CN102282625A - 具有增强的对流运行的一体化sfr核反应堆 - Google Patents
具有增强的对流运行的一体化sfr核反应堆 Download PDFInfo
- Publication number
- CN102282625A CN102282625A CN2009801549992A CN200980154999A CN102282625A CN 102282625 A CN102282625 A CN 102282625A CN 2009801549992 A CN2009801549992 A CN 2009801549992A CN 200980154999 A CN200980154999 A CN 200980154999A CN 102282625 A CN102282625 A CN 102282625A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- intermediate switch
- sodium
- zone
- reactor
- pump
- 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.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
- G21C1/28—Two-region reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
Abstract
本发明涉及一种用于一体化核反应堆的新颖结构。本发明包括:以具有切口的两个壁的形式实现用于一回路钠流动的热区和冷区分隔装置,设置两个液压连续的抽吸组群,一个用于使钠穿过中间交换器从所述热区流动到所述冷区,而另一个在所述冷区中;在下壁下方设置所述中间交换器的出口窗;在所述冷区上方设置去除衰变热的交换器的出口窗,其中具有切口的各壁和排热交换器之间的所有间隙和具有切口的所述两个壁之间的高度都是预先确定的,以便在正常运行期间接纳所述各壁、交换器和容器之间的差异移动,并使得可能在正常运行期间在所述两个壁的所述水平部分之间界定的空间中建立一回路钠的热分层,并在单个抽吸组群突然停止的情况下减少由于部分所述一回路钠流在所述间隙之间流过而施加于所述各壁的机械应力。
Description
技术领域
本发明涉及一种钠冷核反应堆,称为SFR(钠快速反应堆),所述反应堆形成称为***的反应堆家族的一部分。
更具体来说,本发明涉及一种一体化钠冷核反应堆,换句话说,其中反应堆一回路是完全包含在容器内的,所述容器还包含主泵和热交换器。
本发明提出了反应堆一回路包含在反应堆的容器内的一种创新结构,使得可能提高所述反应堆的紧凑性,以促进某些部分的设计和改善在所述容器中钠的自然对流。
背景技术
钠冷快堆(SFR)一般包括一种容器,容器中安放有堆芯,在堆芯的上方是堆芯控制插件。借助于安放在所述容器内部的一种泵吸***,通过被称为一回路钠的钠循环进行排热。这种热量先通过一或多个中间交换器(EI)传递到中间回路,然后在蒸汽发生器(GV)中用来产生蒸汽。这种蒸汽随后被发送到涡轮机中转换成机械能,接着被转换成电能。
所述中间回路包括作为冷却剂的钠,并且目的在于隔离(或者换句话说,包含)所述容器内的一回路钠,因为对于蒸汽发生器来说,如果所述发生器的管道发生任何破损,钠和所述蒸汽发生器内包含的水蒸汽之间能发生剧烈反应。因此,所述结构强调两种钠回路:一种被称为一回路,用来在堆芯和一或多个中间热交换器之间传递热量;另一种被称为二回路,用来将热量从中间交换器传递到蒸汽发生器。
所有的钠冷快堆(SFR)都具有共同的技术特征。所述容器的顶端是用盖板封闭的,以使一回路钠不和外界空气接触。所有元件(交换器、泵、管道等等)都是垂直穿过此盖板的,以便能够通过使用一种提升装置将它们垂直提起来进行拆卸。这个盖板中通孔的尺寸取决于元件的大小和数目。所述通孔的尺寸越大、数量越多,容器的直径也将越大。
保留至今的不同技术解决方案可以分为两种主要的反应堆家族:回路式反应堆和一体化反应堆。
SFR回路式反应堆的特征在于,事实上所述中间交换器和用于抽吸一回路钠的装置都位于容器外。
按照这种结构的反应堆的一个实例是计划称为JSFR的反应堆,如图1所示意性表示的。在图1的SFR回路式反应堆中,钠流过堆芯1,以带走所产生的卡路里。在堆芯1的出口处,钠进入反应堆的容器3的区域2中:这个区域2通常被称为集热器。通过回路,管道4进入集热器中以吸收一回路钠并将这种钠传送到中间交换器(未图示),在中间交换器中一回路钠将把热量传递给二回路钠。在中间交换器的出口处,一回路钠由泵抽吸并直接传送到堆芯1的入口,换句话说,在堆芯1下方,一回路钠借助于管道5出现在堆芯1的下方。
SFR回路式反应堆的主要优点在于,对于给定的电力,所需达到的容器的直径比SFR一体化反应堆的容器直径更小,这是因为所述容器包含较少的元件。因此,所述容器更容易制造并且价格更低廉。另一方面,SFR回路式反应堆具有的主要缺点在于,使得一回路钠离开了容器,这使得一回路结构复杂化并且造成了严重的安全问题。因此,与尺寸减小和容器更容易制造有关的优点被添加装置导致的额外成本抵消,所添加的装置与设计回路和专用构件以控制一回路钠的任何泄漏有关。
一体化SFR反应堆的特征在于,事实上中间交换器和一回路钠的抽吸构件完全位于所述容器内,这使得可能避免反应堆一回路到达容器外,并且因此与SFR回路式反应堆相比具有关于安全的重要优点。
具有这种结构的反应堆已经在法国的“超凤凰(SuperPhénix)”反应堆中或者在计划命名为EFR的反应堆中保留了下来,如手册《工程技术B 3 171(Les Techniques de l’Ingénieur B 3 171)》所描述的并且如图2中示意性表示的。在图2的一体化SFR反应堆中,在反应堆正常运行期间,一回路钠流过堆芯11以带走所产生的卡路里。在堆芯11的出口处,一回路钠到达由盖板24封闭的反应堆容器13的一个区域12:这个区域12通常被称为集热器。这个集热器与另一个被称为聚冷器的区域14通过被称为断级(redan)的圆柱-圆锥状壁15分离。断级15的形状被称为圆柱-圆锥状,因为断级是由围绕堆芯11并且具有一般的平截头圆锥体形状的下部15a和为圆柱部分的上部15b构成的。每个中间交换器16由一束管道构成。在一体化SFR反应堆中使用的中间交换器16的实施例的实例如图2A所示。所图示的中间交换器16包括用于供应二回路钠的中央导管160,导管连接到输入管路28并出现在半球形管帽161中,管帽161被称为分配箱,其在一束管道162中分配所述二回路钠(图示为实线)。中间交换器16还包括一个环形分隔壁163,分隔壁163界定了一个围绕这束管道162的空腔164,空腔164在上部具有窗17并且在下部具有窗18。因此,换句话说,图2A图示的中间交换器16是由一束管道162构成的,二回路钠在这束管道162内流动,并且所述一回路钠在所述管道162之间流动。
二回路钠进入中央管道、流经交换器并在分配箱161中在交换器底部出现。由于有这个分配箱,使得钠供应入束管道162的所有管道,随后又在一个出口收集器的液面处离开。
一回路钠通过位于交换器上部的入口窗17进入交换器、在各管道之间流动并将它的热量传递给二回路钠。一回路钠通过位于交换器下部的出口窗18流出。
根据现有技术,这种元件16的容积约束条件是:
·能量的传递需要如所希望标准的一回路钠和二回路钠的入口温度和出口温度,
·一回路侧的压头损失必须与钠流的传动头一致:在集热器12和聚冷器14之间的重力流具有的传动头为大约2m,
·交换区域的长度必须与容器13的高度一致,中间交换器16的入口窗17浸没在集热器12中。
因此,各中间交换器16在容器13中的布置使得交换器16垂直延伸并且它的下部穿过断级15。更确切地说,中间交换器16下部的窗18位于聚冷器14中。一回路钠沿行的路径在图2中用虚线示意性图示。因此,一回路钠通过位于集热器12中的、中间交换器16的入口窗17进入各中间交换器16。在沿着中间交换器16的各管道162流动的过程中,一回路钠将它的热量传递给二回路钠并通过窗18离开中间交换器。在聚冷器14中,一回路钠由抽吸构件19吸收并直接传送到堆芯11的入口,换句话说,在堆芯11下方。抽吸构件19由多个电机泵构成,实质上,它的轴190从堆芯11开始在容器13的整体高度上垂直延伸并且穿过盖板24。因此,唯一地借助于集热器12和聚冷器14之间的重力,钠在中间交换器16中流动。考虑到中间交换器的容积和几何尺寸,对应于集热器12的自由液面20和聚冷器14的自由液面21之间的水平高度差H,在两个收集器12、14之间的一回路钠Cm的传动头被校准为大约2m的值。
迄今为止,为了达到最大的对流效率,在所述元件(中间交换器16和抽吸构件19)和圆柱-圆锥状断级15之间必须提供最佳密封。因此,在图2中,密封最好必须在交叉点22和交叉点23的液面。这样密封必须可以最佳地避免一部分一回路钠从集热器12直接分流到聚冷器14,而未穿过中间交换器16。
断级15是至今已知的一体化SFR反应堆的必需元件。断级15是由将集热器12与聚冷器14分离的单层壁构成的。如上文叙述的并且如图2中图示的,断级15的一般形状是圆柱-圆锥状。位于断级的下部的圆锥部分15a被大元件(中间交换器16和泵19、泵190)穿过。圆柱部分15b是位于断级上部的垂直筒体。断级15通常是通过机械焊接形成的部件,并且因为下列原因而难以设计:
·它的形状和尺寸是随热反应堆变化的(对于一种在EFR计划中所用类型的、3600MW的热反应堆,它的数量级是大约十五米),
·在反应堆正常运行期间,它在两个收集器12、14之间承受的压差是相当大的(数量级为两米的钠柱),
·在反应堆正常运行期间,由于集热器12和聚冷器14之间的温差导致的热机械约束条件是随热反应堆变化的(对于目前的反应堆,它的数量级为150℃),
·在断级的锥形部分15a与中间交换器16和电机泵19、电机泵190的交叉点22、交叉点23的液面处进行的密封是极大限制的:事实上,如果在所述交叉点液面的密封发生故障,那么就存在中间交换器16有分流的高风险,换句话说,一部分钠在未密封的交叉点的液面处从集热器12流动到聚冷器14。另外,所选择的密封构件必须能够允许拆卸元件(中间交换器16、电机泵19),以便它们能够固位和允许由于元件间热膨胀导致的几厘米的微差移动。
此外,除了正常运行,核能反应堆的设计师必须考虑反应堆停堆情况:因此所有的反应堆必须具有可用来从堆芯中排出剩余能量的***。这种剩余能量源自核裂产物的放射性衰变,在反应堆处于低能量状态(正常运行)时的核反应期间,这种核裂产物已经产生。为了安全和为了确保最大可能的冗余,这些回路必须与在反应堆处于低能量状态时用于排出热能的正常回路尽可能不同:它们必须不使用其中出现吸取一回路钠热量的二回路钠的蒸汽发生器。此外,衰变热去除***的一般结构必须与反应堆的正常运行一致。通常,这些衰变热去除构件只在反应堆停止运行时投入使用。
因此,用于排出剩余能量的、对大多数实现或者计划通用的构件包括几个致力于去除衰变热功能的特定交换器。这些交换器25是垂直的并且穿过反应堆的盖板24。凭借它们在反应堆中的分配功能,这些交换器25比中间交换器16的尺寸要小。为了有效率,特别是在电机泵19发生故障的情况下,一回路钠必须能够通过自然对流在堆芯11和交换器25之间流动,以去除衰变热。然而,一般来说,自然对流的可靠性和有效性必然伴有对最简单的可能的液压路径的界定,这种界定可以通过遵循以下建议实现:
·热源(在这里是核反应堆的堆芯11)必须位于下部,
·冷源(在这里是致力于去除衰变热的交换器25)必须位于上部,
·由热柱形成、位于热源出口和冷源入口之间的液压路径必须尽可能单调(没有高度变化),
·由冷柱形成、位于冷源出口和热源入口之间的液压路径必须尽可能单调(没有高度变化),
·热柱和冷柱必须分隔开,以避免混合在两柱之间传递热量的钠。
然而,在迄今为止已知的一体化SFR钠冷反应堆中,致力于去除衰变热的交换器25位于集热器12或者聚冷器14中。不论处于什么位置,一回路钠的液压路径都穿过在热柱和/或冷柱上具有高度变化的中间交换器,从而降低了自然对流的液压性能。因此,如图2所图示的,交换器25是完全位于热区中,或者换句话说位于集热器12中。液压路径由实线箭头26示意性表示的热柱和虚线箭头27表示的冷柱27构成。因此,在图2中,热柱26有规律地上升,高度变化是单调的。另一方面,冷柱27包括一种非单调的高度变化,因为在交换器25的出口处,一回路钠必须先在(箭头27的部分27a所图示的)集热器12中上升,再进入中间交换器16,以在穿过电机泵19之后重返堆芯11。在集热器12中,热柱26和冷柱27a是非实体性分隔的。这不是自然对流的最佳设计,因为在集热器12中,离开交换器25的较冷一回路钠可能与进入相同交换器25的较热一回路钠混合。
所属领域技术人员可能想到的直接改良方法在于将致力于去除衰变热的交换器25穿过断级15、放在集热器12和聚冷器14之间,如中间交换器16与集热器和聚冷器具有交叉点22的情况一样。然而,这是不可能实现的,因为在正常运行期间,将归结为必然形成中间交换器16与致力于去除衰变热的交换器25之间的分流,换句话说必然会有一部分的一回路钠在交换器25之间流过。不可避免的后果将是降低正常运行期间反应堆的性能。
因此,迄今为止,在正常运行期间从堆芯去除能量的回路和当堆芯和电机泵停止运行时用于去除衰变热的回路之间存在固有的技术矛盾,因为保有的最佳化正常运行期间的能量排出的技术解决方案减少了衰变热的去除,反之亦然。
迄今为止已知的一体化钠冷SFR反应堆的最终缺点在于容器的尺寸相当大。这种相当大的尺寸与在所述容器中安放反应堆正常运行和停止运行时必需的所有反应堆元件(特别是一体化交换器16和25、电机泵19、界定液压路径所必需的内部结构)的约束条件有关。图2B图示了一种EFR计划反应堆的盖板24俯视图。在此图中,用实线图示了主要元件通过所需要的孔,并且用虚线图示了堆芯11和断级15的圆柱部分15b的布置。因此,可以看清在容器的***分布着六个相同的中间交换器16、用于在正常运行期间使钠在容器13中流动的三个电机泵19和致力于去除衰变热的六个交换器25。
因此,这种类型的结构必须具备大尺寸的容器,这对于反应堆的建造成本是不利的。对于如图2B所示的EFR计划反应堆,容器的直径是大约17m。
因此,发明者得出的结论是,虽然与SFR回路式反应堆相比,一体化SFR反应堆具有关于安全性的重要优点,但是它们实质上具有一些缺点,这些缺点可以用下列方式概述:
·集热器和聚冷器之间的断级的不易设计和实现,
·当电机泵故障时,强制对流下的正常运行和去除衰变热的自然对流下的运行之间的微妙兼容性,
·大尺寸的容器,从经济观点看不利于构思。
本发明的目的在于至少部分地解决如上所述的、由实现一体化钠冷快堆(SFR)造成的问题。
更准确地说,本发明的目的在于提出一种一体化钠冷核反应堆(SFR),这种核反应堆是紧凑的并且其设计允许较便宜地制造这种核反应堆,同时能够在启动强制对流的抽吸构件故障的情况下提高安全性。
发明内容
根据本发明,目的是获得一种一体化SFR核反应堆,这种核反应堆包括:一个调适为充满钠的容器,且容器中提供有堆芯;用于使一回路钠流动的抽吸构件;被称为中间交换器的第一热交换器,其调适为在正常运行期间排出堆芯产生的能量;第二热交换器,调适为当堆芯停止运行并且抽吸构件也停止运行时去除由堆芯产生的衰变热;一个分隔装置,在容器中界定了一个热区和一个冷区,特征在于:
·所述分隔装置由两个壁构成,其中每个壁具有围绕堆芯设置的一个实质上垂直的部分和一个实质上水平的部分,所述实质上水平的部分彼此分隔开一定高度,并且界定在上壁的水平部分上方的空间形成了热区,而界定在下壁的水平部分下方的空间形成了冷区,并且实质上水平的部分相对于容器具有间隙,
·中间交换器实质上是垂直设置的,在分隔装置的各水平壁中形成的第一切口处具有间隙,以将中间交换器的出口窗定位在下壁的水平部分下方,
·具有变速流的抽吸构件被分成液压连续的两个组群,其中一个组群设置在下壁的水平部分下方,用于使钠穿过堆芯从冷区流动到热区;另一个组群设置为靠近中间交换器,用于使钠穿过中间交换器从热区流动到冷区,
·温度采集构件根据一个实质上垂直的轴分布设置于两个壁的各水平部分之间界定的空间中,以实时测定在所述空间中的热分层,
·一方面与温度采集构件连接并且另一方面与两个抽吸组群连接的自动控制构件设置用于在必要时调节至少一个抽吸组群中的流量,以维持正常运行期间良好的分层水平,
·第二交换器实质上是垂直设置于冷区上方的,
·当堆芯停止运行并且抽吸构件也停止运行时构件将启动一回路钠从第二交换器到冷区的自然对流,
·分隔装置的各壁之间的所有间隙和高度都是预先确定的,以便在正常运行期间接纳各壁、交换器和容器之间的差异移动,并使得可能在正常运行期间在两个壁的水平部分之间界定的空间中建立一回路钠的热分层,并在单个抽吸组群意外停止的情况下减少由于部分一回路钠流在这些间隙之间流过而施加于各壁的机械应力。
在本发明范围内,“令人满意的分层(Satisfactorystratification)”水平是指根据反应堆的额定功率,在内壁空间中探索,以获得在内壁空间高度上测定的温度分布,温度分布优选地具有均匀的温度变化,并使(在上壁的水平部分的紧邻区域内的)最高温度和(在下壁的水平部分的紧邻区域内的)最低温度维持在预定值且随时间推移保持不变。
因此,本发明首先提供了在热区和冷区之间的分隔装置,或者称为断级,所述分隔装置是由两个不同大小的壁构成的,每个壁被切割为围绕堆芯设置的一个实质上垂直的部分和一个实质上水平的部分,在水平部分中排热元件具备间隙。这与现有技术中被称为断级、具有单个壁的分隔装置相反,在现有技术的分隔装置中,所述排热元件是以尽可能密封的方式设置的。
根据本发明的、具有两个切口壁的这种设计使得可能解决当抽吸装置故障时用于自然对流的液压路径和在正常运行期间用于强制对流的液压路径之间的兼容性问题。因此,在正常运行期间,在热区和冷区之间必不可少的分隔不是通过实体密封获得的,而是通过建立一个在其中热分层自动建立、具有极低流速的“静区(calm area)”获得的,这个区域位于分隔装置的两个壁之间,换句话说位于集热器和聚冷器之间,集热器和聚冷器是其中的流具有高速度的区域。在去除衰变热的操作中,自然对流增强,这是因为在堆芯和致力于去除衰变热的交换器之间的液压路径更加简单:从集热器到聚冷器的钠传递直接穿过具有切口的壁发生。这也与现有技术中的解决方案相反,根据现有技术中的解决方案,从集热器到聚冷器的钠传递必须穿过中间交换器发生。
根据本发明的设计的另一个重要优点是它的容易实现,这是因为下列原因:
·分隔装置是由具有简单形状的两个壁构成,有利地形状为倒L形(没有锥形筒体),流的“静”区域由倒L形的水平部分界定在顶部和底部,
·因为承受着温度最高的钠,所以上壁的顶表面是等温的,因为承受着温度最低的钠,所以下壁的底表面也是等温的,
·穿过热区和冷区之间的分隔装置的各壁的元件的液面处不再进行密封,
·现有技术的一体化SFR反应堆中存在的断级的垂直筒体被去除,
·在本发明中,分隔装置的各表面之间不再存在由于两个壁中的切口导致的任何压差。
在根据本发明的设计中,所属领域技术人员确保构成分隔装置的各壁中的切口和因此具有不同元件穿过的间隙的截面是:
ο足够大以便在诸如两个抽吸构件组群中的一个突然完全停止运行的异常运行期间,穿过界定在切口和元件之间的间隙的速度不会导致在构成分隔装置的壁上产生过高的机械应力,
ο足够小以便在反应堆正常运行期间寄生流的速度不会扰乱界定在分隔装置的两壁之间的静区中的热分层,
ο设置为界定一个小的液压直径(优选地比容器直径小大约1%)以减少穿过间隙的寄生流。
因此,本发明提出了对中间交换器中的热交换的一种改良,这种改良是由于使用了液压连续的两个抽吸构件组群,一个组群用于使钠穿过堆芯从冷区流动到热区,另一个组群用于使钠穿过主要热交换器(或者称为中间交换器)从热区流动到冷区。这些抽吸构件因此使得可能使中间交换器在强制对流中运行,而非借助于重力在自然对流中运行。因此,与根据现有技术的一体化SFR反应堆中自然对流下的相同配件的直径相比,由中间交换器和抽吸构件构成的配件尺寸减小。
因此,根据本发明,在热区和冷区之间借助于两个具有切口的分隔壁的分隔装置的设计和用来在中间交换器中实现强制对流的抽吸构件的使用之间存在一种协同效应。这种协同效应有助于提高中间交换器中的热交换性能。
根据本发明,当堆芯停止运行并且抽吸构件也停止运行时,用于启动一回路钠从第二交换器到冷区的自然对流的构件可能特别地由在所述分隔装置的壁和所述容器之间的部分的间隙和另一方面在第一交换器和第一切口之间的部分的间隙构成。如果由如上所述的间隙导致的压头损失过高,换句话说当所述压头损失使通过来自第二交换器的自然对流产生的流量减少到足够水平时,这些用于一回路钠从第二交换器的自然对流的构件也可能另外由在分隔装置的壁中形成的附加切口(下文称为第二切口和第三切口)构成。
用于采集使得能够进行分层计算的物理参数的构件、在两个液压连续的抽吸组群之间的自动控制构件使得可能维持令人满意的热分层水平。
根据一个实施例,靠近中间交换器设置的、用于使钠穿过中间交换器从热区流动到冷区的抽吸构件组群在中间交换器的下游。
根据另一个实施例,靠近中间交换器设置的、用于使钠穿过中间交换器从热区流动到冷区的抽吸构件组群在中间交换器的上游。
有利地,靠近中间交换器设置的、用于使钠穿过中间交换器从热区流动到冷区的抽吸构件组群包括电磁泵和/或没有蜗壳的转子动力泵。
根据本发明的一个实施例的一种优选变型,靠近中间交换器设置、在中间交换器的上游或者下游、用于使钠从热区流动到冷区的电磁泵和/或没有蜗壳的转子动力泵另外布置在具有中间交换器入口窗的闭合回路中。
此外优选地,在电磁泵或者转子动力泵安放在中间交换器上游的情况下,至少一个电磁泵或者转子动力泵是通过在其高度方向抵靠于分隔入口窗和出口窗的中间交换器的外壳放置来固定的,并且其中一个导管直接连接所述泵的出口和中间交换器的入口窗中的一个入口窗。
此外优选地,在电磁泵安放在中间交换器下游的情况下,至少一个电磁泵是通过在其高度方向抵靠于分隔入口窗和出口窗的中间交换器的外壳放置来固定的,并且其中一个导管直接连接交换器的出口窗中的一个出口窗和泵的入口。
有利地,在下壁下方设置的、用于使钠穿过堆芯从冷区流动到热区的抽吸构件组群包括电磁泵。
根据本发明的一实施例的一种优选变型,在下水平壁下方设置的、用于使钠穿过堆芯从冷区流动到热区的电磁泵另外设置在堆芯支撑结构中。
有利地,设置在堆芯支撑结构中的电磁泵实质上另外布置成直接和中间交换器成一直线。
发明者已经得到的结论是,电磁泵或者没有蜗壳的转子动力泵优选地适于在有害环境中运行并且具有直径和高度小的优点。因此,电磁泵或者没有蜗壳的转子动力泵特别满足了包含在反应堆容器中的元件尺寸最小化的标准。此外,这些类型的抽吸构件优选地通过改变其电源的电频率而适于流量的改变。
很明显,一种相同的抽吸组群可以包括数个电磁泵和/或没有蜗壳的转子动力泵,并且这数个电磁泵和/或没有蜗壳的转子动力泵随后被布置为彼此液压平行。
此外,由于本发明,使得容器直径可能会缩小。
实际上,由于使用电磁泵,使得现有技术的抽吸构件可以被移动和安放在中间交换器下方。
虽然由一个中间交换器和一或多个抵靠于中间交换器安放的电磁泵构成的配件的宽度在方位角上大于单独的中间交换器,但是去除根据现有技术的电机泵,并从而去除特定于这些电机泵(电机泵的轴从盖板穿过容器)和分隔它们的空间的尺寸事实上使得可能缩小容器直径。
由于本发明,使得可能将根据本发明的电磁泵直接地安放在混合模块(中间交换器/电磁泵或者没有蜗壳的转子动力泵)下方成一直线,这是因为下列原因:
-在各中间交换器中的对流不再是借助于重力的自然对流,而是在热区中借助于电磁泵的强制对流,并且在强制对流中,交换器一回路侧的管道组中钠的入口不再与高度位置有关。因此,在由一个中间交换器和在闭合回路中具有中间交换器的入口窗中的一个入口窗的电磁泵或者转子动力泵构成的本发明的配件中,一回路钠的入口可以有利地位于集热器的底部,并且由于强制对流,使得所述交换器的管道组的入口窗可以位于自由液面上方。这种布置使得可能使交换器朝向容器的盖板稍微上升,并因此释放交换器下方的空间,用于放置在正常运行期间使钠从冷区流向热区的电磁泵或者没有蜗壳的转子动力泵,
-由于电磁泵或者没有蜗壳的转子动力泵的紧凑性,使得可以优选地选择泵的数目和位置,以选择最佳的布置。在一种优选的方式中,由设置在堆芯支撑结构中的某一数量的电磁泵构成的配件可以被归为一个截面,这个截面直接与由单个中间交换器和固定和抵靠于这个中间交换器的多个泵构成的配件界定的截面成一直线。因此,在图3B所图示的實施例中以及如下文说明的,五个相同的下部电磁泵位于一个截面中,这个截面直接与由抵靠单个中间交换器放置的四个固定泵界定的截面成一直线,
-给定的混合模块(中间交换器/上部电磁泵组)的径向宽度略小于根据现有技术的中间交换器的直径。
根据有利的特征,当下部电磁泵的直边截面大于中间交换器的直边截面时,中间交换器将包括两个彼此间分隔一段距离的横向法兰,所述分隔的距离与分隔壁的两个水平部分的高度相对应,每个法兰与界定在中间交换器和各壁之间的间隙的所述水平部分相对设置。
在堆芯支撑结构中布置电磁泵有利地使得可能将出口处的一回路钠从所述泵引导到构成堆芯的燃料组件的衬底。这种衬底具有开口,用来供应具有钠的燃料组件。
根据一个实施例的有利变型,电磁泵是通过一个柔性连杆成组地连接到中间交换器,所述连杆的柔性使得可能适应在中间交换器和电磁泵组之间的局部膨胀,并借助于从容器盖板外顶端的推力或拉力实现中间交换器和电磁泵组的同时装配或拆卸。
此外,柔性连杆可以按尺寸制作,以用作设置在堆芯支撑结构中的电磁泵的电力供应电缆的外罩。
根据本发明的一个有利实施例,两个壁所界定的空间中的温度采集构件是由以不同标高固定于一或多个吊杆的数个热电偶组成,所述吊杆实质上是垂直设置的,并且能够从容器盖板的外顶端抽出。
优选地,第二交换器至少在分隔装置上壁的水平部分中形成的第二切口处具备间隙,以便在水平部分下方定位第二交换器的出口窗。
此外优选地,第二交换器的出口窗恰好布置在上壁水平部分的下方、处于建立在两个水平部分之间的分层的温度最高高度。
此外优选地,下壁水平部分中形成的第三切口是直接与其中个别地设置有第二交换器的第二切口成一直线设置的,以在堆芯和抽吸构件停止运行时进一步提高一回路钠的自然对流。
本发明还涉及一个热对流模块,这个模块包括一个换热器和通过在高度方向抵靠分隔入口窗和出口窗的所述中间交换器的外壳放置来固定的至少一个电磁泵或者一个没有蜗壳的转子动力泵,并且其中一个导管直接连接泵的出口和中间交换器的入口窗中的一个入口窗。
由本发明获得的对一体化SFR反应堆的所有设计改良使得可以最佳化位于容器直径内的空间的使用,并因此缩小容器直径和从而减少投资成本。
附图说明
在阅读参照下列附图进行的本发明的详细说明之后,本发明的其他优点和特征将变得更清晰,其中:
图1是图示根据现有技术的SFR回路式反应堆设计原理的示意性纵向剖视图,
图2是一体化SFR反应堆的示意性纵向剖视图,其图示了根据现有技术所述一体化SFR反应堆的设计原理,
图2A是如图2中提供的中间交换器并且图示根据现有技术其工作原理的示意性纵向剖视图,
图2B是根据图2的一体化SFR反应堆并且图示根据现有技术其元件布置的示意性俯视图,
图3是一体化SFR反应堆的示意性纵向剖视图,其图示了根据本发明所述一体化SFR反应堆的设计原理,
图3A是如图3中提供的具有电磁泵的中间交换器模块并且图示根据本发明其工作原理的示意性纵向剖视图,
图3B是根据图3的一体化SFR反应堆并且图示了根据本发明在容器内所述一体化SFR反应堆的元件布置的示意性俯视图,
图3C是图3B的一部分并且图示了各元件之间的相对布置的示意性俯视图,
图4是图示有助于实现本发明的电磁泵的示意性透视图,
图5是根据本发明的一体化SFR反应堆的部分示意性纵向剖视图,其图示了在电磁泵和中间交换器之间的相对布置,
图5A是图5的详细视图,其图示了用于使钠穿过堆芯从冷区流动到热区的电磁泵的布置,
图6是根据本发明的一体化SFR反应堆的部分示意性纵向剖视图,其图示了根据本发明的致力于排出剩余能量的交换器、温度采集构件和在热区和冷区间的分隔装置之间的相对布置,
图7是根据本发明的一体化SFR反应堆的部分示意性纵向剖视图,其图示了在电磁泵和中间交换器之间的布置的一个变型,
图8图示了根据本发明用于调节电磁泵的流量的链式过程的示意图,
图9图示了根据本发明的SFR反应堆的一个实施例,所述实施例可以代替图3的实施例,
图9A是图9的详细视图,
图10图示了可以在本发明范围内使用的转子动力泵的工作原理,
图11是具有转子动力泵的中间交换器模块的示意性纵向剖视图,其图示了根据本发明所述中间交换器模块的工作原理,所述中间交换器模块可以代替根据图3A的模块,
图11A和图11B是图11的详细视图。
具体实施方式
图1到图2B分别涉及根据现有技术的SFR回路式反应堆和根据现有技术的一体化SFR反应堆。它们在上文已经进行了阐述并因此在下文将不再赘述。
为了清楚起见,相同的元件符号指代相同的元件,这些元件对于在图2中图示且根据现有技术的一体化SFR反应堆和根据本发明的一体化SFR反应堆是通用的。
本申请案通篇所提及的术语“水平”、“垂直”、“下部”、“上部”、“下方”和“上方”应该参考垂直布置的反应堆容器和与冷区或者热区有关的布置来理解。因此,根据本发明,上壁指代最靠近热区的壁,而下壁指代最靠近冷区的壁。类似地,根据本发明,一个电磁泵设置在下壁下方是指所述电磁泵位于冷区中。
类似地,本申请案通篇所提及的术语“上游”和“下游”应该参考钠的流动方向来理解。因此,钠首先穿过中间交换器上游的一组抽吸构件,然后流过中间交换器。先前已经穿过中间交换器的钠接着穿过中间交换器下游的一组抽吸构件。
在图3中可以看到根据本发明的一体化SFR反应堆的整体图。所述一体化反应堆包括其中热量随核反应释放的堆芯11。所述堆芯11由支撑结构110支撑。这种支撑结构110包括一个堆芯栅板1100,在堆芯栅板1100中陷入有构成堆芯的组件111的衬底,这种堆芯栅板1100由位于容器13的底部130上的底板1101支撑。堆芯上方布置了堆芯控制插件(BCC),所述堆芯控制插件包括控制和正确运行核反应所必需的检测仪表。
在堆芯11正常运行期间一回路钠所沿行的排热回路示意性地由实线箭头CN表示:在堆芯的出口处,钠进入集热器12。集热器12与下方的聚冷器14借助于合适的分隔装置15分隔开。
在集热器12与聚冷器14之间(或者热区和冷区之间)的这种分隔装置由两个具有切口的壁150、壁151构成。这两个具有切口的壁150、壁151各自具有围绕堆芯设置的实质上垂直的部分1501、部分1511和实质上水平的部分1500、部分1510。所述水平部分1500、部分1510是分隔开高度H。在图示的实施例中,它们是通过倒圆角连接在一起的。壁150、壁151中每一个壁的垂直部分被固定到堆芯11的支撑结构110。界定于上壁150的水平部分1500上方的空间形成了热区,而界定于下壁151的水平部分1510下方的空间形成了冷区。
如图6和图7所示,实质上水平的部分1500、部分1510相对于容器13具备间隙j1。
每个中间交换器16都被布置为垂直穿过盖板24。在正常运行期间,供给中间交换器16的一回路钠来自集热器12,并且被排出到聚冷器14中。中间交换器16穿过壁的两个水平部分150、部分151,所述水平部分具有功能性间隙j2并且无需任何特别的密封。
电磁泵19’上方布置在具有中间交换器16的入口的闭合液压回路中,用于通过强制对流使钠在这些交换器中流动。
不仅对于设置在上方的泵而且对于设置在下方的泵,依据本发明的电磁泵19’的实施例的一个实例在图4中图示。这种泵19’由一个形成钠环的环形流道191’组成,在环形流道191’中安装有一个确保磁路192’闭合的叠片铁芯,环形流道191’被构成外磁路的磁性线圈193’围绕。这种泵19’利用钠的导电性质来抽吸钠,而无需机械运转部件的介入。原理在于产生一个沿着由191’和192’界定的钠环滑动的磁场。然后在所述环中产生感应电流,并且利用磁场对钠施加被称为拉普拉斯力(Laplace force)的电磁力,以在环形流道中根据CN的流动方向推动钠。
在聚冷器中,电磁泵19’下方吸收钠,以将钠推入堆芯11。
假如流量不是太重要(在1m3/s以下),那么与根据现有技术的电机泵相比,电磁泵19’的尺寸大小较小。为此,合适的结构被有利地设置为恰好放置在所述电磁泵19’的上游和下游。所述合适结构的目的在于引导钠以便以最小的压头损失获得对环形流道的恰当供应。
图3A图示了根据本发明的在闭合液压回路中在中间交换器16和电磁泵19’上方之间连接的优选变型。这种连接使得可能根据本发明寻求的效果来获得在强制对流下一回路钠的CN流。传动头由抵靠分隔入口窗17和出口窗18的中间交换器16的外壳放置的固定电磁泵19’上方供应。更确切地说,一个环形导管被设置以供应钠164、将电磁泵19’上方的环形流道191’的出口连接到入口窗17,因此形成了闭合回路。如在图3A中还可以看到的,每个电磁泵19’上方被设置为略高于上壁150的水平部分1500。钠由泵19’上 方吸收,然后通过环形供给管164传送到入口17。对于标准设计的交换器,在上半部分,钠进入到入口窗17。
这种具有一回路钠的强制对流的组合式结构(中间交换器16+围绕中间交换器16放置的固定电磁泵19’上方)的优点在于:
·稍微提高了交换器的整体交换系数,
·减少了一回路钠在各管道162之间的步骤,因为压头损失不再像在根据现有技术的SFR反应堆的中间交换器中一样受到重力传动头约束,
·对于给定的交换区域,通过增加管道长度减少了管道数目,因为虽然钠的吸收总是浸没在集热器中(由泵19’上方吸收),但是由于一回路钠的向上推动力,使得中间交换器16的入口窗17可以设置在集热器12的自由液面20上方。
中间交换器16的径向尺寸可以因此得到减少。
根据图3B的实施例,混合模块16、混合模块19’上方的优选布置是:四个相同的电磁泵19’上方两两放置在给定的中间交换器16的径向相对侧面上。
图5和图5A分别图示了一方面与中间交换器16/电磁泵19’上方混合模块相比,并且另一方面与堆芯11的支撑物110相比,用来将一回路钠从聚冷器14引导到堆芯11的电磁泵19’下方的布置的优选变型。
堆芯11由穿过堆芯的钠冷却。电磁泵19’的使用使得可能显著降低抽吸构件的高度并将用于使一回路钠从冷区流动到堆芯11的那些电磁泵19’下方直接放置成在中间交换器16下方成一直线。因此,在每个中间交换器16/19’上方混合模块的下方放置着一组使得一回路钠能够在堆芯11中流动的一或多个电磁泵19’下方。构成这个组的泵19’下方的数目将取决于反应堆的结构。在图3B和图3C图示的变型中,五个下部电磁泵19’下方直接与包括中间交换器16和四个上部电磁泵19’上方的模块成一直线,模块中的四个上部电磁泵19’上方两两抵靠于与中间交换器16的径向相对的一个侧面放置。
在图5和图5A中,电磁泵19’下方放置在充当堆芯11的支撑结构110的、被称为堆芯栅板1100和底板1101的结构上。
在下部电磁泵19’下方的环形空间中一回路钠的CN流是垂直的并且方向向上。由于位于出口导流板194’处的台肩1102,使得电磁泵的方向向下的对抗反作用力因而产生,从而有利于将电磁泵保持在其支撑结构110上。出口导流板194’因此将钠引导到构成堆芯11的组件111的衬底处。
通过一个柔性机械连杆8,一组下部电磁泵19’下方有利地连接到包括一个中间交换器16和至少一个上部电磁泵19’上方的混合模块。这种连杆8的功能是:
·通过从容器13的盖板24的外部提升或者推动组件来使得能够在装配和拆卸中间交换器16/上部电磁泵19’上方混合模块的同时装配和拆卸下部电磁泵19’下方,
·使得能够适应在模块16、模块19’上方和在模块下方直接成一直线的下部电磁泵19’下方之间的局部膨胀,
·用作下部电磁泵19’下方电力供应所必需的电缆的导杆。
下面的表格给出了实施例的一个可能实例的数量级:
*:电磁泵19’下方的长度大致与线圈的长度、磁质量和用于恰好在环形导管191’的上游和下游引导钠的结构和/或导流板相对应。
图6图示了在分隔上壁150和下壁151的两个水平部分1500、部分1510的高度为H的空间中用于提高热分层的效率,并因此在核反应停止运行时用于提高一回路钠的自然对流CR(剩余流)的最佳实施例。在每个交换器下方,切口15000设置在上壁150的水平部分1500中。致力于去除衰变热的交换器25的交换区域完全位于集热器内。出口窗250恰好位于上壁150的水平部分1500下方。上壁150的切口15000和交换器25之间的功能性间隙j3允许在这些元件之间的差异移动。
在从堆芯11去除衰变热的运行模式(电磁泵19’也停止运行)中,这种布置有下列优点:
·因为第二交换器25的出口窗250恰好放置在上壁150的水平部分1500下方,所以在运行中离开此交换器25的冷钠更容易传递到聚冷器14,这是由于两个壁中的一个壁150已经被越过了,并且这样所述冷钠不会与来自集热器12的钠混合,换句话说,在停止运行期间,自然对流下的液压路径得到增强,
·钠通过在致力于去除衰变热的交换器下形成的切口15100,并且通过由下壁和中间交换器之间的功能性间隙与断级壁和反应堆容器之间的功能性间隙构成的孔穿过下壁151的水平部分1510。
图7图示了与一组下部电磁泵19’下方相比中间交换器16/电磁泵19’上方混合模块和其布置的实施例的一个有利变型。
在两个壁150、壁151的水平部分1500、部分1510之间的空间高度H对于使得能够进行正确分层是比较重要的(数量级为两米)。两个壁的垂直部分1501、部分1511之间的距离很小(数量级为几厘米)。
高度为H的空间通过下列功能性间隙与集热器12和聚冷器14相连通:
·在两个壁的水平部分1500、部分1501和容器13之间界定的功能性间隙j1。这个功能性间隙j1数量级为几厘米,并且使得可能接纳各元件(壁150、壁151和容器13)之间的差异移动,
·在中间交换器16/上部电磁泵19’上方混合模块和壁150、壁151之间的交叉点的水平处界定的功能性间隙j2。这个功能性间隙j2数量级为几厘米,并且使得可能接纳各元件(壁150、壁151和中间交换器16)之间的差异移动,
·在致力于去除衰变热的交换器25和上壁150的水平部分1500之间的交叉点的水平处界定的功能性间隙j3。如先前所说明的,为了使离开这些交换器25的钠容易地再进入聚冷器14,附加的切口15100与下壁的水平部分1510直接成一直线形成。
为了按照给定的配置按尺寸精确制作分隔装置,所属领域技术人员将努力使连通空间不具有液压直径大的太大通道截面,以便形成有效的实体分隔。壁的目的事实上是为了在其中流具有高流速的区域12、区域14之间划定一个实体限制:集热器12和聚冷器14之间具有静区域,其中热分层必须自行建立,而没有任何密封的必要。可以做出与本发明的申请案有关的特定布置。无论情况如何,功能性间隙j1、功能性间隙j2和功能性间隙j3与分隔装置的两个壁的水平部分1500、部分1510之间的高度H都是预先测定的,以便在正常运行期间接纳在壁150、壁151、交换器16、交换器25和容器13之间的差异移动,并使得可能在正常运行期间在两个壁150、壁151的水平部分之间界定的空间中建立一回路钠的热分层,并在单个抽吸组群19’意外停止的情况下减少由于部分一回路钠流在这些间隙之间流过而施加于各壁的机械应力。
因此,藉此测定的热分层包含于在两个壁150、壁151之间在高度上提供一个足够大的体积并减少在热区12和冷区14之间一回路钠的寄生流的方法中。
作为指示,在与上文的表格中给出的条件相同的条件下,壁和收集器12、收集器14之间的通道截面的数量级在此给定。作为估算,在通道液面处的功能性间隙j1、功能性间隙j2和功能性间隙j3被估计为大约5cm:
·在容器13和部分壁1500、壁1510之间的功能性间隙j1:容器直径为14到15m,功能性间隙j1的总截面面积是2.3m2,
·在中间交换器16和部分壁1500、壁1510之间的功能性间隙j2:具有六个具有下部电磁泵19’下方的交换器16,需要的通道截面大致对应于一个2x3m的矩形,功能性间隙j2的截面面积是3m2,
·用于去除衰变热的交换器25和上壁150的水平部分1500之间的功能性间隙j3:具有直径约为1米的六个交换器25,功能性间隙j3的截面面积是1m2。
上壁水平部分的通道总截面面积是大约6m2。这个总估算对上壁150是有效的。因为下壁151没有被致力于去除衰变热的交换器25穿过,所以在这个壁的水平部分1510中只形成切口15100。这些切口15100优选地具有与其他切口相当的液压直径,即直径为大约0.10m。这些切口15100的数量优选地为使它们的总截面至少(在数量级上)等于由围绕衰变热去除交换器25的功能性间隙j3产生的总截面。在所图示的实施例中,因为这个截面的数量级为1m2,所以在每个致力于排出剩余能量的交换器25下方将存在至少二十个左右的切口15100。
无论情况如何,穿过具有切口150、切口151的壁的通道截面在数量级上满足下列所有的不同运行情形:
ο所述通道面积必须足够大,以便在一个泵组群19’突然故障的情形下,壁150、壁151不会承受过高的机械应力。事实上,对于一个额定功率数量级为3600MW的反应堆,在正常运行期间钠的流量数量级大约为22.5m3/s。因此举例来说,在供应中间交换器16的泵组群19’上方突然停止运行的情况下,一部分钠流继续在中间交换器16中流动,而另一部分钠流穿过元件16、元件25、元件13和壁150、壁151之间的间隙j1、间隙j2、间隙j3。这两种流之间的分配与中间交换器16和两个壁150、壁151之间的相对压头损失有关。对这些压头损失的估算可能得出的结果是大约70%的流在间隙j1、间隙j2、间隙j3之间经过,即流量大约为16m3/s。因此,在壁150、壁151中的切口和各元件之间的平均流速为2.7m/s。这种流速很低并且不会在壁150、壁151上导致高机械应力,
ο通道面积足够大以便不破坏热分层,换句话说维持垂直的温度分布、最高温度和最低温度,其中最高温度和最低温度在正常运行期间可以始终通过自动控制泵来校准,并且它们在运行停止时保持不变,
ο在正常运行期间,为了限制穿过各孔的寄生流,液压直径必须很小。在壁150、壁151中的通道截面优选地是很长的形状,宽度大约为5cm。在这种情况下,液压直径大体上等于宽度的两倍,即10cm。因此,所述直径相对于根据本发明的数量级可以为大约15m的反应堆容器直径,液压直径的相对值是0.1/15,即小于0.7%。
在各自的额定热功率为3600MW并且各自包括六个中间交换器16的两个一体化SFR反应堆之间的一个对比评估是:根据现有技术的反应堆R1包括根据图2到图2B的中间交换器16,而根据本发明的反应堆R2包括根据图3到图3C的中间交换器16。
以下表格总结了这种对比评估。
*高度H泵大致与线圈的高度、磁质量和用于恰好在泵19’上方的环形导管164的上游和下游引导钠的结构相对应。
图3C和图7另外图示了在所述下部电磁泵组19’下方的直边截面大于中间交换器16的直边截面的情况下的一个最佳实施例。这个实施例使得可能通过中间交换器16来获得壁150、壁151的交叉点,所述交叉点具有适当的液压直径。为了解决在集热器12(或者聚冷器14)中钠的流速可能通过在中间交换器16和壁150、壁151之间的通道截面的液面处的剩余空间诱发高流速(这可能会破坏分层)的情况,在中间交换器16上固定了法兰9。
壁150、壁151的水平部分1500、部分1510的切口形状必须略大于所述电磁泵组19’下方的直边截面,以使得这些电磁泵19’下方在装配/拆卸期间能够穿过通道。当这些切口太大时,安装法兰9以减少间隙,以便获得如上所述的功能性间隙j2。
因此,这两个法兰9被固定在交换器16的外壳上并且被设置在一个高度处,这样它们各自相对位于壁150、壁151中的一个壁的水平部分1500、部分1510的一个水平部分。这些法兰9的截面与壁150、壁151的水平部分1500、部分1510的切口一起界定了功能性间隙j2,功能性间隙j2允许随着经受热膨胀在元件16、元件150、元件151之间产生差异移动。再者,几厘米的功能性间隙j2是必需的。
这些法兰9具有避免在高流速的区域(集热器12或聚冷器14)和低流速的区域(界定在水平部分1500、部分1510之间并且高度为H的空间)之间提供过大的开口的功能。因此,具有切口的法兰9的间隙被决定为大约上述功能性间隙j2。
图8图示了用于在壁150、壁151的水平部分1500、部分1510之间的内空间中测量热梯度的最佳实施例。所图示的温度采集构件在此是由浸没在钠中并且穿过两个壁150、壁151的两个水平部分1500、部分1510的一或多个吊杆6构成。在这个(这些)吊杆6上布置有旨在于壁150、壁151之间的高度为H的内区域中测定不同高度处钠的温度的热电偶60。了解与数值处理有关的垂直温度分布使得可能监控热梯度的演变并自动控制来自一个泵组群19’上方或者19’下方的流到达另一个泵组群19’下方或者19’上方的流。
在正常运行期间,上部电磁泵19’上方中的流量和下部电磁泵19’下方中的流量被设置为相同。在这些条件下,两个壁150、壁151之间高度为H的区域构成了一个没有流或者具有低速度流的区域,以允许建立热分层。
此热分层充当集热器12和聚冷器14这两个收集器之间的分隔。
借助于固定在吊杆不同高度处的热电偶或者温度传感器60或者借助于另一种方法对此热分层的测量使得可能在需要时调节泵组群19’下方和泵组群19’上方之间的相对流量。
热分层的效率可以借助于下列方程式定义的理查森数(Richardsonnumber)进行评估:
Ri=g(Δρ/ρ)H/V2
其中:
·g是重力加速度(9.81m2/s);
·Δρ/ρ是相对密度变化;
·Δρ=ρ冷流体-ρ热流体
·ρ冷流体是冷流体的密度;
·ρ热流体是热流体的密度;
·ρ是所述流体的平均密度;
·H是体积的大小特征,通常是体积的高度,
·V是流体在所述体积中达到的流速。
因此,理查森数Ri表征了在密度或者重力(ΔρgH)与惯性力(ρV2)之间的比率。如果惯性力大于重力,那么Ri将小于1并且强制对流占优势,没有分层存在。如果重力大于惯性力,那么Ri将大于1,这意味着在所述体积内存在一个自行建立的分层。
在一个包括热流体和冷流体的入口和出口的体积中,如果无量纲的理查森数大于1,那么人们认为存在分层。
在所研究的特定情况中,认为所述体积是位于壁150、壁151的两个水平部分1500、部分1510之间的高度为H的空间。因为在正常运行期间,下部电磁泵19’下方和上部电磁泵19’上方的流量是相同的,所以在这个高度为H的空间中没有流量存在,因此流速是零。事实上,可能存在微小的流量,这是因为两个壁通过功能性间隙j1、功能性间隙j2、功能性间隙j3切断,穿过所述间隙会出现低流速。
在根据本发明的反应堆R2中对理查森数Ri的估算:
反应堆的功率:3600MW
堆芯入口温度(低温):390℃
堆芯出口温度(高温):540℃
额定钠流量:22.5m3/s
热Na的密度:821kg/m3
冷Na的密度:857kg/m3
相对密度变化:4.3%
重力加速度:9.81m/s2
体积的相对大小(与两个壁150、壁151之间的高度H相对应):2m
由于存在间隙j1、间隙j2、间隙j3,在壁150、壁151中产生的通道截面面积:6m2
如果估计在两个泵组群19’上方和19’下方之间有显著不平衡的10%的临时流量,那么这意味着额定流量中可能有10%的流量穿过功能性间隙j1、功能性间隙j2、功能性间隙j3,即大约2.25m3/s的流量。
具有的截面面积大约为6m2,因此流速等于大约0.37m/s。
在这些条件下,理查森数Ri实质上等于6。这个数大于1,在壁150、壁151之间的高度为H的空间中的流实际上被分层。因此,对这个分层的液面测量使得可能通过合适的调节来重新调整两个泵组群19’下方和19’上方之间的相对流量。
图8图示了通过合适的调节链进行流量调节的方法。所述调节链包括吊杆6,在吊杆上固定有热电偶60,以便测量在高度为H的空间中不同高度处的温度。热电偶60连接到用于分析热梯度的***,以便测定这个梯度的演变并决定这个梯度的上升或者下降速度。这个分析***被连接到PID调节器,换句话说“比例积分并导出”,这决定了给定泵组群19’的电源的电频率,例如如果中间热交换器16的流量被自动控制为和穿过堆芯11的钠流量相等,那么决定了上部泵19’上方的电源的电频率。
对这个温度分布的分析和随着时间推移对它的监控使得可能测定两个泵组群之间的流量差异。
如果所述温度分布是稳定的,那么意味着所述组群的流量是相等的,这是一个令人满意的运行情况。
如果所述温度分布向上移动或者向下移动,那么在两个泵组群之间存在流量差异。因此,如果分布的移动速度是0.01m/s,那么通过将这个速度乘以内部断级空间的截面面积来获得流量差异。3600MW的反应堆的容器直径约为15m,此截面面积约为110m2。对于所考虑的实例,流量差异是1.1m3/s,即大约是额定流量的5%。在这种情况下,运行点被认为不是令人满意的,并且因此在自动控制泵上***调节器来重新平衡流量和从而使热梯度朝水平壁部分1500和水平壁部分1510之间的高度中间恢复。
根据在研究中的EFR计划的一体化SFR反应堆(在图2中图示)具有数量级为17m的容器直径。
根据本发明提出的,可能实现使容器13的直径数量级为14.5m,即与现有技术相比容器的直径减少了15%。
已经可能减少容器13的直径是由于本发明去除了用于放置固定三个主电机泵的元件的圆周长度。根据本发明,由于使用了电磁泵19’,所以所述抽吸构件已经能够移动并且放置在中间交换器16下方。虽然根据本发明的混合模块(中间交换器16/电磁泵19’上方)的宽度在方位角上略大于单个中间交换器16,但是事实上去除根据现有技术的三个电机泵和将所述电机泵与其他元件(交换器16和交换器25)分隔开的空间使得可能缩小容器直径。
将根据本发明的电磁泵19’下方放置为在中间交换器16/电磁泵19’上方混合模块下方直接成一直线的可能性是由于下列原因:
ο在交换器中的对流不再是借助于重力的自然对流,而是借助于电磁泵的强制对流,并且在强制对流中,一回路侧的管道组中钠的入口不再与中间交换器的高度位置有关。在标准设计中,入口窗必须在集热器的钠自由液面下方。就混合模块(中间交换器16/电磁泵19’上方)来说,钠的入口位于集热器的底部,并且由于强制对流,管道组的入口窗可以位于自由液面上方,使得稍微提升交换器并释放交换器下方的空间来放置泵。
ο电磁泵19’是直径和高度很小的泵:由此可以选择最佳布置(图3B);
ο混合模块(中间交换器16/电磁泵19’上方)的直径略小于根据现有技术的中间交换器16的直径。举例来说,根据现有技术(图2A)的中间交换器16的直径数量级为2.4m,而混合模块16/19’的径向尺寸数量级为1.96m。
ο去除了根据现有技术的一体化SFR反应堆的断级的垂直圆柱部分15b。
在如图9和图9A中图示的特别实施例中,可能不再如参照图3所描述的在交换器的上游,而是在中间交换器16的下游放置中间交换器16的泵19’上方。这样具有的优点是使电磁泵在温度较低的钠环境中运行,所述钠的温度与聚冷器14的温度相对应,而不是与图3的实施例中集热器12的温度相对应。
在图9和图9A中,可以看到由于位于交换器16的出口18处的上部电磁泵19’上方,使得钠穿过中间交换器16。所述钠通过围绕交换器16放置的供应套筒165穿入交换器。这个套筒165使得可能引导钠离开集热器12到达中间交换器16的入口窗17。如果钠的入口窗在集热器12的自由表面S上方,那么这个套筒165被焊接在上半部分。在中间交换器16的出口18处,围绕出口窗18的套筒180引导钠离开窗180到达电磁泵(或者泵)19’上方的入口。电磁泵的出口在断级的下壁151、下壁1510、下壁1511下方的聚冷器14中。当电磁泵19’上方大于交换器16时,断级的壁在交换器的开口水平包括较大通孔,以引入交换器和它的泵。为了缩小在断级区域、集热器和聚冷器之间通道的液压截面面积,在中间交换器16上固定了两个法兰9,每个法兰与壁150、壁151的水平部分1500、部分1510中的一个水平部分设置在同一平面上,其中所述水平部分1500、部分1510构成了断级。这些法兰9的截面大致对应于位于中间交换器16下游的电磁泵的直边截面,不管这些电磁泵是那些抵靠交换器16放置的泵19’上方还是供应堆芯11的泵19’下方。
根据本发明的一个特定实施例,没有蜗壳的转子动力泵19”上方被用作抽吸钠使其穿过中间交换器16的构件。当位于交换器16的出口18并推动冷却剂不是进入导管而是进入体积14时,转子动力泵特别地令人关注。事实上,将流体排到体积中的事实使得可能去除在这种用来收集增压流体并将增压流体朝管道引导的泵中常用的蜗壳。这种蜗壳的去除缩小了转子动力泵的直径尺寸并使得转子动力泵可以与电磁泵的直径尺寸相当,这使得可能维持SFR核反应堆的紧凑性。标准转子动力泵19”上方的工作原理在图10中图示:它是其中通过引起叶轮R的转动获得流体压力的泵。所属领域技术人员可以参看手册“《工程技术B4304》”来了解转子动力泵运行的更多细节。因此,如图10所示,流体轴向进入叶轮R并利用叶轮转动获得的一个径向分量来离开。所述流体然后由围绕叶轮的一个环形蜗壳V收集,接着被引导到出口管T。因此,发明者已经得出的结论是一个没有蜗壳的转子动力泵19”上方可以被用于使钠在中间交换器中16中流动。
图11、图11A和图11B图示了具有包括四个转子动力泵19”上方的中间交换器16的实施例的一个实例。在交换器16的出口18处,钠从出口窗18处被引导到泵的入口195。这种引导是通过导流板196完成的,每个导流板196按照与泵19”上方的数量成反比的方式引导中间交换器16出口处的一部分流。因此,对于具有四个泵的中间交换器,每个导流板196相对固定在交换器出口窗18的大约1/4处(图11A)。因此,流体被轴向地引导进入泵的叶轮197中,然后流体在由于电动机199的驱动所引起的轴198组成的叶轮197的转动导致的压力下上升。流体然后离开叶轮197直接进入反应堆的聚冷器14,而没有任何对蜗壳的需要。引起泵的叶轮197转动的电动机199可以由用防漏金属板覆盖的定子线圈构成,以便能够完全浸没在反应堆所包含的钠中。
Claims (18)
1.一种一体化SFR核反应堆(R2),包括:容器(13),其被调适为充满钠并且其中设置有堆芯(11);抽吸构件(19’),其用于使一回路钠流动;第一热交换器(16),被称为中间交换器,其被调适为在正常运行期间从第二热交换器(25)排出所述堆芯产生的能量,所述第二热交换器(25)被调适为在所述堆芯停止运行并且所述抽吸构件也停止运行时去除所述堆芯产生的衰变热;分隔装置,其在所述容器中界定热区(12)和冷区(14),其特征在于:
·所述分隔装置由两个壁(150、151)组成,其中每个壁具有围绕所述堆芯设置的实质上垂直的部分(1501、1511)和实质上水平的部分(1500、1510),所述实质上水平的部分彼此分隔开高度(H),并且界定在所述上壁(150)的所述水平部分(1500)上方的空间形成所述热区,而界定在所述下壁(151)的所述水平部分(1510)下方的空间形成所述冷区,并且所述实质上水平的部分(1500、1510)具备相对于所述容器的间隙(j1),
·所述中间交换器(16)实质上是垂直设置的,在所述分隔装置的所述壁的每个水平部分中形成的第一切口中具有间隙(j2),以便在所述下壁的所述水平部分下方定位所述中间交换器的出口窗(18),
·所述具有变速流的抽吸构件被分成两个液压连续的组群(19’下方、19’上方),一个(19’下方)设置在所述下壁的所述水平部分下方,用于使所述钠穿过所述堆芯从所述冷区流动到所述热区,另一个(19’上方)靠近所述中间交换器(16)设置,用于使所述钠穿过所述中间交换器从所述热区流动到所述冷区,
·温度采集构件(6、60)沿着实质上垂直的轴分布,设置在所述两个壁的所述水平部分(1500、1510)之间界定的所述空间中,以实时测定所述空间中的热分层,
·一方面与所述温度采集构件连接并且另一方面与所述两个抽吸组群连接的自动控制构件设置用于在必要时调节至少一个抽吸组群的流量,以维持正常运行期间令人满意的分层水平,
·所述第二交换器(25)实质上是在所述冷区(14)的上方垂直设置的,
·当所述堆芯停止运行并且所述抽吸构件也停止运行时,构件将启动所述一回路钠从所述第二交换器到所述冷区的自然对流,
·所有所述间隙(j1、j2)和所述分隔装置的所述两个壁的所述水平部分(1500、1510)之间的所述高度(H)都是预先确定的,以便在正常运行期间接纳所述壁(150、151)、交换器(16、25)和容器(13)之间的差异移动,并使得可能在正常运行期间在所述两个壁(150、151)的所述水平部分之间界定的所述空间中建立所述一回路钠的热分层,并且在单个抽吸组群(19’)突然停止运行的情况下减少由于部分所述一回路钠流在所述间隙之间流过而施加于所述壁的机械应力。
2.如权利要求1所述的一体化SFR核反应堆,其中用于使所述钠穿过所述中间交换器从所述热区流动到所述冷区的、靠近所述中间交换器(16)设置的所述抽吸构件组群(19’上方)在所述中间交换器上游。
3.如权利要求1所述的一体化SFR核反应堆,其中用于使所述钠穿过所述中间交换器从所述热区流动到所述冷区的、靠近所述中间交换器(16)设置的所述抽吸构件组群(19’上方)在所述中间交换器下游。
4.如前述权利要求中一项所述的一体化SFR核反应堆,其中用于使所述钠穿过所述中间交换器从所述热区流动到所述冷区的、靠近所述中间交换器(16)设置的所述抽吸构件组群包括电磁泵(19’上方)和/或没有蜗壳的转子动力泵(19”上方)。
5.如权利要求4所述的一体化SFR核反应堆,其中用于使所述钠从所述热区流动到所述冷区的电磁泵(19’上方)和/或没有蜗壳的转子动力泵另外设置在具有所述中间交换器(16)的所述入口窗(17)的闭合回路中。
6.如权利要求2和权利要求5所述的一体化SFR核反应堆,其中至少一个电磁泵(19’上方)或者一个没有蜗壳的转子动力泵是通过在其高度方向上抵靠分隔所述入口窗和所述出口窗的中间交换器的外壳放置来固定的,并且其中导管直接连接所述泵的所述出口和所述中间交换器的所述入口窗中的一个入口窗。
7.如权利要求3和权利要求5所述的一体化SFR核反应堆,其中至少一个电磁泵(19’上方)或者一个没有蜗壳的转子动力泵是通过在其高度方向上抵靠分隔所述入口窗和所述出口窗的中间交换器的所述外壳放置来固定的,并且其中导管直接连接所述泵的所述入口和所述中间交换器的所述出口窗中的一个出口窗。
8.如前述权利要求中一项所述的一体化SFR核反应堆,其中设置在所述下壁的所述水平部分下方、用于使所述钠穿过所述堆芯从所述冷区流动到所述热区的所述抽吸构件组群(19’下方)包括电磁泵(19’下方)。
9.如权利要求8所述的一体化SFR核反应堆,其中所述电磁泵(19’下 方)另外设置在所述堆芯的支撑结构(110)中。
10.如权利要求9所述的一体化SFR核反应堆,其中设置在所述堆芯支撑结构中的所述电磁泵(19’下方)另外布置为实质上直接与所述中间交换器成一直线。
11.如权利要求10所述的一体化SFR核反应堆,其中当所述下部电磁泵(19’下方)的直边截面大于中间交换器的直边截面时,所述中间交换器包括两个彼此分隔开一段距离的横向法兰(9),所述分隔距离与分隔所述壁的所述两个水平部分的所述高度相对应,所述法兰(9)各自与界定所述中间交换器和各壁之间的所述间隙的所述水平部分相对布置。
12.如权利要求9到11所述的一体化SFR核反应堆,其中所述电磁泵(19’下方)在所述堆芯支撑结构中的所述布置使得可能将所述出口处的所述一回路钠从所述泵引导到构成所述堆芯的燃料组件的衬底。
13.如权利要求9到12中一项所述的一体化SFR核反应堆,其中所述电磁泵(19’下方)通过柔性连杆(8)成组连接到中间交换器,此连杆的所述柔性使得可能适应所述中间交换器和所述电磁泵组之间的局部膨胀并借助于从所述容器的盖板外顶端的推力或拉力进行所述中间交换器和所述电磁泵组的同时装配或拆卸。
14.如权利要求13所述的一体化SFR核反应堆,其中所述柔性连杆(8)另外按尺寸制作以用作设置在所述堆芯支撑结构中的所述电磁泵的电力供应电缆的外罩。
15.如前述权利要求中一项所述的一体化SFR核反应堆,其中所述两个壁界定的所述空间中的所述温度采集构件是由在不同水平固定于一或多个吊杆(6)上的数个热电偶(60)组成,所述吊杆(6)实质上是垂直布置的,并且能够从所述容器的所述盖板的所述外顶端抽出。
16.如前述权利要求中一项所述的一体化SFR核反应堆,其中所述第二交换器(25)至少在所述分隔装置的所述上壁的所述水平部分(150)中形成的第二切口(15000)处具备间隙(j3),以便在所述水平部分下方定位所述第二交换器的出口窗。
17.如权利要求16所述的一体化SFR核反应堆,其中所述第二交换器的所述出口窗(250)恰好布置在所述上壁(150)的所述水平部分(1500)的下方、处于建立在所述两个水平部分之间的所述分层的温度最高高度。
18.如前述权利要求中任一项所述的一体化SFR核反应堆,其中所述下壁(151)的所述水平部分(1510)中形成的第三切口(15100)是直接与其中个别地设置有所述第二交换器的第二切口成一直线布置的,以在所述堆芯和所述抽吸构件停止运行时进一步提高所述一回路钠的所述自然对流。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR0857862A FR2938691B1 (fr) | 2008-11-19 | 2008-11-19 | Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees |
FR0857862 | 2008-11-19 | ||
PCT/EP2009/063274 WO2010057720A1 (fr) | 2008-11-19 | 2009-10-12 | Reacteur nucleaire sfr de type integre compact et a fonctionnement par convection ameliore |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN102282625A true CN102282625A (zh) | 2011-12-14 |
Family
ID=41037651
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN2009801549992A Pending CN102282625A (zh) | 2008-11-19 | 2009-10-12 | 具有增强的对流运行的一体化sfr核反应堆 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20110222642A1 (zh) |
EP (1) | EP2362966B1 (zh) |
JP (1) | JP2012509459A (zh) |
KR (1) | KR20110094191A (zh) |
CN (1) | CN102282625A (zh) |
FR (1) | FR2938691B1 (zh) |
RU (1) | RU2011124953A (zh) |
WO (1) | WO2010057720A1 (zh) |
Cited By (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN103208317A (zh) * | 2012-01-17 | 2013-07-17 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆 |
CN103426486A (zh) * | 2013-08-06 | 2013-12-04 | 华北电力大学 | 自然循环多功能气体抬升器装置 |
CN103474104A (zh) * | 2012-06-08 | 2013-12-25 | 中国核动力研究设计院 | 吊篮下挂分体式一体化压水堆 |
CN103489488A (zh) * | 2012-06-11 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 模块式压水堆 |
CN103839600A (zh) * | 2014-03-18 | 2014-06-04 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于池式自然循环反应堆的流量测量装置及测量方法 |
CN104303236A (zh) * | 2012-04-11 | 2015-01-21 | 原子能技术公司 | 具有集成在容器中的板式或微通道热交换器的核反应器 |
CN105247621A (zh) * | 2013-03-15 | 2016-01-13 | 纽斯高动力有限责任公司 | 支撑核燃料组件 |
CN106062883A (zh) * | 2014-01-31 | 2016-10-26 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 具有铅冷快速反应堆的反应堆*** |
CN107516550A (zh) * | 2016-06-16 | 2017-12-26 | 泰拉能源有限责任公司 | 反应堆顶盖 |
CN109698035A (zh) * | 2018-12-05 | 2019-04-30 | 中广核研究院有限公司 | 一种一回路冷却剂充排*** |
CN111540488A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置 |
CN112863710A (zh) * | 2021-01-15 | 2021-05-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于棒束型快堆燃料元件的辐照试验装置 |
Families Citing this family (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2965655B1 (fr) * | 2010-10-04 | 2012-10-19 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre |
FR2985842B1 (fr) * | 2012-01-18 | 2014-02-21 | Technicatome | Systeme pour evacuer la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
FR2995437B1 (fr) | 2012-09-07 | 2014-10-10 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de controle nucleaire pour reacteur refroidi au metal liquide de type rnr. |
WO2014176069A2 (en) * | 2013-04-25 | 2014-10-30 | Los Alamos National Security, Llc | Mobile heat pipe cooled fast reactor system |
RU2545170C1 (ru) * | 2013-12-10 | 2015-03-27 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Реактор на быстрых нейтронах и блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейтронах |
CN104812207B (zh) * | 2014-01-28 | 2019-03-08 | Ge医疗***环球技术有限公司 | 换热装置、x射线检测装置和x射线成像设备 |
WO2016109442A1 (en) | 2014-12-29 | 2016-07-07 | Ken Czerwinski | Nuclear materials processing |
US11276503B2 (en) | 2014-12-29 | 2022-03-15 | Terrapower, Llc | Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts |
RU2578590C1 (ru) * | 2015-04-08 | 2016-03-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
US10867710B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-12-15 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
US10665356B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-05-26 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
US11049624B2 (en) | 2015-12-07 | 2021-06-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Nuclear reactor liquid metal coolant backflow control |
CN109074876B (zh) | 2016-05-02 | 2023-04-25 | 泰拉能源公司 | 改进的熔融燃料反应堆热管理构造 |
ITUA20163717A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare, con barre di controllo e spegnimento esterne al nocciolo ed alle sue strutture portanti |
WO2018007739A1 (fr) | 2016-07-05 | 2018-01-11 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique |
WO2018013317A1 (en) | 2016-07-15 | 2018-01-18 | Terrapower, Llc | Vertically-segmented nuclear reactor |
WO2018031681A1 (en) | 2016-08-10 | 2018-02-15 | Terrapower, Llc | Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts |
EA039692B8 (ru) * | 2016-11-15 | 2022-03-21 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Управление тепловым режимом расплавленного топлива |
US11145422B2 (en) * | 2017-10-02 | 2021-10-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Pool type liquid metal fast spectrum reactor using a printed circuit heat exchanger connection to the power conversion system |
EP3747025A1 (en) * | 2018-01-31 | 2020-12-09 | TerraPower LLC | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor |
US11075015B2 (en) | 2018-03-12 | 2021-07-27 | Terrapower, Llc | Reflectors for molten chloride fast reactors |
CN114651311A (zh) | 2019-12-23 | 2022-06-21 | 泰拉能源公司 | 熔融燃料反应堆和用于熔融燃料反应堆的孔环板 |
WO2022039893A1 (en) | 2020-08-17 | 2022-02-24 | Terrapower, Llc | Designs for fast spectrum molten chloride test reactors |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2397044A1 (fr) * | 1977-07-04 | 1979-02-02 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide |
EP0067103A1 (fr) * | 1981-05-27 | 1982-12-15 | Commissariat à l'Energie Atomique | Réacteur nucléaire à neutrons rapides |
DE3826864A1 (de) * | 1988-08-08 | 1990-02-15 | Interatom | Fluessigmetallgekuehlter brutreaktor mit internem brennelementlager |
JPH04110694A (ja) * | 1990-08-30 | 1992-04-13 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 高速増殖炉 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4056438A (en) * | 1973-10-18 | 1977-11-01 | Commissariat A L'energie Atomique | Liquid sodium cooled fast reactor |
JP2564132B2 (ja) * | 1987-04-07 | 1996-12-18 | 川崎重工業株式会社 | 高速炉炉心構成要素のナトリウム除去処理設備 |
JPH02234097A (ja) * | 1989-03-08 | 1990-09-17 | Toshiba Corp | タンク型高速増殖炉 |
JPH03122593A (ja) * | 1989-10-06 | 1991-05-24 | Toshiba Corp | タンク型高速増殖炉 |
JPH0593794A (ja) * | 1991-10-01 | 1993-04-16 | Toshiba Corp | ナトリウム冷却型高速炉 |
-
2008
- 2008-11-19 FR FR0857862A patent/FR2938691B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2009
- 2009-10-12 US US13/129,485 patent/US20110222642A1/en not_active Abandoned
- 2009-10-12 EP EP09783949A patent/EP2362966B1/fr not_active Not-in-force
- 2009-10-12 JP JP2011535949A patent/JP2012509459A/ja not_active Ceased
- 2009-10-12 WO PCT/EP2009/063274 patent/WO2010057720A1/fr active Application Filing
- 2009-10-12 RU RU2011124953/07A patent/RU2011124953A/ru not_active Application Discontinuation
- 2009-10-12 KR KR1020117013814A patent/KR20110094191A/ko not_active Application Discontinuation
- 2009-10-12 CN CN2009801549992A patent/CN102282625A/zh active Pending
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2397044A1 (fr) * | 1977-07-04 | 1979-02-02 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide |
EP0067103A1 (fr) * | 1981-05-27 | 1982-12-15 | Commissariat à l'Energie Atomique | Réacteur nucléaire à neutrons rapides |
DE3826864A1 (de) * | 1988-08-08 | 1990-02-15 | Interatom | Fluessigmetallgekuehlter brutreaktor mit internem brennelementlager |
JPH04110694A (ja) * | 1990-08-30 | 1992-04-13 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 高速増殖炉 |
Cited By (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9523496B2 (en) | 2012-01-17 | 2016-12-20 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Integral pressurized water reactor with external steam drum |
CN103208317A (zh) * | 2012-01-17 | 2013-07-17 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆 |
CN104303236A (zh) * | 2012-04-11 | 2015-01-21 | 原子能技术公司 | 具有集成在容器中的板式或微通道热交换器的核反应器 |
CN104303236B (zh) * | 2012-04-11 | 2016-12-21 | 原子能技术公司 | 具有集成在容器中的板式或微通道热交换器的核反应器 |
CN103474104B (zh) * | 2012-06-08 | 2016-08-10 | 中国核动力研究设计院 | 吊篮下挂分体式一体化压水堆 |
CN103474104A (zh) * | 2012-06-08 | 2013-12-25 | 中国核动力研究设计院 | 吊篮下挂分体式一体化压水堆 |
CN103489488B (zh) * | 2012-06-11 | 2016-04-13 | 中国核动力研究设计院 | 模块式压水堆 |
CN103489488A (zh) * | 2012-06-11 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 模块式压水堆 |
CN105247621A (zh) * | 2013-03-15 | 2016-01-13 | 纽斯高动力有限责任公司 | 支撑核燃料组件 |
CN103426486A (zh) * | 2013-08-06 | 2013-12-04 | 华北电力大学 | 自然循环多功能气体抬升器装置 |
CN103426486B (zh) * | 2013-08-06 | 2015-12-30 | 华北电力大学 | 自然循环多功能气体抬升器装置 |
CN106062883B (zh) * | 2014-01-31 | 2018-05-08 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 具有铅冷快速反应堆的反应堆*** |
CN106062883A (zh) * | 2014-01-31 | 2016-10-26 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 具有铅冷快速反应堆的反应堆*** |
CN103839600B (zh) * | 2014-03-18 | 2016-03-02 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于池式自然循环反应堆的流量测量装置及测量方法 |
CN103839600A (zh) * | 2014-03-18 | 2014-06-04 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于池式自然循环反应堆的流量测量装置及测量方法 |
CN107516550A (zh) * | 2016-06-16 | 2017-12-26 | 泰拉能源有限责任公司 | 反应堆顶盖 |
CN109698035A (zh) * | 2018-12-05 | 2019-04-30 | 中广核研究院有限公司 | 一种一回路冷却剂充排*** |
CN111540488A (zh) * | 2020-05-15 | 2020-08-14 | 哈尔滨工程大学 | 一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置 |
CN111540488B (zh) * | 2020-05-15 | 2022-04-29 | 哈尔滨工程大学 | 一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置 |
CN112863710A (zh) * | 2021-01-15 | 2021-05-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于棒束型快堆燃料元件的辐照试验装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US20110222642A1 (en) | 2011-09-15 |
EP2362966A1 (fr) | 2011-09-07 |
JP2012509459A (ja) | 2012-04-19 |
FR2938691A1 (fr) | 2010-05-21 |
EP2362966B1 (fr) | 2012-10-03 |
RU2011124953A (ru) | 2012-12-27 |
WO2010057720A1 (fr) | 2010-05-27 |
FR2938691B1 (fr) | 2010-12-24 |
KR20110094191A (ko) | 2011-08-22 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN102282625A (zh) | 具有增强的对流运行的一体化sfr核反应堆 | |
CN102282628B (zh) | 反应堆容器冷却剂偏转屏障 | |
CN103238186A (zh) | 集成型钠冷却快速核反应堆 | |
CN102822902A (zh) | 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆 | |
EP2777048B1 (en) | Integral pressurized water reactor | |
CN101779254B (zh) | 原子反应堆 | |
EP3301683B1 (en) | A pressure-tube nuclear reactor with a low pressure moderator and fuel channel assembly | |
CN101584007B (zh) | 核反应堆对准板结构 | |
CN104335286B (zh) | 用于一体化压水反应堆的加压器波动管分离器 | |
CN113205894B (zh) | 一种高温气冷堆一回路装置 | |
CN102282627A (zh) | 具有集成式流通道的反应堆容器反射体 | |
CN104885160A (zh) | 具有液体金属冷却剂的核反应堆 | |
CN102789822A (zh) | 具有提供压力和流动控制的容器上段的压水反应堆 | |
CN103208317A (zh) | 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆 | |
US9593684B2 (en) | Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus | |
US3932214A (en) | Nuclear reactor | |
US4101377A (en) | Fast neutron reactor | |
CN104916335A (zh) | 一种液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔*** | |
JPH0727053B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用の気水分離系 | |
US10002682B2 (en) | Nuclear reactor having plate or micro-channel heat exchangers integrated in the vessel | |
CN1163910C (zh) | 装有冷却剂流动稳定构件的核反应器的内部结构 | |
CN204834063U (zh) | 一种非能动余热排出热交换器试验装置 | |
JP2009075001A (ja) | 原子炉 | |
CN201894889U (zh) | 汽水分离器 | |
JP4675829B2 (ja) | 自然循環型沸騰水型原子炉の流力振動試験方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C02 | Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001) | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |
Application publication date: 20111214 |