CN110322974B - 一种燃料球可聚集分离的轻水堆 - Google Patents

一种燃料球可聚集分离的轻水堆 Download PDF

Info

Publication number
CN110322974B
CN110322974B CN201910617680.4A CN201910617680A CN110322974B CN 110322974 B CN110322974 B CN 110322974B CN 201910617680 A CN201910617680 A CN 201910617680A CN 110322974 B CN110322974 B CN 110322974B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
reactor
reactor core
waste heat
light water
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
CN201910617680.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110322974A (zh
Inventor
蔡杰进
李志峰
卓雄杰
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.)
South China University of Technology SCUT
Original Assignee
South China University of Technology SCUT
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 South China University of Technology SCUT filed Critical South China University of Technology SCUT
Priority to CN201910617680.4A priority Critical patent/CN110322974B/zh
Publication of CN110322974A publication Critical patent/CN110322974A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110322974B publication Critical patent/CN110322974B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

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
    • 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
    • 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
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • 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)
  • Barrages (AREA)

Abstract

本发明公开了一种燃料球可聚集分离的轻水堆，其特征在于，堆芯活性区为梯形体，剖面为梯形，正常工况下燃料球随机地堆积在梯形体内，燃料球直径为7cm至30cm；堆芯活性区为活动梯形侧板，所述梯形侧板装有控制器；堆芯下方设置有应急余热排出水池，所述应急余热排出水池体积大于全部燃料球的体积之和的三倍，堆芯与应急余热排出水池由指引通道相连接。本发明提出的轻水堆比现有的轻水堆设计具备更高的安全性，不仅能够实现无控制棒停堆，还能够在超设计基准事故发生时减轻堆芯衰变热导出的压力，将经由指引通道流入应急余热排出水池的燃料球衰变热的交由应急余热排出水池负责导出。

Description

一种燃料球可聚集分离的轻水堆
技术领域
本发明涉及核工程领域，尤其涉及一种燃料球可聚集分离的轻水堆。
背景技术
日本福岛事故中，可以发现现有核电站或多或少存在着一些问题，例如：在核电厂中的设计准则没有认真分析特大地震和海啸可能造成的影响。以前业内人士认为，地震对福岛的影响不是特别大，这是没有考虑到引起的后果，因为地震会引发海啸，而海啸的淹没会使得应急水供应的缺乏，这就是导致事故进一步恶化的元凶。核电站在设计上还缺少预防及缓解严重事故的考虑，福岛核电站是建设在三里岛事故之前的老式沸水堆核电站，这种老式核电站还尚未构成严重事故的防御理念，福岛核电站还存在着设备有所老化、存在延寿期运行的缺点。最早的福岛核电站1号机组是1971年投入运行的，纸巾为止，福岛核电站已经发电了40多年，福岛核电站各种设备显然已经在疲惫期了。从这个角度讲，所以福岛核电站1号机组最容易出现大的可怕核事故。再加上福岛核电站的操纵员的几个失误判断，操纵员一直使用保守的冷却方式，这是因为东京电力公司方面不希望福岛核电站的大量设备失去其功效。操纵员保护了福岛核电的反应堆设施，却没有想着去保护周围公众的健康，也没有想着去减少放射性释放的风险。福岛核电站操纵员没有积极采取措施来恢复交流电的供应，这也是造成事故的重要原因。此外，福岛核电站还缺乏事故长期处理的应对措施，首先是缺乏应急情况下的长期淡水资源，只有海水是不足以在不损失设备的前提下迅速冷却堆芯的。其次是福岛核电站的乏燃料水池丧失电源情况下缺乏有效地冷却手段。福岛核电站的所属运营单位的核安全文化氛围不浓厚，福岛核电站的上司东京电力公司多次出现隐瞒核事故、篡改运行过程中的安全数据、伪造相关单位的检查报告等不良事迹。
如果出现类似全厂断电叠加高强度海啸等超设计基准事故，核电厂的衰变热较难导出，而现有沸水堆、轻水堆使用的锆包壳在高温下容易与水发生化学反应，产生氢气，因此容易引发类似福岛核电的氢爆事故。更有甚者，如果绝大部分衰变热没有导出，还会出现堆芯熔化事故。
为了避免上述严重后果，本发明提出了一种燃料球可聚集分离的轻水堆，在发生类似全厂断电叠加高强度海啸等超设计基准事故时，原本聚集在堆芯的燃料球会自动分散开来，这使得堆芯会自动停堆，有一部分的燃料还会经过指引通道进入特制的应急余热排出水池，从而更好地导出停堆后的衰变热，这使得本发明涉及的轻水堆具备更高的可靠性。
发明内容
本发明的目的在于克服类似全厂断电叠加高强度海啸等超设计基准事故等极端情况可能导致堆芯熔化这一缺点，提出一种燃料球可聚集分离的轻水堆。
本发明的目的能够通过以下技术方案实现：
一种燃料球可聚集分离的轻水堆，堆芯活性区为梯形体，剖面为梯形，正常工况下燃料球随机地堆积在梯形体内，燃料球直径为7cm至30cm；堆芯活性区为活动梯形侧板，所述梯形侧板装有控制器；堆芯下方设置有应急余热排出水池，所述应急余热排出水池体积大于全部燃料球的体积之和，堆芯与应急余热排出水池由指引通道相连接。
堆芯活性区在正常工作过程中，燃料球占整个梯形体的体积比为62％左右，因此存在着38％左右的空隙，水从燃料球之间的空隙流过燃料表面，与燃料球进行对流传热，从而把燃料球产生的热量带出堆芯，热量被送至蒸汽发生器后与二回路产生热量交换，从而将热量传递给二回路，二回路负责将热量转换为机械能，最后将机械能转换为电能。
为了应对超设计基准事故，提高反应堆的固有安全性，在梯形侧板设置控制器，如果收到发生超设计基准事故(例如地震叠加海啸，使得全厂淹没)的信号，反应堆中设置的梯形侧板快速倾倒，燃料球失去了固定支持，燃料球会在重力的作用下迅速分开；
在堆芯下方设置应急余热排出水池，应急余热排出水池体积大于全部燃料球的体积之和的三倍。堆芯与应急余热排出水池由指引通道相连，当梯形侧板倾倒后，燃料球由于重力的作用自然分散开来，一部分燃料球通过指引通道流入堆芯下方的应急余热排出水池，这部分燃料球由该应急余热排出水池负责导出衰变热。
通过观测各部分的距离来判断堆芯的临界情况，当堆芯各部分之间的距离越小时，表明堆芯越接近临界状态；当堆芯各部分恰好接触时，表明堆芯恰好处于临界状态，只有处于临界状态，堆芯内部才能恰好发生可自持的链式裂变反应，才能稳定得获得能量；当堆芯各部分之间的距离越大时，表明堆芯越远离临界状态。
进一步地，为了更好地控制堆芯反应性，在堆芯活性区内部设置有控制棒，控制棒的吸收体为银铟镉。
本发明相较于现有技术，具有以下的有益效果：
本发明避免了传统的轻水堆在出现类似全厂断电叠加高强度海啸等超设计基准事故时，可能出现无法正常停堆及衰变热难以导出的缺点。在接收到分离信号后，原本聚集在堆芯的燃料球会自动分散开来，这使得堆芯会自动停堆，有一部分的燃料还会经过指引通道进入特制的应急余热排出水池，从而更好地导出停堆后的衰变热。相较于传统的轻水堆，本发明的轻水堆具有更高的安全性。
附图说明
图1是一种燃料球可聚集分离的轻水堆的结构示意图。
在图1中，1-梯形侧板、2-指引通道、3-应急余热排出水池。
具体实施方式
下面结合实施例及附图对本发明作进一步详细的描述，但本发明的实施方式不限于此。
实施例
如图1所示为一种燃料球可聚集分离的轻水堆的示意图，堆芯活性区为梯形体，剖面为梯形，正常工况下燃料球随机地堆积在梯形体内，燃料球直径为7cm至30cm；堆芯活性区为活动梯形侧板1，所述梯形侧板装有控制器；堆芯下方设置有应急余热排出水池3，所述应急余热排出水池体积大于全部燃料球的体积之和的三倍，堆芯与应急余热排出水池由指引通道2相连接。
梯形侧板可以如图1中箭头所示打开，堆芯燃料球可以随着堆芯侧板滚落至指引通道。在正常工况下，燃料球随机地堆积在梯形体内，燃料球占整个梯形体的体积比为62％左右，因此存在着38％左右的空隙，水从燃料球之间的空隙流过燃料表面，与燃料球进行对流传热，从而把燃料球产生的热量带出堆芯梯形侧板，为燃料球提供支持，堆芯恰好处于临界状态。
但是一旦全厂断电叠加高强度海啸等超设计基准事故时，梯形侧板迅速倾倒，活性区上部的燃料球因为重力的作用迅速分离，此时堆芯快速处于次临界状态，这使得堆芯会自动停堆。此外，有一部分燃料球在指引通道的指引下，流入堆芯下方特制的应急余热排出水池，这部分燃料球的衰变热则由应急余热排出水池导出堆外。
上述实施例为本发明较佳的实施方式，但本发明的实施方式并不受上述实施例的限制，其他的任何未背离本发明的精神实质与原理下所作的改变、修饰、替代、组合、简化，均应为等效的置换方式，都包含在本发明的保护范围之内。

Claims (2)

1.一种燃料球可聚集分离的轻水堆，其特征在于，堆芯活性区为梯形体，侧边剖面为梯形，正常工况下燃料球随机地堆积在梯形体内，燃料球直径为7cm至30cm；堆芯活性区为活动梯形侧板，所述梯形侧板装有控制器，所述控制器收到发生超设计基准事故的信号时，反应堆中设置的梯形侧板快速倾倒；堆芯下方设置有应急余热排出水池，所述应急余热排出水池体积大于全部燃料球的体积之和的三倍，堆芯与应急余热排出水池由指引通道相连接。
2.根据权利要求1所述的一种燃料球可聚集分离的轻水堆，在堆芯活性区内部设置有控制棒，控制棒的吸收体为银铟镉。
CN201910617680.4A 2019-07-10 2019-07-10 一种燃料球可聚集分离的轻水堆 Active CN110322974B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910617680.4A CN110322974B (zh) 2019-07-10 2019-07-10 一种燃料球可聚集分离的轻水堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910617680.4A CN110322974B (zh) 2019-07-10 2019-07-10 一种燃料球可聚集分离的轻水堆

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110322974A CN110322974A (zh) 2019-10-11
CN110322974B true CN110322974B (zh) 2021-02-12

Family

ID=68121777

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910617680.4A Active CN110322974B (zh) 2019-07-10 2019-07-10 一种燃料球可聚集分离的轻水堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110322974B (zh)

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2612178A1 (de) * 1976-03-23 1977-10-06 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Verfahren zum abschalten und regeln eines gasgekuehlten kernreaktors
DE2914151C3 (de) * 1979-04-07 1982-04-22 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Core-Schnellentladungssystem für Schüttkörperreaktoren
DE2945964A1 (de) * 1979-11-14 1981-05-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Verfahren und einrichtung zur notabschaltung und nachwaermeabfuhr eines gasgekuehlten hochtemperaturreaktors
DE3435255A1 (de) * 1984-09-26 1986-04-03 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen

Also Published As

Publication number Publication date
CN110322974A (zh) 2019-10-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Zheng et al. The general design and technology innovations of CAP1400
Chetal et al. The design of the prototype fast breeder reactor
Vijayan et al. Safety features in nuclear power plants to eliminate the need of emergency planning in public domain
Stosic et al. Boiling water reactor with innovative safety concept: The Generation III+ SWR-1000
US20150194226A1 (en) Reactor containment pressure suppression
CN110322974B (zh) 一种燃料球可聚集分离的轻水堆
Novog et al. Safety concepts and systems of the Canadian SCWR
Luxat Thermal-hydraulic aspects of progression to severe accidents in CANDU reactors
Song Small modular reactors (SMRs): The case of China
Gaudet et al. Conceptual plant layout of the Canadian generation IV supercritical water-cooled reactor
Sato et al. iB1350: A Generation III. 7 Reactor After the Fukushima Daiichi Accident
Frisch et al. Improving the safety of future nuclear fission power plants
Kunitomi et al. Safety characteristics of GTHTR and safety demonstration test program using HTTR
Obaidullah et al. Safety Issues of Boiling Water Reactors
Stępień et al. Overview of the safety systems used in generation III and III+ of reactors
Kugler Distinctive safety aspects of the CANDU-PHW reactor design
Torri et al. Gas-cooled fast reactor safety-and overview and status of the US program
Niwemuhwezi et al. A Comparative Study of Safety Systems from Selected Advanced Nuclear Reactors
Nakajima Present Status of Kyoto University Research Reactor, KUR
Ziguan et al. Level 2 PSA Overview of HPR1000 Nuclear Power Plant
Lyubarskiy et al. “Practical elimination” principle in the Akkuyu Nuclear Power Plant design
Han-Chul In Plant Accident Management
Buttemer et al. Safety features of the gas-cooled fast breeder reactor
Lee et al. Findings of Special Safety Inspection on Severe Accident Countermeasures for Operating Plants in the Light of the Fukushima Dai-Ichi Accident
Dragunov et al. Reactor plant V-407

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