CN110136849A - 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构 - Google Patents

一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构 Download PDF

Info

Publication number
CN110136849A
CN110136849A CN201910421075.XA CN201910421075A CN110136849A CN 110136849 A CN110136849 A CN 110136849A CN 201910421075 A CN201910421075 A CN 201910421075A CN 110136849 A CN110136849 A CN 110136849A
Authority
CN
China
Prior art keywords
ring cavity
reactor
pressure vessel
body construction
hanging basket
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
CN201910421075.XA
Other languages
English (en)
Inventor
刘青松
韩万富
鞠燕娜
路广遥
唐叔建
芮旻
周建明
冯勇
黄天荣
卢朝晖
刘强
周国丰
董超群
赵月扬
钟金童
张晓理
翟立宏
袁杰
杨钰
张超
苏晓炜
乔建毅
陈青山
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 CN201910421075.XA priority Critical patent/CN110136849A/zh
Publication of CN110136849A publication Critical patent/CN110136849A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
    • 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
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • 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
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明提供一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构，所述反应堆本体结构分别通过双层套管结构连接有至少一主泵与至少一蒸汽发生器，其中，反应堆本体结构分别与一台蒸汽发生器和一台主泵构成一个环路；所述反应堆本体结构包括压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、堆内仪表组件和堆芯燃料组件；所述压力容器通过双层套管结构分别与所述主泵以及蒸汽发生器相连接。本发明既能确保核反应堆内的冷却剂的循环，又便于实现核蒸汽供应系统的紧凑布置，提高换热效率，且便于安装和拆卸，安全性好。

Description

一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构
技术领域
本发明涉及核电领域，特别是涉及具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构。
背景技术
核蒸汽供应系统是核动力装置中利用核反应堆内核燃料裂变反应生成的热能产生蒸汽的系统，通常用于发电、驱动和供热，其主要包括核反应堆、蒸汽发生器、主冷却剂系统及其辅助系统。
在核蒸汽供应系统的运行过程中，需要冷却剂不断地把核反应堆内核裂变产生的巨大热量带出，并将核反应堆内的温度控制在所需范围内。以两回路型的核蒸汽供应系统为例，冷却剂在核反应堆内加热后由主循环泵送入蒸汽发生器，加热蒸汽发生器另一侧的给水，使之变为蒸汽送往汽轮发电机组，驱动汽轮发电机组；而经汽轮发电机组冷凝器冷凝后的冷却剂再被送入核反应堆，如此循环。
然而，现有技术中通常需采用长管道进行核反应堆与其他设备诸如蒸汽发生器之间的连接来进行冷却剂的输送，不仅会导致换热效率的降低，亦使得核反应堆需同时设置进口接管和出口接管，而且整个系统占用空间较大，不能够满足海洋使用环境的要求。
发明内容
本发明所提供的一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构，其具有结构紧凑的特点，且换热效率高，便于安装及拆卸，能够满足海洋使用环境。
本发明提供一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构，所述反应堆本体结构分别通过双层套管结构连接有至少一主泵与至少一蒸汽发生器，反应堆本体结构分别与一台蒸汽发生器和一台主泵构成一个环路；所述反应堆本体结构包括压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、堆内仪表组件和堆芯燃料组件；所述压力容器通过双层套管结构分别与所述主泵以及蒸汽发生器相连接；其中：
所述双层套管结构包括内管及位于该内管外的外管，外管由所述压力容器的进出口接管形成，所述内管设置在外管内部；
所述堆内构件包括具有吊篮的下部堆内构件、上部堆内构件以及位于吊篮外部的环腔结构；所述环腔结构为类似锥筒型结构，布置于吊篮外侧以及压力容器内侧，且与压力容器内壁相固定，并设置密封件与压力容器内壁实现密封，其对应双层套管处均设置开孔；
每一内管均可拆卸地设置于所述环腔结构上而位于所述外管内，所述内管与环腔结构之间形成内部环腔；所述内部环腔连通主泵侧双层套管结构的内套管、压力容器下降段环腔以及蒸汽发生器侧双层套管结构的出口内套管；
所述环腔结构与压力容器内壁形成外部环腔，所述外部环腔与泵侧双层套管结构的外管以及蒸汽发生器侧双层套管结构的外管连通。
较佳地，冷却剂由泵侧双层套管结构的内套管流道进入环腔结构的内部环腔，然后沿着压力容器与吊篮之间的下降环腔进入下封头，经流量分配装置后进入堆芯，被堆芯加热后流入上腔室，再经吊篮出口管嘴进入蒸汽发生器侧双层套管结构的内套管流道进入蒸汽发生器；经过蒸汽发生器换热后的冷却剂经过蒸汽发生器侧外套管、环腔结构外环腔、泵侧外套管流道流回主泵。
较佳地，所述环腔结构通过销钉连接或焊接的方式固定于所述压力容器内侧，所述环腔结构与所述内管通过机械连接柄结合密封件的方式形成密封配合。
较佳地，所述吊篮对应压力容器出口接管处设置有开孔，所述开孔与所述蒸汽发生器侧双层套管结构的内管连通，且所述内管与环腔结构在所述开孔处实现密封。
较佳地，所述压力容器具有支承台肩，所述上部堆内构件包括有导向管支承板，该导向支撑板位于所述吊篮的顶部，所述吊篮的法兰和所述导向管支承板的法兰依次叠置于所述压力容器的支承台肩，并位于所述环腔结构的上方；吊篮法兰与导向管支承板法兰在对应位置开有通孔，通孔处安装有喷管结构，所述喷管结构与所述内环腔相连通；来自主泵的冷却剂通过内套管进入压力容器时，一部分流量通过吊篮法兰与导向管支承板法兰处的喷管结构进入压力容器上封头内部，向下流至反应堆上腔室经吊篮出口流出反应堆。
较佳地，所述压力容器的双层套管附近设置安注接管嘴，在环腔结构对应位置开孔，并设置有一贯穿管结构直接贯穿所述环腔结构与所述安注接管嘴配合并密封，在堆芯失水事故下，安注系统通过安注接管嘴、内部直管结构、环腔结构内腔直接注入堆芯，以防止堆芯熔化。
较佳地，控制棒驱动机构设置有落棒辅助组件，以确保海洋环境下的摇摆、倾斜等工况下能够顺利落棒，满足落棒时间要求。
较佳地，所述控制棒驱动机构设置倾翻锁死装置，确保海洋倾翻情况下，保证控制棒组件不抽出堆芯。
较佳地，堆内仪表测量组件采用一体化探测器组件，同时测量堆芯中子注量率和堆芯出口温度，减少探测器数量。
较佳地，所述堆内仪表组件采用由堆顶分组集中引出的方式。
实施本发明实施例，具有如下的有益效果：
由上述说明可知，本发明通过双层套管结构与核蒸汽供应系统中的其他设备例如蒸汽发生器连接以进行冷却剂的循环输送，且该双层套管结构的外管可直接和其他设备例如蒸汽发生器对接焊形成管路，内管则借由环腔结构安装支撑，既能降低冷却剂丧失事故(LOCA)发生的概率，又能实现核蒸汽供应系统的紧凑布置，提高换热效率。特别地，本发明通过于压力容器上设置环腔结构来支撑内管，使得双层套管结构更稳固，而双层套管结构的内管可拆卸地安装其上，既能满足内管的维修拆卸需求，又使得内管的拆卸与吊篮等堆内构件的吊装相互独立；
同时，在吊篮法兰与导向管支承板法兰在对应位置开有通孔，通孔处安装有喷管结构，来自主泵的冷却剂通过内套管进入压力容器时，主流量经过压力容器下降段环腔进入堆芯换热，小部分流量通过吊篮法兰与导向管支承板法兰处的喷管结构进入压力容器上封头，向下流至反应堆上腔室经吊篮出口流出反应堆；
另外，在所述压力容器的双层套管附近设置安注接管嘴，在环腔结构对应位置开孔，并设计贯穿管结构贯穿环腔结构及压力容器壁与安注接管嘴配合并密封，堆芯失水事故下，安注系统通过安注接管嘴、内部直管结构、环腔结构内腔直接注入堆芯，防止堆芯熔化。
本发明结构紧凑、换热效果好，且非常便于安装和拆卸，安全性高，非常适宜海洋的使用环境。
附图说明
图1是本发明提供的一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构的运行环境示意图；
图2是图1中沿A-A向剖面的反应堆本体结构部分的示意图；
图3是图2中的局部示意图；
图4是图1中沿B-B向剖面的反应堆本体结构的部分示意图。
具体实施方式
本发明反应堆本体结构设有双层套管结构，经由该双层套管结构与核蒸汽供应系统中的其他设备例如蒸汽发生器连接，进行冷却剂的循环输送。该双层套管结构包括内管及套设于位于该内管外的外管，其中，外管由核反应堆的压力容器的进口接管形成，内管则是可拆卸地设置于外管中，冷却剂由外管与内管之间的第一通道流入核反应堆的压力容器，经加热后，由内管内的第二通道流出核反应堆的压力容器。本发明于核反应堆的吊篮的外壁上设置环腔结构，内管是可拆卸地设置于该环腔结构上而位于外管内，内管通过该环腔结构与吊篮内部连通，使得冷却剂得以由吊篮内部经环腔结构流入内管，进而流出核反应堆的压力容器。环腔结构不仅供内管可拆卸地设置其上，更与吊篮外壁形成一内腔，以充分汇集经堆芯加热的冷却剂，并将其导入内管而流出该核反应堆，下文将以实施例详细说明。
如图1所示，是本发明提供的一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构的运行环境示意图；一并结合图2至图4所示。所述反应堆本体结构1分别通过双层套管结构10连接有至少一主泵7与至少一蒸汽发生器8，反应堆本体结构1分别与一台蒸汽发生器8和一台主泵7构成一个环路；且稳压器9连接至两组蒸汽发生器8与主7中的任一组，用以调节和维持反应堆本体结构1与蒸汽发生器8、主泵7构成的一回路内的压力。
如图2所示，示出了图1中沿A-A向剖面的反应堆本体结构部分的示意图；在本实施例中，所述反应堆本体结构1包括压力容器20、堆内构件、控制棒驱动机构50、堆内仪表组件60和堆芯燃料组件70；所述压力容器20通过双层套管结构10分别与所述主泵7以及蒸汽发生器8相连接，在图1中，所述压力容器20左侧连接主泵7，其右侧连接蒸汽发生器8；其中：
其中，压力容器20具有内腔21及连通于该内腔21的进口接管，该内腔21由压力容器20的本体23和上封头24共同限定，本体23底部形成有下封头25。
所述堆内构件设于压力容器20的内腔21中，包括下部堆内构件、上部堆内构件以及环腔结构30。其中，所述下部堆内构件包括吊篮41、堆芯下栅格板45下降段环腔47与流量分配装置44；所述上部堆内构件包括设置于吊篮41顶部的导向管支承板42、设置于吊篮20内侧的导向管组件43以及堆芯上栅格板46，其中环腔结构30以及下降段环腔47均包围设置于所述吊篮41外侧。
所述环腔结构30为类似锥筒型结构，布置于吊篮41外侧以及压力容器20内侧，且与压力容器20内壁相固定，并设置密封件与压力容器20内壁实现密封，且其对应双层套管11处均设置开孔；
所述双层套管结构10包括内管11及位于该内管11外的外管12，外管12由所述压力容器20的进出口接管形成，所述内管11设置在外管12内部；
每一内管11均可拆卸地设置于所述环腔结构30上而位于所述外管12内，所述内管11与环腔结构30之间形成内部环腔31；所述内部环腔31连通主泵侧双层套管结构的内套管11、压力容器下降段环腔47以及蒸汽发生器侧双层套管结构的出口内套管11；
所述环腔结构30与压力容器20内壁形成外部环腔32，所述外部环腔32与泵侧双层套管结构的外管12以及蒸汽发生器侧双层套管结构的外管12连通。
更具体地，吊篮41的法兰412设置于压力容器20的支承台肩27上，使得吊篮41得以承载堆芯。导向管支承板42置于吊篮41顶部，用于支承导向管组件43，其法兰421叠置于吊篮41的法兰412上。堆芯(图未示)位于堆芯下栅格板45与堆芯上栅格板46之间。控制棒及其驱动机构50的控制棒插置于堆芯中，控制棒驱动机构则经上封头24延伸出压力容器20。导向管组件43用以使控制棒插入堆芯中，其一端延伸进堆芯上栅格板46，另一端则经导向管支承板42伸入上封头24内。
堆内仪表组件60由上封头24分组集中引出，如此可以避免下封头25焊缝应力腐蚀引起泄露，降低堆芯失水概率，而分组集中引出则可以减少上封头24的开孔数量，减少上封头24开孔补强和焊接工作。
接下来说明双层套管结构10与环腔结构30的相关设置。如图1所示，在反应堆本体结构1中，双层套管结构10包括内管11及套设于该内管11外的外管12，其中内管11内形成第一通道111，内管11与外管12之间形成第二通道121，该第一通道111与第二通道121相隔绝。外管12由压力容器20延伸形成并连通于压力容器20的内腔21。在本实施例中，该外管12由压力容器20的进口接管形成，其可直接与其他设备2例如蒸汽发生器焊接相连。内管11则是可拆卸地设置于环腔结构30上而位于外管12中。而在蒸汽发生器一侧，所述吊篮41对应压力容器出口接管处设置有开孔410，所述开孔410与所述蒸汽发生器侧双层套管结构10的内管111连通，且所述内管111与环腔结构30在所述开孔410处实现密封。
该环腔结构30设置于吊篮41的外壁上，环腔结构30与吊篮41的外壁之间于环腔结构30内形成内环腔31。环腔结构30上设有开口，内管11的一端可拆卸地设置于该开口，且二者之间形成密封配合。如此，进入内环腔31的冷却剂可通过右侧内管11内的第一通道111流出反应堆本体结构1，进入与反应堆本体结构1相连的其他设备(蒸汽发生器)。亦即，内环腔31与内管11的第一通道111流体连通，而与内管11与外管12之间的第二通道121相隔绝。环腔结构30与内管11可通过机械连接柄结合密封件的方式形成密封配合，而环腔结构30则可通过销钉连接或焊接等方式设置于压力容器20上。如此，既能满足内管11的维修拆卸需求，又使得内管11的拆卸与吊篮41等堆内构件的吊装相互独立。
优选地，环腔结构30为环形结构，环绕吊篮41设置，此时，内环腔31即为一环形腔。反应堆本体结构1上依据需要设置的多个双层套管结构10的内管11均与该内环腔31流体连通。此处的依据需要设置可以是根据核反应堆与其他设备的连接需要。
本发明中在所述压力容器20具有支承台肩27，所述上部堆内构件包括有导向管支承板42，该导向支撑板42位于所述吊篮41的顶部，所述吊篮41的法兰412和所述导向管支承板42的法兰421依次叠置于所述压力容器的支承台肩27，并位于所述环腔结构的上方；吊篮法兰412与导向管支承板法兰421在对应位置开有通孔，通孔处安装有喷管结构48，所述喷管结构48与所述内环腔31相连通，具体地，所述喷管结构48通过位于环腔结构30与吊篮41之间的间隙49实现与内环腔的连通。
可以理解的是，在本发明中，来自主泵7所述冷却剂由泵侧双层套管结构的内套管11流道进入环腔结构30，然后沿着压力容器30与吊篮41之间的下降环腔47进入下封头，经流量分配装置44后进入堆芯，被堆芯加热后流入上腔室，再经吊篮41出口管嘴进入蒸汽发生器侧双层套管结构的内套管111流道进入蒸汽发生器8；经过蒸汽发生器8换热后的冷却剂经过蒸汽发生器8侧外套管12、环腔结构30的外环腔32、泵侧外套管12流道流回主泵7。如此实现冷却剂循环输送。
进一步的，来自主泵7的冷却剂通过内套管11进入压力容器30时，一部分流量通过吊篮法兰412与导向管支承板法兰421处的喷管结构48进入压力容器上封头24内部，向下流至反应堆上腔室经吊篮41出口流出反应堆，图3中虚线示出了此流量的走向。
如此设计，本发明不但能够将吊篮41内部的经堆芯加热的冷却剂输送出反应堆本体结构1，位于吊篮41内部的经堆芯加热的冷却剂由通孔411流出吊篮41再经内环腔31而进入内管11，得以流出反应堆本体结构1。
如图4所示，是图1中沿B-B向剖面的反应堆本体结构的部分示意图。可以理解的是，在所述压力容器20的双层套管10附近设置有安注接管嘴28，在环腔结构30对应位置开孔，并设置有一贯穿管结构29直接贯穿所述环腔结构30与所述安注接管嘴28配合并密封，所述贯穿管结构29为一端带有法兰的直管，在堆芯失水事故下，安注系统通过安注接管嘴28、内部直管结构29、环腔结构30内腔直接注入堆芯，以防止堆芯熔化，图4中虚线示出了安注系统注入的走向。
进一步的，在本发明中，所述控制棒驱动机构50设置有落棒辅助组件，以确保海洋环境下的摇摆、倾斜等工况下能够顺利落棒，满足落棒时间要求。同时，所述控制棒驱动机构50设置倾翻锁死装置，确保海洋倾翻情况下，保证控制棒组件不抽出堆芯。
同时，堆内仪表测量组件60采用一体化探测器组件，同时测量堆芯中子注量率和堆芯出口温度，减少探测器数量。
实施本发明，具有如下的有益效果：
由上述说明可知，本发明通过双层套管结构与核蒸汽供应系统中的其他设备例如蒸汽发生器连接以进行冷却剂的循环输送，且该双层套管结构的外管可直接和其他设备例如蒸汽发生器对接焊形成管路，内管则借由环腔结构安装支撑，既能降低冷却剂丧失事故(LOCA)发生的概率，又能实现核蒸汽供应系统的紧凑布置，提高换热效率。特别地，本发明通过于压力容器上设置环腔结构来支撑内管，使得双层套管结构更稳固，而双层套管结构的内管可拆卸地安装其上，既能满足内管的维修拆卸需求，又使得内管的拆卸与吊篮等堆内构件的吊装相互独立；
同时，在吊篮法兰与导向管支承板法兰在对应位置开有通孔，通孔处安装有喷管结构，来自主泵的冷却剂通过内套管进入压力容器时，主流量经过压力容器下降段环腔进入堆芯换热，小部分流量通过吊篮法兰与导向管支承板法兰处的喷管结构进入压力容器上封头，向下流至反应堆上腔室经吊篮出口流出反应堆；
另外，在所述压力容器的双层套管附近设置安注接管嘴，在环腔结构对应位置开孔，并设计贯穿管结构贯穿环腔结构及压力容器壁与安注接管嘴配合并密封，堆芯失水事故下，安注系统通过安注接管嘴、内部直管结构、环腔结构内腔直接注入堆芯，防止堆芯熔化。
本发明结构紧凑、换热效果好，且非常便于安装和拆卸，安全性高，非常适宜海洋的使用环境。
以上所述仅为本发明的较佳实施例，并非用以限定本发明的权利要求范围，因此凡其它未脱离本发明所揭示的精神下所完成的等效改变或修饰，均应包含于本发明的权利要求范围内。

Claims (10)

1.一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构，所述反应堆本体结构分别通过双层套管结构连接有至少一主泵与至少一蒸汽发生器，其中，反应堆本体结构分别与一台蒸汽发生器和一台主泵构成一个环路；所述反应堆本体结构包括压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、堆内仪表组件和堆芯燃料组件；所述压力容器通过双层套管结构分别与所述主泵以及蒸汽发生器相连接；其特征在于：
所述双层套管结构包括内管及位于该内管外的外管，外管由所述压力容器的进出口接管形成，所述内管设置在外管内部；
所述堆内构件包括具有吊篮的下部堆内构件、上部堆内构件以及位于吊篮外部的环腔结构；所述环腔结构为类似锥筒型结构，布置于吊篮外侧以及压力容器内侧，且与压力容器内壁相固定，并设置密封件与压力容器内壁实现密封，其对应双层套管处均设置开孔；
每一内管均可拆卸地设置于所述环腔结构上而位于所述外管内，所述内管与环腔结构之间形成内部环腔；所述内部环腔连通主泵侧双层套管结构的内套管、压力容器下降段环腔以及蒸汽发生器侧双层套管结构的出口内套管；
所述环腔结构与压力容器内壁形成外部环腔，所述外部环腔与泵侧双层套管结构的外管以及蒸汽发生器侧双层套管结构的外管连通。
2.如权利要求1所述的反应堆本体结构，其特征在于，冷却剂由泵侧双层套管结构的内套管流道进入环腔结构的内部环腔，然后沿着压力容器与吊篮之间的下降环腔进入下封头，经流量分配装置后进入堆芯，被堆芯加热后流入上腔室，再经吊篮出口管嘴进入蒸汽发生器侧双层套管结构的内套管流道进入蒸汽发生器；经过蒸汽发生器换热后的冷却剂经过蒸汽发生器侧外套管、环腔结构外环腔、泵侧外套管流道流回主泵。
3.如权利要求2所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述环腔结构通过销钉连接或焊接的方式固定于所述压力容器内侧，所述环腔结构与所述内管通过机械连接柄结合密封件的方式形成密封配合。
4.如权利要求3所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述吊篮对应压力容器出口接管处设置有开孔，所述开孔与所述蒸汽发生器侧双层套管结构的内管连通，且所述内管与环腔结构在所述开孔处实现密封。
5.如权利要求1至4所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述压力容器具有支承台肩，所述上部堆内构件包括有导向管支承板，该导向支撑板位于所述吊篮的顶部，所述吊篮的法兰和所述导向管支承板的法兰依次叠置于所述压力容器的支承台肩，并位于所述环腔结构的上方；吊篮法兰与导向管支承板法兰在对应位置开有通孔，通孔处安装有喷管结构，所述喷管结构与所述内环腔相连通；来自主泵的冷却剂通过内套管进入压力容器时，一部分流量通过吊篮法兰与导向管支承板法兰处的喷管结构进入压力容器上封头内部，向下流至反应堆上腔室经吊篮出口流出反应堆。
6.如权利要求5所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述压力容器的双层套管附近设置安注接管嘴，在环腔结构对应位置开孔，并设置有一贯穿管结构直接贯穿所述环腔结构与所述安注接管嘴配合并密封，在堆芯失水事故下，安注系统通过安注接管嘴、内部直管结构、环腔结构内腔直接注入堆芯，以防止堆芯熔化。
7.如权利要求6所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述控制棒驱动机构设置有落棒辅助组件，以确保海洋环境下的摇摆、倾斜等工况下能够顺利落棒，满足落棒时间要求。
8.如权利要求7所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述控制棒驱动机构设置倾翻锁死装置，确保海洋倾翻情况下，保证控制棒组件不抽出堆芯。
9.如权利要求8所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述堆内仪表测量组件采用一体化探测器组件，同时测量堆芯中子注量率和堆芯出口温度，减少探测器数量。
10.如权利要求9所述的反应堆本体结构，其特征在于，所述堆内仪表组件采用由堆顶分组集中引出的方式。
CN201910421075.XA 2019-05-17 2019-05-17 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构 Pending CN110136849A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910421075.XA CN110136849A (zh) 2019-05-17 2019-05-17 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910421075.XA CN110136849A (zh) 2019-05-17 2019-05-17 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN110136849A true CN110136849A (zh) 2019-08-16

Family

ID=67571635

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910421075.XA Pending CN110136849A (zh) 2019-05-17 2019-05-17 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110136849A (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111341470A (zh) * 2020-03-14 2020-06-26 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统

Citations (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4400345A (en) * 1979-10-30 1983-08-23 Commissariat A L'energie Atomique Nuclear boiler with concentric tubes and removable safety sleeve
US4576784A (en) * 1981-08-31 1986-03-18 Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha Water sparger for a boiling water reactor
RU2200990C2 (ru) * 2000-06-14 2003-03-20 Фальковский Лев Наумович Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением
JP2008292396A (ja) * 2007-05-28 2008-12-04 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd ジェットポンプ及び原子炉
CN201946321U (zh) * 2010-10-29 2011-08-24 中国原子能科学研究院 导流箱
CN103106932A (zh) * 2013-02-04 2013-05-15 中国核动力研究设计院 集流式双流程超临界水冷堆
CN104658621A (zh) * 2015-01-28 2015-05-27 中科华核电技术研究院有限公司 核反应堆直接安注系统
CN106531238A (zh) * 2016-12-15 2017-03-22 中国核动力研究设计院 一种双层套管的主泵压力容器
CN206075831U (zh) * 2016-08-29 2017-04-05 新核（北京）能源科技有限公司 核反应堆系统
CN106683717A (zh) * 2017-01-20 2017-05-17 中广核研究院有限公司 紧凑型压水反应堆
CN207134146U (zh) * 2017-09-19 2018-03-23 中国核动力研究设计院 一种模块化反应堆横置式主泵的套管式流道结构
CN108257684A (zh) * 2017-12-28 2018-07-06 中广核研究院有限公司 反应堆压力容器及其工作方法
CN108648839A (zh) * 2018-05-14 2018-10-12 中国核动力研究设计院 一体式核反应堆横置式主泵的流道系统
CN108766593A (zh) * 2018-07-20 2018-11-06 中广核研究院有限公司 一种反应堆压力容器的堆内构件结构
CN108806807A (zh) * 2018-07-20 2018-11-13 中广核研究院有限公司 一种新型的紧凑布置小型堆一回路主设备结构
CN108899098A (zh) * 2018-07-20 2018-11-27 中广核研究院有限公司 一种适用于压水堆的堆内构件结构
CN108899101A (zh) * 2018-07-20 2018-11-27 中广核研究院有限公司 一种双层套管连接的紧凑型小型堆一回路主设备结构
CN108922643A (zh) * 2018-07-20 2018-11-30 中广核研究院有限公司 一种紧凑布置小型堆反应堆一回路总体结构
CN210667820U (zh) * 2019-05-17 2020-06-02 中广核研究院有限公司 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构

Patent Citations (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4400345A (en) * 1979-10-30 1983-08-23 Commissariat A L'energie Atomique Nuclear boiler with concentric tubes and removable safety sleeve
US4576784A (en) * 1981-08-31 1986-03-18 Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha Water sparger for a boiling water reactor
RU2200990C2 (ru) * 2000-06-14 2003-03-20 Фальковский Лев Наумович Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением
JP2008292396A (ja) * 2007-05-28 2008-12-04 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd ジェットポンプ及び原子炉
CN201946321U (zh) * 2010-10-29 2011-08-24 中国原子能科学研究院 导流箱
CN103106932A (zh) * 2013-02-04 2013-05-15 中国核动力研究设计院 集流式双流程超临界水冷堆
CN104658621A (zh) * 2015-01-28 2015-05-27 中科华核电技术研究院有限公司 核反应堆直接安注系统
CN206075831U (zh) * 2016-08-29 2017-04-05 新核（北京）能源科技有限公司 核反应堆系统
CN106531238A (zh) * 2016-12-15 2017-03-22 中国核动力研究设计院 一种双层套管的主泵压力容器
CN106683717A (zh) * 2017-01-20 2017-05-17 中广核研究院有限公司 紧凑型压水反应堆
CN207134146U (zh) * 2017-09-19 2018-03-23 中国核动力研究设计院 一种模块化反应堆横置式主泵的套管式流道结构
CN108257684A (zh) * 2017-12-28 2018-07-06 中广核研究院有限公司 反应堆压力容器及其工作方法
CN108648839A (zh) * 2018-05-14 2018-10-12 中国核动力研究设计院 一体式核反应堆横置式主泵的流道系统
CN108766593A (zh) * 2018-07-20 2018-11-06 中广核研究院有限公司 一种反应堆压力容器的堆内构件结构
CN108806807A (zh) * 2018-07-20 2018-11-13 中广核研究院有限公司 一种新型的紧凑布置小型堆一回路主设备结构
CN108899098A (zh) * 2018-07-20 2018-11-27 中广核研究院有限公司 一种适用于压水堆的堆内构件结构
CN108899101A (zh) * 2018-07-20 2018-11-27 中广核研究院有限公司 一种双层套管连接的紧凑型小型堆一回路主设备结构
CN108922643A (zh) * 2018-07-20 2018-11-30 中广核研究院有限公司 一种紧凑布置小型堆反应堆一回路总体结构
CN210667820U (zh) * 2019-05-17 2020-06-02 中广核研究院有限公司 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111341470A (zh) * 2020-03-14 2020-06-26 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统
CN111341470B (zh) * 2020-03-14 2022-05-27 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6232051B2 (ja) 原子力蒸気供給システム及び方法
TWI528381B (zh) 壓水式核子反應器及藉由壓水式核子反應器發電之方法
JP6063581B2 (ja) 液体金属の冷却材を用いる原子炉
CN108922643A (zh) 一种紧凑布置小型堆反应堆一回路总体结构
CN109074875A (zh) 改进的熔融燃料反应堆冷却和泵构造
US3202584A (en) Pressurized water reactor plant with improved jet pump arrangement
CN105405475B (zh) 长寿命超临界二氧化碳冷却小堆
US20130308740A1 (en) Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors
US5513234A (en) Structural member for nuclear reactor pressure tubes
CN104919532B (zh) 用于给具有器械穿透凸缘的核反应堆更换燃料的方法和装置
CN106409353B (zh) 一种基于气举的液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔系统
CN110136849A (zh) 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构
CN101221823A (zh) 池式钠冷快堆事故余热排放系统
CN106601312B (zh) 一种ads集成堆顶结构及核能发电设备
CN110164568A (zh) 一种适用于双层套管结构核蒸汽供应系统的反应堆本体结构
CN201126717Y (zh) 池式钠冷快堆事故余热排放系统
CN210667820U (zh) 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构
JPH0659076A (ja) 加圧水型原子炉の残留出力除去装置
CN109499089B (zh) 一种将固态六氟化铀转化为气态六氟化铀的装置
JP2009075001A (ja) 原子炉
CN208873489U (zh) 一种紧凑布置小型堆反应堆一回路总体结构
WO2023087501A1 (zh) 一种非能动余热排出装置及微小型卧式反应堆系统
KR100354172B1 (ko) 환형원통 형상의 자기가압기가 설치된 일체형원자로
CA1091827A (en) Pressurized water reactor flow arrangement
CN107785084A (zh) 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆

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