CN216053894U

CN216053894U - 模拟核反应堆

Info

Publication number: CN216053894U
Application number: CN202121879501.3U
Authority: CN
Inventors: 曹学冰; 荣刚; 路广遥; 周建明; 翟立宏; 朱贺; 沈黎; 刘强
Original assignee: China General Nuclear Power Corp; China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd; CGN Power Co Ltd
Current assignee: China General Nuclear Power Corp; China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd; CGN Power Co Ltd
Priority date: 2021-08-12
Filing date: 2021-08-12
Publication date: 2022-03-15
Anticipated expiration: 2031-08-12

Abstract

本实用新型公开一种模拟核反应堆，包括：主容器，盛有液体试验介质；堆内构件，沉浸于液体试验介质中；以及换热器和转运筒，分别安装于主容器上并延伸至液体试验介质的液面以下；其中，位于液面以下的主容器、堆内构件、延伸至液面以下的换热器、转运筒上至少一处设有配重块。相对于现有技术，本实用新型模拟核反应堆在液面以下的主容器、堆内构件、换热器和转运筒上均布配重块，可等效模拟地震工况下原反应堆模型中铅铋介质的液晃冲击，既可保证地震试验下与原反应堆模型的固有频率相似，又可显著降低抗震试验的操作安全风险和制造经济成本，提高模拟核反应堆安全性和经济性。

Description

模拟核反应堆

技术领域

本实用新型属于核电技术领域，更具体地说，本实用新型涉及一种模拟核反应堆。

背景技术

近年来，随着核电技术的不断发展，液态金属快堆被视为全球第四代核电反应堆的未来发展趋势。液态铅铋合金是一种熔点低、沸点高、化学稳定性好的金属合金材料，是目前世界上第四代核电反应堆中广泛应用的反应堆一回路冷却剂之一。相比传统的压水堆，铅铋快堆一回路可以在常压下运行，且在事故状态下具有自凝固特性，显著提高了核反应堆的安全性。

液态铅铋的密度高达10000kg/m³，液态铅铋冷却剂密度大的特性也给反应堆的结构设计带来了更大的挑战。由于冷却剂在主容器内部距离顶盖还有一定的空间，在地震等自然载荷工况下，核反应堆的振动可能会与铅铋冷却剂的液晃发生流固耦合作用，显著增强结构本身及其内部结构的应力，威胁到反应堆结构的完整性。因此，在液态金属反应堆本体结构设计中需要进行抗震试验，以充分模拟分析反应堆结构在地震载荷下的结构完整性。

但是，现有技术的模拟核反应堆都存在高温试验风险、经济性差的问题。有鉴于此，确有必要提供一种可用于抗震试验的安全、经济的模拟核反应堆。

实用新型内容

本实用新型的目的在于：克服现有技术的至少一个缺陷，提供一种安全、经济的模拟核反应堆。

为了实现上述目的，本实用新型提供了一种模拟核反应堆，其包括：

主容器，其中盛有液体试验介质；

堆内构件，沉浸于所述液体试验介质中；以及

换热器和转运筒，分别安装于所述主容器上并延伸至所述液体试验介质的液面以下；

其中，位于液面以下的所述主容器、所述堆内构件、延伸至液面以下的所述换热器、转运筒上至少一处设有配重块。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述主容器中的液体试验介质为水，其液位与核反应堆原型中铅铋冷却剂液位的相对高度一致。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述堆内构件包括吊篮、位于所述吊篮底部的栅格板、设置于所述栅格板上的堆芯围板、位于所述堆芯围板中的燃料组件，以及位于所述栅格板下方的流量分配器，所述配重块设置于所述吊篮内侧、所述堆芯围板外侧、所述流量分配器外侧中的至少一处。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述主容器设有中部支承环，所述堆内构件通过连接螺栓固定在所述中部支承环的内侧。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述燃料组件通过开口销固定在所述栅格板上。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述燃料组件设有实心的第一梯形段、第二梯形段、第三梯形段和第四梯形段，所述第一梯形段、第二梯形段、第三梯形段和第四梯形段具有不同的横截面积。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述主容器、堆内构件、换热器、转运筒都采用铝合金材料制成。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述配重块包括弧板、弯板和封板围成的收容空间以及设置于所述收容空间中的铅块。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述配重块通过工业胶水粘接在所述主容器、所述堆内构件、延伸至液面以下的所述换热器、转运筒的至少一个上。

根据本实用新型模拟核反应堆的一个实施方式，所述模拟核反应堆上设有多个所述配重块，多个所述配重块在所述模拟核反应堆上均匀离散分布。

相对于现有技术，本实用新型模拟核反应堆根据原核反应堆的结构缩比设计，在液面以下的主容器、堆内构件、换热器和转运筒上均布离散配重块，可等效模拟地震工况下核反应堆原型中铅铋介质的液晃冲击，既可保证地震试验下与原模型的固有频率相似，又可显著降低抗震试验的操作安全风险和制造经济成本，提高模拟核反应堆安全性和经济性。此外，采用铝合金和水模拟核反应堆原型中的不锈钢和铅铋介质，可减轻模拟核反应堆的重量，降低对试验地震台的要求。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本实用新型模拟核反应堆及其技术效果进行详细说明，其中：

图1为本实用新型模拟核反应堆的结构示意图。

图2为本实用新型模拟核反应堆的剖视示意图。

图3为沿着图2中A-A线的剖视示意图。

图4A和图4B为本实用新型模拟核反应堆中配重块的剖视示意图。

图5为本实用新型模拟核反应堆中燃料组件的结构示意图。

图中：

2--主容器；3--连接螺栓；4--顶盖；5--筒体；6--中心管；7--转运筒；8--堆内构件；9--Ⅵ型配重块；10--堆芯围板；11--Ⅲ型配重块；12--Ⅱ型配重块12；13--Ⅰ型配重块；14--栅格板；15--Ⅳ型配重块；16--流量分配器；17--旋塞；18--连接销；19--旋塞支承环；20--换热器；21--液体试验介质；22--连接螺栓；23--中部支承环；24--Ⅴ型配重块；25--燃料组件；26--吊篮；27--开口销；28--底封头；29--弯板；30--配重块；31--弧板；32--铅块；33--封板；34--第一梯形段；35--第二梯形段；36--第三梯形段；37--第四梯形段。

具体实施方式

为了使本实用新型的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型，并非为了限定本实用新型。

请参照图1和图2所示，本实用新型提供了一种模拟核反应堆，其包括：

主容器2，其中盛有液体试验介质21；

堆内构件8，沉浸于液体试验介质21中；以及

换热器20和转运筒7，分别安装于主容器2上并延伸至液体试验介质21的液面以下；

其中，位于液面以下的主容器2、堆内构件8、延伸至液面以下的换热器20、转运筒7上至少一处设有配重块30。

请参照图2所示，主容器2包括筒体5、位于筒体5顶部的顶盖4、位于筒体5底部的底封头28，以及位于筒体5中央的中心管6。顶盖4上设有旋塞17，旋塞17由不锈钢材料制成。旋塞17离液面高度较高，不会受到地震下冷却剂液晃的影响，因此旋塞17可进行简化设计，以模拟其重心的相对高度与原模型保持相似，保证其质量分布的相似性。在图2所示的实施方式中，旋塞17的上部通过连接销18固定连接于顶盖4上的旋塞支承环19上，以防止地震试验下发生轴向窜动，贯穿件换热器20和转运筒7通过连接螺栓3固定在主容器2顶盖4上。

主容器2设有中部支承环23，堆内构件8通过连接螺栓22固定在中部支承环23的内侧。堆内构件8包括吊篮26、位于吊篮26底部的栅格板14、设置于栅格板14上的堆芯围板10、位于堆芯围板10中的燃料组件25，以及位于栅格板14下方的流量分配器16，其中，燃料组件25通过开口销27固定在栅格板14上，避免燃料组件25在地震试验载荷下发生轴向窜动。

请特别参照图5所示，燃料组件25的材料与原模型的材料相同，采用不锈钢材料制成。但是，原模型结构复杂，因此进行结构简化设计，保证结构与原模型具有相似的响应关系。例如，可以根据原模型中复杂部件的各部分结构对其地震下的性能贡献，对燃料组件25进行简化和异化设计，将其异化成第一梯形段34、第二梯形段35、第三梯形段36和第四梯形段37等不同横截面积的实心梯形段结构。如此设置，既减少了制造加工难度，又保证了燃料组件25在地震试验下的结构刚度、固有频率和质量分布与原型的相似性。

根据本实用新型的一个实施方式，模拟核反应堆相对原型的缩比比例为1:4，主容器2、堆内构件8、换热器20和转运筒7均采用铝合金材料代替原模型中的不锈钢材料，液体试验介质采用水21来模拟液态金属快堆中的一回路高密度冷却剂。如此设置，可显著降低模拟核反应堆的重量，降低了对抗震试验台的要求。此外，由于采用常温的水介质模拟高温的液态铅铋冷却剂，避免了使用高温铅铋带来的操作风险和试验成本，提高了试验的安全性及经济性。可以理解的是，可以根据实际需要，选择其他的常温液体试验介质，如各种适当的溶液。

请一并参照图2和图3所示，为了模拟用于抗震试验的模拟核反应堆及其内部结构在水中的固有频率与原模型在铅铋中的固有频率相似，可根据对堆本体各零部件结构进行模化，计算得出质量补偿重量要求，在液面以下的设备表面或内部附加相应重量的配重块30，包括但不限于主容器2下半部分的Ⅰ型配重块13、堆内构件8吊篮26内部的Ⅱ型配重块12、堆芯围板10外侧的Ⅲ型配重块11、流量分配器16外侧的Ⅳ型配重块15、换热器20下端内部的Ⅴ型配重块24以及转运筒7下端内部的Ⅵ型配重块9。

为了尽可能避免配重块30对设备结构本身的刚度和强度造成影响，考虑各设备的布置空间并避免安装干涉问题，根据本实用新型的一个优选实施方式，将所需配重质量等分设计成多个小配重块的形式，均匀布置在液位以下的主容器2外表面、堆内构件8吊篮26内表面、堆内构件8堆芯围板10的外表面以及堆内构件8底部流量分配器16的外表面。如此设置，有利于配重布置的对称性和均匀性。

请参照图4A和4B所示，配重块30为封闭式的盒装结构。每一配重块30均包括由弧板31、弯板29、封板33围成的收容空间，以及收容于收容空间中的铅块32，弧板31、弯板29、封板33均为不锈钢材料。配重块30的盒装结构形式既有利于铅块32的浇铸成型和密封固定，又能提高配重块30与模型本体铝合金材料结构表面的粘接强度，盒装结构式的配重块30还能避免地震试验下铅块32的变形和破损。采用大密度的铅块32可以尽可能地缩小配重块30的体积，降低其在堆内占据的体积空间，避免影响反应堆本体模型内部设备的安装和调整。

根据本实用新型的一个实施方式，可以通过不溶于水、吸附力强的工业胶水将配重块30与位于液面以下的主容器2、堆内构件8、延伸至液面以下的换热器20、转运筒7粘接固定，既有利于配重块30的安装，又具有足够的抗剪切强度，保证了配重块30在抗震试验中不脱落，提高了结构的稳定性、可靠性和安全性。

结合以上对本实用新型具体实施方式的详细描述可以看出，相对于现有技术，本实用新型模拟核反应堆根据原核反应堆的结构缩比设计，在液面以下的主容器2、堆内构件8、换热器20和转运筒7的适当位置上均布离散的配重块30，可等效模拟地震工况下核反应堆原型中铅铋介质的液晃冲击，既可保证地震试验下与原模型的固有频率相似，又可显著降低抗震试验的操作安全风险和制造经济成本，提高模拟核反应堆安全性和经济性。此外，采用铝合金和水模拟核反应堆原型中的不锈钢和铅铋介质，可减轻模拟核反应堆的重量，降低对试验地震台的要求。

根据上述原理，本实用新型还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本实用新型构成任何限制。

Claims

1.一种模拟核反应堆，其特征在于，包括：

主容器，其中盛有液体试验介质；

堆内构件，沉浸于所述液体试验介质中；以及

2.根据权利要求1所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述主容器中的液体试验介质为水。

3.根据权利要求1所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述堆内构件包括吊篮、位于所述吊篮底部的栅格板、设置于所述栅格板上的堆芯围板、位于所述堆芯围板中的燃料组件，以及位于所述栅格板下方的流量分配器，所述配重块设置于所述吊篮内侧、所述堆芯围板外侧、所述流量分配器外侧中的至少一处。

4.根据权利要求3所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述主容器设有中部支承环，所述堆内构件通过连接螺栓固定在所述中部支承环的内侧。

5.根据权利要求3所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述燃料组件通过开口销固定在所述栅格板上。

6.根据权利要求3所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述燃料组件设有实心的第一梯形段、第二梯形段、第三梯形段和第四梯形段，所述第一梯形段、第二梯形段、第三梯形段和第四梯形段具有不同的横截面积。

7.根据权利要求1所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述主容器、堆内构件、换热器和转运筒都采用铝合金材料制成。

8.根据权利要求1所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述配重块包括弧板、弯板和封板围成的收容空间以及设置于所述收容空间中的铅块。

9.根据权利要求1所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述配重块通过工业胶水粘接在所述主容器、所述堆内构件、延伸至液面以下的所述换热器、转运筒的至少一个上。

10.根据权利要求1至9中任一项所述的模拟核反应堆，其特征在于，所述模拟核反应堆上设有多个所述配重块，多个所述配重块在所述模拟核反应堆上均匀离散分布。