CN109478432A - 具有借助于浮体进行干预的关机杆的核反应堆 - Google Patents

具有借助于浮体进行干预的关机杆的核反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN109478432A
CN109478432A CN201780027928.0A CN201780027928A CN109478432A CN 109478432 A CN109478432 A CN 109478432A CN 201780027928 A CN201780027928 A CN 201780027928A CN 109478432 A CN109478432 A CN 109478432A
Authority
CN
China
Prior art keywords
core
manifold
shutdown
nuclear reactor
main fluid
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
CN201780027928.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109478432B (zh
Inventor
L·奇诺蒂
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.)
Water Conservancy Mining Nuclear Energy Co
Original Assignee
Water Conservancy Mining Nuclear Energy Co
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 Water Conservancy Mining Nuclear Energy Co filed Critical Water Conservancy Mining Nuclear Energy Co
Publication of CN109478432A publication Critical patent/CN109478432A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109478432B publication Critical patent/CN109478432B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一种核反应堆(1),包括一个容器(2),所述容器(2)在顶部处由一个固定封闭结构(3)和一个移动封闭结构(4)封闭,并且容纳一个芯(5)和一个液压分离结构(6),所述液压分离结构界定一个热歧管(7)和一个冷歧管(8),用于冷却所述芯(5)的主要流体(F)在所述热歧管和所述冷歧管中循环,主要流体(F)在所述热歧管(7)中具有第一自由表面(H1),在所述反应堆(1)的正常操作期间,所述第一自由表面与所述冷歧管(8)中的第二自由表面(H2)不同;所述芯(5)包括多个关机杆(18),所述关机杆通过至少一个浮体(26)操作,当主要流体(F)的水平(H1)由于所述循环泵(9)的减速而提高时,所述浮体经由自底向上的移动将相应的中子吸收体(23)定位在所述芯的活性部分(12)附近。

Description

具有借助于浮体进行干预的关机杆的核反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆,特别是由高密度冷却剂冷却并且具有多个关机杆的核反应堆。
背景技术
在目前的实践中,核反应堆包括一个芯,该芯被定位在该反应堆的主容器的下部部分中、被浸没在主要流体中并且由燃料元件形成,所述燃料元件由支撑栅板支撑或悬挂于上部部分。此外,反应堆控制杆***置在燃料元件之间;例外地,在中小型快速反应堆中,控制杆被定位在芯的周边上。
在一些事故续发事件(诸如所有主要泵停止)中,必须非常快速地关闭反应堆,以避免过度加热燃料;采用通常由逻辑处理的命令,通过***控制杆来实现此停止,因此存在失败风险。
专利申请MI2007A001685描述了一种用浸没在热歧管中、用于使主要流体循环的循环泵的解决方案,但是没有内容涉及关机杆的功能。
发明内容
本发明的一个目的是提供一种克服了已知解决方案的突出缺点并具有另一些构造优点和安全优点的核反应堆。
因此,本发明涉及如所附权利要求1中所限定的核反应堆,并且在从属权利要求中涉及其辅助特性和工厂配置。
附图说明
参考附图中的图,在下面的非限制性示例实施方案中描述本发明,在附图中:
-图1是根据本发明的核反应堆的纵向截面的整体示意性视图;
-图2是图1的反应堆的一部分的纵向截面示意性视图;
-图3a、图3b、图3c是图1和图2的放大细节。
具体实施方式
参考图1,特别地示出了由高密度主要流体(诸如铅)冷却的核反应堆1,核反应堆1包括大体上杯形或池形的容器2、定位在容器2上方的径向上在外部的固定封闭结构3和径向上在内部的移动封闭结构4,其中固定封闭结构3在径向上位于移动封闭结构4的外部并且围绕移动封闭结构4。移动封闭结构4是由多种元件(诸如多个旋转塞子)构成同时形成燃料转移装置和主要安全壳(containment)结构(本领域中已知的并且因此不再详细描述)的一部分的部件。
容器2容纳芯5和界定热歧管7和冷歧管8的液压分离结构6,主要冷却流体F在该热歧管和该冷歧管中循环用于冷却芯5。主要流体F具有自由表面,该自由表面在反应堆1的正常操作中在歧管7、8中处于不同水平H1、H2。在容器2内部,除了热交换器10之外,还容纳用于使主要流体F循环的循环泵9,主要流体F流动通过热交换器10以将在芯5中生成的功率转移到次要流体以及已知的并且未例示的其他部件。应理解,热交换器10和使主要流体F循环的循环泵9也可以被定位在容器2外部。
根据从专利申请GE2015A0000330已知的解决方案,液压分离结构6优选地是双耳瓶形的,并且悬挂于容器2的固定封闭结构3。
移动封闭结构4沿着反应堆1的中心轴线定位在芯5上方,并且固定封闭结构3相对于反应堆1的中心轴线在径向上位于移动封闭结构4的外部并且围绕移动封闭结构4,因此该移动封闭结构4在径向上位于径向上在外部的固定封闭结构3的内部。换句话说,移动封闭结构4在径向上相对于反应堆的中心轴线位于内部,固定封闭结构3在径向上相对于芯5位于外部。
还参考图2,芯5包括多个燃料元件11,所述燃料元件具有相应的活性部分12和相应的服务部分13;具体地,每个燃料元件11的服务部分13包括定位在燃料元件11的底部处的脚部14和定位在燃料元件11的顶部处的头部15以及连接活性部分12和头部15的连接轴16。
燃料元件11的头部15周向地容纳在分离结构6的上部部分17内,该上部部分构成与外部固定封闭结构3的机械连接。分离结构6的上部部分17在顶部还容纳内部移动封闭结构4。
该反应堆的特征在于多个关机杆18,它们***固定封闭结构3的相应的穿透部19中,并且因此定位在移动封闭结构4的外部和分离结构6的上部部分17的外部,并且通过相应的管道20重新进入分离结构6的下部,所述管道20接合所述分离结构6的径向较宽的下部部分21并且延伸到冷歧管8的自由水平H2上方。关机杆18在芯5附近向下延伸,其中相应的端部部分22被设置有相应的吸收体23。
替代地,关机杆18可以***移动封闭结构4的穿透部中并且占据燃料元件的通常位置,这些位置未在附图中指示,因为它们是已知和综合应用的主题。
杆18借助于沿着相应的轴线A的平移以使相应的中子吸收体23从面向脚部14、与芯5的活性部分12相距最大距离的下部位置24带到面向芯5的活性部分12并且与活性部分12有最大接近度的较高位置25来执行反应堆的关机功能。
关机杆18中的每一个设置有浮体(float)26,该浮体由内部含有气体的圆柱形壳体27构成,当热歧管7的水平H1变化时,该浮体确定在与本领域中已知的控制机构28断开的条件下中子吸收体23相对于芯5的活性部分12的位置。
还参考图3a,关机杆18设置有止回装置29,该止回装置由多个杠杆30组成,弹性元件31迫使所述杠杆30接合在圆柱形管道33的锯齿形内部轮廓32上,关机杆18在圆柱形管道33中延伸。
还参考图3b,本领域中已知的、属于控制装置28的夹持器34可以沿着关机杆18的轴线A平移,并且借助于外部棒35相对于内部棒36的较长冲程以及控制装置28的凸轮37与闩锁38的相互作用,接合在关机杆18的头部39上并且可以朝向该关机杆的顶部移动。
还参考图3c,外部棒35相对于它内部的棒36的冲程的继续允许夹持器34的成形端40接合在杠杆30的上部内部轮廓41上,使它们从圆柱形管道33的锯齿形内部轮廓32脱离,还允许关机杆18的受控垂直滑动。
综上所述,本发明的优点是明显的。
-关机杆18在移动封闭结构4的外部上和在芯5的外部上的支撑保证关机杆18与反应堆的芯5之间的完全机械解耦并且特别是遭受中子辐射的燃料元件的热膨胀或胀大不会干扰所述杆的移动。
-由浮体控制的关机***18允许由于因无论何种原因在循环泵9减速之后主要冷却剂的水平H1提高所造成的芯关机,并且因此在主要冷却剂流动速率减小时构成反应堆的特别可靠和多样化的被动关机***。
-由于止回装置31仅可以通过用于恢复关机杆18与其控制机构28之间的机械连接的程序化干预去激活,因此由浮标控制的关机***18不能够因为主要泵9的后续不受控制的加速而被去激活。
-关机杆18到外部固定结构(3)的锚固使得可以补给燃料,而不必将关机杆18的控制机构28断开以使在传统解决方案中构成控制杆的支撑的移动封闭结构4移动。
-关机杆18不占据芯5内部的位置,因此可以减小芯的直径。
-在芯5内部不存在关机杆的结构材料允许减少芯内的可裂变材料的量。
-在芯5内部不存在用于关机杆的位置降低了芯的不均匀性以及相关联的功率梯度和温度梯度。
最后,应理解,在不脱离所附权利要求的范围的前提下,可以对在此描述和例示的反应堆做出许多改型和变体。

Claims (4)

1.一种核反应堆(1),包括一个容器(2),所述容器(2)在顶部处由一个固定封闭结构(3)和一个移动封闭结构(4)封闭,并且容纳一个芯(5)和一个液压分离结构(6),所述液压分离结构界定一个热歧管(7)和一个冷歧管(8),用于冷却所述芯(5)的主要流体(F)在所述热歧管和所述冷歧管中循环,主要流体(F)在所述热歧管(7)中具有第一自由表面(H1),在所述反应堆(1)的正常操作期间,所述第一自由表面与所述冷歧管(8)中的第二自由表面(H2)不同;所述核反应堆(1)包括多个热交换器(10)和多个用于使主要流体(F)循环的循环泵(9);其特征在于,所述芯(5)包括多个关机杆(18),所述关机杆通过至少一个浮体(26)操作,当主要流体(F)的水平(H1)由于所述循环泵(9)的减速而提高时,所述浮体经由自底向上的移动将相应的中子吸收体(23)定位在所述芯的活性部分(12)附近。
2.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中止回装置(29)允许所述关机杆(18)向上移位并且阻止向下移位,以防止在所述循环泵(9)不合时宜地加速的情况下下落。
3.根据权利要求2所述的核反应堆(1),其中首先接合在所述关机杆(18)的头部(39)上然后接合在所述止回装置(29)上的控制机构(28)允许通过程序化干预执行所述关机杆(18)的安全重新致动,特别是允许相应的吸收体(23)重新定位在距所述反应堆芯(5)的活性部分(12)最远的位置。
4.根据前述权利要求所述的核反应堆(1),其中所述关机杆(18)***外部固定封闭结构(3)的穿透部(19)中,并且因此定位在内部移动封闭结构(4)的外部和所述分离结构(6)的容纳所述燃料元件(12)的头部(15)的上部部分(17)的外部,并且经由管道(20)重新进入所述分离结构(6)的较宽的下部部分(21),所述管道从所述液压分离结构(6)的壁延伸到所述冷却歧管(8)的自由表面(H2)上方。
CN201780027928.0A 2016-05-04 2017-05-04 具有借助于浮体进行干预的关机杆的核反应堆 Active CN109478432B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
ITUA2016A003716A ITUA20163716A1 (it) 2016-05-04 2016-05-04 Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante
IT102016000045617 2016-05-04
PCT/IB2017/052611 WO2017191597A1 (en) 2016-05-04 2017-05-04 Nuclear reactor, with shutdown rods with intervention by means of float

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109478432A true CN109478432A (zh) 2019-03-15
CN109478432B CN109478432B (zh) 2023-07-18

Family

ID=56853770

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201780027928.0A Active CN109478432B (zh) 2016-05-04 2017-05-04 具有借助于浮体进行干预的关机杆的核反应堆

Country Status (5)

Country Link
EP (1) EP3453028B1 (zh)
KR (1) KR102394261B1 (zh)
CN (1) CN109478432B (zh)
IT (1) ITUA20163716A1 (zh)
WO (1) WO2017191597A1 (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108053904B (zh) * 2017-12-08 2019-09-24 中国核动力研究设计院 一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法

Citations (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1478533A (fr) * 1966-03-11 1967-04-28 Support de corbeilles en vue de leur empilage en superposition
GB1193060A (en) * 1968-07-16 1970-05-28 Us Atomic Energy Commision Backup Control Rod System.
GB1307119A (en) * 1969-07-08 1973-02-14 Combustion Eng Control rod anti-ejection latch
GB1418307A (en) * 1971-12-23 1975-12-17 Combustion Eng Locking mechanism for rod
JPH01129193A (ja) * 1987-11-16 1989-05-22 Toshiba Corp 制御棒集合体
EP0375230A2 (en) * 1988-12-19 1990-06-27 General Electric Company Self-acting safety for nuclear reactors
JPH03243891A (ja) * 1990-02-21 1991-10-30 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 緊急炉心停止機構
US5196159A (en) * 1990-07-24 1993-03-23 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor
JPH06230164A (ja) * 1993-02-03 1994-08-19 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 液体金属冷却原子炉
WO1999059160A1 (en) * 1998-05-12 1999-11-18 Ansaldo Energia S.P.A. Cooling system for a nuclear reactor
KR20080027046A (ko) * 2006-09-22 2008-03-26 재단법인서울대학교산학협력재단 부유형 원자로 비상 정지 시스템
US20080310575A1 (en) * 2005-09-21 2008-12-18 Luciano Cinotti Nuclear Reactor, In Particular a Liquid-Metal-Cooled 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
CN104658620A (zh) * 2015-02-05 2015-05-27 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置
CN104885160A (zh) * 2012-11-26 2015-09-02 伊胜工程联合股份公司 具有液体金属冷却剂的核反应堆

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1487533A (fr) * 1965-08-13 1967-07-07 English Electric Co Ltd Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide

Patent Citations (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1478533A (fr) * 1966-03-11 1967-04-28 Support de corbeilles en vue de leur empilage en superposition
GB1193060A (en) * 1968-07-16 1970-05-28 Us Atomic Energy Commision Backup Control Rod System.
US3524924A (en) * 1968-07-16 1970-08-18 Atomic Energy Commission Backup control rod system
GB1307119A (en) * 1969-07-08 1973-02-14 Combustion Eng Control rod anti-ejection latch
GB1418307A (en) * 1971-12-23 1975-12-17 Combustion Eng Locking mechanism for rod
JPH01129193A (ja) * 1987-11-16 1989-05-22 Toshiba Corp 制御棒集合体
EP0375230A2 (en) * 1988-12-19 1990-06-27 General Electric Company Self-acting safety for nuclear reactors
JPH03243891A (ja) * 1990-02-21 1991-10-30 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 緊急炉心停止機構
US5196159A (en) * 1990-07-24 1993-03-23 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor
JPH06230164A (ja) * 1993-02-03 1994-08-19 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 液体金属冷却原子炉
WO1999059160A1 (en) * 1998-05-12 1999-11-18 Ansaldo Energia S.P.A. Cooling system for a nuclear reactor
US20080310575A1 (en) * 2005-09-21 2008-12-18 Luciano Cinotti Nuclear Reactor, In Particular a Liquid-Metal-Cooled Nuclear Reactor
KR20080027046A (ko) * 2006-09-22 2008-03-26 재단법인서울대학교산학협력재단 부유형 원자로 비상 정지 시스템
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
CN104885160A (zh) * 2012-11-26 2015-09-02 伊胜工程联合股份公司 具有液体金属冷却剂的核反应堆
CN104658620A (zh) * 2015-02-05 2015-05-27 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置

Also Published As

Publication number Publication date
ITUA20163716A1 (it) 2017-11-04
KR20190004779A (ko) 2019-01-14
WO2017191597A1 (en) 2017-11-09
EP3453028A1 (en) 2019-03-13
CN109478432B (zh) 2023-07-18
KR102394261B1 (ko) 2022-05-04
EP3453028B1 (en) 2020-04-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6349443B2 (ja) 原子炉に使用される熱除去システム
CA2745703C (en) Steam generator flow by-pass system
JP5001294B2 (ja) 注入系および付属する運転方法
JP2014506998A5 (zh)
JP2014526053A (ja) 小型受動安全システムを有する加圧水型原子炉
KR20140100974A (ko) 밀폐된 열전달 경로를 채용한 원자로의 비상 노심 냉각 시스템
CN104021824B (zh) 核电站事故后堆内熔融物滞留***
CN110168666B (zh) 控制棒阻尼***
KR101089103B1 (ko) 가압경수형 원자로용 내격납재장전수조의 다공분사관 개선
JP2022097583A (ja) 上昇式熱交換器を備えた原子炉
KR101463441B1 (ko) 고농축 붕산 주입 설비 및 이를 구비하는 안전주입계통
CN109478432A (zh) 具有借助于浮体进行干预的关机杆的核反应堆
CN109478433A (zh) 控制杆和关机杆在芯和芯的支撑结构外部的核反应堆
JP6756470B2 (ja) 原子炉および原子力プラント
KR20220098791A (ko) 일체형 원자로(실시예)
KR101224026B1 (ko) 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 피동 잔열제거계통
JP2023040282A (ja) ホウ酸水注入装置
CN109478429A (zh) 具有配备冷却管道的燃料元件的核反应堆

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