CN110383391B - 集成安全主热交换器的核反应堆 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及核反应堆(10),其包括集成至少一个用于在反应堆的正常运行期间冷却所述核反应堆的初级液体的电力主热交换器(200)的容器(100)和至少一个用于在反应堆的初级液体正常冷却出现故障时冷却核反应堆初级液体的被动式安全主热交换器(120),所述核反应堆(10)的特征在于,所述容器(100)包括布置在其厚度内的凹槽(110),并且所述被动式安全主热交换器(120)至少部分地集成在所述凹槽(110)中。
Description
技术领域
本发明涉及集成安全主热交换器,其也称为备用主热交换器的核反应堆领域,用于在事故发生时冷却反应堆和从堆芯排出剩余电力。
本发明具体应用于但不限于集成核反应堆和SMR(小型模块化反应堆)。
背景技术
在集成反应堆中,并且特别是在SMR中,电力热交换器,也称为蒸汽发生器,以及安全热交换器安置于反应堆的容器中。在这种类型的反应堆中,反应堆容器内的主热交换器数量的增加产生了容器的安置和尺寸设定的问题。
第一个方案在于提供与电力热交换器并联的安全主热交换器的集成。在该配置下,可以大大减少可用于在运行期间冷却核反应堆的电力主热交换器的空间。能够保持核反应堆冷却效率的一种方案在于增加反应堆容器的体积以集成所有不同的热交换器(电力热交换器和安全热交换器),从而导致反应堆的尺寸过大。
另一个现有方案在于安置安全热交换器低于或高于“阶级”,该阶级专用于热交换器在反应堆容器中的最佳布置。然而,在该配置下,安全主热交换器相对于堆芯的安置不能优化初级液体的自然循环,并因此导致在最佳冷却“工作台”之外安置的这些安全热交换器的效率问题。在该配置下,因此需要使容器内的安全交换器尺寸过大或增加其数量以保证在发生事故时反应堆所需的冷却。
但是,前面描述的解决方案都不是完全令人满意的。
发明内容
在该情况下,本发明旨在提出一种核反应堆,其包括安全主热交换器,所述安全主热交换器可以在不增加容器的体积的情况下,容易集成在集成核反应堆的容器的结构中,并且通过提出优化安全主热交换器的安置的结构以确保其效率。
为此,本发明的主题是包括容器的核反应堆,该容器集成至少一个用于在反应堆的正常运行期间冷却核反应堆的初级液体的电力主热交换器和至少一个用于在反应堆初级液体正常冷却出现故障时,冷却核反应堆初级液体的被动式安全主热交换器,所述核反应堆的特征在于,容器包括在其厚度内布置的凹槽,并且所述被动式安全主热交换器至少部分地集成在所述凹槽中。
本发明有利地通过在容器的厚度内产生凹槽,更具体地在容器壁的额外厚度内产生凹槽,来使用核反应堆的容器的“传统”结构,容器壁的额外厚度,其从尺寸的观点来看是无用的并且受反应堆的总体结构和制造限制的影响,例如在上部内部导孔高度处的容器壁的厚度。换句话说,凹槽布置在现有容器的额外厚度内,并且从核安全角度来看是无用的。因此,本发明不同于在着眼于集成这种主侧安全被动式冷却***的设计阶段会具有最初提供的额外厚度,并且将导致容器的体积增加和制造成本的显著增加的容器结构。
根据本发明的核反应堆还可以具有下面分别列出的一个或多个特征,或者其所有技术上可能的组合:
-所述凹槽布置在额外厚度水平的容器厚度内,而没有尺寸偏好或不满足核安全要求。
-布置在容器厚度内的所述凹槽安置于与所述至少一个电力主热交换器的位置相对应的高度处;
-所述被动式安全主热交换器包括多个分离器,所述分离器形成用于在两个相邻分离器之间的次级冷却流体循环的网络的交换通道;
-所述多个分离器具有适于控制由分离器形成的交换通道中的流动的形状;
-尽管具有背景影响,但所述多个分离器具有适于保持板的彼此之间或相对于凹槽底部的间隔的形状;
-所述多个分离器具有合适的形状以耐受与组装工艺,例如扩散焊接相关的应力;
-所述被动式安全主热交换器是具有与初级液体接触的第一面和与次级冷却流体接触的第二面的冷板,并且所述多个分离器安置于冷板的第二面和所述凹槽的底部之间;
-所述被动式安全主热交换器包括具有第一板和第二板的小盒(盒),所述板包围形成用于次级冷却流体循环的内部网络的所述多个分离器;
-容器包括在所述凹槽的高度处出现的导孔,并且所述被动式安全主热交换器包括安置于所述被动式安全主热交换器的下部的进料管和安置于所述被动式安全主热交换器的上部的提取管,进料管和提取管使次级冷却流体在所述被动式安全主热交换器内循环,进料管和提取管在所述导孔的高度处穿过容器;
-进料管和提取管与用于次级冷却流体循环的所述内部网络连通;
-所述被动安全主热交换器由多个小盒形成;
-所述凹槽具有槽口,并且所述被动安全主热交换器包括将所述被动安全主热交换器保持在距凹槽底部一定距离处的垫,所述槽口和所述垫允许初级液体在所述凹槽中循环;
所述核反应堆是小型模块化反应堆。
附图说明
本发明的其他特征和优点通过参考附图并阅读下面的描述会变得清楚。
图1示出显示安置于电力热交换器高度的区域的集成的核反应堆的容器的一部分的截面图。
图2示出了根据本发明的安全热交换器的第一实施方式的立体图以及用于接收根据本发明的安全交换器的图1中所示的容器区域的示意图。
图3示出了根据本发明的安全热交换器的第二实施方式的立体图以及用于接收根据本发明的安全交换器的图1中所示的容器区域的示意图。
图4示出了图3所示的根据本发明的安全热交换器的第二实施方式的替代实施方式的立体图。
图5示出了根据本发明的安全热交换器的第三实施方式的立体图以及用于接收根据本发明的安全交换器的图1中所示的容器区域的示意图。
图6根据纵向截面图示出了根据本发明的安全热交换器的第四实施方式。
图7沿着容器的纵向截面示出了图2所示的安全主热交换器的集成实施例。
图8沿着容器的纵向截面示出了图5所示的安全主热交换器的集成实施例。
具体实施方式
图1是集成型核反应堆的容器100的一部分的截面图,其更具体地显示尤其安置于容器100内部的电力热交换器200的高度的容器100的***。
集成反应堆的容器100具有凹槽110,凹槽110布置在容器100的壁的厚度内,并且安置于相对于反应堆的堆芯的高度上,其基本上等同于电力热交换器200的位置。凹槽110部分地延伸到容器100的周缘上,从而具有曲线形状并且具有大约十毫米的深度。
布置在容器100中的凹槽110能够在容器100的厚度内至少部分地安置和集成安全主热交换器120,而不会侵占专用于反应堆中电力热交换器200的安置的内部体积,并且不会扰动或阻碍在容器壁和电力热交换器200之间的初级流体循环。
安全主热交换器120的第一示例性实施方式在图2中示意性地示出。在该实施方式中还示出了反应堆的容器100的壁的区域的立体图,其具有能够接收和集成根据本发明的安全主热交换器120的凹槽110。根据该第一示例性实施方式,安全主热交换器120由焊接到围绕凹槽110的容器100内壁的单个冷壁120形成。冷壁120包括安置凹槽侧110的第一面121和面向容器100内部的第二面122。第一面121包括分离器123,其特别起到隔离物的作用,从而能够安置,以保证冷壁120在凹槽110中的安置并且与凹槽110底部保持一定的预定距离。分离器123也可用于保证在主要压力的作用下冷壁120的良好机械强度。
分离器123可以具有各种形状,例如图2所示的沿着容器高度方向定向的纵向峡部形状。根据其它实施方式,分离器124可以以各种形状显示,例如图4中同时示出的圆柱形垫124a、直线形状的垫124b或替代的三角形垫124c。
分离器123、124由此在凹槽110中限定用于循环冷却流体、指定的次级流体或安全流体的循环网络的交换通道,其能够在容器100内与初级流体进行热交换。分离器123、124的形状根据循环网络中次级冷却流体的所需流动来确定,尽管有背景效应,但也确保保持板彼此之间或板相对于凹槽110的底部的间隔,并且确保耐受与组装方法有关的应力(例如扩散焊接)。
如图2所示的峡部形状的分离器123有利地可在容器的高度方向上形成纵向通道,其有利于次级冷却流体的垂直循环(即,在容器的高度方向上)。
在图2所示的第一实施方式中,分离器123安置于冷板120上,更具体地安置于面向容器的凹槽110的冷板120的面上。根据替代的实施方式,还提供了将分离器安置在凹槽110的底部中。
由此产生的网络由安置于凹槽110的下部的入口131和安置于凹槽110的上部的出口132形成,入口131和出口132分别连接到穿过容器100的壁的导孔,其称为用于下部供应的供应导孔133和用于上部排出的排出导孔134。在该实施方式中,供应导孔133和排出导孔134通过通常用于此的方式构成整体并且与容器壁密封。然而,根据替代的实施方式,供应导孔133和排出导孔134可以由穿过容器100的简单通口代替。
分离器123有利地能够产生特定的流动,并且在通过排出导孔134离开凹槽110之前,使次级流体的流速覆盖冷壁120的所有网络以便最大化热交换表面。
在简化的方式中,冷壁120和容器壁100以简化的方式显示为平的。然而,在实践中,由于容器壁100是圆柱形的,因此冷壁120具有圆柱形状,其曲率基本上与凹槽110的底部的曲率相同。
有利地,由简化的冷壁120形成的安全热交换器的制造使得可以利用低厚度的冷壁120的柔性来随着容器100,更具体地凹槽110的底部的曲率而变化,并耐受***固有的差异膨胀。
图7沿容器100的纵向截面示出了安全主热交换器120在容器壁100的凹槽110中的集成的实施例。冷壁120与容器100的内壁的衬里111之间的密封通过例如制造罩型(圆形或扁平的)唇形焊缝112来确保。这种类型的焊缝有利地能够在焊接操作期间限制变形和应力。图7还示出了用于下部供应的供应导孔133和用于上部排出的排出导孔134之间的次级冷却流体的循环方向。
因此,由于本发明,初级液体的制冷主要通过交换器的冷壁120的壁122进行,并且以互补的方式,经由尤其在靠近接收次级冷却流体的凹槽110的区域中的容器壁,通过传导进行。
在该第一实施方式中,凹槽110具有大约10到20mm的厚度,这足以完全容纳如图7所示的冷板120。
图3示出了安全主热交换器220的第二实施方式。该第二实施方式提出了一种可拆卸且具有自支撑结构的安全主热交换器220。为此,热交换器220以可拆卸的小盒(也称为“盒”)的形式生产。这个小盒是由两个板221和224构成,两个板221和224彼此叠置,以形成紧凑和密封的组件。第一个板221形成小盒220的底部并且包括用于与凹槽110的底壁接触的外面222和内面223,内面223以与第一实施方式相同的方式包括多个分离器123,所述多个分离器123形成用于密封盒220内的次级流体的循环的内部热交换通道网络。第二板224形成盒220的外壁,并具有面向底板221的内面223安置的内面225和当盒220安置于凹槽110中时直接与初级液体接触并且用于焊接到容器100的内衬上的外面226。
以与图4中描述的第一实施方式相同的方式,分离器123可以具有各种形状,例如图3所示沿着容器高度方向定向的纵向峡部形状,或者替代地,如图4所示可以具有各种形状的垫的形式,图4代表以图3所示的可拆卸“小盒”的形式生产的热交换器220的替代实施例。分离器124可以是例如圆柱形124a或直线形状124b或三角形124c或几种形状的组合。在该实施例中,分离器123还可以确保保持板彼此之间的间隔。
在图3所示的第二实施方式中以及在图4所示的该第二实施方式的替代方式中,分离器123、124作为示例安置在第一板221的内面223上。根据替代实施方式,分离器123、124也可以安置在第二板224的内面225上。
两个板221和224在其周边侧壁的高度处焊接在一起,以便在盒220的内部封闭内部热交换通道的网络,从而形成封闭的次级流体循环回路。两个板中的一个,例如图3和图4中所示的底板221,包括***边界230,***边界230与分离器123、124基本上具有相同的厚度,外板224支撑在***边界230上。
由多个分离器123、124形成的内部通道网络连接至盒220的下部中的进料管233(图3中不可见)和盒220的上部中的提取管234。装有这些供应和提取管234的小盒220放置在容器100的壁中布置的凹槽110中。然后将供应管和提取管安置在容器100的导孔231、232中。
小盒220有利地在其外板224的高度处焊接到容器壁100的内衬,这使得可以在没有额外操作的情况下焊接供应导孔231、232中的供应管233和排出管234,简化维护操作。因此,主要冷却流体停止在盒和容器壁100的内衬之间的连接高度处。次级冷却流体本身被留在盒中。由于这个原因,不必依靠在容器100的外壁上的进料管233和排出管234的外部在穿透高度处进行焊接操作以确保组件的密封。显然,从供应管和排出管的外部进行额外的焊接能够获得相对于初级流体(例如在盒220和容器100之间失去密封的情况下),或者相对于次级冷却流体(例如,在安置于容器中的盒的部分泄漏的情况下)的额外密封线。
图5示出了根据本发明的安全主热交换器320的第三实施方式。除了将要在以下段落中描述的元件之外,该第三实施方式与前面描述的第二实施方式基本相同。
在该第三实施方式中,安全主热交换器320没有焊接到容器100的内衬上,从而一方面进一步便于拆卸并且另一方面使初级液体的冷却最大化。
为此,安全主热交换器320(也是如前所示的盒的形式)在其底板上包括面向凹槽310的底部安置的垫,垫能够将盒320与凹槽310的底部保持一定的距离。凹槽310还具有槽口311,其与盒320的垫结合,允许初级液体在凹槽310中的引入和循环,也就是说当所述盒安置于凹槽310内的时候其在小盒320的后面。
有利地将槽口311放置在反应堆的容器100的纵向方向上,以便能够使初级液体从反应堆的顶部到底部自然循环。
图8示出了沿着容器100的纵向截面安全主热交换器320在容器壁100的凹槽310中集成的示例。安全主热交换器320安装在容器壁100的凹槽310中,并与凹槽310的底部保持一定的距离。
槽口311使在凹槽310中的初级流体沿着图8中箭头FPe和FPs所示的循环方向通过。因此,初级流体与交换器320的两个壁交换。
图6示出了沿纵向截面根据本发明的安全主热交换器420的第四实施方式。除了将在以下段落中描述的元件之外,该第四实施方式与前面描述的第二实施方式基本相同。
实际上,该第四实施方式包括例如参考图2所描述的彼此平行安装并且由内部空间430彼此间隔开的多个盒220,该内部空间430布置以使得初级流体能够在不同的盒220之间引入和循环。
图6仅示出了两个平行安装并由内部空间430间隔开的小盒220。然而,根据本发明的安全主热交换器420可包括多个平行安装的小盒220,所述盒中的每个盒与第二相邻盒由其中初级液体循环的内部空间430间隔开。安全交换器的盒220的数量根据体积/性能之间的期望比率选择。
在该实施方式中,供应管433和排出管434包括开孔440,开孔440布置在交换器的每个盒的高度处,并且更具体地在每个盒的内部空间的高度处,以便使次级流体能够在多个盒220内循环。
根据该第四实施方式的替代方案,安全主热交换器420还可以包括如先前所述在图4中示出的第三实施方式中的垫。
一般而言,在所述的所有实施方式中,焊接通常通过扩散焊接方法进行,并且用于制造所述安全交换器的材料通常是不锈钢类型材料或镍基材料。
一般而言,根据本发明的安全热交换器以及容器壁100已经示意性地显示为平坦的。然而,在实践中,由于容器壁100是圆柱形的,之前描述的安全交换器显然具有弯曲的或圆柱形的形状,其与在容器100的壁中布置的凹槽110的底部的曲率基本上相同。
由于根据本发明的安全热交换器的小体积,可以在容器的高度或阶级处将其直接集成在核反应堆的容器壁的厚度内,这可以优化这种被动冷却***的效率。在容器的凹槽中安置由此可以在发生事故时优化初级液体的冷却,而不影响或降低反应堆的电力热交换器的冷却能力,同时在操作中由于根据本发明的安全热交换器的集成所需的凹槽厚度低而满足在核反应堆的容器壁的高度处上的安全要求。
Claims (10)
1.核反应堆,其包括集成至少一个用于在反应堆的正常运行期间冷却所述核反应堆的初级液体的电力主热交换器的容器和至少一个用于在反应堆的初级液体正常冷却出现故障时冷却核反应堆初级液体的被动式安全主热交换器,所述核反应堆的特征在于,所述容器包括布置在其厚度内的凹槽,并且所述被动式安全主热交换器至少部分地集成在所述凹槽中。
2.根据权利要求1所述的核反应堆,其特征在于,所述凹槽布置在容器厚度内的额外厚度水平处。
3.根据权利要求1所述的核反应堆,其特征在于,布置在容器厚度内的所述凹槽安置于与所述至少一个电力主热交换器的位置相对应的高度处。
4.根据权利要求1所述的核反应堆,其特征在于,所述被动式安全主热交换器包括多个分离器,所述分离器形成用于在两个相邻分离器之间的次级冷却流体循环的网络的交换通道。
5.根据权利要求4所述的核反应堆,其特征在于,所述被动式安全主热交换器是具有与初级液体接触的第一面和与次级冷却流体接触的第二面的冷板,并且所述多个分离器安置于所述冷板的第二面和所述凹槽的底部之间。
6.根据权利要求4所述的核反应堆,其特征在于,所述被动式安全主热交换器包括具有第一板和第二板的小盒,所述第一板和第二板包围所述多个分离器,形成用于次级冷却流体循环的内部网络。
7.根据权利要求6所述的核反应堆,其特征在于,所述容器包括在所述凹槽的高度处出现的导孔,并且所述被动式安全主热交换器包括安置于所述被动式安全主热交换器的下部的进料管和安置于所述被动式安全主热交换器的上部的提取管,所述进料管和所述提取管使次级冷却流体在所述被动式安全主热交换器内循环,进料管和提取管在所述导孔的高度处穿过容器。
8.根据权利要求7所述的核反应堆,其特征在于,所述进料管和所述提取管与用于所述次级冷却流体循环的所述内部网络连通。
9.根据权利要求6至8中任一项所述的核反应堆,其特征在于,所述被动式安全主热交换器由多个小盒形成。
10.根据权利要求6至8中任一项所述的核反应堆,其特征在于,所述凹槽具有槽口,并且所述被动式安全主热交换器包括将所述被动式安全主热交换器保持在距所述凹槽的底部一定距离处的垫,所述槽口和所述垫允许初级液体在所述凹槽中循环。
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Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN112097441A (zh) * | 2019-06-18 | 2020-12-18 | 青岛海尔智能技术研发有限公司 | 冷藏冷冻装置 |
CN112097444B (zh) * | 2019-06-18 | 2022-03-04 | 青岛海尔智能技术研发有限公司 | 用于冷藏冷冻装置的气流除湿模块及冷藏冷冻装置 |
CN112097443B (zh) * | 2019-06-18 | 2022-01-25 | 青岛海尔智能技术研发有限公司 | 用于冷藏冷冻装置的气流除湿模块及冷藏冷冻装置 |
CN112097439B (zh) * | 2019-06-18 | 2022-05-03 | 青岛海尔智能技术研发有限公司 | 用于冷藏冷冻装置的气流除湿模块及冷藏冷冻装置 |
CN112179013B (zh) * | 2019-07-05 | 2022-06-14 | 青岛海尔智能技术研发有限公司 | 冷藏冷冻装置及其化霜控制方法 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5102616A (en) * | 1988-07-21 | 1992-04-07 | Rolls-Royce And Associates Limited | Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors |
WO1995029486A1 (en) * | 1994-04-22 | 1995-11-02 | Abb Atom Ab | Nuclear reactor |
JP2006162339A (ja) * | 2004-12-03 | 2006-06-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 熱交換器及び原子炉 |
CN101950588A (zh) * | 2005-08-18 | 2011-01-19 | 株式会社东芝 | 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备 |
CN103000234A (zh) * | 2011-09-08 | 2013-03-27 | 韩电原子力燃料株式会社 | 核电站的被动式辅助冷凝装置 |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4508677A (en) * | 1983-02-09 | 1985-04-02 | General Electric Company | Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof |
US5021211A (en) * | 1989-07-25 | 1991-06-04 | General Electric Company | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system |
US5043136A (en) * | 1990-06-21 | 1991-08-27 | General Electric Company | Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors |
EP0667623A1 (en) * | 1994-02-14 | 1995-08-16 | FINMECCANICA S.p.A. AZIENDA ANSALDO | A system for passively dissipating heat from the interior of a nuclear reactor containment structure |
KR100594840B1 (ko) * | 2003-05-21 | 2006-07-03 | 한국원자력연구소 | 풀 직접 냉각방식의 피동 안전등급 액체금속로잔열제거방법 및 잔열제거시스템 |
US8971477B2 (en) * | 2009-06-10 | 2015-03-03 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Integral helical coil pressurized water nuclear reactor |
FR2985843B1 (fr) * | 2012-01-18 | 2014-03-14 | Dcns | Module de production d'energie electrique |
FR2989506B1 (fr) * | 2012-04-11 | 2018-08-31 | Societe Technique Pour L'energie Atomique | Reacteur nucleaire avec echangeurs de chaleur a plaques ou micro canaux integres dans la cuve |
US9589685B2 (en) * | 2012-05-21 | 2017-03-07 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
HUE045594T2 (hu) * | 2012-06-05 | 2020-01-28 | Soc Technique Pour Lenergie Atomique | Lemezes hõcserélõ a járatok közötti homogén közegáramlások megvalósításához |
US9275761B2 (en) * | 2012-06-13 | 2016-03-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Small modular reactor safety systems |
US9748004B2 (en) * | 2012-06-13 | 2017-08-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Combined core makeup tank and heat removal system for a small modular pressurized water reactor |
FR2992732B1 (fr) * | 2012-06-29 | 2014-08-08 | Soc Technique Pour Lenergie Atomique Technicatome | Procede de controle de l'etancheite d'un echangeur a plaques |
-
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Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5102616A (en) * | 1988-07-21 | 1992-04-07 | Rolls-Royce And Associates Limited | Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors |
WO1995029486A1 (en) * | 1994-04-22 | 1995-11-02 | Abb Atom Ab | Nuclear reactor |
JP2006162339A (ja) * | 2004-12-03 | 2006-06-22 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 熱交換器及び原子炉 |
CN101950588A (zh) * | 2005-08-18 | 2011-01-19 | 株式会社东芝 | 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备 |
CN103000234A (zh) * | 2011-09-08 | 2013-03-27 | 韩电原子力燃料株式会社 | 核电站的被动式辅助冷凝装置 |
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