CN106782715A - 一种液态重金属反应堆换料*** - Google Patents

一种液态重金属反应堆换料*** Download PDF

Info

Publication number
CN106782715A
CN106782715A CN201611251453.7A CN201611251453A CN106782715A CN 106782715 A CN106782715 A CN 106782715A CN 201611251453 A CN201611251453 A CN 201611251453A CN 106782715 A CN106782715 A CN 106782715A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
screening cover
fuel assembly
heavy metal
cover
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.)
Granted
Application number
CN201611251453.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106782715B (zh
Inventor
吴宜灿
曾梅花
宋勇
汪建业
柏云清
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Original Assignee
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hefei Institutes of Physical Science of CAS filed Critical Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority to CN201611251453.7A priority Critical patent/CN106782715B/zh
Publication of CN106782715A publication Critical patent/CN106782715A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106782715B publication Critical patent/CN106782715B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/22Arrangements for obtaining access to the interior of a pressure vessel whilst the reactor is operating
    • G21C19/24Arrangements for obtaining access to the interior of a pressure vessel whilst the reactor is operating by using an auxiliary vessel which is temporarily sealed to the pressure vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/10Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • G21C19/105Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with grasping or spreading coupling elements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)

Abstract

本发明公开了一种液态重金属反应堆换料***,属于核反应堆换料技术领域,它包括:上栅格板、屏蔽盖、堆顶盖、开盖机构及换料机;上栅格板安装在反应堆顶部,且上栅格板下表面的旋转套与燃料组件一一对应抵触;屏蔽盖位于上栅格板的上方,同轴安装在装满液态重金属的筒体上,屏蔽盖的压紧塞穿过旋转套后压紧在燃料组件的顶端;堆顶盖安装在屏蔽盖上方,与屏蔽盖的上表面留有间隙;开盖机构和换料机均安装在包容室内;该***能够完成反应堆燃料组件的更换而不影响反应堆***的正常工作,实现在反应堆厂房内进行堆芯燃料组件的装卸、更换操作,并确保反应堆运行的安全。

Description

一种液态重金属反应堆换料***
技术领域
本发明属于核反应堆换料技术领域,具体涉及一种液态重金属反应堆换料***。
背景技术
液态重金属铅或铅合金(统称铅基材料)具有良好的中子学、热工水力和安全特性,液态重金属堆已成为***先进核能***、加速器驱动核废料嬗变***主要候选堆型之一。反应堆堆芯具有一定的设计寿命,随着堆芯不断进行核反应,裂变核材料相应减少,为维持继续运行,必须进行换料操作,换料***需要实现堆内新燃料组件装入堆芯、乏燃料组件卸出和组件运输等操作,执行安全和非安全功能,是核反应堆重要组成部分。
目前世界上使用液态重金属冷却的反应堆比较少,已有的也只是俄罗斯的核潜艇堆,不需要换料,大多仍处在研究阶段,其中欧洲的MYRRHA和XADS反应堆还处在概念设计阶段,堆芯燃料组件更换***未有成熟技术,在液态重金属冷却反应堆中,堆芯燃料组件在反应堆容器内,浸没在液态重金属中,受到较大浮力,另外,反应堆容器内有强放射性,将堆芯组件放置到反应堆容器内,或者将其从反应堆容器中取出,换料装置要在高放射性、高温、空间密闭的液态重金属环境下作业,在保证安全、可靠地更换堆芯组件的同时要保证反应堆容器的密封性,隔离反应堆内外的气体,屏蔽放射性,所以采用堆内换料,增加技术风险,占用堆内空间较大,不利于反应堆小型模块化设计,而且世界上没有实际运用到铅基反应堆的堆内换料***。
目前压水堆采用开盖换料方法进行换料,由于水的密度小于燃料组件的密度,因此无需考虑燃料组件的浮力问题,但是由于液态重金属的密度比燃料组件的密度大,燃料组件浸没在液态重金属中时,会因为受到浮力而上升,目前未有装置能够解决这一问题。
发明内容
有鉴于此,本发明的目的是提供一种液态重金属反应堆换料***,针对于液态重金属、高温、腐蚀及密封环境下的换料,该***能够完成反应堆燃料组件的更换而不影响反应堆***的正常工作,实现在反应堆厂房内进行堆芯燃料组件的装卸、更换操作,并确保反应堆运行的安全。
本发明是通过下述技术方案实现的:
一种液态重金属反应堆换料***,包括:上栅格板、屏蔽盖、堆顶盖、开盖机构及换料机;
其***设备包括:包容室和反应堆;反应堆为两个以上所述燃料组件沿圆周方向均匀排列后所围成的两圈以上同心的圆柱状结构;燃料组件均浸没在包容室内装满液态重金属的筒体中;
所述上栅格板端面上加工有通孔,所述通孔的数量与燃料组件的数量相同,且位置一一对应;通孔的内圆周面加工有安装孔槽,用于安装旋转套;
所述屏蔽盖为空心圆柱形结构,屏蔽盖内部沿其轴向分为3~6个隔层,每个隔层填装不同的屏蔽材料;屏蔽盖的底面固定有压紧塞,压紧塞的数量与燃料组件的数量相同,且位置一一对应;
整体连接关系如下:上栅格板安装在反应堆顶部,且上栅格板下表面的旋转套与燃料组件一一对应抵触;屏蔽盖位于上栅格板的上方,同轴安装在装满液态重金属的筒体上,屏蔽盖的压紧塞穿过旋转套后压紧在燃料组件的顶端;堆顶盖安装在屏蔽盖上方,与屏蔽盖的上表面留有间隙;
开盖机构和换料机均安装在包容室内,开盖机构用于将堆顶盖和屏蔽盖卸下,并移动卸下后的堆顶盖和屏蔽盖;所述换料机用于抓取需要更换的燃料组件,还用于旋转卸下旋转套,并移动旋转套。
进一步的,所述压紧塞为圆柱形或六边柱形。
进一步的,屏蔽盖的外圆周面设有环形凸台,环形凸台的下表面设有同轴的环形凹槽为密封槽,密封槽内装有密封圈。
有益效果:(1)本发明通过开盖换料方式,克服了液态重金属反应堆的燃料组件换料时的高温、腐蚀、浮力、密封问题,提高了***的安全可靠性及便于维护性;该***结构紧凑,操作方便,安全可靠,有利于反应堆建造、运行及维护。
(2)由于液态重金属密度比燃料组件材料密度大,导致燃料组件在堆内受到浮力上浮,本发明通过采用屏蔽盖,在密封反应堆同时起到压紧燃料组件作用,防止燃料组件浮起,有利于燃料组件的安全固定;另外,在开盖换料时,当屏蔽盖撤走时,通过采用上栅格板,能够确保其他的无需替换的燃料组件不上浮倾斜;且在整个换料过程中,开盖换料操作均在包容室中进行,保证反应堆换料过程的辐射安全。
附图说明
图1为本发明的结构组成图。
图2为图1中的局部放大图。
图3为上栅格板的结构示意图。
其中,1-燃料组件,2-上栅格板,4-屏蔽盖,5-堆顶盖,6-开盖机构,7-包容室,8-换料机,9-压紧塞,10-密封槽,11-屏蔽材料,12-旋转套,13-安装孔槽。
具体实施方式
下面结合附图并举实施例,对本发明进行详细描述。
本发明提供了一种液态重金属反应堆换料***,参见附图1-2,包括:上栅格板2、屏蔽盖4、堆顶盖5、开盖机构6及换料机8;
其***设备包括:包容室7和反应堆;反应堆为两个以上所述燃料组件1沿圆周方向均匀排列后所围成的两圈以上同心的圆柱状结构;燃料组件1均浸没在包容室7内装满液态重金属的筒体中;
参见附图3,所述上栅格板2端面上加工有通孔,所述通孔的数量和位置与燃料组件1的数量和位置一一对应,通孔的直径大于燃料组件1的直径,通孔的内圆周面加工有安装孔槽13,用于安装旋转套12;
所述屏蔽盖4为空心圆柱形结构,在其外圆周面设有环形凸台,环形凸台的下表面设有同轴的环形凹槽为密封槽10,屏蔽盖4内部沿其轴向分为3~6个隔层,每个隔层填装不同的屏蔽材料11;屏蔽盖4的底面焊接有多个压紧塞9,压紧塞9为圆柱形或六边柱形,压紧塞9的数量和位置分别与燃料组件1的数量和位置一一对应,能够确保反应堆运行过程中燃料组件1不上浮;
整体连接关系如下:上栅格板2通过螺钉固定在包容室7内装满液态重金属的筒体的顶端,并位于两个以上燃料组件1所组成的反应堆顶部,且上栅格板2下表面的旋转套12与燃料组件1一一对应抵触;屏蔽盖4的环形凸台通过螺钉固定在装满液态重金属的筒体的顶端,屏蔽盖4同轴安装在上栅格板2的上表面,屏蔽盖4的压紧塞9穿过旋转套12后压紧在燃料组件1的顶端,且屏蔽盖4的密封槽10内装有密封圈,用于对筒体内的液态重金属进行密封;堆顶盖5通过螺钉固定在屏蔽盖4上方的装满液态重金属的筒体上,与屏蔽盖4的上表面留有间隙;
开盖机构6和换料机8均安装在包容室7内,开盖机构6用于将堆顶盖5和屏蔽盖4分别与装满液态重金属的筒体连接的螺钉卸下,并移动卸下后的堆顶盖5和屏蔽盖4;所述换料机8用于抓取需要更换的燃料组件1,还用于旋转卸下旋转套12,并移动旋转套12。
一种液态重金属反应堆换料***的工作流程步骤如下:
乏燃料组件出堆步骤:操作人员控制开盖机构6依次卸下堆顶盖5及屏蔽盖4与筒体连接的螺钉3后,依次将堆顶盖5及屏蔽盖4吊至周边空留地;操作人员控制换料机8定位至需更换的燃料组件1(即乏燃料组件)对应旋转套12的安装位置,旋转卸下旋转套12,并将旋转套12吊至周边空留地后;操作人员再次控制换料机8定位至需更换的燃料组件1的位置后,换料机8抓取需更换的燃料组件1运出反应堆。
新燃料组件入堆步骤:换料机8抓取新的燃料组件1,运送至堆芯的设定位置后再释放;换料机8抓取在空留放置位置的旋转套12,装入安装新的燃料组件1对应的上栅格板2的安装孔槽13内;所有燃料组件1更换完毕后,开盖机构6依次将屏蔽盖4及堆顶盖5吊装至反应堆的位置后,开盖机构6再依次安装屏蔽盖4及堆顶盖5分别与筒体连接的螺钉,至此,完成入堆操作。
在整个换料过程中,开盖换料操作均在包容室7中进行,保证反应堆换料过程的辐射安全。
综上所述,以上仅为本发明的较佳实施例而已,并非用于限定本发明的保护范围。凡在本发明的精神和原则之内,所作的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (3)

1.一种液态重金属反应堆换料***,其特征在于,包括:上栅格板(2)、屏蔽盖(4)、堆顶盖(5)、开盖机构(6)及换料机(8);
其***设备包括:包容室(7)和反应堆;反应堆为两个以上所述燃料组件(1)沿圆周方向均匀排列后所围成的两圈以上同心的圆柱状结构;燃料组件(1)均浸没在包容室(7)内装满液态重金属的筒体中;
所述上栅格板(2)端面上加工有通孔,所述通孔的数量与燃料组件(1)的数量相同,且位置一一对应;通孔的内圆周面加工有安装孔槽(13),用于安装旋转套(12);
所述屏蔽盖(4)为空心圆柱形结构,屏蔽盖(4)内部沿其轴向分为3~6个隔层,每个隔层填装不同的屏蔽材料(11);屏蔽盖(4)的底面固定有压紧塞(9),压紧塞(9)的数量与燃料组件(1)的数量相同,且位置一一对应;
整体连接关系如下:上栅格板(2)安装在反应堆顶部,且上栅格板(2)下表面的旋转套(12)与燃料组件(1)一一对应抵触;屏蔽盖(4)位于上栅格板(2)的上方,同轴安装在装满液态重金属的筒体上,屏蔽盖(4)的压紧塞(9)穿过旋转套(12)后压紧在燃料组件(1)的顶端;堆顶盖(5)安装在屏蔽盖(4)上方,与屏蔽盖(4)的上表面留有间隙;
开盖机构(6)和换料机(8)均安装在包容室(7)内,开盖机构(6)用于将堆顶盖(5)和屏蔽盖(4)卸下,并移动卸下后的堆顶盖(5)和屏蔽盖(4);所述换料机(8)用于抓取需要更换的燃料组件(1),还用于旋转卸下旋转套(12),并移动旋转套(12)。
2.如权利要求1所述的一种液态重金属反应堆换料***,其特征在于,所述压紧塞(9)为圆柱形或六边柱形。
3.如权利要求1所述的一种液态重金属反应堆换料***,其特征在于,屏蔽盖(4)的外圆周面设有环形凸台,环形凸台的下表面设有同轴的环形凹槽为密封槽(10),密封槽(10)内装有密封圈。
CN201611251453.7A 2016-12-29 2016-12-29 一种液态重金属反应堆换料*** Active CN106782715B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201611251453.7A CN106782715B (zh) 2016-12-29 2016-12-29 一种液态重金属反应堆换料***

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201611251453.7A CN106782715B (zh) 2016-12-29 2016-12-29 一种液态重金属反应堆换料***

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106782715A true CN106782715A (zh) 2017-05-31
CN106782715B CN106782715B (zh) 2018-04-10

Family

ID=58927832

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201611251453.7A Active CN106782715B (zh) 2016-12-29 2016-12-29 一种液态重金属反应堆换料***

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106782715B (zh)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108039214A (zh) * 2017-12-12 2018-05-15 中国科学院近代物理研究所 反应堆燃料组件的锁紧与提升机构以及锁紧与提升方法
CN110010257A (zh) * 2019-04-09 2019-07-12 中国核动力研究设计院 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法
CN110164572A (zh) * 2019-05-09 2019-08-23 上海核工程研究设计院有限公司 一种可实现整堆芯换料的紧凑型反应堆换料装置
WO2021248389A1 (zh) * 2020-06-10 2021-12-16 中广核研究院有限公司 自旋转屏蔽装置及其使用方法
WO2021248387A1 (zh) * 2020-06-10 2021-12-16 中广核研究院有限公司 一种换料转运设备及换料方法
CN113963823A (zh) * 2021-10-25 2022-01-21 中国原子能科学研究院 反应堆的换料***及换料方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB984656A (en) * 1963-02-18 1965-03-03 Gen Dynamics Corp Improvements in or relating to nuclear reactors
US4859402A (en) * 1987-09-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Bottom supported liquid metal nuclear reactor
CN101939793A (zh) * 2007-09-26 2011-01-05 德尔诺瓦维斯公司 具有新概念燃料元件的核反应堆,特别是池型核反应堆
CN103077756A (zh) * 2013-01-13 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属冷却堆的换料机夹具装置
CN104269197A (zh) * 2014-09-27 2015-01-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属反应堆堆内换料***的验证装置

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB984656A (en) * 1963-02-18 1965-03-03 Gen Dynamics Corp Improvements in or relating to nuclear reactors
US4859402A (en) * 1987-09-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Bottom supported liquid metal nuclear reactor
CN101939793A (zh) * 2007-09-26 2011-01-05 德尔诺瓦维斯公司 具有新概念燃料元件的核反应堆,特别是池型核反应堆
CN103077756A (zh) * 2013-01-13 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属冷却堆的换料机夹具装置
CN104269197A (zh) * 2014-09-27 2015-01-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属反应堆堆内换料***的验证装置

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108039214A (zh) * 2017-12-12 2018-05-15 中国科学院近代物理研究所 反应堆燃料组件的锁紧与提升机构以及锁紧与提升方法
CN110010257A (zh) * 2019-04-09 2019-07-12 中国核动力研究设计院 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法
CN110010257B (zh) * 2019-04-09 2022-03-25 中国核动力研究设计院 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法
CN110164572A (zh) * 2019-05-09 2019-08-23 上海核工程研究设计院有限公司 一种可实现整堆芯换料的紧凑型反应堆换料装置
WO2021248389A1 (zh) * 2020-06-10 2021-12-16 中广核研究院有限公司 自旋转屏蔽装置及其使用方法
WO2021248387A1 (zh) * 2020-06-10 2021-12-16 中广核研究院有限公司 一种换料转运设备及换料方法
CN113963823A (zh) * 2021-10-25 2022-01-21 中国原子能科学研究院 反应堆的换料***及换料方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN106782715B (zh) 2018-04-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN106782715B (zh) 一种液态重金属反应堆换料***
CN104167226B (zh) 一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验***
CN106531257B (zh) 一种反应堆堆内换料***
US20050069075A1 (en) Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control
CN101740147B (zh) 一种核电站乏燃料的干式竖井贮存***及其贮存方法
CN107833644A (zh) 海洋核动力平台的换料***和换料方法
Sinha Advanced nuclear reactor systems–an Indian perspective
US11417435B2 (en) Control drum for a mobile nuclear reactor
WO2003058642A1 (fr) Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire
US5075070A (en) Handling pool and safety water reserve for pressurized water-cooled nuclear reactor
CN107978381B (zh) 海洋核动力平台的换料用屏蔽容器
CN102201269B (zh) 球床高温气冷堆乏燃料装料装置
EP2433286B1 (en) Power generating facility expansion gap radiation shield
US20230290528A1 (en) Radiation shielding for compact and transportable nuclear power systems
CN207425376U (zh) 海洋核动力平台的换料***
Guidez et al. Proposal of new safety measures for European Sodium Fast Reactor to be evaluated in framework of Horizon-2020 ESFR-SMART project
US3208915A (en) Pressure tube neutronic reactor
US3635792A (en) Refuelling means for nuclear reactors
KR101016710B1 (ko) 핵비확산적 안전ㆍ보안식 자동제어 캡슐형 원자로
CN214752976U (zh) 一种乏燃料厂内转运容器
CN207489494U (zh) 海洋核动力平台的换料用屏蔽容器
CN215600101U (zh) 一种激活后二次中子源的运输装置
RU2389093C1 (ru) Устройство для загрузки топливных сборок
Bencze Interim storage of spent nuclear fuel in Paks MVDS facility
Lee et al. Design Features of the Transfer Cask (OASIS-HC) and Storage Cask (OASIS-STO)

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant