CN206907495U - 核反应堆 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开了一种核反应堆，所述核反应堆包括：过冷水池，过冷水池用于容纳过冷水；反应堆压力容器和堆芯，堆芯设于反应堆压力容器内，反应堆压力容器安装在过冷水池内且适于浸没在过冷水内；设备隔间，设备隔间限定出封闭的间室；换热器，换热器安装在间室内，且通过换热管路与反应堆压力容器相连，换热管路的位于过冷水池的部分浸没在过冷水内；导气单元，导气单元的一端与间室相连，另一端浸没在过冷水内；安全壳，安全壳罩设设备隔间与过冷水池。本实用新型的核反应堆，可以非能动最大限度地削减破口事故下向安全壳内释放的蒸汽，以消减安全壳压力峰值，确保安全壳的完整性以确保安全壳的完整性，且响应速度快，建造成本地低。

Description

核反应堆

技术领域

本实用新型属于核反应堆安全技术领域，具体而言，涉及一种核反应堆。

背景技术

核反应堆出现破口事故时，特别是在大破口事故时，大量一回路高温高压水释放会导致安全壳内的温度压力急剧的上升，严重地威胁着反应堆纵深防御中的最后一道屏障安全壳的完整性。

相关技术中的安全壳压力抑制系统是安全壳喷淋技术，需依赖泵驱动流体通过喷头喷洒在安全壳顶部，形成的液滴与安全壳内蒸汽进行换热，达到降温降压的目的，存在时间延迟，冷却持续时间长及对设备设计制作要求高，同时存在建造成本高等问题，难以适用于小堆。

在实现本实用新型的过程中，发明人发现，在喷淋开始前，已经有大量的高温高压蒸汽喷入安全壳，也就是说，安全壳在事故发生后会迅速进入高温高压的状态，相关技术中的降温降压技术均是在安全壳已经达到高温高压状态才开始起作用，存在改进空间。

实用新型内容

本实用新型旨在至少解决现有技术中存在的技术问题之一。为此，本实用新型提出一种核反应堆，所述核反应堆可以消减安全壳压力峰值。

根据本实用新型实施例的核反应堆，包括：过冷水池，所述过冷水池用于容纳过冷水；反应堆压力容器和堆芯，所述堆芯设于所述反应堆压力容器内，所述反应堆压力容器安装在所述过冷水池内且适于浸没在过冷水内；设备隔间，所述设备隔间限定出封闭的间室；换热器，所述换热器安装在所述间室内，且通过换热管路与所述反应堆压力容器相连，所述换热管路的位于所述过冷水池的部分浸没在过冷水内；导气单元，所述导气单元的一端与所述间室相连，另一端浸没在所述过冷水内；安全壳，所述安全壳罩设所述设备隔间与所述过冷水池。

根据本实用新型实施例的核反应堆，可以非能动最大限度地削减破口事故下向安全壳内释放的蒸汽，以消减安全壳压力峰值，确保安全壳的完整性以确保安全壳的完整性，且响应速度快，建造成本地低。

根据本实用新型一个实施例的核反应堆，所述导气单元从所述间室到所述过冷水池单向导通。

优选地，所述导气单元包括：导气管，所述导气管贯穿所述设备隔间和所述过冷水池的壁，且所述导气管的一端与所述间室相连，另一端浸没在所述过冷水内；止回阀，所述止回阀安装在所述导气管内，且从所述间室到所述过冷水池单向导通。

进一步地，所述导气单元还包括：安全阀，所述安全阀安装在所述导气管上且位于所述止回阀的靠近所述间室的一侧，所述安全阀设置为在所述间室的压力达到预定值时开启。

优选地，所述导气单元还包括：蒸汽释放筒，所述蒸汽释放筒与所述导气管的所述另一端相连，且所述蒸汽释放筒的壁设有多个通孔。

具体地，所述蒸汽释放筒为多个，多个所述蒸汽释放筒均与所述导气管的所述另一端相连。

根据本实用新型一个实施例的核反应堆，所述设备隔间设在所述过冷水池外。

优选地，还包括：泄压阀，所述泄压阀设于所述设备隔间，以在所述间室的压力达到设定值时开启并连通所述安全壳内的空间与所述间室。

可选地，所述过冷水池的壁设有一个贯穿件，所述设备隔间的壁设有另一个贯穿件，所述换热管路通过所述一个贯穿件穿过所述过冷水池的壁，且所述换热管路通过所述另一个贯穿件穿过所述设备隔间的壁。

可选地，所述设备隔间紧贴所述过冷水池的外壁面设置，且所述一个贯穿件和所述另一个贯穿件一体形成。

根据本实用新型一个实施例的核反应堆，浸没在所述过冷水内的所述换热管路到所述过冷水的液面的距离大于5m。

根据本实用新型一个实施例的核反应堆，还包括：地坑，所述过冷水池和所述设备隔间均设于所述地坑内，所述安全壳的至少部分罩设在所述地坑上方且所述安全壳的下端与地面相连。

可选地，所述安全壳的上部罩设在所述地坑上方，所述安全壳的下部套设在所述地坑的壁外。

可选地，所述地坑的壁与所述过冷水池的壁之间形成环形的安全腔。

根据本实用新型一个实施例的核反应堆，所述过冷水池的上端设有可透气的混凝土盖。

本实用新型的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本实用新型的实践了解到。

附图说明

本实用新型的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：

图1是根据本实用新型实施例的核反应堆的结构示意图。

附图标记：

堆芯10，反应堆压力容器20，过冷水池30，设备隔间40，间室41，泄压阀42，换热器50，导气单元60，导气管61，止回阀62，安全阀63，蒸汽释放筒64，安全壳70，地坑80。

具体实施方式

下面详细描述本实用新型的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，仅用于解释本实用新型，而不能理解为对本实用新型的限制。

在本实用新型的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本实用新型和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本实用新型的限制。此外，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本实用新型的描述中，除非另有说明，“多个”的含义是两个或两个以上。

在本实用新型的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本实用新型中的具体含义。

下面参考图1描述根据本实用新型实施例的核反应堆。

如图1所示，根据本实用新型一个实施例的核反应堆包括：反应堆压力容器20、堆芯10、过冷水池30、设备隔间40、换热器50、导气单元60、安全壳70。

堆芯10设于反应堆压力容器20内，反应堆压力容器20用于容纳堆芯10和换热介质，换热介质可以为水，过冷水池30用于容纳过冷水，反应堆压力容器20安装在过冷水池30内，且反应堆压力容器20适于浸没在过冷水池30内的过冷水内。

需要说明的是，过冷水池30有较大的水装量，在堆芯10丧失冷却的情况下，过冷水池30内的过冷水可对堆芯10进行长时间的非能动安全注入与冷却，并能屏蔽放射性载体，在设计过冷水池30时，过冷水池30应该能最大限度地存储满对应安全壳70压力下的过冷水，且过冷水池30应有足够空间布置其他堆芯10相关的设备，过冷水池30可以为混凝土制成。

安全壳70罩设设备隔间40与过冷水池30，安全壳70作为防护屏障，可以提供密闭的空间，能屏蔽放射性载体。

设备隔间40限定出封闭的间室41，换热器50安装在间室41内，核反应堆的其他设备比如水泵等也可以安装在间室41内，间室41与过冷水池30的储水空间隔断，以为换热器50等设备提供一个干燥的工作环境。

设备隔间40是具有承压能力的安全壳70的一部分，设备隔间40可以为一个抗震I类的钢筋混凝土(含有钢里衬)的建筑物，其功能是包容(或容纳)假想事故后的放射性释放。钢里衬承担系统的密闭功能。钢筋混凝土承担承压功能。设备的隔间设计压力等同于安全壳70的设计压力。

换热器50通过换热管路与反应堆压力容器20相连，换热管路包括进水管和出水管，换热介质通过换热管路在换热器50和反应堆压力容器20之间循环流动，以保证堆芯10的温度稳定在安全范围内，从反应堆压力容器20流入换热器50的高温高压换热介质在换热器50处进行热交换，并将热量输出给采热系统，进行过换热的换热介质再流回反应堆压力容器20为堆芯10降温。

位于过冷水池30的换热管路浸没在过冷水内，比如从反应堆压力容器20引出的换热管路贯穿过冷水池30的壁，从反应堆压力容器20到冷水池的壁之间的换热管路浸没在过冷水池30的过冷水内。

从换热器50引出的换热管路贯穿设备隔间40的壁，从换热器50到设备隔间40的壁之间的换热管路位于间室41内。

导气单元60的一端与间室41相连，导气单元60的另一端浸没在过冷水内，在间室41的气压升高时，导气单元60用于将间室41内的高压气体(蒸汽和空气的混合物)导入过冷水内。

可以理解的是，核反应堆的破口事故主要发生在壁厚较薄的换热管路处，在换热管路发生破口时，大量一回路的高温高压水会以水蒸汽的形式释放，相关技术中，释放出的水蒸汽直接进入安全壳70限定出的空间内，使安全壳70的温度和压力迅速爬升，对安全壳70的降温降压主要依靠外部的水冷或风冷来实现。

本实用新型实施例的核发应堆在发生破口事故时，从破口释放的蒸汽被直接通入冷水池中并通过直接接触冷凝的方式使蒸汽液化，使安全壳70的温度和压力不会在破口发生后迅速爬升，这样处理方式响应速度快，冷却效率高，对设备的设计制造要求低，建造成本低。

具体地，如图1所示，当破口发生在过冷水池30内时，即图1中的A处，从破口A释放的蒸汽直接与过冷水接触中并被冷凝液化，冷凝量受蒸汽释放的热工参数、池水过冷度、破口处池水静压(或破口处水深)相关。一般情况下，过冷池水能够将大部分蒸汽冷凝，剩余的未能冷凝的或者说来不及冷凝的蒸汽会释放至安全壳70内。最大破口面积为换热管路的直径，破口处释放的蒸汽将直接与过冷水冷凝换热。

优选地，为了增强过冷水池30中的过冷水对破口处蒸汽的冷凝效果和持续时间，堆芯10和反应堆压力容器20可以布置在过冷水池30相对较低的位置。

比如布置在过冷水池30的下部或中部偏下的位置，浸没在过冷水内的换热管路到过冷水的液面的距离可以大于5m，这样蒸汽的有效冷却路径长，可以将尽可能多的蒸汽液化，本实用新型实施例的核反应堆在72h内均可以对破口进行直接接触式冷凝。

如图1所示，若破口发生在设备隔间40内，即图1中的B处，蒸汽在设备隔间40内释放，蒸汽首先会与设备隔间40内的设备或构筑物进行热交换，会将很小一部分蒸汽凝结下来，随着蒸汽持续注入，间室41压力在不断升高，当设备隔间40的压力达到压力阈值时，导气单元60连通间室41与过冷水池30，设备隔间40内的高温高压蒸汽通过导气单元60排入过冷水池30内，并与过冷水接触被冷凝液化。

也就是说，根据本实用新型实施例的核反应堆，在发生破口事故时，高温高压蒸汽不会直接排入安全壳70氛围内，而是先通过直接接触冷凝的方式，可以非能动最大限度地冷凝核反应堆破口事故下向安全壳70内释放的蒸汽，以消减安全壳70压力峰值，抑制安全壳70内的压力，确保安全壳70的完整性以确保安全壳70的完整性，还可以减少安全壳70的自由容积，提高经济性。

可选地，设备隔间40可以设在过冷水池30内，这样可以简化换热管路的设计，且使换热管路的破口始终发生在过冷水的保护范围内。

无论破口发生在过冷水池30内还是发生在设备隔间40内，破口尺寸最大值受换热管路的大小限制，蒸汽释放的速率取决于反应堆内和破口外侧的压力差与流动阻力；蒸汽释放的最大流量为破口尺寸下的临界流量。

在本实用新型的一个优选的实施例中，如图1所示，设备隔间40可以设在过冷水池30外，由此，便于为换热器50等设备营造干燥的工作环境，且便于设备的维护等。

过冷水池30的壁可以设有一个贯穿件，设备隔间40的壁设有另一个贯穿件，设备隔间40紧贴过冷水池30的外壁面设置，且两个贯穿件一体形成，即为同一个贯穿件，换热管路通过一个贯穿件穿过过冷水池30的壁，且换热管路通过另一个贯穿件穿过设备隔间40的壁。由此，可以减少过冷水池30和设备隔间40上设置的穿孔的个数，增加过冷水池30和设备隔间40的强度，便于制造和密封。

优选地，设备隔间40紧贴过冷水池30的外壁面设置，这样换热管路可以贯穿设备隔间40与过冷水池30紧贴的壁，也就是说，换热管路的除了贯穿壁的一端，均位于间室41内或浸没在过冷水内。

在本实用新型的一个优选的实施例中，导气单元60从间室41到过冷水池30单向导通，也就是说，导气单元60的唯一流向为从设备隔间40的间室41到过冷水池30。

具体地，参考图1，导气单元60可以包括：导气管61、止回阀62、安全阀63和蒸汽释放筒64。

其中，导气管61贯穿设备隔间40的壁和过冷水池30的壁，且导气管61的一端与间室41相连，导气管61的另一端浸没在过冷水内，止回阀62安装在导气管61内，且止回阀62从间室41到过冷水池30单向导通，止回阀62的唯一流向为从设备隔间40的间室41到过冷水池30，止回阀62的启动压力阈值由间室41压力与导气管61的另一端的池水静压决定，当静压大于隔间内压力时止回阀62才启动以防止池水逆流。

安全阀63安装在导气管61上，且安全阀63位于止回阀62的靠近间室41的一侧，安全阀63设置为在间室41的压力达到预定值时开启。安全阀63设计是为了防止正常运行情况下止回阀62的泄露或失效导致的池水逆流至设备隔间40内。

安全阀63和止回阀62的前后还可根据安全、操作需要设置电动阀、失效保护阀门等。

蒸汽释放筒64与导气管61的另一端相连，且蒸汽释放筒64的壁设有多个通孔，多个通孔可以沿蒸汽释放筒64的轴向及周向均布在蒸汽释放筒64的周壁，蒸汽释放筒64可以为多个，多个蒸汽释放筒64均与导气管61的另一端相连，多个蒸汽释放筒64可以并排设置。

事故工况下，间室41内蒸汽(或与空气混合气体)沿导气管61进入蒸汽释放筒64，每个蒸汽释放筒64上开设有若干通孔，气体从通孔释放至过冷水池30内，多孔蒸汽释放筒64并列排布的方式，可以有效提高蒸汽与过冷水直接接触冷凝的效率。

如图1所示，根据本实用新型实施例的核反应堆，还包括：泄压阀42，泄压阀42设于设备隔间40，泄压阀42可以为爆破盘，比如泄压阀42设于设备隔间40的壁上，以在间室41的压力达到设定值时开启并连通安全壳70内的空间与间室41。

换言之，当设备隔间40的间室41达到其设定值时，泄压阀42开启，将蒸汽(或与空气的混合气体)释放至安全壳70内(或反应堆厂房内)，目的是防止设备隔间40超压，属于安全性冗余设计。

在本实用新型的一些可选的实施例中，如图1所示，核反应堆还可以包括：地坑80，过冷水池30和设备隔间40均设于地坑80内，安全壳70的至少部分罩设在地坑80上方且安全壳70的下端与地面相连。

可选地，安全壳70的上部罩设在地坑80上方，安全壳70的下部套设在地坑80的壁外。优选地，如图1所示，安全壳70的下部可以只延伸到地面，这样可以减少核反应堆的建设成本。

如图1所示，地坑80的壁与过冷水池30的壁之间形成环形的安全腔，安全腔可以在事故发生后期比如72h后注入水以进一步地为堆芯10降温，并防止放射性释放，从而提供另一重安全防护。

可选地，过冷水池30的上端设有可透气的混凝土盖(图中未示出)，混凝土盖用于遮盖过冷水池30。

本实用新型实施例的核反应堆可以为小型堆，用于城市供暖等，在将其建造在城市附近时，需要进一步地提升其安全性，本实用新型通过设计过冷水池30和蒸汽导入式直接接触冷凝的安全系统，可以有效地、及时地处理破口，且建造成本低，可以作为燃煤式供暖系统的重要替代手段，极大地改善供暖季的空气质量。

根据本实用新型实施例的核反应堆的其他构成对于本领域的技术人员都是已知的，这里不再详细描述。

在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示意性实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本实用新型的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。

尽管已经示出和描述了本实用新型的实施例，本领域的普通技术人员可以理解：在不脱离本实用新型的原理和宗旨的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本实用新型的范围由权利要求及其等同物限定。

Claims (15)

1.一种核反应堆，特征在于，包括：

过冷水池(30)，所述过冷水池(30)用于容纳过冷水；

反应堆压力容器(20)和堆芯(10)，所述堆芯(10)设于所述反应堆压力容器(20)内，所述反应堆压力容器(20)安装在所述过冷水池(30)内且适于浸没在过冷水内；

设备隔间(40)，所述设备隔间(40)限定出封闭的间室(41)；

换热器(50)，所述换热器(50)安装在所述间室(41)内，且通过换热管路与所述反应堆压力容器(20)相连，所述换热管路的位于所述过冷水池(30)的部分浸没在过冷水内；

导气单元(60)，所述导气单元(60)的一端与所述间室(41)相连，另一端浸没在所述过冷水内；

安全壳(70)，所述安全壳(70)罩设所述设备隔间(40)与所述过冷水池(30)。

2.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述导气单元(60)从所述间室(41)到所述过冷水池(30)单向导通。

3.根据权利要求2所述的核反应堆，其特征在于，所述导气单元(60)包括：

导气管(61)，所述导气管(61)贯穿所述设备隔间(40)和所述过冷水池(30)的壁，且所述导气管(61)的一端与所述间室(41)相连，另一端浸没在所述过冷水内；

止回阀(62)，所述止回阀(62)安装在所述导气管(61)内，且从所述间室(41)到所述过冷水池(30)单向导通。

4.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，所述导气单元(60)还包括：安全阀(63)，所述安全阀(63)安装在所述导气管(61)上且位于所述止回阀(62)的靠近所述间室(41)的一侧，所述安全阀(63)设置为在所述间室(41)的压力达到预定值时开启。

5.根据权利要求3所述的核反应堆，其特征在于，所述导气单元(60)还包括：蒸汽释放筒(64)，所述蒸汽释放筒(64)与所述导气管(61)的所述另一端相连，且所述蒸汽释放筒(64)的壁设有多个通孔。

6.根据权利要求5所述的核反应堆，其特征在于，所述蒸汽释放筒(64)为多个，多个所述蒸汽释放筒(64)均与所述导气管(61)的所述另一端相连。

7.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述设备隔间(40)设在所述过冷水池(30)外。

8.根据权利要求7所述的核反应堆，其特征在于，还包括：泄压阀(42)，所述泄压阀(42)设于所述设备隔间(40)，以在所述间室(41)的压力达到设定值时开启并连通所述安全壳(70)内的空间与所述间室(41)。

9.根据权利要求7所述的核反应堆，其特征在于，所述过冷水池(30)的壁设有一个贯穿件，所述设备隔间(40)的壁设有另一个贯穿件，所述换热管路通过所述一个贯穿件穿过所述过冷水池(30)的壁，且所述换热管路通过所述另一个贯穿件穿过所述设备隔间(40)的壁。

10.根据权利要求9所述的核反应堆，其特征在于，所述设备隔间(40)紧贴所述过冷水池(30)的外壁面设置，且所述一个贯穿件和所述另一个贯穿件一体形成。

11.根据权利要求1-10中任一项所述的核反应堆，其特征在于，浸没在所述过冷水内的所述换热管路到所述过冷水的液面的距离大于5m。

12.根据权利要求1-10中任一项所述的核反应堆，其特征在于，还包括：地坑(80)，所述过冷水池(30)和所述设备隔间(40)均设于所述地坑(80)内，所述安全壳(70)的至少部分罩设在所述地坑(80)上方且所述安全壳(70)的下端与地面相连。

13.根据权利要求12所述的核反应堆，其特征在于，所述安全壳(70)的上部罩设在所述地坑(80)上方，所述安全壳(70)的下部套设在所述地坑(80)的壁外。

14.根据权利要求12所述的核反应堆，其特征在于，所述地坑(80)的壁与所述过冷水池(30)的壁之间形成环形的安全腔。

15.根据权利要求1-10中任一项所述的核反应堆，其特征在于，所述过冷水池(30)的上端设有可透气的混凝土盖。