CN203026157U - 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构 - Google Patents

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肖锋
李兰
闫新龙
杨舒琦
魏述平
应栋川
邓理邻
吕焕文
刘嘉嘉
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Abstract

本实用新型涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本实用新型所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。

Description

一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构
技术领域
本实用新型属于压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体涉及一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。
背景技术
在所有的反应堆设备中，堆芯是最强的放射性辐射源，运行期间会产生大量的裂变产物和次级辐射源，释放出中子和γ光子。屏蔽理论设计中必须根据堆芯各种辐射源的强度和分布，分析反应堆堆芯、堆内构件、压力容器、一次屏蔽混凝土等的辐照情况，确定一种用于压水堆核电站的反应堆屏蔽结构，满足核电厂辐射防护相关要求。
目前国内在役核电厂，堆芯一般由121或157个燃料组件构成，堆芯外围一般设置围板、反射层、吊篮、热屏蔽等结构，以减弱来自堆芯的中子和γ辐照，典型的二代加M310机型（157堆芯）的反应堆压力容器内表面快中子注量率峰值一般在8×1010n/cm2/s左右，一次屏蔽混凝土内表面快中子注量率峰值一般在1×109n/cm2/s左右。
对于177堆芯的百万千瓦级核电厂反应堆进行堆芯屏蔽结构的优化设计，该堆芯比157堆芯增加了20个燃料组件，压力容器的设计寿命要求达到60年，对反应堆屏蔽设计目标提出了更高的要求。既要降低反应堆压力容器内表面的快中子注量，展平中子注量分布，确保压力容器寿命满足60年设计要求，又不能过多的增加堆芯屏蔽结构，加大堆芯支撑的载荷。因此，需要对传统的压水堆反应堆结构进行优化设计，以满足相应要求。
发明内容
本实用新型的目的在于提供一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，以展平快中子注量分布，降低压力容器中子注量率峰值，确保压力容器寿命满足60年设计要求；减少堆内构件的活化，使反应堆屏蔽设计结果满足核电厂辐射防护相关要求。
本实用新型的技术方案如下：一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层。
所述的压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构一次屏蔽内。
所述的吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。
所述的堆芯屏蔽结构取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板。
本实用新型的显著效果在于：本实用新型所述的一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性、满足压力容器寿命满足60年设计要求，提高了核电厂的经济性。
附图说明
图1为本实用新型所述的一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构剖面示意图；
图中：1、反应堆堆芯；2、围板；3、反射层；4、吊篮；5、压力容器。
具体实施方式
下面结合附图及具体实施例对本实用新型作进一步详细说明。
如图1所示，一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，包括围板2、反射层3、吊篮4以及压力容器5，其中，在反应堆堆芯1外安装有围板2，围板2外依次安装有吊篮4和压力容器5，并在围板2与吊篮4的空间内填充有反射层3，在吊篮4和压力容器5之间的空间内填充有水层，且水层的厚度在28cm～30cm之间，例如水层厚度可以为28cm，或29cm，或30cm；压力容器5外安装有保温层，并位于普通混凝土结构一次屏蔽内。该堆芯屏蔽结构取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性、满足压力容器寿命满足60年设计要求，提高了核电厂的经济性。
本实用新型所述的反应堆屏蔽优化结构，压力容器内表面的快中子注量率峰值约为1.8×1010n/cm2/s，显著低于M310机型（8×1010n/cm2/s），且分布曲线更平坦，确保压力容器寿命满足60年设计要求，提高了核电厂的经济性。在反应堆屏蔽优化结构中，一次屏蔽混凝土内表面快中子注量率峰值约为3.1×108n/cm2/s，显著低于M310机型（1×109n/cm2/s），有利于保证一次屏蔽混凝土结构的稳定性和完整性，为核电厂辐射防护优化设计提供了有利保障。

Claims (4)

1.一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，其特征在于：该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯（1）外安装的围板（2）以及反射层（3）、吊篮（4）和压力容器（5），其中，在围板（2）外依次安装有吊篮（4）和压力容器（5），并在围板（2）与吊篮（4）的空间内填充有反射层（3），在吊篮（4）和压力容器（5）之间的空间内填充有水层。
2.根据权利要求1所述的一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，其特征在于：所述的压力容器（5）外设有保温层，并位于普通混凝土结构一次屏蔽内。
3.根据权利要求1所述的一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，其特征在于：所述的吊篮（4）与压力容器（5）之间的水层厚度在28cm～30cm之间。
4.根据权利要求1~3所述的任意一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构，其特征在于：所述的堆芯屏蔽结构取消了传统布置在堆芯吊篮（4）外壁的热屏蔽板。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103871492A (zh) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构
CN106898387A (zh) * 2017-02-28 2017-06-27 中国核动力研究设计院 一种反应堆取消二次中子源的方法

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CN103871492A (zh) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构
CN103871492B (zh) * 2012-12-13 2016-08-31 中国核动力研究设计院 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构
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