CN109643587B - 设有升高的热交换器的核反应堆 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种核反应堆，其由液态金属(例如重金属，如铅或铅‑铋共熔合金)或熔盐冷却、设置有热交换器，特别是蒸汽发生器，热交换器具有在下部分中的主要流体的入口和在冷收集器内的主要流体的自由表面附近的圆周出口窗。出口窗相对于管束定位在中间位置，管束相对于冷收集器内的自由表面部分地升高并且通过用于创建交换器的覆盖气体相对于所述器皿内的覆盖气体的欠压的辅助装置而在其整个高度上供应有主要流体。交换器的升高和出口窗在主要冷却剂的自由表面附近的定位有助于在热交换器内部的次要流体意外释放的情况下使主要流体的移位最小化。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆，特别是液态金属冷却的核反应堆。
背景技术
在许多核反应堆中，在芯内产生的热量通过第一过程流体(主要冷却剂，例如液态金属)借助于热交换器转移到第二过程流体(通常是沸水)，该热交换器可以被定位在容纳反应堆芯的主要器皿(vessel)的外部或内部。
在液态金属冷却的核反应堆的特定情况下，液态金属热交换器被安装在所述器皿内部的体积中，所述器皿与其内容纳的反应堆部件被称为主要系统；所述系统被填充有液态金属直至一定水平，其中其余部分容纳覆盖气体(covering gas)，所述覆盖气体将该液体金属与反应堆的顶部分离，在所述顶部中定位用于主要系统的部件的穿孔。
主要冷却剂可以通过自然循环或强制循环进行循环。
在许多反应堆中，主要冷却剂是具有低蒸汽压力的流体，该流体允许在反应堆运行期间将主要器皿保持在低压力。第二过程流体通常是在高压力运行的流体，并且这意味着必须考虑涉及热交换器的一个或多个管破裂以及随后所述第二过程流体流出的事故的后果。为了避免主要器皿的过度加压，通常的做法是使用通风系统，所述通风系统提供覆盖气体和压力抑制系统之间的连通。
在当前的技术中，此事故由于以下事实而加重：所述热交换器(例如具有螺旋管、直管、U形管)(i)非常长，(ii)在它们内部，主要冷却剂从顶部向底部循环，入口窗在上部分中，但远在主要冷却剂的自由表面下方，以便不夹带反应堆顶部的气体并且因此(iii)出口窗非常低(通常在具有数百MW的功率的反应堆内的主要冷却剂的自由表面下方5-10m)。在管破裂的情况下，第二过程流体因此也深入地释放到该器皿内，并且当它朝向通风系统上升时，导致交换器内部和外部的主要冷却剂的显著移位。
利用专利申请MI2007A001685的解决方案主题获得了改善，该专利申请提供了一种扁平螺旋管交换器，该交换器具有主要冷却剂的径向流出而不是竖直流出，但是即使此解决方案也没有解决该问题，因为在管束的下部分中的管破裂的情况下，次要冷却剂通常可以2-3m的深度释放到主要器皿内。
发明内容
因此，本发明的一个目的是提供一种热交换器和一个在核反应堆内的位置，它们作为整体克服了已知解决方案的缺点并且具有构造优点和安全优点。
因此，本发明涉及如下述1所述的核反应堆及热交换器，下述2-5为优选实施方案。
1.一种核反应堆，特别是液态金属冷却的反应堆，包括反应堆器皿，所述反应堆器皿容纳处在芯上方的热收集器和包围所述热收集器的冷收集器，所述热收集器和所述冷收集器由分离结构分离并且用于冷却所述芯的主要流体在所述冷收集器内循环；所述反应堆包括至少一个紧凑型热交换器，特别是蒸汽发生器，所述交换器被配置用于从底部供应来自所述热收集器的主要流体；其特征在于，所述交换器在所述冷收集器内的主要流体的自由表面处具有一个圆周出口窗。
2.在本发明的一个优选实施方案中，所述热交换器的出口窗被设置在所述热交换器的外部壳体上并且被定位在所述热交换器的管束的中间部分处。
3.在本发明的一个优选实施方案中，所述热交换器在内部容纳一个循环泵；其中所述外部壳体的定位在所述窗上方的上部分、所述热交换器的封闭板和支撑所述泵的凸缘以及相关密封件总体上构成倒置的玻璃杯形状的结构，该结构界定相对于所述冷收集器内的主要流体的自由表面上升的体积。
4.在本发明的一个优选实施方案中，所述热交换器的管束部分地在所述体积内部延伸，并且所述热交换器的管束借助于容纳在所述体积内的覆盖气体通过辅助装置获得的、相对于所述反应堆器皿内的覆盖气体的负压而供应有主要流体。
5.在本发明的一个优选实施方案中，所述核反应堆具有在所述反应堆器皿和安全器皿之间的空隙；并且在随着主要流体从所述反应堆器皿的泄露和所述空隙的填充而所述自由表面的水平降低的情况下，所述窗的下边缘仍保持在所述冷收集器内的主要流体的自由表面下方。
便利地，为了减少在热交换器管破裂事故期间移位的主要冷却剂的最大量，主要冷却剂流出窗被定位在交换器的外部管套(casing)的中间区域中、在所述自由表面处。
通过虹吸配置，交换器管束相对于主要冷却剂的自由表面部分地升高。
优选地使用具有扁平螺旋管的管束，如专利申请MI2007A001685中所描述的，其中冷却流体在交换器内部的竖直导管中从底部向顶部传送，并且然后径向流动到热交换器内；在此之后，根据本发明，冷却流体通过交换器的外部管套竖直地转向，向下或向上，以使分别流经管束上部分或下部分的那部分主要流体到达在反应堆的冷收集器中的主要冷却剂的自由表面附近的出口窗。
附图说明
参考附图中的图，在下面的非限制性实施方案实施例中进一步描述本发明，在附图中：
-图1是根据本发明的核反应堆和热交换器的截面示意图；
-图2示出了根据本发明的交换器的管束的竖直截面的放大图。
具体实施方式
参考图1-图2，核反应堆1包括具有反应堆器皿2的容器(container)，该反应堆器皿2由顶部3覆盖并且在其内部容纳芯4和液压分离结构5，该液压分离结构界定热收集器6和冷收集器7，用于冷却芯4的主要流体F在该冷收集器内循环。冷收集器7由环形区域8限定，该环形区域的范围在反应堆器皿2和液压分离结构5之间并且因此被布置在热收集器6周围。
在反应堆器皿2的内部，浸没在冷收集器7中，还容纳用于循环主要流体F的泵9和热交换器10，热交换器10优选地是蒸汽发生器，主要流体F穿过该热交换器，将在芯4内生成的功率转移到在外部次要回路(已知的并且未例示)中循环的次要冷却流体。优选地，主要流体F是液态金属，且特别是重液态金属，例如铅或铅-铋共熔合金。在反应堆器皿2内部还容纳各种辅助装置，所述辅助装置包括例如用于仪器杆和控制杆的支撑结构、用于去除剩余功率的辅助热交换器等，为了简单起见未对它们进行描述，因为它们是已知的并且不属于本发明。
反应堆1包括用于热循环和交换的多个热交换器10，所述多个热交换器被完全布置在冷收集器7内并且在分离结构5周围圆周地间隔开。
优选地，每个热交换器10在内部容纳一个循环泵9，该循环泵9在运行时泵送冷收集器7内的主要流体F的水平H4高于热收集器6中的水平H5。热交换器10中的每一个都具有圆柱形内部壳体(shell)11，该内部壳体被设置有由主要流体F穿过的孔12，以径向地供应通过由相应的下板14和上板15在底部和顶部处封闭的管束13。
根据本发明，管束13由交换器10的外部壳体16封闭，该外部壳体便利地具有轴向可变的厚度以界定相对于管束13可变的对应的径向间隙d，并且便利地具有设置在管束13的中心线附近、具有用于使主要流体F从热交换器10流出的圆周窗17。便利地，外部壳体16与交换器10的封闭板18成一体，并且可以相对于管束13的下板14竖直地滑动。
管束的上板15通过径向隔板19与管束13的内部壳体11成一体，并且被设置有竖直圆周隔板20，该竖直圆周隔板将与管束13的入口液压连通的内部体积21与与管束13的出口液压连通的外部体积22分离。
外部壳体的在窗17上方的部分23、交换器的封闭板18和支撑泵9的凸缘24以及相关密封件总体上构成倒置的玻璃杯形状的结构，并且界定体积25。
因为是本领域中已知因而未例示的辅助装置26通过导管27连接到所述体积25，该辅助装置26维持其内的覆盖气体28相对于在器皿2内、在热交换器10的外部上的覆盖气体29处于负压。
覆盖气体28中的负压、泵9的压头和主要回路的各个部分的压力损失的累积效应，确定了主要冷却剂的五个不同水平，这些水平从穿孔壳体11内部的水平H1逐渐降到体积21的水平H2、到体积22的水平H3、到冷收集器7的水平H4，以及到热水收集器6的水平H5。
圆周窗17被定位成使得：
-上边缘30总是浸没在主要流体中，因为冷收集器的水平H4随着各种设备瞬态而变化，所述设备瞬态包括泵9的停止瞬态；
-随着由于来自器皿2的主要流体的任何损失和器皿2与安全器皿33之间的空隙32的填充造成的器皿2内的主要流体的水平的降低，下边缘31总是浸没在至少50mm的主要流体中。
顶部3被设置有导管34，该导管被连接到用于控制器皿2内的覆盖气体29中的压力的控制系统35。
本发明的优点从附图中清楚地显现。
-交换器的出口窗17在管束13的中间位置的定位减小了交换器10内部的次要流体的可能释放点与该出口窗之间的最大距离(通常大约一米)，在交换器管破裂的情况下，这使在次要冷却剂朝向覆盖气体29溢出时通过在压力下的次要冷却剂移位的交换器的主要流体F的量最小化。
-水平交换器的出口窗17在冷收集器7中的自由表面H4附近的定位，在交换器管破裂的情况下，使得在次要冷却剂朝向覆盖气体29溢出时通过在压力下的次要冷却剂移位的交换器外部的主要流体F的质量最小化。通常，在主要冷却剂的压头作用下，在压力下的次要冷却剂可以以几十厘米的最大深度而不是如在已知解决方案中那样以几米的最大深度释放。
特别是，当热交换器是蒸汽发生器时，通过蒸汽发生器的一个或多个管的破裂发出的水蒸气混合物完成与主要冷却剂F接触的沸腾，它在自由表面H4的水平处与主要冷却剂F分离，并且然后与覆盖气体29混合，覆盖气体29的压力由辅助系统35控制，在释放大量蒸汽的情况下，该辅助系统35作为压力抑制系统运行。
-交换器10的管束从冷收集器7的自由表面H4的部分地升高增加了相对于芯的水平的相对差异，从而改善了自然循环的性能。
-在主要流体F从器皿2流出的情况下，窗17的上边缘30的露出导致交换器10的管束的在水平H4上方的部分的清空，这有助于空隙32的填充，并且还通过减小窗17的尺寸避免窗17的下边缘31的露出和通过交换器10的循环的停止。
应理解，可以对先前描述和例示的交换器和设置有所述交换器的核反应堆做出不脱离所附权利要求的范围的改型和变化。
Claims (7)
1.一种核反应堆(1)，包括反应堆器皿(2)，所述反应堆器皿(2)容纳处在芯(4)上方的热收集器(6)和包围所述热收集器(6)的冷收集器(7)，所述热收集器和所述冷收集器由分离结构(5)分离并且用于冷却所述芯(4)的主要流体(F)在所述冷收集器内循环；所述反应堆包括至少一个紧凑型热交换器(10)，所述热交换器被配置用于从底部供应来自所述热收集器(6)的主要流体；其特征在于，所述热交换器(10)在所述冷收集器(7)内的主要流体的自由表面(H4)附近具有一个圆周出口窗(17)；并且其中所述圆周出口窗(17)的上边缘(30)仍保持在所述冷收集器(7)内的主要流体的自由表面(H4)下方；
其中所述热交换器(10)在内部容纳一个循环泵(9)，所述循环泵(9)在运行时泵送所述冷收集器(7)内的主要流体，使得所述冷收集器(7)内的主要流体的水平高于所述热收集器(6)内的主要流体的水平；并且所述热交换器(10)的圆周出口窗(17)被定位成在所述冷收集器(7)内的、高于所述热收集器(6)内的水平的所述主要流体的自由表面(H4)附近；并且其中所述圆周出口窗(17)被定位在所述热交换器(10)的管束(13)的中心线附近。
2.根据权利要求1所述的核反应堆(1)，其中所述核反应堆(1)是液态金属冷却的反应堆。
3.根据权利要求1或2所述的核反应堆(1)，其中所述热交换器(10)是蒸汽发生器。
4.根据权利要求1或2所述的核反应堆(1)，其中所述热交换器(10)的出口窗(17)被设置在所述热交换器(10)的外部壳体(16)上并且被定位在所述热交换器(10)的管束(13)的中间部分处。
5.根据权利要求4所述的核反应堆(1)，其中所述外部壳体(16)的定位在所述窗(17)上方的上部分(23)、所述热交换器(10)的封闭板(18)和支撑所述泵(9)的凸缘(24)以及相关密封件总体上构成倒置的玻璃杯形状的结构，该结构界定相对于所述冷收集器(7)内的主要流体(F)的自由表面(H4)上升的体积(25)。
6.根据权利要求5所述的核反应堆(1)，其中所述热交换器(10)的管束(13)部分地在所述体积(25)内部延伸，并且所述热交换器(10)的所述管束(13)借助于容纳在所述体积(25)内的覆盖气体(28)通过辅助装置(26)而获得的、相对于所述反应堆器皿(2)内的覆盖气体(29)的负压而供应有主要流体(F)。
7.根据权利要求1或2所述的核反应堆(1)，该核反应堆具有在所述反应堆器皿(2)和安全器皿(33)之间的空隙(32)；并且在随着主要流体从所述反应堆器皿(2)的泄露和所述空隙(32)的填充而所述自由表面(H4)的水平降低的情况下，所述窗(17)的下边缘(31)仍保持在所述冷收集器(7)内的主要流体的自由表面(H4)下方。
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