CN108550407A - 一种铅铋堆一回路系统及核反应堆 - Google Patents

一种铅铋堆一回路系统及核反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN108550407A
CN108550407A CN201810288672.5A CN201810288672A CN108550407A CN 108550407 A CN108550407 A CN 108550407A CN 201810288672 A CN201810288672 A CN 201810288672A CN 108550407 A CN108550407 A CN 108550407A
Authority
CN
China
Prior art keywords
steam generator
pump
lead bismuth
reactor
reactor core
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
CN201810288672.5A
Other languages
English (en)
Inventor
盛选禹
孔文文
王亮君
张志擎
孙嘉琦
徐雅晨
成昱旻
邵荣
陈贺
王岳巍
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 CN201810288672.5A priority Critical patent/CN108550407A/zh
Publication of CN108550407A publication Critical patent/CN108550407A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • 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

Abstract

本发明提供了一种铅铋堆一回路系统，包括反应堆容器、蒸汽发生器、堆芯及泵，堆芯设置在反应堆容器内的下部，蒸汽发生器和泵设置在反应堆上方的反应堆容器的外部，蒸汽发生器和泵围绕着反应堆容器的上部环形分布，蒸汽发生器之间互相连通，蒸汽发生器的壳体密封，泵与相邻的蒸汽发生器连通，泵为流入到蒸汽发生器内部的铅铋冷却剂提供动力，蒸汽发生器热中心位于堆芯热中心的上方。本发明可以保证在泵出现事故无法运行时，堆芯与蒸汽发生器之间的换热循环能以低功率进行，带走堆芯产生的余热，减弱反应堆堆芯处热量累积和堆芯融化，保障了铅铋堆的安全性。

Description

一种铅铋堆一回路系统及核反应堆
技术领域
本发明创造属于核设备技术领域，尤其是涉及一种铅铋堆一回路系统及核反应堆。
背景技术
目前的铅铋堆、小型堆等核反应堆设计中，蒸汽发生器与反应堆堆芯的传统分布方式为并列布置，即同一水平面放置，当泵出现事故不能正常运行时，导致换热循环无法正常进行，从而不能保证堆芯充分冷却，极可能发生类似于日本福岛的堆芯融化核泄漏事故，存在重大安全隐患。此外，铅铋堆中蒸汽发生器、堆芯及泵之间多用管道连接，换热循环时冷却剂流速较大，铅铋冷却剂对钢表面的保护性氧化物膜有很强的腐蚀性，会破坏管道表面氧化膜，使得管道破裂，造成反应堆事故，影响反应堆运行。
发明内容
有鉴于此，本发明创造旨在提出一种铅铋堆一回路系统及核反应堆，以解决上述技术问题。
为达到上述目的，本发明创造的技术方案是这样实现的：
一种铅铋堆一回路系统，包括反应堆容器、蒸汽发生器、堆芯及泵，堆芯设置在反应堆容器内的下部，蒸汽发生器和泵设置在反应堆上方的反应堆容器的外部，蒸汽发生器和泵围绕着反应堆容器的上部环形分布，蒸汽发生器之间互相连通，蒸汽发生器的壳体密封，泵与相邻的蒸汽发生器连通，泵为流入到蒸汽发生器内部的铅铋冷却剂提供动力，蒸汽发生器热中心位于堆芯热中心的上方。
进一步的，蒸汽发生器热中心与堆芯热中心之间的升高差为6m。
进一步的，蒸汽发生器热中心上方的蒸汽发生器与反应堆容器内部通过热池连通。
进一步的，热池靠近蒸汽发生器的一侧设置有喷嘴。
进一步的，堆芯与泵之间通过冷池连通，泵的泵入口与蒸汽发生器内部连通，泵的泵出口高于泵入口，泵出口与冷池连通。
进一步的，泵出口与泵入口之间的高度差为2.5m。
进一步的，蒸汽发生器的数量为八个，蒸汽发生器均匀分布，泵的数量为两个，泵与泵之间间隔两个蒸汽发生器。
进一步的，蒸汽发生器热中心上方的蒸汽发生器与反应堆容器内部通过热池连通，热池下方的蒸汽发生器与堆芯之间通过紧急流道连通，紧急流道处设置有单向阀，单向阀由控制系统控制。
一种核反应堆，包括权利上述的铅铋堆一回路系统。
相对于现有技术，本发明创造所述的一种铅铋堆一回路系统及核反应堆具有以下优势：
(1)本发明创造可以保证在泵出现事故无法运行时，堆芯与蒸汽发生器之间的换热循环能以低功率进行，带走堆芯产生的余热，减弱反应堆堆芯处热量累积和堆芯融化，保障了铅铋堆的安全性；
(2)本发明创造的蒸汽发生器与堆芯通过热池连接，堆芯与泵通过冷池连接，而不是通过管道连接，保证了流量的同时有效控制了冷却剂流速，减弱减弱了冷却剂对管道表面氧化物膜的腐蚀。
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所述的铅铋堆俯视图；
图2为本发明创造实施例所述的图1中铅铋堆的剖视图。
附图标记说明：
1、蒸汽发生器；101、蒸汽发生器热中心；2、热池；3、反应堆容器；4、泵；401、泵出口；402、泵入口；5、冷池；6、堆芯；601、堆芯热中心。
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、2所示，一种铅铋堆一回路系统，包括反应堆容器3、蒸汽发生器1、堆芯6及泵4。堆芯6设置在反应堆容器3内的下部，蒸汽发生器1和泵4设置在反应堆上方的反应堆容器3的外部，蒸汽发生器1的数量为八个，泵4的数量为两个，蒸汽发生器1和泵4围绕着反应堆容器3的上部环形分布。蒸汽发生器1之间互相连通，蒸汽发生器1的壳体密封，泵4与相邻的蒸汽发生器1连通，泵4为流入到蒸汽发生器1内部的铅铋冷却剂提供动力。泵4与泵4之间间隔两个蒸汽发生器1。
蒸汽发生器1的中部与反应堆容器3内部通过热池2连通，蒸汽发生器1热中心位于热池2的下方，热池2靠近蒸汽发生器1的一侧设置有喷嘴，堆芯热中心601位于蒸汽发生器热中心101的下方，优选的，蒸汽发生器热中心101与堆芯热中心601之间的升高差为6m，升高差的高度越大，制造成本越高，升高差的高度太小，则离堆芯6太近。堆芯6与泵4之间通过冷池5连通，泵4的泵入口402与蒸汽发生器1内部连通，泵4的泵出口401高于泵入口402，泵出口401与泵入口402之间的高度差为2.5m，泵出口401与冷池5连通。
热池2下方的蒸汽发生器1与堆芯6之间通过紧急流道(图中未示)连通，紧急流道处设置有单向阀，单向阀保证蒸汽发生器1内的铅铋冷却剂从蒸汽发生器1流入堆芯6，单向阀由控制系统控制。
本发明创造的工作原理：
本发明创造中将蒸汽发生器1与堆芯6的位置设计为堆芯热中心601与蒸汽发生器热中心101有升高差6m。正常运行工况下，热的铅铋冷却剂离开堆芯6燃料区域，流入热池2，通过喷嘴喷入蒸汽发生器1，进而通过蒸汽发生器1内的盘管之间的间隙向下流动，将热量传递给逆向流动的给水，换热后冷的铅铋冷却剂通过蒸汽发生器1环形间隙向上流动，进入到泵入口402，泵4给铅铋冷却剂动力将其提升2.5m到泵出口401，然后铅铋冷却剂进入冷池5，返回堆芯6，完成换热循环。
而当泵4出现事故无法正常运行时，这时虽然反应堆堆芯6已经停堆，但是堆芯6仍有大量的余热产生。这时，控制器控制紧急流道打开，由于堆芯6与蒸汽发生器热中心101之间6m的升高差，冷的铅铋冷却剂从蒸汽发生器1出来直接流向反应堆容器3到达堆芯6进行冷却，不再经过泵4，此时蒸汽发生器1与堆芯6能持续进行低功率换热循环，循环流量为正常运行时流量等效的15％。这就保证了堆芯6余热的持续带出。铅铋冷却剂在堆芯6被加热后，热流体密度降低，自然向上流动，此后流入蒸汽发生器1，完成了一次自然循环。事故工况下的自然循环可以持续的带走反应堆停堆后堆芯6产生的余热，避免了如堆芯6融化等严重安全事故的发生。
由于铅铋冷却剂有较强的腐蚀性，当冷却剂流速较大时，会加速腐蚀管道钢结构表面的氧化物膜，进而腐蚀管道，造成管道破裂，放射性泄漏。本发明创造中，蒸汽发生器1与堆芯6之间通过热池2连接，堆芯6与泵4之间通过冷池5连接，反应堆的冷却剂流量为40000kg/s，最大允许冷却剂流速可以降低为1.8m/s，有效的降低了铅铋液体的流速，减弱了冷却剂对氧化物膜的腐蚀，从而有效地提高了铅铋堆中一回路管道的寿命，保证了铅铋堆运行的安全性和稳定性。
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 (9)

1.一种铅铋堆一回路系统，其特征在于：包括反应堆容器(3)、蒸汽发生器(1)、堆芯(6)及泵(4)，堆芯(6)设置在反应堆容器(3)内的下部，蒸汽发生器(1)和泵(4)设置在反应堆上方的反应堆容器(3)的外部，蒸汽发生器(1)和泵(4)围绕着反应堆容器(3)的上部环形分布，蒸汽发生器(1)之间互相连通，蒸汽发生器(1)的壳体密封，泵(4)与相邻的蒸汽发生器(1)连通，泵(4)为流入到蒸汽发生器(1)内部的铅铋冷却剂提供动力，蒸汽发生器热中心(101)位于堆芯热中心(601)的上方。
2.根据权利要求1所述的铅铋堆一回路系统，其特征在于：蒸汽发生器热中心(101)与堆芯热中心(601)之间的升高差为6m。
3.根据权利要求1所述的铅铋堆一回路系统，其特征在于：蒸汽发生器热中心(101)上方的蒸汽发生器(1)与反应堆容器(3)内部通过热池(2)连通。
4.根据权利要求3所述的铅铋堆一回路系统，其特征在于：热池(2)靠近蒸汽发生器(1)的一侧设置有喷嘴。
5.根据权利要求1所述的铅铋堆一回路系统，其特征在于：堆芯(6)与泵(4)之间通过冷池(5)连通，泵(4)的泵入口(402)与蒸汽发生器(1)内部连通，泵(4)的泵出口(401)高于泵入口(402)，泵出口(401)与冷池(5)连通。
6.根据权利要求5所述的铅铋堆一回路系统，其特征在于：泵出口(401)与泵入口(402)之间的高度差为2.5m。
7.根据权利要求1至6任一项所述的铅铋堆一回路系统，其特征在于：蒸汽发生器(1)的数量为八个，蒸汽发生器(1)均匀分布，泵(4)的数量为两个，泵(4)与泵(4)之间间隔两个蒸汽发生器(1)。
8.根据权利要求1至6任一项所述的铅铋堆一回路系统，其特征在于：蒸汽发生器热中心(101)上方的蒸汽发生器(1)与反应堆容器(3)内部通过热池(2)连通，热池(2)下方的蒸汽发生器(1)与堆芯(6)之间通过紧急流道连通，紧急流道处设置有单向阀，单向阀由控制系统控制。
9.一种核反应堆，其特征在于：包括权利要求1至8任一项所述的铅铋堆一回路系统。
CN201810288672.5A 2018-03-30 2018-03-30 一种铅铋堆一回路系统及核反应堆 Pending CN108550407A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810288672.5A CN108550407A (zh) 2018-03-30 2018-03-30 一种铅铋堆一回路系统及核反应堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810288672.5A CN108550407A (zh) 2018-03-30 2018-03-30 一种铅铋堆一回路系统及核反应堆

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN108550407A true CN108550407A (zh) 2018-09-18

Family

ID=63513884

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201810288672.5A Pending CN108550407A (zh) 2018-03-30 2018-03-30 一种铅铋堆一回路系统及核反应堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN108550407A (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113658725A (zh) * 2020-12-01 2021-11-16 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆
CN113744899A (zh) * 2021-06-02 2021-12-03 上海核工程研究设计院有限公司 一种核反应堆的启动加热系统
CN115440401A (zh) * 2022-08-16 2022-12-06 核动力运行研究所 一种铅铋堆直流蒸汽发生器

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101476515A (zh) * 2007-12-31 2009-07-08 施国梁 热工装置等压补液的方法及装置
CN101660463A (zh) * 2009-09-25 2010-03-03 中能纪（北京）国际科技有限公司 用于石油钻井动力燃机尾气的废热利用与减排装置
CN102243897A (zh) * 2011-06-27 2011-11-16 华北电力大学 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN102446564A (zh) * 2011-12-06 2012-05-09 华北电力大学 一种非能动自然循环铅铋换热装置及导出堆芯热量的方法
CN102610286A (zh) * 2012-03-30 2012-07-25 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可换料液态重金属反应堆的燃料组件固定装置
CN103093837A (zh) * 2013-01-15 2013-05-08 西安交通大学 一种采用弥散体金属燃料的加速器驱动次临界嬗变堆芯
CN106205749A (zh) * 2016-08-29 2016-12-07 新核（北京）能源科技有限公司 核反应堆系统
CN106782682A (zh) * 2016-12-30 2017-05-31 清华大学天津高端装备研究院 一种用于铅铋堆的燃料组件
CN206210405U (zh) * 2016-04-12 2017-05-31 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆安全系统
CN107591213A (zh) * 2017-07-31 2018-01-16 清华大学天津高端装备研究院 一体化压水反应堆

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101476515A (zh) * 2007-12-31 2009-07-08 施国梁 热工装置等压补液的方法及装置
CN101660463A (zh) * 2009-09-25 2010-03-03 中能纪（北京）国际科技有限公司 用于石油钻井动力燃机尾气的废热利用与减排装置
CN102243897A (zh) * 2011-06-27 2011-11-16 华北电力大学 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN102446564A (zh) * 2011-12-06 2012-05-09 华北电力大学 一种非能动自然循环铅铋换热装置及导出堆芯热量的方法
CN102610286A (zh) * 2012-03-30 2012-07-25 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可换料液态重金属反应堆的燃料组件固定装置
CN103093837A (zh) * 2013-01-15 2013-05-08 西安交通大学 一种采用弥散体金属燃料的加速器驱动次临界嬗变堆芯
CN206210405U (zh) * 2016-04-12 2017-05-31 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆安全系统
CN106205749A (zh) * 2016-08-29 2016-12-07 新核（北京）能源科技有限公司 核反应堆系统
CN106782682A (zh) * 2016-12-30 2017-05-31 清华大学天津高端装备研究院 一种用于铅铋堆的燃料组件
CN107591213A (zh) * 2017-07-31 2018-01-16 清华大学天津高端装备研究院 一体化压水反应堆

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113658725A (zh) * 2020-12-01 2021-11-16 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆
CN113744899A (zh) * 2021-06-02 2021-12-03 上海核工程研究设计院有限公司 一种核反应堆的启动加热系统
CN115440401A (zh) * 2022-08-16 2022-12-06 核动力运行研究所 一种铅铋堆直流蒸汽发生器

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108550407A (zh) 一种铅铋堆一回路系统及核反应堆
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
CN104269194B (zh) 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出系统
CN106062883B (zh) 具有铅冷快速反应堆的反应堆系统
CN105047235A (zh) 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统
JP2002156485A (ja) 原子炉
US10762995B2 (en) Shutdown cooling system and nuclear facility having same
WO2022194247A1 (zh) 一体化非能动反应堆
CN107093473B (zh) 一种核反应堆用余热排出系统
CN106328223A (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN207233399U (zh) 一种含有毒物罐的一体化堆
CN105118534B (zh) 非能动乏燃料水池冷却及补水系统
CN107369478A (zh) 一种热容器型的一体化堆
US20040240601A1 (en) Forced cooling circular deep & minus; water pond type heat supply nuclear reactor with natural circulation
RU2649417C1 (ru) Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора
CN106981320A (zh) 一种自然循环冷却液态重金属反应堆
CN108520785A (zh) 用于熔盐堆的非能动余热排出系统及余热排出方法
US4554129A (en) Gas-cooled nuclear reactor
GB2104710A (en) Standby heat removal system for a nuclear reactor using flow diodes
US20230307150A1 (en) Reactor cooling system for disaster accident, and reactor cooling method using same
EP0332817A1 (en) Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor
US6285727B1 (en) Nuclear plant
GB1491232A (en) Nuclear reactors
CN109273112A (zh) 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出系统
CN111383782B (zh) 非能动安全系统及具有其的压水反应堆

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
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20180918

RJ01 Rejection of invention patent application after publication