CN116052909B - 反应堆容器 - Google Patents

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Abstract

本申请的实施例提供一种反应堆容器。反应堆容器包括堆容器本体和堆顶盖,其中,堆容器本体包括:内筒体;内底封头,与内筒体的下端连接;外筒体,套设于内筒体的径向外侧;外底封头,与外筒体的下端连接;顶部连接环,同时与内筒体的上端和外筒体的上端连接;吊装环,套设于顶部连接环的径向外侧,用于使堆容器本体能够被吊挂在外部容器内;以及锥形连接环,连接吊装环和顶部连接环,锥形连接环自顶部连接环倾斜向上延伸至吊装环,其中,堆顶盖连接于顶部连接环。本申请的实施例中,使吊装环和顶部连接环之间通过锥形连接环连接,锥形连接环能够补偿顶部连接环由于热膨胀产生的形变量,减小了顶部连接环与吊装环之间的热应力。

Description

反应堆容器
技术领域
本申请实施例涉及核反应堆技术领域,具体涉及一种反应堆容器。
背景技术
反应堆容器内容纳有堆芯和冷却剂,是反应堆的重要结构。反应堆在运行过程中,堆芯会产生热量,热量传导至反应堆容器,会引起反应堆容器发生热膨胀。反应堆容器发生热膨胀后,反应堆容器的不同部件之间或同一部件的不同位置之间由于热膨胀产生的形变量可能不同,由此导致不同部件之间或同一部件的不同部分之间会产生热应力。热应力可能会导致反应堆容器的部件寿命降低,甚至可能发生损坏,威胁反应堆的安全运行。
发明内容
鉴于上述问题,本申请的实施例提供一种反应堆容器。
反应堆容器包括堆容器本体和堆顶盖,其中,堆容器本体包括:内筒体;内底封头,与内筒体的下端连接;外筒体,套设于内筒体的径向外侧;外底封头,与外筒体的下端连接;顶部连接环,同时与内筒体的上端和外筒体的上端连接;吊装环,套设于顶部连接环的径向外侧,用于使堆容器本体能够被吊挂在外部容器内;以及锥形连接环,连接吊装环和顶部连接环,锥形连接环自顶部连接环倾斜向上延伸至吊装环,其中,堆顶盖连接于顶部连接环。
本申请的实施例提供的反应堆容器为双层结构,内筒体和外筒体之间通过顶部连接环的连接来保持一定间隙,这就要求顶部连接环具有相对较大的厚度,而相对较大的厚度会导致顶部连接环与吊装环之间具有相对较大的热应力,因此,本申请的实施例中,使吊装环和顶部连接环之间通过锥形连接环连接,锥形连接环能够补偿顶部连接环由于热膨胀产生的形变量,避免顶部连接环被吊装环直接约束,减小了顶部连接环与吊装环之间的热应力,使反应堆容器具有更长的寿命和更高的安全性能。
附图说明
本申请的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施方式的描述中将变得明显和容易理解,其中:
图1为本申请实施例的反应堆容器的剖面示意图;
图2为本申请实施例的反应堆容器的堆容器本体的剖面示意图;
图3为图2所示堆容器本体的局部放大图;
图4为本申请实施例的反应堆容器的堆顶盖的剖面示意图;
图5为本申请实施例的反应堆容器的堆顶盖的俯视示意图;
图6为本申请实施例的堆顶盖的盖本体的剖面示意图;
图7为本申请实施例的堆顶盖的堆芯顶盖的剖面示意图。
需要说明的是,附图不一定按比例绘制,其仅以不影响本领域技术人员理解的示意性方式示出。
具体实施方式
下面将结合本申请实施例中的附图,对本申请实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述,显然,所描述的实施例仅仅是本申请一部分实施例,而不是全部的实施例。基于本申请中的实施例,本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,都属于本申请保护的范围。对于本申请的实施例,还需要说明的是,在不冲突的情况下,本申请的实施例及实施例中的特征可以相互组合以得到新的实施例。
本申请实施例提供一种反应堆容器。本实施例中的反应堆容器可以作为快堆的反应堆容器。快堆的冷却剂可以为液态金属冷却剂。液态金属冷却剂可以为铅基冷却剂,示例性地,如液态的铅、铅铋共晶合金、铅镁合金等。
本实施例中的反应堆容器可以应用于小型铅铋反应堆。反应堆容器可以作为冷却剂的包容边界,能够保证其压力边界的完整性,同时,反应堆容器还能够为堆芯、屏蔽层、主泵、换热器、控制棒驱动机构等其它设备提供定位与支撑。
图1为本申请实施例的反应堆容器的剖面示意图。如图1所示,反应堆容器可以包括堆容器本体1和堆顶盖2。堆容器本体1形成有能够容纳反应堆其他部件的容纳空间,堆顶盖2用于封闭堆容器本体1形成的容纳空间,并为反应堆的一些部件提供定位与支撑。
图2为本申请实施例的反应堆容器的堆容器本体的剖面示意图。如图2所示,本申请实施例的堆容器本体1可以包括内筒体11、内底封头12、外筒体13、外底封头14、顶部连接环15、吊装环16以及锥形连接环17。
内底封头12与内筒体11的下端连接,即内底封头12将内筒体11下端的开口封闭。内底封头12与内筒体11形成堆容器本体1的主容器,主容器用于容纳冷却剂以及反应堆其他部件。内底封头12与内筒体11之间可以通过焊接连接或一体成型。
外筒体13套设于内筒体11的径向外侧。外筒体13与内筒体11可以同轴设置,外筒体13的直径大于内筒体11的直径,以在外筒体13与内筒体11之间形成环形的间隙。
外底封头14与外筒体13的下端连接,即外底封头14将外筒体13下端的开口封闭。外底封头14与外筒体13形成堆容器本体1的保护容器,保护容器用于当主容器发生泄漏时包容冷却剂并维持冷却剂的正常循环。外底封头14与外筒体13之间可以通过焊接连接或一体成型。外底封头14与内底封头12之间也存在间隙,这个间隙与外筒体13与内筒体11之间形成环形的间隙相通。
顶部连接环15同时与内筒体11的上端和外筒体13的上端连接。外筒体13与内筒体11之间通过顶部连接环15的连接来保持两者之间的间隙。顶部连接环15还可以与堆顶盖2连接,以实现堆顶盖2与堆容器本体1之间的连接。
吊装环16套设于顶部连接环15的径向外侧,用于使堆容器能够被吊挂在外部容器内。吊装环16与顶部连接环15固定连接,吊装环16相当于在堆容器本体1的上端形成沿径向向外延伸的凸缘结构,以使堆容器本体1能够通过凸缘结构被吊挂在外部容器中。堆容器本体1被吊挂在外部容器中时,堆容器本体1的吊装环16可以被外部容器的上端支撑。
可以理解,本实施例中的反应堆容器为具有主容器和保护容器的双层结构,因此,相对于单层结构的反应堆堆容器来说,顶部连接环15具有更大的厚度,以保持外筒体13与内筒体11之间的间隙。更大厚度的顶部连接环15,其受到堆芯加热的一侧与未受到堆芯加热的一侧,温差将会更大,进而由于热膨胀而产生的形变量的差异也会越大,由此使顶部连接环15与吊装环16之间会产生更大的热应力。
因此,在本实施例中,顶部连接环15与吊装环16之间并非直接连接,而是通过锥形连接环17连接吊装环16和顶部连接环15。锥形连接环17自顶部连接环15倾斜向上延伸至吊装环16,通过这种设置方式,使锥形连接环17能够补偿顶部连接环15由于热膨胀而产生的形变量,避免顶部连接环15被吊装环16直接约束,减小了顶部连接环15与吊装环16之间的热应力,使反应堆容器具有更长的寿命和更高的安全性能。
在一些实施例中,顶部连接环15、吊装环16和锥形连接环17可以一体成型,以增加连接强度。
在一些实施例中,锥形连接环17自顶部连接环15的中部倾斜向上延伸至吊装环16。通过这种设置方式,既可以降低反应堆容器的重心,以提高反应堆容器的抗震能力,也能防止顶部连接环15的轴向长度过长,降低了顶部连接环15产生的热应力。
如图3所示,在一些实施例中,顶部连接环15包括环本体151和位于环本体151底部的过渡连接件152,环本体151的外直径大于外筒体13的外直径,过渡连接件152和环本体151的径向内侧表面与内筒体11的径向内侧表面平齐。过渡连接件152的径向外侧表面自环本体151的径向外侧表面的下周缘向下逐渐向内倾斜延伸至外筒体13的径向外侧表面的上周缘。
在本申请实施例中,为了保证顶部连接环15与内筒体11、外筒体13、锥形连接环17以及堆顶盖2之间的稳固连接,环本体151的厚度较厚。在本申请实施例中,环本体151的厚度大于内筒体11的厚度、外筒体13的厚度以及内外筒体之间间隙宽度之和。
容易理解,作为保护容器,外筒体13的厚度通常小于内筒体11的厚度。过渡连接件152的径向外侧表面自环本体151的径向外侧表面的下周缘向下逐渐向内倾斜延伸至外筒体13的径向外侧表面的上周缘,通过这种设置方式,可以使外筒体13具有更小的厚度,降低外筒体13的热应力;并且还可以在使外筒体13具有更小的厚度的同时,控制外筒体13与内筒体11之间的间隙大小,防止由于间隙过大,导致主容器发生泄漏事故时,进入间隙的冷却剂的量过多,使主容器中冷却剂液面下降,影响冷却剂的正常循环。
本申请实施例通过上述设置方式,使得堆容器本体能够具有较小的直径和高度,同时保证结构安装可靠。例如,主容器整体(即从内底封头12到吊装环16的高度)最大高度可以不超过3600mm,内筒体11最大外径可以不超过2800mm,吊装环16最大外径可以不超过3500mm。保护容器整体(即从外底封头14到外筒体13的高度)的高度可以不超过3000mm,外筒体13最大外径可以不超过3000mm。
在一些实施例中,环本体151与内筒体11和外筒体13之间可以通过焊接连接。
环本体151的截面可以为矩形,具有均匀的环宽。环本体151的内直径可以与内筒体11的内直径相同,以实现环本体151的径向内侧表面与内筒体11的径向内侧表面平齐,以使反应堆容器内壁具有更好的平整度。
过渡连接件152的下端可以形成与内筒体11上端连接的内接头和与外筒体13上端连接的外接头。内接头和外接头之间圆滑过渡,可以增加内接头和外接头的稳固性。
在一些实施例中,锥形连接环17自环本体151倾斜向上延伸至吊装环16。在本实施例中,锥形连接环17与顶部连接环15的连接位置位于环本体151,而环本体151具有更加均匀的结构和更好的支撑性能,通过这种设置方式,可以提高锥形连接环17与顶部连接环15的连接强度,同时降低热应力。
在一些实施例中,过渡连接件152的高度可以为环本体151高度的1/7至1/5,锥形连接环17连接于环本体151的中部至下1/4的位置(即锥形连接环17与过渡连接件152之间的间距至少为环本体151高度的1/4),以既能够保证顶部连接环15的强度,又能够降低锥形连接环17的热应力。
在一些实施例中,锥形连接环17的上端高于顶部连接环15。具体地,锥形连接环17的上端可以高于顶部连接环15的上端。由于顶部连接环15的上端与具有较大的重量的堆顶盖2连接,锥形连接环17的上端与作为堆容器本体1被支撑部分的吊装环16连接,通过使锥形连接环17的上端高于顶部连接环15的上端,可以使堆顶盖2的重心低于堆容器本体1被支撑部分,提高反应堆容器的抗震能力,同时还能降低对锥形连接环17的强度造成的不利影响。
在一些实施例中,顶部连接环15的高度为内筒体11高度的1/7至1/5。可以理解,顶部连接环15相对于内筒体11和外筒体13而言,具有较大的厚度,在受热时会产生较大的热应力。因此,顶部连接环15的高度过高,会使堆容器本体1容易产生较大热应力的部分占据更大的比例,降低了堆容器本体1的使用寿命和安全性能。而顶部连接环15的高度过低,会增加与顶部连接环15直接连接的锥形连接环17的热应力,也会降低堆容器本体1的使用寿命和安全性能。因此,在本实施例中,将顶部连接环15的高度设置成内筒体11高度的1/7至1/5,以使顶部连接环15和锥形连接环17都受到较小的热应力,提高堆容器本体1的使用寿命和安全性能。
图4为本申请实施例的反应堆容器的堆顶盖2的剖面示意图,图5为本申请实施例的反应堆容器的堆顶盖2的俯视示意图。如图4和图5所示,在一些实施例中,堆顶盖2包括盖本体21和堆芯顶盖22。
盖本体21连接于顶部连接环15。盖本体21可以与顶部连接环15螺纹连接。
盖本体21的中部设有上下贯穿的通道210,通道210的直径大于反应堆的堆芯的直径。反应堆的堆芯或其他部件可以通过盖本体21中部的通道210进出反应堆容器,以便于堆芯或其他部件的安装和更换。
堆芯顶盖22设置于通道210处,以将通道210封闭。堆芯顶盖22和盖本体21之间可以密封连接。堆芯顶盖22的直径可以大于盖本体21中部的通道210的直径。在一些实施例中,堆芯顶盖22和盖本体21之间可以可拆卸地连接,例如通过螺栓连接。
在一些实施例中,堆顶盖2可以包括堆芯吊篮支撑部23,堆芯吊篮支撑部23用于支撑堆芯吊篮。结合图6,在本实施例中,盖本体21中部的通道210可以为阶梯孔,堆芯顶盖22与阶梯孔的内壁之间存在间隙,以形成堆芯吊篮支撑部23。
在一些实施例中,盖本体21包括盖板211和位于盖板211底部的塞部212,塞部212嵌入顶部连接环15,盖板211由顶部连接环15支承。在本实施例中,盖板211的直径可以基本等于顶部连接环15的外直径,盖板211的径向外侧表面可以与顶部连接环15的径向外侧表面基本平齐,塞部212的直径可以基本等于顶部连接环15的内直径,塞部212的径向外侧表面可以与顶部连接环15的径向内侧表面基本平齐。塞部212嵌入顶部连接环15,可以提高堆顶盖2与堆容器本体1之间的密封性,同时还能降低堆顶盖2的重心,提高反应堆容器的抗震能力。
在一些实施例中,盖本体21的下端(即塞部212的下端)与锥形连接环17的径向内侧表面的下周缘基本平齐。通过这种设置方式,可以提高反应堆容器的抗震能力,还可以避免盖本体21、顶部连接环15热胀导致的锥形连接环17的热应力提高。
在一些实施例中,盖本体21可以设置有换热器通道213,用于以供换热器进入反应堆容器内。在一些实施例中,盖本体21可以设置有泵通道214,泵通道214用于供主泵进入反应堆容器内。换热器通道213和泵通道214相对地设置,以保证盖本体21的强度。
如图7所示,在一些实施例中,堆芯顶盖22的内部设有至少一层由中子屏蔽材料制成的屏蔽层221。由于在反应堆运行时,堆芯顶盖22下方即设置有堆芯,为降低堆芯造成的中子辐射危害,可以在堆芯顶盖22内设置至少一层屏蔽层221,示例性地,屏蔽层221的材料可以为铅。
在一些实施例中,为降低盖本体21的重量,防止反应堆容器整体的重心过高,盖板211中可以不设置屏蔽层221,而是通过在反应堆容器内部所容纳的其他结构(如循环泵、换热器等)上设置的屏蔽层,来减少盖板211处的中子辐射。
在一些实施例中,堆芯顶盖22可以设置有多个控制棒驱动机构支撑部222,控制棒驱动机构支撑部222用于对设置在反应堆容器内的控制棒驱动机构进行支撑。控制棒驱动机构支撑部222可以为贯通堆芯顶盖22的通孔。
以上仅为本申请的实施例,并非因此限制本申请的专利范围,凡是利用本申请说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换,或直接或间接运用在其他相关的技术领域,均同理包括在本申请的专利保护范围内。

Claims (8)

1.一种反应堆容器,包括堆容器本体和堆顶盖,其中,所述堆容器本体包括:
内筒体;
内底封头,与所述内筒体的下端连接;
外筒体,套设于所述内筒体的径向外侧;
外底封头,与所述外筒体的下端连接;
顶部连接环,同时与所述内筒体的上端和所述外筒体的上端连接;
吊装环,套设于所述顶部连接环的径向外侧,用于使所述堆容器本体能够被吊挂在外部容器内;以及
锥形连接环,连接所述吊装环和所述顶部连接环,
其中,所述堆顶盖连接于所述顶部连接环;
所述锥形连接环自所述顶部连接环的中部倾斜向上延伸至所述吊装环;
所述顶部连接环包括环本体和位于所述环本体底部的过渡连接件,
所述环本体的外直径大于所述外筒体的外直径,所述过渡连接件和所述环本体的径向内侧表面与所述内筒体的径向内侧表面平齐,所述过渡连接件的径向外侧表面自所述环本体的径向外侧表面的下周缘向下逐渐向内倾斜延伸至所述外筒体的径向外侧表面的上周缘。
2.根据权利要求1所述的反应堆容器,其中,所述锥形连接环自所述环本体倾斜向上延伸至所述吊装环。
3.根据权利要求1所述的反应堆容器,其中,所述锥形连接环的上端高于所述顶部连接环。
4.根据权利要求1所述的反应堆容器,其中,所述顶部连接环的高度为所述内筒体高度的1/7至1/5。
5.根据权利要求1所述的反应堆容器,其中,所述堆顶盖包括:
盖本体,连接于所述顶部连接环,所述盖本体的中部设有上下贯穿的通道,所述通道的直径大于所述反应堆的堆芯的直径;和
堆芯顶盖,设置于所述通道处,以将所述通道封闭。
6.根据权利要求5所述的反应堆容器,其中,所述盖本体包括盖板和位于所述盖板底部的塞部,所述塞部嵌入所述顶部连接环,所述盖板由所述顶部连接环支承。
7.根据权利要求6所述的反应堆容器,其中,所述盖本体的下端与所述锥形连接环的径向内侧表面的下周缘基本平齐。
8.根据权利要求5所述的反应堆容器,其中,所述堆芯顶盖的内部设有至少一层由中子屏蔽材料制成的屏蔽层。
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Citations (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1249331A (en) * 1968-01-30 1971-10-13 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to liquid metal cooled fast breeder nuclear reactors
US4302296A (en) * 1978-09-28 1981-11-24 Electric Power Research Institute, Inc. Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors
US4330371A (en) * 1980-04-14 1982-05-18 Electric Power Research Institute, Inc. Support structure core assembly in a nuclear reactor
FR2542909A1 (fr) * 1983-03-16 1984-09-21 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre
JPS60205278A (ja) * 1984-03-02 1985-10-16 コミツサレ・ア・レナジイ・アトミツク 高速中性子原子炉
DE8601223U1 (de) * 1986-01-20 1986-02-27 Polarcup GmbH, 56859 Alf Dünnwandiger, stapelbarer Behälterdeckel
US4681731A (en) * 1985-11-06 1987-07-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor construction with bottom supported reactor vessel
JPH01242997A (ja) * 1988-03-24 1989-09-27 Toshiba Corp 高速増殖炉
JPH05119181A (ja) * 1991-10-24 1993-05-18 Toshiba Corp 高速増殖炉
JPH06235787A (ja) * 1993-02-10 1994-08-23 Toshiba Corp 高速増殖炉
JPH08194080A (ja) * 1995-01-19 1996-07-30 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高速増殖炉の炉容器
JPH11223694A (ja) * 1998-02-04 1999-08-17 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉容器用キャビティシール装置
CN107293337A (zh) * 2016-03-31 2017-10-24 华北电力大学 一种用于铅铋快堆双层反应堆容器的弹性支撑结构
CN110767331A (zh) * 2019-11-05 2020-02-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种小型液态金属反应堆箱式堆顶盖
CN113963823A (zh) * 2021-10-25 2022-01-21 中国原子能科学研究院 反应堆的换料系统及换料方法

Patent Citations (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1249331A (en) * 1968-01-30 1971-10-13 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to liquid metal cooled fast breeder nuclear reactors
US4302296A (en) * 1978-09-28 1981-11-24 Electric Power Research Institute, Inc. Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors
US4330371A (en) * 1980-04-14 1982-05-18 Electric Power Research Institute, Inc. Support structure core assembly in a nuclear reactor
FR2542909A1 (fr) * 1983-03-16 1984-09-21 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre
JPS60205278A (ja) * 1984-03-02 1985-10-16 コミツサレ・ア・レナジイ・アトミツク 高速中性子原子炉
US4681731A (en) * 1985-11-06 1987-07-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor construction with bottom supported reactor vessel
DE8601223U1 (de) * 1986-01-20 1986-02-27 Polarcup GmbH, 56859 Alf Dünnwandiger, stapelbarer Behälterdeckel
JPH01242997A (ja) * 1988-03-24 1989-09-27 Toshiba Corp 高速増殖炉
JPH05119181A (ja) * 1991-10-24 1993-05-18 Toshiba Corp 高速増殖炉
JPH06235787A (ja) * 1993-02-10 1994-08-23 Toshiba Corp 高速増殖炉
JPH08194080A (ja) * 1995-01-19 1996-07-30 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高速増殖炉の炉容器
JPH11223694A (ja) * 1998-02-04 1999-08-17 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉容器用キャビティシール装置
CN107293337A (zh) * 2016-03-31 2017-10-24 华北电力大学 一种用于铅铋快堆双层反应堆容器的弹性支撑结构
CN110767331A (zh) * 2019-11-05 2020-02-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种小型液态金属反应堆箱式堆顶盖
CN113963823A (zh) * 2021-10-25 2022-01-21 中国原子能科学研究院 反应堆的换料系统及换料方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
超临界水冷堆主容器出口管的设计;杨林民 等;原子能科学技术;第42卷(第04期);第325-328页 *

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