CN207651188U - 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 - Google Patents
一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 Download PDFInfo
- Publication number
- CN207651188U CN207651188U CN201721312549.XU CN201721312549U CN207651188U CN 207651188 U CN207651188 U CN 207651188U CN 201721312549 U CN201721312549 U CN 201721312549U CN 207651188 U CN207651188 U CN 207651188U
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- cold drop
- orifice plate
- lead
- cold
- fast breeder
- 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
Links
Classifications
-
- 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
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Abstract
本实用新型提供一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道,主要依靠冷池二次分隔孔板实现。冷池二次分隔孔板由水平段孔板和竖直段孔板组成,其厚度与热分隔板相同。水平段开孔以防止自由液面下降时二次分隔孔板对铅冷却剂的滞留。调节竖直段出口位置孔板的开孔周向分布,使铅周向上均匀地流出,让冷池更多的铅参与整体流动,更大程度地发挥铅池热惯性安全优势,进一步提升铅冷快堆的非能动安全性。主换热器换热管出现破口时,新的冷池流道设计使得冷池有更多时间进行气液分离,更大程度地减少被铅夹带进入堆芯的水蒸汽量,避免过量的正反应性引入。本实用新型一种结构多重安全功能,简化了铅冷快堆系统设计,可有效提高铅冷快堆安全性和经济性。
Description
技术领域
本实用新型属于铅冷快堆设计技术领域,具体涉及一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道,设计目的是改善池式铅冷快堆冷却剂流动路径,提高池式铅冷快堆的非能动安全性,保证铅冷快堆在事故工况(尤其是主换热器换热管破口发生之后)中的安全性。
背景技术
作为第四代核能系统六种典型堆型之一,铅冷快堆由于其在安全性和经济性方面的突出优势,是国际先进核能系统研究的主要热点之一。而且,铅冷快堆在2013年第四代核能系统论坛更新路线图中被选为最有希望最先进入示范阶段的第四代反应堆堆型。铅冷快堆通常采用池式布置,一回路关键设备均布置在反应堆冷却剂中,结构简单,最大程度地减少了管道数目,从而极大程度地降低甚至消除失冷事故发生的可能性。
典型池式铅冷快堆可分为四个主要区域:堆芯区域、热池、换热器区域和冷池。典型池式铅冷快堆按循环方式可分为自然循环铅冷快堆和强迫循环铅冷快堆两种类型。强迫循环铅冷快堆是在泵和自然循环驱动压头的共同驱动作用下流动,而自然循环铅冷快堆则完全依靠自然循环驱动压头实现流动。
相较于水堆,铅冷快堆一回路纯铅的熔点温度较高。因此为了留有足够的安全余量,主换热器二次侧进口处过冷水的温度要足够高,从而防止铅冷却剂凝固。这就要求二回路水饱和温度要足够高,即铅冷快堆二回路系统压力要足够高。为了达到这一要求,目前主流铅冷快堆二次侧水回路系统运行压力设计值在18MPa左右。同时,由于铅冷却剂沸点很高,铅冷快堆一回路系统运行压力设计值通常接近大气压(0.1MPa左右)。一回路与二回路运行压力差别如此之大,一旦主换热器换热管出现破口,大量二回路高压水会迅速进入一回路。二回路的高压水或者高压水蒸汽进入一回路后会降压升温转变为气态,可能会被铅冷却剂夹带经过主泵(强迫循环铅冷快堆)进入堆芯,给堆芯引入正反应性从而导致事故发生。
当然,铅冷却剂具有良好的物理性质和化学性质,可以有效缓解主换热器换热管破口引发的事故。比如,铅冷却剂密度要比液态水大得多,而且铅化学性质不活泼。因此,在水蒸汽被铅夹带的过程中,由于铅水(水蒸汽)密度差形成的浮力作用会使得水蒸汽快速上升,最终进入铅池自由液面上的覆盖气体空间。但是从换热器一次侧出口到堆芯入口的距离很短(如图1所示),并不能保证铅冷却剂所夹带的水蒸气能够在铅冷却剂进入堆芯之前被有效地分离出去。因此有必要设置一个可以强化一回路冷池气液分离能力的结构或部件,降低事故发生的后果,同时尽量优化(至少不应恶化)一回路流动传热特性。
池式铅冷快堆典型方案冷池结构的另一个性能缺陷是:铅冷却剂从热交换器出口到堆芯进口之间,并没有受到冷池部件对其流动的影响,而且从换热器一次侧出口到堆芯入口的距离很短,因而冷池中的冷却剂流动只限于从换热器出口到堆芯入口很小一部分区域。这种情况下,在冷池区域内存在着大量低流速区域,冷池中的很多冷却剂并没有有效地参与一回路冷却剂流动传热中。也就是说,一回路铅装量所对应的热惯性并不能被有效利用,这将非常不利于铅冷快堆的安全性。
因此改进一回路冷池的流道结构,增强对铅装量热惯性优势的利用,改善铅冷快堆在事故工况(尤其是主换热器换热管破口之后)中的安全性,是非常重要的技术创新考虑点。
实用新型内容
本实用新型要解决的技术问题为:克服现有铅冷快堆设计的不足,提供一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道设计。通过改进优化冷池流道设计,在正常工况下优化冷却剂流速分布,缩小冷池低流速区域,从而优化反应堆在冷却剂净化等方面的性能。在正常停堆工况和一般事故工况下,更大程度地发挥一回路铅装量大带来的安全优势,利用更多的有效热惯性(有效是指因为冷却剂流场分布的限制,反应堆冷却剂总质量对应的总热惯性只能部分地被有效利用),从而更大程度地减缓事故瞬变过程,进一步优化反应堆安全特性。在涉及有主换热器换热管破口的事故发生时,通过增长冷却剂在冷池中的流动时间和流动路径长度,从而有效加强冷池中的气(水)液(铅)分离,从而更大程度地减少被铅冷却剂夹带进入堆芯的蒸汽量,尽可能避免主换热器换热管破口,以避免正反应性引入继而引发严重事故。
本实用新型解决上述技术问题采用的技术方案为:一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道,冷池流道主要依靠新增的冷池二次分隔孔板实现,冷池二次分隔孔板由水平段孔板和竖直段孔板组成,孔板的厚度和用材与热分隔板均相同,冷池二次分隔孔板在冷池中用于分隔热交换器出口和冷却剂堆芯进口,从而形成新的冷池冷却剂流道,冷却剂从热交换器流出之后,不再直接流向堆芯入口,而是沿着冷池二次分隔孔板先竖直向上流动,之后在冷池冷池二次分隔孔板和反应堆容器之间的环形通道里竖直向下流动,然后才进入堆芯。
其中,所述水平段孔板上开孔直径和数目均很小,相对于竖直段冷却剂出口可忽略不计。
其中,所述竖直段孔板从下到上开孔直径和数目均逐渐增大,竖直段整体为圆筒,热分隔板整体为多段圆筒,而且竖直段直径与热分隔板最大直径相同。
其中,所述竖直段冷却剂出口位置仍为孔板结构,且出口位置周向上开孔数目和直径分布可保证冷却剂周向上相对均匀地从出口位置流出。
本实用新型与现有技术相比的优点在于:
(1)、与现有铅堆设计相比,本实用新型布置了可提升反应堆非能动安全性和缓解主换热器换热管破口事故的结构部件,提高了反应堆的安全性。
(2)、本实用新型一方面可以更大程度发挥铅池热惯性安全优势,另一方面可以有效加强气液分离,可简化反应堆系统设计,提高系统可靠性,降低建造成本,提高反应堆的经济性。
附图说明
图1是铅冷快堆典型方案反应堆总体布置图;
图2是铅冷快堆改进方案反应堆总体布置图。
图中附图标记含义为:1为堆芯,2为主换热器,3为主泵,4为热分隔板,5为冷池二次分隔孔板。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式进一步说明本实用新型。
如图2所示,本实用新型提供一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道设计。在典型方案设计(如图1所示)基础上增加的冷池二次分隔孔板5重新设计了冷池流道。
冷池二次分隔孔板5的设计寿命以反应堆寿期为参考,在反应堆寿期内无需更换。
冷池二次分隔孔板5在冷池中用于分隔主换热器2出口和冷却剂堆芯1进口,从而形成新的冷池冷却剂流道。冷却剂从热交换器流出之后,不再直接流向堆芯入口,而是沿着冷池二次分隔孔板5先竖直向上流动,之后在冷池冷池二次分隔孔板5和反应堆容器之间的环形通道里竖直向下流动,然后才进入堆芯1。这样就增加了冷却剂在冷池中的流动路程,迫使冷池更多的冷却剂参与到反应堆的整体流动和热传输中来。同时,增加冷却剂在冷池中的流动路程,可增加冷却剂在冷池中的流动时间,进一步强化主换热器2换热管出现破口后冷池的气液分离,尽可能减少被铅冷却剂夹带进入堆芯1的水蒸气量,避免正反应性引入事故发生。
与现有铅堆设计(如图1所示)相比,新设置的冷池二次分隔孔板5既可更有效地利用铅池热惯性优势,提升反应堆非能动安全性,又可缓解主换热器2换热管破口引发的事故后果,简化反应堆系统设计,提高反应堆的安全性和经济性。
冷池二次分隔孔板5为孔板结构。考虑冷池二次分隔孔板5所处的铅腐蚀环境和远离堆芯的中子辐照环境,其材料可以选用与热分隔板4相同的材料,如316L不锈钢。孔板厚度也与热分隔板4相同。
冷池二次分隔孔板5由水平段孔板和竖直段孔板组成。冷池二次分隔孔板5水平段孔的数目和直径均很小,以限制冷却剂通过冷池二次分隔孔板5水平段直接流向堆芯1的量,同时避免冷池二次分隔孔板在冷池铅冷却剂自由液面下降(正常工况/事故工况下)时对铅冷却剂的滞留。竖直段直径(竖直段整体为圆筒)与热分隔板4最大直径(热分隔板整体为多段圆筒)相同。竖直段上的开孔数目和开孔直径从下到上逐渐增大,且竖直段冷却剂出口不宜过高,需保证铅冷却剂新的流动方式不会对冷池自由液面产生恶劣的影响,即不会引起严重的自由液面晃荡,从而尽可能降低事故情况下自由液面晃荡对反应堆结构材料的影响。
竖直段冷却剂出口是通过增大冷池二次分隔孔板5竖直段相应位置上的孔径而实现的,保证整个竖直段是一体的孔板结构,从而便于冷池分隔孔板5与热分隔板4之间的联接固定。竖直段冷却剂出口在周向上通过适当调整开孔直径和数目分布,从而使得冷却剂可以较为均匀地从竖直段冷却剂出口流出,从而保证有更多的冷池冷却剂参与到反应堆整体流动传热中来。这样有助于降低冷池冷却剂的流速(质量流量不变),从而将主换热器2换热管破口产生的蒸汽在空间上更加分散地进行气液分离,增强分离效果,同时可以分散蒸汽在冷池内上升时导致铅冷却剂对冷池相关结构的动态载荷。冷池二次分隔孔板5竖直段所围成的圆筒直径与热分隔板4的上部竖直段相同,从而方便对冷池分隔孔板5的固定。
本实用新型未详细阐述的部分属于本领域公知技术。
尽管上面对本实用新型说明性的具体实施方式进行了描述,以便于本技术领域的技术人员理解本实用新型,但应该清楚,本实用新型不限于具体实施方式的范围,对本技术领域的普通技术人员来讲,只要各种变化在所附的权利要求限定和确定的本实用新型的精神和范围内,这些变化是显而易见的,一切利用本实用新型构思的发明创造均在保护之列。
Claims (3)
1.一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道,其特征在于:冷池流道主要依靠新增的冷池二次分隔孔板实现,冷池二次分隔孔板由水平段孔板和竖直段孔板组成,孔板的厚度和用材与热分隔板均相同,冷池二次分隔孔板在冷池中用于分隔热交换器出口和冷却剂堆芯进口,从而形成新的冷池冷却剂流道,冷却剂从热交换器流出之后,不再直接流向堆芯入口,而是沿着冷池二次分隔孔板先竖直向上流动,之后在冷池冷池二次分隔孔板和反应堆容器之间的环形通道里竖直向下流动,然后才进入堆芯。
2.根据权利要求1所述的可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道,其特征在于:所述竖直段孔板从下到上开孔直径和数目均逐渐增大,竖直段整体为圆筒,热分隔板整体为多段圆筒,而且竖直段直径与热分隔板最大直径相同。
3.根据权利要求2所述的可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道,其特征在于:所述竖直段冷却剂出口位置仍为孔板结构,且出口位置周向上开孔数目和直径分布可保证冷却剂周向上相对均匀地从出口位置流出。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201721312549.XU CN207651188U (zh) | 2017-10-12 | 2017-10-12 | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201721312549.XU CN207651188U (zh) | 2017-10-12 | 2017-10-12 | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN207651188U true CN207651188U (zh) | 2018-07-24 |
Family
ID=62883057
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201721312549.XU Active CN207651188U (zh) | 2017-10-12 | 2017-10-12 | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN207651188U (zh) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107622803A (zh) * | 2017-10-12 | 2018-01-23 | 中国科学技术大学 | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 |
WO2020151588A1 (zh) * | 2019-01-25 | 2020-07-30 | 中广核研究院有限公司 | 一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆 |
-
2017
- 2017-10-12 CN CN201721312549.XU patent/CN207651188U/zh active Active
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107622803A (zh) * | 2017-10-12 | 2018-01-23 | 中国科学技术大学 | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 |
WO2020151588A1 (zh) * | 2019-01-25 | 2020-07-30 | 中广核研究院有限公司 | 一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN107622803A (zh) | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 | |
US8908822B2 (en) | Nuclear reactor | |
CN102637465B (zh) | 一种非能动安全壳冷却系统 | |
CN207651188U (zh) | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 | |
CA1318042C (en) | Intrinsic-safety nuclear reactor of the pressurized water type | |
CN104658620B (zh) | 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 | |
CN107293341A (zh) | 池式反应堆 | |
CN202615805U (zh) | 一种非能动安全壳冷却系统 | |
CN104272397A (zh) | 用于核反应堆的蒸汽发生器 | |
CN103093838B (zh) | 套管式棒状燃料组件及采用该组件的超临界水冷核反应堆 | |
EP0950248B1 (en) | Nuclear reactor with improved natural coolant circulation and method of improving the natural circulation of a coolant in a nuclear reactor | |
CN104321825A (zh) | 压水反应堆的紧凑型蒸气发生器 | |
WO2020151588A1 (zh) | 一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆 | |
CN105280249A (zh) | 核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构 | |
CN107250664B (zh) | 用于反应堆设备的卧式蒸汽发生器 | |
CN102282627A (zh) | 具有集成式流通道的反应堆容器反射体 | |
CN107533870A (zh) | 自我诊断应对事故的无人核反应堆 | |
US3029197A (en) | Boiling reactors | |
CN104112482A (zh) | 非能动自流量控制注水系统 | |
KR101250479B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법 | |
US4187147A (en) | Recirculation system for nuclear reactors | |
KR101789135B1 (ko) | 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전 | |
CN108520786A (zh) | 一种新型自然循环冷却铅基快堆 | |
US3180802A (en) | Boiling water nuclear reactor system | |
US4046626A (en) | Pressurized-water reactor emergency core cooling system |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |