CN1080774A - 阻止核反应堆冷却剂流体形成旋涡的装置 - Google Patents

阻止核反应堆冷却剂流体形成旋涡的装置 Download PDF

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Abstract

一种装置用来阻止核反应堆内流动的冷却剂流 体形成旋涡,一在板上开有若干开孔的消旋涡板悬挂 在反应堆容器下方的下联箱内并与反应堆的主堆芯 支撑件平行,板的位置安置成使与流动的反应堆冷却 剂流体可能形成的旋涡相交,板与此种旋涡相交就会 中断旋涡的回转流线,从而阻止了旋涡的形成。

Description

本发明与核反应堆的冷却系统有关,更具体地说与一阻止核反应堆内流动的冷却剂流体形成旋涡的装置有关。
核反应堆包括一有半球形下端的圆筒形反应堆容器,由主堆芯支撑件所支撑的反应堆芯就在反应堆容器内。主堆芯支撑件就连到反应堆容器邻近圆筒形部分和半球部分连接处的内壁上。在主堆芯支撑件的下方,半球形容器限定一下头部或下联箱。一圆筒形排水管包围着反应堆芯。冷却剂流体,最典型是水压入排水管。流却剂流体向下流入下联箱,该半球形的下联箱有助于冷却剂流体在腔内均匀地流动,若干个反应堆芯冷却剂的入口、开孔位于主堆芯支撑件的下侧。冷却剂从下联箱流入堆芯冷却剂入口开孔并向上流入堆芯来冷却核燃料组元。
为了维持在整个堆芯中的充分和均匀的冷却,重要的是穿过所有反应堆芯冷却剂入口开孔维持一均匀的冷却剂流量和压力。而不均匀的冷却剂的压力和流量引起不稳定的冷却剂流入堆芯,结果形成堆芯燃料组元的不稳定冷却,而不稳定的燃料组元冷却会迫使整个堆芯减小了装纳“热燃料组元”的位置,如果在下联箱内流动的冷却剂流体形成游涡或其它干扰那么就会产生不均匀的冷却剂流量和压力。
希望在核反应堆的堆芯内提供堆芯的监视仪表。传统方法是连接这种仪表的引线通过反应堆容器半球部分的中心部分而引出反应堆容器到反应堆的外部。若干携带仪表引线的导管穿过下联箱。
位于下联箱内的导管有助于维持稳定的冷却剂流量并阻止流动的冷却剂流体形成旋涡,而此种旋涡中断了冷却剂流量并在与之相交的堆芯冷却剂入口处产生低压区。
在较新的反应堆中,希望任何仪表导管导出反应堆容器而不是穿过下联箱。已发现在没有仪表导管出自下联箱的情况下允许在下联箱流动冷却剂中形成旋涡。所以需要用一种简单和便宜的装置和方法用来有效地消除流动在核反应堆下联箱内的冷却剂流体形成涡流而仪表导管并不出现在下联箱内。
本发明就能满足上述的要求。
本发明提供悬挂在反应堆容器下联箱下方且平行主堆芯支撑件的平板,该平板有若干个开孔以使冷却剂流体从中流过,若干支撑柱把平板的上表面与主堆芯支撑下表面相连。
该平板位于下联箱内为了达到最佳阻止旋涡效应。可以选择该平板与堆芯支撑件之底部下方之间的距离,平板与反应堆容器内侧壁之间的距离以及平板在反应堆容器半球部分内的中心上方的距离为的是最大限度阻止旋涡产生。最好平板的位置放在靠近此种旋涡中心线为的是与任何潜在的旋涡相交,可用模型比拟法技术来预测旋涡可能形成的位置,板的直径、厚度、及其开孔的大小也可变化以取得阻止旋涡发生的最大可能性。
消旋涡板也要用来支住从主堆芯支撑件向下延伸的次级堆芯支撑柱,该次级堆芯支撑板安置在靠近下联箱中心的底部。
本发明的目的是提供核反应堆下联箱内流动的冷却剂流体中阻止旋涡形成的装置。
本发明的另一目的是提供阻止在反应堆内这种旋涡形成的装置,其中堆芯监测仪表第并不在下联箱内。
本发明还有一目的是提供一有助于对反应堆冷却剂入口维持均匀的冷却剂流量和压力的阻止旋涡装置。
本发明再有一目的是提供一对下联箱内流动的冷却剂流体的压降座产生最小影响的此种阻止旋涡装置。
本发明又一目的是提供一简单和比较便宜的阻止旋涡装置。
本发明另一目的是提供一用现有器材设计和制作技术容易实现的阻止旋涡装置。
现参考附图,从下文本发明的最佳实施例的叙述中将更充分理解本发明的这些目的。
图1是通过一核反应堆容器下部分的纵向剖视图表明本发明一实施例;
图2是沿着图1剖面线2-2所取的核反应堆容器的剖视图;
图3是底部球端切开后核反应堆容器的底视图。
参照图1至图3示出一典型的核反应堆2。反应堆2包括有圆筒形部分6和在其一端的半球部分8。主堆芯支撑件10安置在反应堆容器4内,支撑件10设置在相对于反应堆容器4的内侧壁位置并由托架12紧固到位。反应堆芯14安置在主堆芯支撑件10之上并且被10所支撑。下头部或下联箱16限定在主堆芯支撑件10的下侧和反应堆容器4半球部分8的内面之间。一次级堆芯支撑件18位于下联箱16的下中心部分,次级堆芯支撑件18包括次级堆芯支撑板20和若干个从主堆芯支撑件10向下延伸到次级堆芯支撑板20的次级堆芯支撑柱22。在一最佳实施例中,设有四个次级堆芯支撑柱。次级堆芯支撑件18是想使反应堆芯14在主堆芯件10发生损坏的情况下不会冲撞到反应堆容器4的底部。
环形排水管24包绕着反应堆芯14。排水管24的下端绕着主堆芯支撑件10的外缘延伸并与下联箱16相通。在反应堆的运行中,冷却剂流体,典型的流体为水,通过一或多个冷水管路28泵入到反应堆内,各冷水管路28与排水管24相通,冷却剂流体向下流过排水管24并进入下主联箱16内,流入下联箱16的冷却剂流体向下流到靠近排水管24的下端,在靠近下联箱16的中心时流动方向转为向上。流动在下联箱16内的冷却剂流入位于主堆芯支撑件10下侧的若干反应堆冷却剂入口开孔30。反应堆芯冷却剂入口30通过主堆芯支撑件10并与堆芯14相通。冷却剂入口30传送冷却剂流体到堆芯14以便冷却燃料组元32。在穿过堆芯14后,已加热的冷却剂流体从反应堆容器4排出。
在正常运行中,上述反应堆冷却剂系统将完全充满冷却剂流体,通过冷水管28流入系统的新冷却剂维持着系统内的冷却剂流量和压力。重要的是提供均匀分布的冷却剂流动和平稳的冷却剂压力到反应堆芯冷却剂入口30,如上所讨论,在实际运行中,在反应堆芯冷却剂入口30的不均匀冷却剂流量和压力结果会形成燃料组元32的不均匀冷却。
本发明装置包括在下联箱16内悬挂在主堆芯支撑件10之下的平板的消旋涡板40。消旋涡板40的方向平行于主堆芯支撑件10。若干支撑柱42把板40连到主堆芯支撑件10的下侧,支撑柱42从板40的上表面延伸到主堆芯支撑件10的下侧。堆芯支撑柱42的端头最好用螺栓或焊接连到板40和连到主堆芯支撑件10上,然而也可以用任何合适的紧固装置。在较好实施例中,提供了八个支撑柱42。八个支撑柱42最好绕着板40的外周部分成环状间隔开并连到反应堆芯冷却剂入口30之间的主支撑件10上。邻近支撑柱42最好沿着板40的周边等距间隔分布,在最佳实施例中,相邻支撑柱42之间的距离约25.5英寸到37.7英寸。
如图2和图3所示,板40包括若干该板的开孔44,47,开孔44,47允许冷却剂流体流过板40,在最佳实施例中,四个成环形间隔孔44设置在沿板40的周边部分且至少一个孔47设置在板40的中心部分。
在一最佳实施例中,板40包括带有至少一个孔47的圆形内环部分46,若干个从内环46向外沿径向延伸的间隔开的辐条48,外环50通过辐条48与内环46分开,开孔44最好限定在外环50和内环46之间并由辐条48的宽度来相互分开。支撑柱42的端头在外环50处连到板40。
次级堆芯支撑柱22最好紧固到板40的内环46上。次级堆芯支撑柱22与环40的连接可支撑住柱22以抵住因流动的冷却剂流体对柱22的作用而引起柱22的不必要的移动。孔52可穿过内环46而设置,次级堆芯支撑柱22通过内环46而设置。使用螺栓,焊接或任何其它合适装置,次级堆芯支撑柱22就可紧固到板40上。
再参照图1,在一最佳实施例中,板40的位置在主堆芯支撑件10下侧下方约2英尺至4英尺的下联箱16内。此外,板40周边的位置最好离反应器容器4内壁为0.25到1英尺,已发现该位置将结果形成板40与在此类旋涡中点之下的下联箱16内产生的旋涡相交,从而板40起到最大的消旋涡效应。板40与这些旋涡相交将中断旋涡的回转流线,从而消除了旋涡中心线处形成连续的低压区。如上所述,阻止旋涡形成有助于在反应堆芯冷却剂入口孔30处维持均匀的冷却剂流量和压力。应该懂得当板40在下联箱16的上述位置是最佳位置,可是为了在下联箱内最大限度阻止旋涡形成,该位置可以变化。例如,板40可以位置在下联箱16内,这样它的位置在联箱16的中心部分上方的高度上,这个高度等于下联箱16所限定容器4的半球端8的曲率半径的55%至75%。
现参照图2和图3,在一最佳实施例中,反应堆容器4内径最好为12到16英尺,板40的总直径约7到9英尺。内环46最好为直径3英尺到6英尺,宽度为6到12英寸而孔(47)直径为约1.5到5英尺。各辐条48约为1到2英尺长和6到10英寸宽。内环46的外周与外环50的内周之间的距离最好等于辐条48的长度,外环50最好有约6英寸到12英寸宽度,板40最好有2英寸到4英寸厚度。已发现上面这些部件尺寸提供了如上文所述的最佳消旋涡效应。况且还发现有上述尺寸的板40对反应堆容器内的冷却剂压降只有最小的影响。但是应理解在任何理想的装配中,为了提供最佳消旋涡效应,板40的尺寸可以有变化。例如,板40的总直径可以约为容器4在圆筒形部分6的直径的50%-60%,以及约为板40的直径的50%到90%,板40的直径通过开孔44测得。
板40最好采用常规制作技术的钢制成。但是应理解板40可用任何合适材料制成。
再参照图1,该发明的最佳方法包括设有上文所述的消旋涡板40。板40悬挂在下联箱16和核反应堆2内,这样它就与主堆芯支撑件10相平行且在其下方。板40离开主堆芯支撑件10的最佳距离约为2到4英尺,然而同样应理解为如上文所述此距离可变化,以使板40起到最大的消旋涡作用。本发明的最佳方法还包括在下联箱16内流动的反应堆冷却剂流体分布到反应堆芯冷却剂入口30。如上文所述,在下联箱16内的板40由于与这种旋涡相交,故会阻止流动的冷却剂流体形成旋涡。

Claims (7)

1、在核反应堆冷却剂流体中阻止形成旋涡的装置,有一主堆芯支撑件,一位于上述主堆芯支撑件和反应堆芯冷却剂入口下方的半球形的下联箱,上述装置其特征在于:一平板悬挂在下联箱内主堆芯支撑件之下并安置成平行于上述主堆芯支撑件,上述平板有若干开孔在穿过反应堆芯冷却剂入口时,以维持均匀的冷却剂流量和压力以及若干个把上述板连到上述主堆芯支撑件上的支撑柱。
2、根据权利要求1所述的阻止形成旋涡装置,其特征在于:上述板包括具有至少一个穿过其中心部分的开孔的圆内环部分,若干个从上述内环径向向外延伸相对间隔开的辐条,以及一个外环部分与上述辐条的外端连接并且通过上述辐条与上述中心部分,至少有几个上述开孔位于上述内环和外环之间并被上述辐条相互分开。
3、根据权利要求2所述的阻止形成旋涡装置,其特征在于:上述支撑柱连到上述外环部分。
4、根据权利要求3所述的阻止形成旋涡装置,其特征在于上述支撑柱沿上述外环部分周向成角状地间隔开。
5、根据权利要求4所述的阻止形成旋涡装置,对核反应堆还有附于上述主堆芯支撑件的次级堆芯支撑柱,其特征在于:次级堆芯支撑柱紧固到上述板的上述内环上,以支撑住次级堆芯支撑柱来抵住不需要的移动。
6、根据权利要求5所述的阻止形成旋涡装置,其特征在于:上述板的位置在上述主堆芯支撑件下方约2英尺到4英尺处。
7、根据权利要求4所述的阻止形成旋涡装置,其特征在于:上述板的位置在下联箱内,其高度等于上述下联箱球面的曲率半径的约55%-75%。
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GB (1) GB2268311B (zh)
IT (1) IT1263651B (zh)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101572128B (zh) * 2009-06-16 2011-09-14 哈尔滨工程大学 均压式密度锁
CN101779254B (zh) * 2007-08-31 2012-10-31 三菱重工业株式会社 原子反应堆
CN102800371A (zh) * 2012-05-04 2012-11-28 中广核工程有限公司 核电站反应堆流量分配结构
CN103177780A (zh) * 2013-01-14 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种压水核反应堆流量分配装置
CN103377717A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种堆芯支承下板
CN103871502A (zh) * 2012-12-14 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种核反应堆下腔室筒式流量分配装置
CN111681786A (zh) * 2020-06-23 2020-09-18 中国科学院上海应用物理研究所 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7245689B2 (en) * 2003-06-18 2007-07-17 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd Nuclear reactor internal structure
FR2893176A1 (fr) * 2005-11-04 2007-05-11 Framatome Anp Sas Cuve de reacteur nucleaire a eau sous pression.
US9305668B2 (en) 2007-02-12 2016-04-05 Westinghouse Electric Company Llc Pressurized water reactor flow skirt apparatus
DE102008016310A1 (de) * 2008-03-28 2009-07-16 Areva Np Gmbh Messanordnung zur Bestimmung der Konzentration von in Flüssigkeit gelösten, Neutronen absorbierenden Stoffen
US20100246743A1 (en) * 2009-03-30 2010-09-30 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc Steam flow vortex straightener
US8976921B2 (en) * 2010-12-15 2015-03-10 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fuel bundle flow limiter
US9593684B2 (en) 2011-07-28 2017-03-14 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus
CN111681787B (zh) * 2020-06-23 2022-09-30 中国科学院上海应用物理研究所 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3623948A (en) * 1968-04-25 1971-11-30 Babcock & Wilcox Co Pressurized-water nuclear reactor
US3864209A (en) * 1970-04-21 1975-02-04 Westinghouse Electric Corp Inlet flow oscillation damper for a nuclear reactor
UST921015I4 (en) * 1972-09-13 1974-04-16 Nuclear reactor corii cooling arrangement
US3888731A (en) * 1973-03-15 1975-06-10 Us Energy Modular core component support for nuclear reactor
US3878870A (en) * 1974-04-16 1975-04-22 Atomic Energy Commission Orifice design for the control of coupled region flow
US4657730A (en) * 1983-10-28 1987-04-14 Westinghouse Electric Corp. Low stressed rationally shaped core support
FR2639464B2 (fr) * 1988-03-04 1993-04-30 Framatome Sa Dispositif et procede d'obturation d'ouvertures traversant les renforts du cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire
US4997621A (en) * 1989-03-13 1991-03-05 General Electric Company Lower tie plate with stepped holes to control pressure drop and flow distribution

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101779254B (zh) * 2007-08-31 2012-10-31 三菱重工业株式会社 原子反应堆
CN101572128B (zh) * 2009-06-16 2011-09-14 哈尔滨工程大学 均压式密度锁
CN103377717A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种堆芯支承下板
CN103377717B (zh) * 2012-04-27 2015-09-30 上海核工程研究设计院 一种堆芯支承下板
CN102800371A (zh) * 2012-05-04 2012-11-28 中广核工程有限公司 核电站反应堆流量分配结构
CN102800371B (zh) * 2012-05-04 2015-11-04 中广核工程有限公司 核电站反应堆流量分配结构
CN103871502A (zh) * 2012-12-14 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种核反应堆下腔室筒式流量分配装置
CN103177780A (zh) * 2013-01-14 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种压水核反应堆流量分配装置
CN103177780B (zh) * 2013-01-14 2015-11-25 上海核工程研究设计院 一种压水核反应堆流量分配装置
CN111681786A (zh) * 2020-06-23 2020-09-18 中国科学院上海应用物理研究所 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器

Also Published As

Publication number Publication date
JP3193532B2 (ja) 2001-07-30
KR940001184A (ko) 1994-01-10
GB2268311B (en) 1996-01-03
CN1041572C (zh) 1999-01-06
US5267285A (en) 1993-11-30
GB2268311A (en) 1994-01-05
ITPD930078A0 (it) 1993-04-05
JPH0659072A (ja) 1994-03-04
ITPD930078A1 (it) 1994-10-05
IT1263651B (it) 1996-08-27
GB9307444D0 (en) 1993-06-02

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