CN109478433A - 控制杆和关机杆在芯和芯的支撑结构外部的核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核反应堆(1)，包括一个容器(2)，所述容器(2)在顶部处由一个径向上在外部的固定封闭结构(3)和一个径向上在内部的移动封闭结构(4)封闭并且容纳一个芯(5)和一个液压分离结构(6)，所述芯被浸没在主要冷却流体(F)中并且包括多个燃料元件(11)和控制杆和关机杆(18)，所述液压分离结构界定一个热歧管(7)和一个冷歧管(8)，主要冷却流体(F)在所述热歧管和所述冷歧管中循环；所述控制杆(18a)和所述关机杆(18b，18c)***所述固定封闭结构(3)的相应的穿透部(19a，19b，19c)中并且因此在径向上位于所述移动封闭结构(4)的外部以及位于所述分离结构(6)的容纳所述燃料元件(12)的相应的头部(15)的上部部分(17)的外部。

Description

控制杆和关机杆在芯和芯的支撑结构外部的核反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆。
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，控制杆被定位在反射元件/屏蔽元件的最里面的冠内的芯的周边上。通常，通过使用用于更换燃料元件的同一更换装置来更换控制杆，并且为了避免干扰所述装置，必须在补给燃料之前将它们与它们的马达驱动元件断开。
在具有双耳瓶形(amphora-shaped)液压分离结构的专利申请GE2015A000036中，消除了屏蔽元件冠，但是没有内容涉及在补给燃料操作期间定位控制杆以及管理控制杆，因此现有技术的方法适用。
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结构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是指示主要部件相对于图1的反应堆的轴线的定位的示意性俯视图；
-图3是包括第一关机杆的图1的反应堆的一部分的纵向截面的示意性视图；
-图4和图5是包括第二关机杆的图1的反应堆的另一部分的纵向截面的示意性视图，所述第二关机杆被示出处于相应的操作位置；
-图6a、图6b、图6c是图4和图5的放大细节。
具体实施方式
参考图1，特别地示出了由液态金属或熔融盐冷却的核反应堆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的外部固定封闭结构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-图5，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三种不同类型的控制杆18a和关机杆18b、18c，它们***外部固定封闭结构3的相应的穿透部19a、19b、19c中，并且因此定位在内部移动封闭结构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20a、20b、20c重新进入分离结构6的下部以及延伸到冷歧管8的自由水平H2上方，所述管道20a、20b、20c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。控制杆18a和关机杆18b、18c在芯5附近向下延伸，其中相应的端部部分22a、22b、22c被设置有相应的吸收体23a、23b、23c。
杆18a借助于绕控制机构30a的轴线A的机动化旋转以将相应的吸收体23a从远离芯5的活性部分12的位置24经由中间位置26带到接近度最大的位置25来执行反应堆的控制功能。
杆18b借助于沿着相应的轴线B的平移以将相应的吸收体23b从与芯5的活性部分12相距最大距离的较高位置带到以最大接近度面对它的位置来执行反应堆的关机功能。根据已知技术借助于控制机构30b通过机动化移动或通过释放和重力下落可以执行所述沿着相应的轴线B的平移。
杆18c借助于沿着相应的轴线C的平移以将相应的吸收体23c从面向脚部、与芯5的活性部分12相距最大距离的较低位置26带到面向芯5的活性部分12并且与它有最大接近度的较高位置27来执行反应堆的关机功能。
设计用于应用于具有高密度主要冷却剂的反应堆的关机杆18c设置有浮体(float)28，该浮体由内部含有气体的圆柱形壳体29构成，当热歧管7的水平H1变化时，该浮体确定在与控制机构30c断开的条件下吸收体23c相对于芯5的活性部分12的位置。
还参考图6a、图6b和图6c，关机杆18c设置有止回装置31，该止回装置由多个杠杆32组成，弹性元件33迫使杠杆32接合在圆柱形管道35的锯齿形内部轮廓34上，关机杆18c在圆柱形管道35中延伸。
本领域中已知的、属于也是本领域中已知的控制装置30c的夹持器36可以沿着关机杆18c的轴线C平移，并且借助于外部棒37相对于内部杆38的较长冲程以及控制装置30c的凸轮39与闩锁40的相互作用，接合在关机杆18c的头部41上并且可以朝向该关机杆的顶部移动。
还参考图6c，外部棒37相对于它内部的棒38的冲程的继续允许夹持器36的成形端42接合在杠杆32的上部内部轮廓43上，使它们从圆柱形管道35的锯齿形内部轮廓34脱离，也允许关机杆18c的受控垂直滑动。
综上所述，本发明的优点是明显的。
-控制杆18a和关机杆18b和18c在移动内部封闭结构4的外部上和在芯5的外部上的支撑保证反应堆的芯5与控制杆18a和关机杆18b和18c之间的完全机械解耦，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。
-可以执行燃料补给，而不必断开控制杆18a和关机杆18b和18c的控制机构30a、30b、30c以使得可以移动在传统的解决方案中构成控制杆的支撑的移动封闭结构4。
-控制杆18a和关机杆18b和18c不占据芯5内部的位置，因此可以减小芯的直径。
-在芯5内部不存在控制杆和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内部不存在用于控制杆和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。
-控制杆18a和关机杆18b和18c的三个***彼此不同。
-由浮体控制的关机***18c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仅可以通过恢复关机杆18c与其控制机构30c之间的机械连接而去激活，因此由浮体控制的关机***18c不能够因为主泵9的后续不受控制的加速而被去激活。
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 (6)

1.一种核反应堆(1)，包括一个容器(2)，所述容器(2)在顶部处由一个径向上在外部的固定封闭结构(3)和一个径向上在内部的移动封闭结构(4)封闭，所述容器(2)容纳一个芯(5)和一个液压分离结构(6)，所述芯被浸没在所述芯(5)的主要冷却流体(F)中并且包括多个燃料元件(11)以及控制杆和关机杆(18)，所述液压分离结构界定一个热歧管(7)和一个冷歧管(8)，所述芯(5)的主要冷却流体(F)在所述热歧管和所述冷歧管中循环，主要冷却流体(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)包括热交换器(10)和用于使主要流体(F)循环的循环泵(9)；所述核反应堆(1)的特征在于，所述控制杆(18a)和所述关机杆(18b，18c)***所述固定封闭结构(3)的相应的穿透部(19a，19b，19c)中，并因此在径向上位于所述移动封闭结构(4)的外部以及位于所述分离结构(6)的容纳所述燃料元件(12)的相应的头部(15)的上部部分(17)的外部，并且经由相应的管道(20a，20b，20c)***所述分离结构(6)的径向较宽的下部部分(21)中，所述管道(20a，20b，20c)从所述液压分离结构(6)的壁延伸到所述冷却歧管(8)中的主要流体(F)的自由表面(H2)上方。
2.根据权利要求1所述的核反应堆(1)，其中所述控制杆(18a)和关机杆(18b，18c)与所述反应堆芯(5)不具有机械连接。
3.根据权利要求1所述的核反应堆(1)，其中所述控制杆(18a)具有上翻旗帜的形状，并且通过围绕控制机构(30a)的轴线A旋转，所述控制杆(18a)能够修改相应的中子吸收体(23a)到所述芯(5)的活性部分(12)的距离。
4.根据权利要求1所述的核反应堆(1)，其中所述关机杆(18c)由一个浮体(28)操作，当所述主要流体(F)的循环泵(9)减速时，所述浮体经由自下向上的移动将相应的中子吸收体(23c)定位在所述芯的活性部分(12)附近。
5.根据权利要求4所述的核反应堆(1)，其中止回装置(31)允许所述关机杆(18c)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。
6.根据权利要求5所述的核反应堆(1)，其中首先接合在所述关机杆(18c)的头部(41)上然后接合在所述止回装置(31)上的控制机构(30c)允许通过程序化干预执行所述关机杆(18c)的安全重新致动，特别是允许相应的吸收体(23c)重新定位在距离所述反应堆芯(5)最远的位置。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN117223066A (zh) * 2021-04-30 2023-12-12 阿科姆工程合资控股公司 核反应堆保护装置

Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3448006A (en) * 1967-06-07 1969-06-03 Gulf General Atomic Inc Control rod drive system
US3524924A (en) * 1968-07-16 1970-08-18 Atomic Energy Commission Backup control rod system
US3847733A (en) * 1970-08-05 1974-11-12 E Ventre Nuclear reactor with integrated heat exchanger
US4613478A (en) * 1978-08-31 1986-09-23 Westinghouse Electric Corp. Plenum separator system for pool-type nuclear reactors
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
JP2001133572A (ja) * 1999-10-29 2001-05-18 Toshiba Corp 溶融塩炉
JP2001264476A (ja) * 2000-03-17 2001-09-26 Toshiba Corp 重金属冷却炉
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
JP2012198128A (ja) * 2011-03-22 2012-10-18 Toshiba Corp 気泡侵入防止装置および当該気泡侵入防止装置を備えた液体金属冷却原子炉

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2486296B1 (fr) * 1980-07-04 1986-06-06 Electricite De France Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
JPS58196488A (ja) * 1982-05-12 1983-11-15 株式会社日立製作所 高速増殖炉
JPH05256979A (ja) * 1992-03-16 1993-10-08 Toshiba Corp 原子炉停止装置
JP2003084088A (ja) * 2001-09-13 2003-03-19 Toshiba Corp 制御棒駆動機構
JP2004264169A (ja) * 2003-03-03 2004-09-24 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の反応度制御設備及び崩壊熱除去設備
AU2008310577A1 (en) * 2007-10-12 2009-04-16 Patientslikeme, Inc. Self-improving method of using online communities to predict health-related outcomes
FR2938691B1 (fr) * 2008-11-19 2010-12-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees
KR101250809B1 (ko) * 2011-09-09 2013-04-04 한국수력원자력 주식회사 원자로 냉각재평균온도 및 출력분포 제어를 위한 자동원자로제어계통
KR101376915B1 (ko) * 2012-07-10 2014-03-21 한국원자력연구원 발전용 원자로의 제어봉 제어 장치 및 방법
KR101466024B1 (ko) * 2013-05-16 2014-11-28 두산중공업 주식회사 가이드슬리브를 구비한 원자로의 제어봉 구동장치
US10699816B2 (en) * 2015-03-19 2020-06-30 Hydromine Nuclear Energy S.A.R.L. Nuclear reactor, in particular liquid-metal-cooled compact nuclear reactor

Patent Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3448006A (en) * 1967-06-07 1969-06-03 Gulf General Atomic Inc Control rod drive system
US3524924A (en) * 1968-07-16 1970-08-18 Atomic Energy Commission Backup control rod system
US3847733A (en) * 1970-08-05 1974-11-12 E Ventre Nuclear reactor with integrated heat exchanger
US4613478A (en) * 1978-08-31 1986-09-23 Westinghouse Electric Corp. Plenum separator system for pool-type nuclear reactors
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
JP2001133572A (ja) * 1999-10-29 2001-05-18 Toshiba Corp 溶融塩炉
JP2001264476A (ja) * 2000-03-17 2001-09-26 Toshiba Corp 重金属冷却炉
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
JP2012198128A (ja) * 2011-03-22 2012-10-18 Toshiba Corp 気泡侵入防止装置および当該気泡侵入防止装置を備えた液体金属冷却原子炉

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN117223066A (zh) * 2021-04-30 2023-12-12 阿科姆工程合资控股公司 核反应堆保护装置

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Publication number Publication date
WO2017191598A1 (en) 2017-11-09
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