CN205582500U - 一种压水型核反应堆装置 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开了一种压水型核反应堆装置，所述装置包括：一体化堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述一体化堆顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，实现了将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，避免顶盖上堆内测量管座的数量增加；能实现水位测量要求；合理分配进入堆芯的冷却剂流量；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。

Description

一种压水型核反应堆装置

技术领域

本实用新型涉及压水型核反应堆研究领域，尤其涉及一种压水型核反应堆装置。

背景技术

ACP1000压水型反应堆是中国自主化设计的三代压水型反应堆，ACP1000压水堆采用了177组燃料组件组成堆芯，将承受0.3g的地震加速度，反应堆寿命延长至60年。

相对于二代及二代改进型压水堆，三代压水型反应堆取消了位于反应堆压力容器底封头的中子测量仪表套管和中子测量管座，将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，由此造成在顶盖上堆内测量管座的数量大大增加，堆顶结构设备的布置位置、结构等都需要做相应的调整，从而使整个堆顶结构需要重新设计，同时带来了下封头流量分配不均匀的问题，需设计新型下腔室流量分配结构，此外，为实现严重事故时反应堆压力容器的外部快速冷却，还需设计新的保温层结构。

综上所述，本申请实用新型人在实现本申请实施例中实用新型技术方案的过程中，发现上述技术至少存在如下技术问题：

在现有技术中，现有的压水型核反应堆结构存在设计不合理，在将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆时，造成在顶盖上堆内测量管座的数量大大增加，且下封头流量分配不合理，反应堆压力容器冷却效果较差的技术问题。

实用新型内容

本实用新型提供了一种压水型核反应堆装置，解决了现有的压水型核反应堆结构存在设计不合理，在将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆时，造成在顶盖上堆内测量管座的数量大大增加，且下封头流量分配不合理，反应堆压力容器冷却效果较差的技术问题，实现了能容纳和支承177组燃料组件，实现反应堆60年寿命，实现将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆；能实现水位测量要求；在实现堆内构件应有功能的前提条件下，合理分配进入堆芯的冷却剂流量；此外，堆顶结构既可满足堆顶功能要求又能满足中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器从顶部引出后对操作空间的要求；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。

为解决上述技术问题，本申请实施例提供了一种压水型核反应堆装置，所述装置包括：

一体化堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述一体化堆顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，其中，所述一体化堆顶具体包括：下吊杆、冷却围板、围筒、抗震组件、顶盖吊具、电缆托架及电缆桥组件、冷却风管，其中，所述下吊杆和所述冷却风管均安装在所述围筒内，所述下吊杆与所述压力容器的顶盖上的吊耳连接，所述冷却围板安装在所述围筒的内壁上，所述抗震组件、所述顶盖吊具、所述电缆托架、所述电缆桥组件均安装在所述围筒顶部。

其中，所述压力容器包括：顶盖组件、容器组件、紧固密封件，其中，所述顶盖组件和所述容器组件连接，且通过所述紧固密封件进行紧固密封。

其中，所述堆内构件包括：压紧弹簧、上部堆内构件、下部堆内构件、U形嵌入件。

其中，所述上部堆内构件包括：上支承组件、控制棒导向筒组件、上堆芯板组件、堆内测量导向结构、上支承柱组件、水位测量支承柱组件；所述下部堆内构件包括：吊篮组件、二次支承及流量分配组件。

其中，所述保温构件包括：金属保温层、金属保温层支承、注水管、衬板、堆坑、进水口组件、汽水排放组件。

本申请实施例中提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：

由于采用了将压水型核反应堆装置设计为包括：一体化堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述一体化堆顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，其中，所述一体化堆顶具体包括：下吊杆、冷却围板、围筒、抗震组件、顶盖吊具、电缆托架及电缆桥组件、冷却风管，其中，所述下吊杆和所述冷却风管均安装在所述围筒内，所述下吊杆与所述压力容器的顶盖上的吊耳连接，所述冷却围板安装在所述围筒的内壁上，所述抗震组件、所述顶盖吊具、所述电缆托架、所述电缆桥组件均安装在所述围筒顶部的技术方案，所以，有效解决了现有的压水型核反应堆结构存在设计不合理，在将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆时，造成在顶盖上堆内测量管座的数量大大增加，且下封头流量分配不合理，反应堆压力容器冷却效果较差的技术问题，进而实现了能容纳和支承177组燃料组件，实现反应堆60年寿命，实现将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，避免顶盖上堆内测量管座的数量增加；能实现水位测量要求；在实现堆内构件应有功能的前提条件下，合理分配进入堆芯的冷却剂流量；此外，堆顶结构既可满足堆顶功能要求又能满足中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器从顶部引出后对操作空间的要求；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。

附图说明

图1是本申请实施例一中压水型核反应堆装置的结构示意图；

图2是本申请实施例一中一体化堆顶的结构示意图；

图3是本申请实施例一中压力容器的结构示意图；

图4是本申请实施例一中堆内构件的的结构示意图；

图5是本申请实施例一中上部堆内构件的结构示意图；

图6是本申请实施例一中下部堆内构件的结构示意图；

图7是本申请实施例一中保温构件的结构示意图；

其中，1-一体化堆顶；2-驱动机构；3-压力容器；4-堆内构件；5-保温构件；6-压力容器顶盖；7-下吊杆；8-冷却围板；9-围筒；10-抗震组件；11-顶盖吊具；12a-电缆托架；12b-电缆桥组件；13-冷却风管；14-容器组件；15-主螺栓；16-压紧弹簧；17-上部堆内构件；18-下部堆内构件；19-U形嵌入件；20-上支承组件；21-控制棒导向筒组件；22-上堆芯板组件；23-堆内测量导向结构；24-上支承柱组件；25-水位测量支承柱组件；26-吊篮组件；27a-二次支承；27b-流量分配组件；28-注水管；29-进水口组件；30-金属保温层支承；31-衬板；32-堆坑；33-汽水排放组件，34-金属保温层。

具体实施方式

本实用新型提供了一种压水型核反应堆装置，解决了现有的压水型核反应堆结构存在设计不合理，在将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆时，造成在顶盖上堆内测量管座的数量大大增加，且下封头流量分配不合理，反应堆压力容器冷却效果较差的技术问题，实现了能容纳和支承177组燃料组件，实现反应堆60年寿命，实现将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆；能实现水位测量要求；在实现堆内构件应有功能的前提条件下，合理分配进入堆芯的冷却剂流量；此外，堆顶结构既可满足堆顶功能要求又能满足中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器从顶部引出后对操作空间的要求；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。

本申请实施中的技术方案为解决上述技术问题。总体思路如下：

采用了将压水型核反应堆装置设计为包括：一体化堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述一体化堆顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，其中，所述一体化堆顶具体包括：下吊杆、冷却围板、围筒、抗震组件、顶盖吊具、电缆托架及电缆桥组件、冷却风管，其中，所述下吊杆和所述冷却风管均安装在所述围筒内，所述下吊杆与所述压力容器的顶盖上的吊耳连接，所述冷却围板安装在所述围筒的内壁上，所述抗震组件、所述顶盖吊具、所述电缆托架、所述电缆桥组件均安装在所述围筒顶部的技术方案，所以，有效解决了现有的压水型核反应堆结构存在设计不合理，在将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆时，造成在顶盖上堆内测量管座的数量大大增加，且下封头流量分配不合理，反应堆压力容器冷却效果较差的技术问题，进而实现了能容纳和支承177组燃料组件，实现反应堆60年寿命，实现将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，避免顶盖上堆内测量管座的数量增加；能实现水位测量要求；在实现堆内构件应有功能的前提条件下，合理分配进入堆芯的冷却剂流量；此外，堆顶结构既可满足堆顶功能要求又能满足中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器从顶部引出后对操作空间的要求；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。

为了更好的理解上述技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明。

实施例一：

在实施例一中，提供了一种压水型核反应堆装置，请参考图1-图7，所述装置包括：

一体化堆顶1、驱动机构2、压力容器3、堆内构件4、保温构件5，所述一体化堆顶与所述压力容器顶盖6连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，其中，所述一体化堆顶具体包括：下吊杆7、冷却围板8、围筒9、抗震组件10、顶盖吊具11、电缆托架12a及电缆桥组件12b、冷却风管13，其中，所述下吊杆和所述冷却风管均安装在所述围筒内，所述下吊杆与所述压力容器的顶盖上的吊耳连接，所述冷却围板安装在所述围筒的内壁上，所述抗震组件、所述顶盖吊具、所述电缆托架、所述电缆桥组件均安装在所述围筒顶部。

其中，在本申请实施例中，一体化堆顶通过主螺栓15连接在压力容器的容器组件14上，驱动机构具体由驱动杆组件、钩爪组件、耐压壳、线圈组件、棒位探测器组件及隔热套组件组成；驱动杆组件从钩爪组件的套管轴内孔穿过，在耐压壳内上、下移动；钩爪组件安装在密封壳内，上端固定，下端径向定位；耐压壳是驱动机构的承压部件，由驱动杆行程套管组件及密封壳组件组成，驱动杆行程套管组件通过梯形螺纹连接和小Ω密封环焊接密封安装在密封壳组件上端，密封壳组件通过贯穿件与压力容器顶盖焊接在一起；线圈组件套在密封壳组件的外部；棒位探测器组件安装在驱动杆行程套管组件外面。隔热套组件安装在密封壳组件底部。

堆内构件吊挂在压力容器的支撑台阶上，中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶盖的堆芯测量管座和水位测量管座引出反应堆，在反应堆压力容器外面设置保温构件。

其中，在本申请实施例中，本申请中的一体化堆顶在满足反应堆堆顶结构功能的同时，还具有以下特点：下风罩组件中的风罩围板高度较小，并且向外倾斜，从而增加了堆内测量密封结构的操作空间；在压力容器顶盖上设置四个吊耳，顶盖吊具中设置四根下吊杆，从而避开了下吊杆与垂直风管干涉，从而使通风罩结构更规整、流道更均匀的问题，满足了驱动机构冷却不均匀系数的限值要求，从而达到均匀冷却驱动机构的目的；同时通风罩组件的径向尺寸能够满足螺栓拉伸机的使用要求。

其中，在本申请实施例中，所述压力容器（CN 203325479 U）包括：顶盖组件、容器组件、紧固密封件，其中，所述顶盖组件和所述容器组件连接，且通过所述紧固密封件进行紧固密封。

其中，在实际应用中，压力容器的结构和组成在专利文献CN 203325479 U中有相应的描述，这里不在赘述。

其中，在本申请实施例中，由顶盖组件、容器组件、紧固密封件等组成的能满足60年可靠性的压力容器。

结构要点具体为：1）加大堆芯筒体的内径，使筒体金属最大程度地离开堆芯，下降腔水隙增大，堆芯段筒体材料受到快中子注量降低，从而降低了压力容器脆性破坏的可能性。

2）加长堆芯段筒体的长度，使筒体两端的环焊缝离开活性区，即活性区范围内无辐照敏感性高于母材金属的焊缝金属。

3）取消反应堆压力容器底部贯穿件，消除了因反应堆压力容器下封头发生泄漏导致冷却剂丧失的事故，同时增加堆芯熔化的抗力，减少在役检查和潜在的修补。

材料要点：1）降低反应堆压力容器主体材料16MND5（SA508-3）低合金钢中辐照敏感元素含量，堆芯筒体锻件、过渡段和接管段中P≤0.008%，S≤0.005%，Cu≤0.05%；其他锻件中P≤0.008%，S≤0.005%，Cu≤0.08%。另外，控制不锈钢材料的钴含量，要求低至0.06%。2）降低反应堆压力容器主体材料RTNDT温度，堆芯筒体锻件RTNDT≤-23.3℃，其他锻件RTNDT≤-20℃，堆芯筒体两端低合金钢焊缝熔敷金属RTNDT≤-28.9℃。

其中，在本申请实施例中，所述堆内构件包括：压紧弹簧16、上部堆内构件17、下部堆内构件18、U形嵌入件19。

其中，在本申请实施例中，堆内构件（201210574578.9）其结构能容纳和支承177组燃料组件；能实现水位测量要求；能实现将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆的要求；同时，在实现堆内构件应有功能的前提条件下，合理分配进入堆芯的冷却剂流量。

其中，在本申请实施例中，所述上部堆内构件包括：上支承组件20、控制棒导向筒组件21、上堆芯板组件22、堆内测量导向结构23、上支承柱组件24、水位测量支承柱组件25；所述下部堆内构件包括：吊篮组件26、二次支承27a及流量分配组件27b。

其中，在实际应用中，堆内构件的组成及其结构在专利文献CN2012 CN201210574578中有相应的介绍，这里不再赘述。

其中，在本申请实施例中，上部堆内构件其结构能实现水位测量要求；能实现将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆的要求。

其中，在本申请实施例中，其结构能容纳和支承177组燃料组件；同时，在实现堆内构件应有功能的前提条件下，合理分配进入堆芯的冷却剂流量。

其中，在本申请实施例中，所述保温构件（CN202650559U）包括：金属保温层34、金属保温层支承30、注水管28、衬板31、堆坑32、进水口组件29、汽水排放组件33。

其中，在实际应用中，保温构件的结构和组成在专利文献CN202650559U中有相应的描述，这里不再赘述。

其中，在本申请实施例中，冷却水通过注水管道直接进入反应堆压力容器与保温层的环腔内；进水口组件不设置盖板。

上述本申请实施例中的技术方案，至少具有如下的技术效果或优点：

由于采用了将压水型核反应堆装置设计为包括：一体化堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述一体化堆顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，其中，所述一体化堆顶具体包括：下吊杆、冷却围板、围筒、抗震组件、顶盖吊具、电缆托架及电缆桥组件、冷却风管，其中，所述下吊杆和所述冷却风管均安装在所述围筒内，所述下吊杆与所述压力容器的顶盖上的吊耳连接，所述冷却围板安装在所述围筒的内壁上，所述抗震组件、所述顶盖吊具、所述电缆托架、所述电缆桥组件均安装在所述围筒顶部的技术方案，所以，有效解决了现有的压水型核反应堆结构存在设计不合理，在将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆时，造成在顶盖上堆内测量管座的数量大大增加，且下封头流量分配不合理，反应堆压力容器冷却效果较差的技术问题，进而实现了能容纳和支承177组燃料组件，实现反应堆60年寿命，实现将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，避免顶盖上堆内测量管座的数量增加；能实现水位测量要求；在实现堆内构件应有功能的前提条件下，合理分配进入堆芯的冷却剂流量；此外，堆顶结构既可满足堆顶功能要求又能满足中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器从顶部引出后对操作空间的要求；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。

尽管已描述了本实用新型的优选实施例，但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念，则可对这些实施例作出另外的变更和修改。所以，所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本实用新型范围的所有变更和修改。

显然，本领域的技术人员可以对本实用新型进行各种改动和变型而不脱离本实用新型的精神和范围。这样，倘若本实用新型的这些修改和变型属于本实用新型权利要求及其等同技术的范围之内，则本实用新型也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (5)

1.一种压水型核反应堆装置，其特征在于，所述装置包括：

一体化堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述一体化堆顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，其中，所述一体化堆顶具体包括：下吊杆、冷却围板、围筒、抗震组件、顶盖吊具、电缆托架及电缆桥组件、冷却风管，其中，所述下吊杆和所述冷却风管均安装在所述围筒内，所述下吊杆与所述压力容器的顶盖上的吊耳连接，所述冷却围板安装在所述围筒的内壁上，所述抗震组件、所述顶盖吊具、所述电缆托架、所述电缆桥组件均安装在所述围筒顶部。

2.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述压力容器包括：顶盖组件、容器组件、紧固密封件，其中，所述顶盖组件和所述容器组件连接，且通过所述紧固密封件进行紧固密封。

3.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述堆内构件包括：压紧弹簧、上部堆内构件、下部堆内构件、U形嵌入件。

4.根据权利要求3所述的装置，其特征在于，所述上部堆内构件包括：上支承组件、控制棒导向筒组件、上堆芯板组件、堆内测量导向结构、上支承柱组件、水位测量支承柱组件；所述下部堆内构件包括：吊篮组件、二次支承及流量分配组件。

5.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述保温构件包括：金属保温层、金属保温层支承、注水管、衬板、堆坑、进水口组件、汽水排放组件。