CN108470591B - 一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置 - Google Patents

一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置 Download PDF

Info

Publication number
CN108470591B
CN108470591B CN201810288506.5A CN201810288506A CN108470591B CN 108470591 B CN108470591 B CN 108470591B CN 201810288506 A CN201810288506 A CN 201810288506A CN 108470591 B CN108470591 B CN 108470591B
Authority
CN
China
Prior art keywords
tube
vaporium
heavy metal
steam generator
cooled reactor
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.)
Active
Application number
CN201810288506.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN108470591A (zh
Inventor
盛选禹
王岳巍
王亮君
张志擎
孔文文
孙嘉琦
邵荣
成昱旻
徐雅晨
陈贺
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.)
Tianjin Institute of Advanced Equipment of Tsinghua University
Original Assignee
Tianjin Institute of Advanced Equipment of Tsinghua University
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 Tianjin Institute of Advanced Equipment of Tsinghua University filed Critical Tianjin Institute of Advanced Equipment of Tsinghua University
Priority to CN201810288506.5A priority Critical patent/CN108470591B/zh
Publication of CN108470591A publication Critical patent/CN108470591A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN108470591B publication Critical patent/CN108470591B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/001—Mechanical simulators
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明创造提供了一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，包括用于与整体试验台连接的密封法兰，密封法兰上方为氦气室，氦气室上方为蒸汽室，氦气室与蒸汽室相互独立，氦气室用于密封，蒸汽室的一侧设置有蒸汽出口，蒸汽室上方为注水口法兰，注水口法兰上固定有用于换热的卡口管组件，卡口管组件穿过蒸汽室、氦气室和密封法兰后伸入到整体试验台内。本发明创造可以有效模拟液态重金属冷却反应堆直管式蒸汽发生器的换热过程，获得换热器的热工数据，指导金属冷却反应堆换热器的设计，同时可以降低试验成本，提供可靠的试验模拟数据，提高反应堆运行的效率及安全性。

Description

一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置
技术领域
本发明创造属于核设备技术领域，尤其是涉及一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置。
背景技术
SVBR-75/100是俄罗斯开发的小型、模块式液态重金属冷却的先进快堆。它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆证实的技术为依据，建立在过去实践证实的技术规范的基础上，是第四代核能论坛承认的先进核能系统之一。拟于2017年建在俄罗斯新瓦洛涅什核电厂退役的2#机组反应堆厂房内，作为核蒸汽供应系统，替代原机组的发电容量。如按期建成，很可能是全世界第一个新一代核能系统。
SVBR-75/100型核电机组发电容量75－100MWe，使用独特的重金属冷却剂，系统简单、安全性能卓越，工艺技术基础茁壮，非常适合核技术和工业基础较薄弱的发展中国家；而据估算经济竞争力强，在俄罗斯条件下，基建比成本低于俄罗斯最新的VVER-1000型现代压水堆。我国正在探讨新一代核能发展机制，俄罗斯独特的小型、模块式铅合金冷却快堆系统值得分析和研究。
本装置的目的是为池式液态重金属冷却反应堆用蒸汽发生器模拟其流体热工，研究其动态换热效率、管道几何形状与蒸汽温度的关系、蒸汽压力、介质流量、温度等热工参数，为蒸汽发生器的设计提供研究帮助。
发明内容
有鉴于此，本发明创造旨在提出一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，以提供一种用于模拟铅铋堆的能将一回路热量传递到二回路，并产生过热蒸汽的换热装置。
为达到上述目的，本发明创造的技术方案是这样实现的：
一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，包括用于与整体试验台连接的密封法兰，密封法兰上方为氦气室，氦气室上方为蒸汽室，氦气室与蒸汽室相互独立，氦气室用于密封，蒸汽室的一侧设置有蒸汽出口，蒸汽室上方为注水口法兰，注水口法兰上固定有用于换热的卡口管组件，卡口管组件穿过蒸汽室、氦气室和密封法兰后伸入到整体试验台内。
进一步的，卡口管组件包括内壁管，内壁管外套有中层管，内壁管与中层管之间留有空隙，此空隙与蒸汽室连通，内壁管的下端与中层管的下端之间留有空隙。
进一步的，中层管的外部套有外层管，中层管与外层管之间留有间隙，此间隙与氦气室连通，中层管的下方外层管的内部设置有用于封堵的末端帽。
进一步的，外层管靠近密封法兰的上端外部设置成波纹结构。
进一步的，内壁管内部设置有固定管，固定管与内壁管同轴心，固定管与内壁管的两端之间通过环形卡扣固定。
进一步的，卡口管组件设置有若干组，卡口管组件的中部、下部分别通过网格板进行固定。
进一步的，卡口管组件设置有7组，其中中间设置有一组，其余六组围绕着中间这一组的轴线均匀间隔分布。
进一步的，密封法兰上焊接有氧气探测通道管，氧气探测通道管与整体试验台内部连通，氧气探测通道管用于探测整体试验台内部的铅池内的氧气浓度、温度、湿度参数。
进一步的，注水口法兰上设置有用于测量卡口管组件内部情况的测量通道。
进一步的，蒸汽室和氦气室内分别设置有热电偶探测通道。
相对于现有技术，本发明创造所述的一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置具有以下优势：
(1)本发明创造可以有效模拟液态重金属冷却反应堆直管式蒸汽发生器的换热过程，获得换热器的热工数据，指导金属冷却反应堆换热器的设计，同时可以降低试验成本，提供可靠的试验模拟数据，提高反应堆运行的效率及安全性；
(2)本发明创造安全性高，结构紧凑，能有效模拟直管式蒸汽发生器的换热流程，研究并解决铅铋反应堆材料相容性、设备与系统安全等关键科学技术问题。
附图说明
构成本发明创造的一部分的附图用来提供对本发明创造的进一步理解，本发明创造的示意性实施例及其说明用于解释本发明创造，并不构成对本发明创造的不当限定。在附图中：
图1为本发明创造实施例的剖视图；
图2为图1中上半部分的放大示意图；
图3为本发明创造实施例所述的卡口管组件的剖视图；
图4为本发明创造实施例的上半部分的立体图；
图5为本发明创造实施例的俯视图；
图6为本发明创造实施例所述的密封法兰及其A-A处的剖视图；
图7为本发明创造实施例所述的网格板的俯视图；
图8为本发明创造的工艺流程图。
附图标记说明：
1、密封法兰；2、氦气室；3、蒸汽室；4、注水口法兰；5、蒸汽出口；6、热电偶探测通道；7、氧气探测通道管；8、固定管；9、内壁管；10、中层管；11、外层管；12、末端帽；13、环形卡扣；14、网格板。
具体实施方式
需要说明的是，在不冲突的情况下，本发明创造中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。
在本发明创造的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“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创造和简化描述，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创造的限制。此外，术语“第一”、“第二”等仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”等的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明创造的描述中，除非另有说明，“多个”的含义是两个或两个以上。
在本发明创造的描述中，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，可以通过具体情况理解上述术语在本发明创造中的具体含义。
下面将参考附图并结合实施例来详细说明本发明创造。
如图1至8所示，一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，包括用于与整体试验台连接的密封法兰1，密封法兰1上方为氦气室2，氦气室2上方为蒸汽室3，氦气室2与蒸汽室3相互独立，氦气室2用于密封。蒸汽室3的一侧设置有蒸汽出口5，蒸汽室3的侧部还设置有热电偶探测通道6。
密封法兰1上带有七个开孔用于卡口管组件的穿过，它将卡口管组件连接到整体试验台上，并用于支撑上方的氦气室2、蒸汽室3，以及其他各种探测通道。该密封法兰1为Φ356mm，厚度为30mm，由304奥氏体不锈钢制成。同时密封法兰1上焊接有三个氧气探测通道管7，氧气探测通道管7与整体试验台内部连通，氧气探测通道管7用于探测整体试验台内部的铅池内的氧气浓度、温度、湿度等参数，铅池位于整体实验台内。
氦气室2焊接在顶部法兰上方(因此位于整体试验台外部)，氦气室2它由一个304奥氏体不锈钢管(6”sch.40)与一个整体顶部组成。氦气室2有适当的孔来容纳卡口管组件穿过。这些卡口管组件通过密封接头固定在氦气室2的孔上，以防止5bar以下的氦气泄漏。同时氦气室2内接有热电偶探测通道6。
蒸汽室3，容纳过热蒸汽，并包含注水管，注水管由能够承受172bar的过热蒸汽的接头密封。
蒸汽室3上方为注水口法兰4，注水口法兰4的作用为固定注水管口，并带有测量通道。
如图3所示，卡口管组件有7组，其主体长度约为7360mm，伸入到整体试验台内的有效长度等于6000mm。卡口管组件包括固定管8，固定管8外部套有内壁管9，固定管8与内壁管9同轴心，固定管8与内壁管9之间留有空隙，固定管8与内壁管9的两端之间通过环形卡扣13固定，固定管8相当于注水管。内壁管9外套有中层管10，内壁管9与中层管10同轴心，内壁管9与中层管10之间留有空隙，此空隙与蒸汽室3连通，内壁管9的下端与中层管10的下端之间留有空隙。固定管8内的水流到固定管8的下端后从内壁管9与中层管10之间的空隙内向上流，在向上流的过程中进行换热变成水蒸气进入蒸汽室3。
中层管10的外部同轴心的套有外层管11，中层管10与外层管11之间留有间隙，此间隙与氦气室2连通。此间隙内充满氦气，氦气起到密封的作用。中层管10的下方外层管11的内部设置有用于封堵的末端帽12。外层管11靠近密封法兰1的上端外部设置成波纹结构。卡口管组件的中部、下部通过网格板14进行固定。
如图6所示，卡口管组件的分布方式为，中间一组，其余六组围绕着中间这一组的轴线均匀间隔分布。
如图8所示，整体试验台为池式重金属试验台，卡口管组件穿过密封法兰1后伸入到整体试验台内部，本实施例中整体试验台内循环流动着重金属铅以模仿核反应堆，热的铅液从卡口管组件的上部流入卡口管组件之间，然后从上往下流动对卡口管组件内的水进行换热。
本发明创造还可以用于其它使用金属冷却剂的换热场合，如铅铋堆，使用本设计装置可以有效模拟池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器的热工原理，优化设计，大大提高设备的安全性、可靠性，提升换热器效率。
以上所述仅为本发明创造的较佳实施例而已，并不用以限制本发明创造，凡在本发明创造的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明创造的保护范围之内。

Claims (8)

1.一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：包括用于与整体试验台连接的密封法兰(1)，密封法兰(1)上方为氦气室(2)，氦气室(2)上方为蒸汽室(3)，氦气室(2)与蒸汽室(3)相互独立，氦气室(2)用于密封，蒸汽室(3)的一侧设置有蒸汽出口(5)，蒸汽室(3)上方为注水口法兰(4)，注水口法兰(4)上固定有用于换热的卡口管组件，卡口管组件穿过蒸汽室(3)、氦气室(2)和密封法兰(1)后伸入到整体试验台内；
卡口管组件包括内壁管(9)，内壁管(9)外套有中层管(10)，内壁管(9)与中层管(10)之间留有空隙，此空隙与蒸汽室(3)连通，内壁管(9)的下端与中层管(10)的下端之间留有空隙；
中层管(10)的外部套有外层管(11)，中层管(10)与外层管(11)之间留有间隙，此间隙与氦气室(2)连通，中层管(10)的下方外层管(11)的内部设置有用于封堵的末端帽(12)。
2.根据权利要求1所述的池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：外层管(11)靠近密封法兰(1)的上端外部设置成波纹结构。
3.根据权利要求1所述的池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：内壁管(9)内部设置有固定管(8)，固定管(8)与内壁管(9)同轴心，固定管(8)与内壁管(9)的两端之间通过环形卡扣(13)固定。
4.根据权利要求1所述的池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：卡口管组件设置有若干组，卡口管组件的中部、下部分别通过网格板(14)进行固定。
5.根据权利要求1所述的池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：卡口管组件设置有7组，其中中间设置有一组，其余六组围绕着中间这一组的轴线均匀间隔分布。
6.根据权利要求1所述的池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：密封法兰(1)上焊接有氧气探测通道管(7)，氧气探测通道管(7)与整体试验台内部连通，氧气探测通道管(7)用于探测整体试验台内部的铅池内的氧气浓度、温度、湿度参数。
7.根据权利要求1所述的池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：注水口法兰(4)上设置有用于测量卡口管组件内部情况的测量通道。
8.根据权利要求1所述的池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置，其特征在于：蒸汽室(3)和氦气室(2)内分别设置有热电偶探测通道(6)。
CN201810288506.5A 2018-03-30 2018-03-30 一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置 Active CN108470591B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810288506.5A CN108470591B (zh) 2018-03-30 2018-03-30 一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810288506.5A CN108470591B (zh) 2018-03-30 2018-03-30 一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN108470591A CN108470591A (zh) 2018-08-31
CN108470591B true CN108470591B (zh) 2019-10-15

Family

ID=63262631

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201810288506.5A Active CN108470591B (zh) 2018-03-30 2018-03-30 一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN108470591B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109192330B (zh) * 2018-11-01 2024-05-14 中国原子能科学研究院 一种采用径向氢气流道的热管型双模式空间核反应堆堆芯

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102915777A (zh) * 2012-10-10 2013-02-06 西安交通大学 液态金属钠沸腾两相热工水力实验回路系统及其实验方法
CN104658622A (zh) * 2015-03-05 2015-05-27 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属冷却反应堆的换热器
CN105608979A (zh) * 2016-02-23 2016-05-25 中广核研究院有限公司 模拟蒸汽发生器二次侧余热排出系统的试验装置及方法
CN106847350A (zh) * 2017-02-13 2017-06-13 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却反应堆集成测试装置
CN107068215A (zh) * 2017-02-09 2017-08-18 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种基于热管换热的非能动余热排出系统及核能系统
CN107564593A (zh) * 2017-08-09 2018-01-09 华北电力大学 一种压力容器外部冷却试验系统和方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102915777A (zh) * 2012-10-10 2013-02-06 西安交通大学 液态金属钠沸腾两相热工水力实验回路系统及其实验方法
CN104658622A (zh) * 2015-03-05 2015-05-27 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属冷却反应堆的换热器
CN105608979A (zh) * 2016-02-23 2016-05-25 中广核研究院有限公司 模拟蒸汽发生器二次侧余热排出系统的试验装置及方法
CN107068215A (zh) * 2017-02-09 2017-08-18 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种基于热管换热的非能动余热排出系统及核能系统
CN106847350A (zh) * 2017-02-13 2017-06-13 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却反应堆集成测试装置
CN107564593A (zh) * 2017-08-09 2018-01-09 华北电力大学 一种压力容器外部冷却试验系统和方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Innovative nuclear technology based on modular muti-purpose lead-bismuth cooled fast reactors;A.V.Zrodnikov et al.;《Progress in Nuclear Energy》;20081231;全文 *
The SVBR-75/100 Reactor Installation;Yu.G.Dragunov et al.;《Thermal Engineering》;20061231;全文 *
套管式直流蒸汽发生器动态特性仿真研究;张伟 等;《核科学工程》;20060630;全文 *
直流蒸汽发生器全范围流动与传热数值模拟;史建新 等;《原子能科学技术》;20170331;全文 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN108470591A (zh) 2018-08-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10510452B2 (en) Steam generator for nuclear steam supply system
CA1071334A (en) Integral nuclear reactor
CA2876521C (en) Nuclear fuel bundle assembly
CN107293340B (zh) 一种小型蒸汽发生器热工水力分析试验系统
CN108470591B (zh) 一种池式液态重金属冷却反应堆蒸汽发生器试验装置
CA1080691A (en) Helical coil steam generator
CN109841289B (zh) 用于安全壳热量非能动导出系统的试验装置
US20120247404A1 (en) Steam generator
CN208059636U (zh) 换热器和包括至少一个换热器系列的熔盐蒸汽生成器
US10002682B2 (en) Nuclear reactor having plate or micro-channel heat exchangers integrated in the vessel
US20180144838A1 (en) Nuclear steam supply system
CN106322338A (zh) 一种侧面给水的蒸汽发生器
CN206018554U (zh) 一种用于转炉高温烟气余热回收的余热锅炉
JPH0350161B2 (zh)
CN208779975U (zh) 一种用于燃料考验回路冷却的热交换装置
US20090050295A1 (en) Heat exchange assembly exchanging heat between a first and a second fluid
US20190128613A1 (en) Shell and tube heat exchangers
CN206092941U (zh) 一种压力容器
CN110869688A (zh) 用于恶劣工作条件的热交换器
Narcisi et al. Installazione della sezione di prova Hero nella facility Circe: sviluppo nodalizzazione e progettazione della campagna sperimentale
Theologou et al. Experimental Investigations on the Heat Transfer Characteristics of Supercritical CO2 in Heated Horizontal Pipes
JPH0275801A (ja) 蒸気発生器
CN117109065A (zh) 一种电磁采暖炉热转换装置
KR790001198B1 (ko) 원자력 증기 발생장치
JPS63204001A (ja) 熱交換器

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
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant