所述第一镜面板的反射面朝向所述堆坑的内部。
其中,所述第一镜面板的厚度为1毫米至10毫米之间。
其中,所述第一镜面板为不锈钢镜面板。
其中,所述反应堆堆坑内部设置反应堆压力容器时,在所述堆坑和所述反应堆压力容器之间还设置第二镜面板,所述第二镜面板设置于导流板的两个表面上或直接采用一定厚度的镜面板。
其中,所述第二镜面板的厚度为10毫米。
本发明实施例的有益效果在于:
本发明的实施例通过在反应堆堆坑的堆坑底和所述堆坑壁朝向反应堆压力容器或蒸汽发生器的表面安装有镜面板,一方面,可反射反应堆压力容器或蒸汽发生器的热辐射,减小设备热损失;另一方面,由于镜面板的厚度小,可减小反应堆压力容器或蒸汽发生器与堆坑距离,减小中子逃逸空间,便于对中子辐射屏蔽,减小一、二次屏蔽压力,节省大量屏蔽材料;再一方面,在役检查时,节省拆装保温层的时间,有效降低工作人员的辐照风险;再一方面,减轻了紧凑型小型对因取消保温层而给系统带来过大的换热负担的缺陷;此外,从经济层面上讲,镜面板单位面积造价远低于金属保温层单位面积造价,既节约了材料也节省了建造成本。
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反应堆堆坑系统的第一实施例的结构示意图。
图2为反应堆堆坑系统的第二实施例的结构示意图。
具体实施方式
关于镜面反射板的选材及厚度参见前面的说明,在此不进行赘述。
图1反应堆堆坑系统的第一实施例的结构示意图。如图1所示,反应堆堆坑系统包括反应堆堆坑10和位于所述反应堆堆坑10中的反应堆压力容器20,在本发明的实施例中,反应堆压力容器20的保温结构可包括,位于反应堆堆坑10上包围所述反应堆压力容器20外壳的可拆装的金属保温层30,以及位于所述反应堆堆坑10的堆坑底和堆坑壁朝向所述反应堆压力容器20的表面上的第一镜面板400。在此基础上,本发明的实施例取消反应堆压力容器在反应堆堆坑部分的金属保温层。在一些实施例中,第一镜面板400的厚度可为1-10mm。在一些实施例中,所述第一镜面板400可为不锈钢镜面板,例如,304不锈钢镜面板或其它相同等级牌号的不锈钢。当采用第一镜面板400可达到保温层的作用,同时,本发明实施例可具有如下优点:一方面,通过镜面板的反射特性反射反应堆压力容器的热辐射,减小设备热损失;另一方面,由于镜面板的厚度较小,可减小反应堆压力容器与堆坑距离,减小中子逃逸空间,便于对中子辐射屏蔽,减小一、二次屏蔽压力,节省大量屏蔽材料;再一方面,在役检查时,节省拆装保温层的时间,有效降低工作人员的辐照风险;再一方面,减轻了紧凑型小型对因取消保温层而给系统带来过大的换热负担的缺陷;此外,从经济层面上讲,镜面板单位面积造价远低于金属保温层单位面积造价,既节约了材料也节省了建造成本。
进一步,如图1所示,在一些实施例中,在所述反应堆堆坑10和所述反应堆压力容器20之间还设置第二镜面板50,具体地,该第二镜面板50可以设置于导流板的两个表面上或直接采用一定厚度的镜面板。在正常工况时第二镜面板50可反射辐射热,此外,第二镜面板50为实现通过容器外冷却将堆芯熔融物滞留(In—VesselRetention,IVR)提供内外流道,保证在发生严重事故后,在堆芯熔融物大规模掉落下封头前实现堆坑注水,冷却反应堆压力容器20外表面,带走堆芯熔融物向反应堆压力容器20传递的热量,确保反应堆压力容器20的完整性,最终实现堆芯熔融物在反应堆压力容器20内长期稳定滞留。在一些实施例中,第二镜面板50的厚度可为10mm。在一些实施例中,如图1所示,第二镜面板50在反应堆堆坑10的底部和反应堆压力容器20的底部的部分包括开口60。此外,在反应堆堆坑10的堆坑壁上还包括至少一个注水口,用于在发生故障时,向堆坑注水用于冷却反应堆压力容器20外表面。
具体实现中,本发明实施例的反应堆堆坑系统可为紧凑型小型堆上,例如ACPR50S。当然,紧凑型小型堆仅是举例,并不用于限定本发明的反应堆压力容器的镜面板保温结构的应用范围。
图2为反应堆堆坑系统的第二实施例的结构示意图。如图2所示,反应堆堆坑系统包括反应堆堆坑100和位于所述反应堆堆坑100中的蒸汽发生器200,在本发明的实施例中,蒸汽发生器200的保温结构可包括,位于反应堆堆坑100上包围所述蒸汽发生器200外壳的可拆装的金属保温层300,以及位于所述反应堆堆坑10的堆坑壁和堆坑底朝向所述蒸汽发生器200的表面上的第一镜面板400。在此基础上,本发明的实施例取消蒸汽发生器在反应堆堆坑部分的金属保温层。在一些实施例中,第一镜面板400的厚度可为1-10mm。在一些实施例中,所述第一镜面板400可为不锈钢镜面板,例如,304不锈钢镜面板或相同等级牌号的不锈钢。当采用第一镜面板400作为保温层时,本发明实施例可具有如下优点:一方面,通过镜面板的反射特性蒸汽发生器的热辐射,减小设备热损失;另一方面,在役检查时,节省拆装保温层的时间,有效降低工作人员的辐照风险;再一方面,减轻了紧凑型小型对因取消保温层而给系统带来过大的换热负担的缺陷;此外,从经济层面上讲,镜面板单位面积造价远低于金属保温层单位面积造价,既节约了材料也节省了建造成本。
具体实现中,本发明实施例的反应堆堆坑系统可为紧凑型小型堆上,例如ACPR50S。当然,紧凑型小型堆仅是举例,并不用于限定本发明的蒸汽发生器的镜面板保温结构的应用范围。
以上所揭露的仅为本发明较佳实施例而已,当然不能以此来限定本发明之权利范围,因此依本发明权利要求所作的等同变化,仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (10)

1.一种反应堆堆坑,包括堆坑底和堆坑壁,其特征在于,在所述堆坑底和所述堆坑壁的表面安装有第一镜面板,所述第一镜面板的反射面朝向所述堆坑的内部。
2.根据权利要求1所述的反应堆堆坑,其特征在于,所述第一镜面板的厚度为1毫米至10毫米之间。
3.根据权利要求1所述的反应堆堆坑,其特征在于,所述第一镜面板为不锈钢镜面板。
4.根据权利要求3所述的反应堆堆坑,其特征在于,所述反应堆堆坑内部进一步设置有反应堆压力容器,在所述堆坑和所述反应堆压力容器之间还设置第二镜面板,所述第二镜面板设置于导流板的两个表面上或直接采用一定厚度的镜面板。
5.根据权利要求4所述的反应堆堆坑,其特征在于,所述第二镜面板的厚度为10毫米。
6.一种反应堆堆坑系统,包括反应堆堆坑和位于所述反应堆堆坑内的反应堆压力容器或蒸汽发生器,其特征在于,所述反应堆堆坑包括堆坑底和堆坑壁,在所述堆坑底和所述堆坑壁的表面安装有第一镜面板,所述第一镜面板的反射面朝向所述堆坑的内部。
7.根据权利要求6所述的反应堆堆坑,其特征在于,所述第一镜面板的厚度为1毫米至10毫米之间。
8.根据权利要求6所述的反应堆堆坑系统,其特征在于,所述第一镜面板为不锈钢镜面板。
9.根据权利要求8所述的反应堆堆坑系统,其特征在于,在所述反应堆堆坑内部设置有反应堆压力容器时,在所述堆坑和所述反应堆压力容器之间还设置第二镜面板,所述第二镜面板设置于导流板的两个表面上或直接采用一定厚度的镜面板。
10.根据权利要求9所述的反应堆堆坑系统,其特征在于,所述第二镜面板的厚度为10毫米。
CN201711366839.7A 2017-12-18 2017-12-18 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统 Pending CN107958711A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201711366839.7A CN107958711A (zh) 2017-12-18 2017-12-18 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201711366839.7A CN107958711A (zh) 2017-12-18 2017-12-18 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN107958711A true CN107958711A (zh) 2018-04-24

Family

ID=61959157

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201711366839.7A Pending CN107958711A (zh) 2017-12-18 2017-12-18 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN107958711A (zh)

Cited By (2)

* 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
CN114496317A (zh) * 2022-02-18 2022-05-13 中国核动力研究设计院 一种多功能一体化反应堆压力容器保温装置

Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1080770A (zh) * 1992-06-24 1994-01-12 西屋电气公司 具有多面体的主屏蔽和可拆卸的容器隔热层的核反应堆
JPH07333377A (ja) * 1994-06-13 1995-12-22 Hitachi Ltd 原子炉安全設備
JPH08184688A (ja) * 1994-12-28 1996-07-16 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 舶用原子炉
CN1193407A (zh) * 1995-07-13 1998-09-16 西屋电气公司 为核反应堆容器提供整体保护的隔热屏障和中子防护层
JP2004291545A (ja) * 2003-03-28 2004-10-21 Gloria Dash:Kk プラスチック成形機における加熱筒保温装置
CN101577145A (zh) * 2008-05-07 2009-11-11 中广核工程有限公司 核反应堆压力容器保温层的安装方法
CN201754339U (zh) * 2010-07-22 2011-03-02 中国原子能科学研究院 一种用于钠冷快堆堆容器的金属保温层
CN202217513U (zh) * 2011-08-18 2012-05-09 中广核工程有限公司 核电站压力容器保温层的预埋支撑装置
CN203540312U (zh) * 2013-10-21 2014-04-16 江苏峰峰鸿运环保科技发展有限公司 一种脱硝反应器高效保温装置
JP2014173984A (ja) * 2013-03-08 2014-09-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉
JP2016090408A (ja) * 2014-11-06 2016-05-23 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器
CN105788673A (zh) * 2014-12-26 2016-07-20 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 用于核电站压力容器的换热增强装置和方法、事故缓解设备
CN106098121A (zh) * 2016-06-23 2016-11-09 中广核研究院有限公司 气液流通管及安全壳
CN207883326U (zh) * 2017-12-18 2018-09-18 中广核研究院有限公司 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统

Patent Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1080770A (zh) * 1992-06-24 1994-01-12 西屋电气公司 具有多面体的主屏蔽和可拆卸的容器隔热层的核反应堆
JPH07333377A (ja) * 1994-06-13 1995-12-22 Hitachi Ltd 原子炉安全設備
JPH08184688A (ja) * 1994-12-28 1996-07-16 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 舶用原子炉
CN1193407A (zh) * 1995-07-13 1998-09-16 西屋电气公司 为核反应堆容器提供整体保护的隔热屏障和中子防护层
JP2004291545A (ja) * 2003-03-28 2004-10-21 Gloria Dash:Kk プラスチック成形機における加熱筒保温装置
CN101577145A (zh) * 2008-05-07 2009-11-11 中广核工程有限公司 核反应堆压力容器保温层的安装方法
CN201754339U (zh) * 2010-07-22 2011-03-02 中国原子能科学研究院 一种用于钠冷快堆堆容器的金属保温层
CN202217513U (zh) * 2011-08-18 2012-05-09 中广核工程有限公司 核电站压力容器保温层的预埋支撑装置
JP2014173984A (ja) * 2013-03-08 2014-09-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉
CN203540312U (zh) * 2013-10-21 2014-04-16 江苏峰峰鸿运环保科技发展有限公司 一种脱硝反应器高效保温装置
JP2016090408A (ja) * 2014-11-06 2016-05-23 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器
CN105788673A (zh) * 2014-12-26 2016-07-20 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 用于核电站压力容器的换热增强装置和方法、事故缓解设备
CN106098121A (zh) * 2016-06-23 2016-11-09 中广核研究院有限公司 气液流通管及安全壳
CN207883326U (zh) * 2017-12-18 2018-09-18 中广核研究院有限公司 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统

Cited By (2)

* 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
CN114496317A (zh) * 2022-02-18 2022-05-13 中国核动力研究设计院 一种多功能一体化反应堆压力容器保温装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107958711A (zh) 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统
GB1046334A (en) Container for fuel elements
US11688523B2 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor
CN106898390B (zh) 一种具有屏蔽功能的反应堆压力容器支承结构
JPH0517679Y2 (zh)
CN203325479U (zh) 一种压水堆反应堆压力容器
CN207883326U (zh) 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统
JPH08240693A (ja) 原子炉圧力容器内構造物の撤去方法および切断方法
JP2006275730A (ja) キャスクの構造
US20020186806A1 (en) Method of carrying out large-sized apparatus
CN110506310A (zh) 储存和运输乏核燃料的容器
CN101335061B (zh) 燃料破损缓发中子探测装置
EP4246534A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
US3446171A (en) Nuclear reactor containment system
GB1568585A (en) Liquid metal cooled nuclear reacotrs
ES481819A1 (es) Perfeccionamientos en calderas nucleares refrigeradas por unmetal liquido.
JP2016197051A (ja) 炉心溶融物保持装置
CN208015142U (zh) 一种继电器箱
JPH09292483A (ja) 液体金属冷却炉用の格納部圧力抑制系
CN109273111B (zh) 浮动堆安全壳构筑物
Madni Containment and Sodium-specific SFR Design Criteria in RG 1.232
CN207110893U (zh) 适用于船用钢质安全壳的耐压屏蔽门
CN112466483A (zh) 一种用于紧凑布置小型堆屏蔽模块的包覆壳体
JPH0119117B2 (zh)
GB1388336A (en) Protective casings for pressure vessels

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination