[go: up one dir, main page]

CN104885160B - 具有液体金属冷却剂的核反应堆 - Google Patents

具有液体金属冷却剂的核反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN104885160B
CN104885160B CN201280077308.5A CN201280077308A CN104885160B CN 104885160 B CN104885160 B CN 104885160B CN 201280077308 A CN201280077308 A CN 201280077308A CN 104885160 B CN104885160 B CN 104885160B
Authority
CN
China
Prior art keywords
pump
nuclear reactor
collector
shell
housing
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.)
Active
Application number
CN201280077308.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104885160A (zh
Inventor
乔吉·伊利施·塔施斯基
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.)
Yi Sheng Engineering Joint Stock Corp
Original Assignee
Yi Sheng Engineering Joint Stock Corp
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 Yi Sheng Engineering Joint Stock Corp filed Critical Yi Sheng Engineering Joint Stock Corp
Publication of CN104885160A publication Critical patent/CN104885160A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104885160B publication Critical patent/CN104885160B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

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
    • 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
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/006—Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • 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
    • 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)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

具有液体金属冷却剂本核反应堆包括具有盖的壳体(1)和分离外壳(6)，所述分离外壳布置布置在壳体中。在所述分离外壳和所述壳体之间的环形空间(5)中具有至少一个蒸气发生器(3)和至少一个泵(4)。在所述分隔外壳(6)中，具有活性区域(2)，其上设置有热收集器(8)，其与蒸气发生器(3)的竖直中间部分连通，以便将液体金属冷却剂的蒸气分类成上升流和下降流，或者热收集器(8)与蒸气发生器的上部连通，以便制造逆流热交换区域。上水平冷收集器(10)布置在反应堆头部下，具有未充满的冷却剂水平，下聚集收集器(11)布置在蒸气发生器(3)之下，与上水平冷收集器(10)连通。泵(4)的入口与上水平冷收集器(10)连通，泵(4)的出口与下环形压力收集器(12)连通，所述下聚集收集器(11)与所述下环形压力收集器(12)由水平隔板(13)分开，下环形压力收集器(12)与活性区域的分布收集器(15)连通。

Description

具有液体金属冷却剂的核反应堆
技术领域
本发明涉及核能工程，具体地，涉及具有重质液体金属冷却剂(例如，铅，铅-铋共晶体)的池式快中子核反应堆的设计。
背景技术
已知的核电厂包括具有液体金属的反应堆，其中，在未充满水平之下是：芯、蒸气发生器、具有轴向叶轮的主循环泵和屏蔽气体系统，主循环泵的叶轮叶片被安装在套筒上，所述套筒的轴线垂直于泵的轴线，并且叶片可以转动到冷却剂流完全停止在泵中的位置(RU 15955U1，2012)。
具有优选使用液体金属冷却剂作为初级回路的冷却剂的核反应堆的芯的可拆卸设计是已知的。这个结构包括燃料组件，具有吸收剂的控制和安全系统(CSS)壳体，其中壳体被使用夹套装置固定在底板，所述的CSS壳体的夹套抓持部被固定在底板，被制成为燃料组件夹套嘴部以其内径将CSS壳体的夹套把持部的叶片包括在内并保留它们在保持操作状态(RU 2298849C2，2007)。
核反应堆，尤其是池式核反应堆，已知具有主箱，所述主箱容纳包括燃料元件堆的芯，并将其浸入在芯和至少一个热交换器之间循环的初级冷却剂；该反应堆的特征在于，所述燃料元件沿对应的平行的纵向轴线延伸，并具有：设置在燃料元件的下端并浸入初级冷却剂从而形成芯的相应的活性部分；和从活性部分向上延伸并离开初级冷却剂的相应的服务部分(WO2009/040644А2，2009年)。
最接近所要求保护的发明的类似的解决方案是具有液体金属冷却的池式核反应堆(RU 2408094，2012)。该反应堆包括：壳体；芯；泵，所述泵用于使初级回路冷却剂循环通过芯；和蒸气发生器(SG)。泵和SG被联合成坚固的不可分的组件，布置在壳体和分隔外壳之间的环形空间中；初级回路的冷却剂由泵从设置在芯上方的热收集器汲取，并水平地流动至SG入口，并从SG入口作为下降流进到芯入口，从而完成循环回路。
该最接近的类似解决方案具有以下缺点：
-泵传递的热的冷却剂具有约500℃的温度。没法获得在重质液体金属冷却剂(在泵叶片的速度约20米/秒)的流中适于这样的温度并具有所需的耐长期腐蚀和侵蚀性的结构材料；
-反应堆的盖是在等于大约500℃的高温下运行，这使得泵轴承和电动驱动器、可拆卸连接件的密封等非常复杂；
-将泵和SG联合成具有豆荚的横截面形状的单个不可分的结构使得维修很困难，这是因为，当需要更换故障SG时，泵要也更换；
-在SG泄漏的情况下，蒸气气泡和水滴可能由冷却剂下降流夹持并可能进入芯。这可能导致快中子谱反应堆的反应故障。
发明内容
在本发明实施例要解决的技术问题是提高核反应堆运行的可靠性和提高反应堆性能。
根据第一实施例，反应堆包括具有盖的壳体，壳体容纳具有屏蔽塞的分隔外壳，所述分隔外壳布置在壳体中，以便形成环形空间；壳体设置有至少一个蒸气发生器和至少一个泵，其被布置在环形空间中的各自的外壳中。芯设置在分隔外壳中，在其下部；热收集器设置在芯上，在蒸气发生器的高度的中点位置处通过入口接头(或两个或更多入口接头)与所述蒸气发生器(或两个或更多蒸气发生器)连通。来自蒸气发生器的上部的冷的冷却剂自由流动通过开口(制成在外壳中)，进入上水平冷收集器(具有未充满水平)。来自蒸气发生器的下部的冷的冷却剂进入下聚集收集器，所述下聚集收集器经由沿着所述反应堆的壳体延伸的环形通道并且经由布置在分隔外壳、壳体和蒸气发生器和泵的外壳之间的环形空间中的壳体内辐射保护元件形成的通道与上水平冷收集器连通。泵的入口通过制成在它的外壳内的开口与所述上水平冷收集器连通，泵的出口与所述下环形压力收集器连通，所述下聚集收集器与下环形压力收集器由水平隔板分开，下环形压力收集器与反应堆的芯的分布收集器通过环形槽连通。可以有一个或多个蒸气发生器，一个或多个泵，蒸气发生器的数量可以与泵的数量相对应或不对应。
根据第一实施例的冷却剂循环回路仅对产生蒸气-水混合物的蒸气发生器有效，因为冷却剂和蒸气发生器的上部中的蒸气-水混合物之间的热交换根据前向流动模式进行，这是因为，根据本实施例，进料水被引导至蒸气发生器的下部，蒸气-水混合物从上方离开，然后进入分离器(分离器不是反应堆部分)用于被分离成水和饱和蒸气。
在使用直接流动的蒸气发生器制造过热蒸气的情况下，使用根据第二实施例的用于初级回路的冷却剂循环模式。根据第二实施例，核反应堆包括具有盖的壳体，壳体容纳分隔外壳，分隔外壳具有屏蔽塞，外壳布置在壳体中，以便形成环形空间；壳体具有至少一个蒸气发生器和至少一个泵，在所述环形空间中布置在各自的外壳中。芯设置在分隔外壳(6)中，在其下部，热收集器设置在芯之上，通过制成在屏蔽塞中的竖直通道与布置在蒸气发生器的上部的水平相对应的高度处的入口接头(或两个以上)相连通，以便在加热冷却剂和被加热的介质之间提供热交换逆流模式。进料水被导入蒸气发生器的下部，过热蒸气从蒸气发生器的上部离开。从蒸气发生器的上部离开的冷的冷却剂进入下聚集收集器，并通过沿反应堆壳体衍生的环形空间并经由布置在分隔外壳、壳体和蒸气发生器和泵的外壳之间的环形空间中的壳体内辐射保护元件形成的通道与上水平冷收集器流动，最终进入具有冷却剂未充满水平的上水平冷收集器，所述上水平冷收集器设置在壳体盖下的环形空间中，在蒸气发生器和泵的外壳之间。各泵的入口通过制成在泵的外壳内的开口与上水平冷收集器连通，各泵的出口与下环形压力收集器连通，下聚集收集器与下环形压力收集器)由水平隔板分开，所述下环形压力收集器与反应堆的芯的分布收集器通过环形槽连通。可以有一个或多个蒸气发生器，也可以有一个或多个泵
根据核反应堆这两个实施例，核反应堆的壳体与分隔外壳优选具有圆筒形形状，蒸气发生器和泵优选设置有圆筒形外壳，并优选竖直布置。
此外，根据核反应堆这两个实施例，为在泵不运行时改进初级回路冷却剂的自然循环(NC)的状况，在所述下聚集收集器和所述下环形压力收集器之间的水平隔板设置有旁通阀，所述旁通阀连接所述下聚集收集器和所述下环形压力收集器，以便移除残余能量释放。阀设置有致动器，或不设置致动器。如果不设置致动器，则由密度大于液体金属冷却剂的密度的材料制成，这保证：泵被停止后，阀将在重力作用下被打开，泵启动后，阀将在液压动力的作用下被关闭。
此外，根据改进初级回路冷却剂的自然循环另一变型，述下聚集收集器和所述下环形压力收集器之间的水平隔板设置有排放口。在这种情况下，如果泵(4)运行，则形成不应超过额定流量的一小部分的经过芯的连续旁路流，以便排除冷却剂和燃料温度的不可接受的上升。为了减少所述泵的旁路，排放口可以设置有具有一液压阻力系数的管道片(confusor)，在冷却剂从泵的压力收集器流动到的SG的聚集收集器时冷却系数显著大于在冷却剂在NC模式中从SG的下聚集收集器流动至下环形压力收集器时的冷却系数。
由于所有的泵(如果有多个泵)被并联连接到公共下环形压力收集器，所以，为了减少穿过被停止的泵的旁路流(例如，如果其是错误的)，下环形压力收集器设置有径向平隔板，所述隔板布置在距离泵轴线的等距离处，并防止冷却剂经由下环形压力收集器从运行的泵的出口处直接进入被停止的泵的出口。这使得能够在泵中的一个停止运行时减少在反应堆中的功率降低，并且不会在所有的泵停止运行时制造额外的液压阻力，这是因为在下部环形压力收集器中的径向隔板被布置为相对于泵的轴线对称。
为了排除显著地增加反应堆的盖和壳体的厚度(这将在假定蒸气发生器的管中存在多处泄漏的情形下确保其坚固性)的必要性以及为了排除壳体中的压力增加至蒸气压力值的可能性，设置了释放爆破隔膜，所述膜布置在反应堆的盖的专用配件上或布置在安装了SG的反应堆的盖的配件中。膜强度被设计为蒸气额定压力低得多的压力。事实上，在不对反应堆结构添加额外的负担的情况下，膜实现了一次性的安全装置的功能，这是因为没有理由同时销毁SG的多个管。
与现有技术的反应堆相比，可以通过实施本发明的实施例实现的积极效果表现在新的技术性能上，所述技术性能包括具有液体金属冷却剂的池式核反应堆的改进的可靠性及性能，即：
-泵传送“冷”的冷却剂，这有利于找到确保泵操作零件的耐长期腐蚀和侵蚀资源的解决方案；
-反应堆壳体的盖在较低的温度运行，从而确保了更高的可靠性，并简化了布置在盖上的装置的冷却条件；
-必要时，蒸气发电机和泵可以被彼此独立地替换，这降低了维修所需的时间并降低维修费用。所要求保护的结构使得能够不必将泵的数量和蒸气发生器的数量相关联。这种结构使得能简单地仅仅替换出现故障的蒸气发生器，但不从反应堆移除泵；
-在离开蒸气发生器后，冷却剂流进入上冷收集器的未充满水平。这种循环模式排除在蒸气发生器产生泄漏的情形下湿气进入芯的可能性，这是因为，蒸气和水滴与上升的冷却剂流一起进入上冷收集器，其中，在冷却剂水平流的未充满水平处发生有效的重力分离，蒸气气泡和水滴在较少的过量压力下进入填充有惰性气体的反应堆气体空间，以便防止空气通过可能的泄漏点进入空气空间，如果进入空气空间，则空气将冷却剂的不希望的氧化。
此外，根据本发明的第一实施例，由于布置在蒸气发生器的中间部分的接头，进入蒸气发生器(在这种情形下执行蒸气发生器的功能)的入口的冷却剂流的分离成两个部分，即，上升流和下降流，这将其液压阻力降低至八分之一，并使得能降低初级回路的共同液压阻力和所需的泵的功率。
附图说明
附图说明本发明，其中：
图1示出了根据第一实施例的核反应堆的图。
图2示出了根据第二实施例的核反应堆的图。
具体实施方式
核反应堆包括：圆筒形壳体(1)，其容纳芯(2)；蒸气发生器，下文称作“SG”，(或多个SG)(3)；和泵(4)(一个或多个)。SG(3)和泵(4)被布置在各自的外壳中。初级回路的重质液体金属冷却剂(例如铅或铅铋共晶体)在SG的管空间中运动，二级回路的冷却剂(水、蒸气)在管内运动。
传送液体金属冷却剂的SG和泵被布置在环形空间(5)中，所述环形空间由在反应堆的圆筒形壳体(1)和圆筒形外壳(6)形成。芯(2)设置在圆筒形分隔外壳(6)内，在其下部，屏蔽塞(7)设置在其上部。
SG(3)和泵(4)优选具有各自的外壳的圆筒形状，并且优选竖直布置，多个泵(4)不与多个SG(3)关联，这是因为其是彼此独立地安装在壳体内。
热收集器(8)设置在芯(2)上方，初级回路的液体金属冷却剂从热收集器经由入口接头(9)供给至SG的入口室，所述入口接头(9)将分隔外壳(6)中形成的开口与SG(3)的入口室相连接。如果有数个SG(3)，则入口接头(9)和分隔外壳(6)中形成的开口的数量等于SG的数量。
根据本发明第一实施例，入口接头设置在SG(3)的中间(高度)部分。
进入SG(3)的中间部分之后，热的液体金属冷却剂被分离成两部分：上升流，所述上升流清洗SG(3)的上部并自由流过在SG(蒸发器)的外壳中制成的开口进入具有未充满的冷却剂水平的上水平冷收集器(10)，所述上水平冷收集器设置在反应堆的盖下方的环形空间中，在SG和泵的外壳之间；和下降流，所述下降流清洗SG(3)的下部，进入下聚集收集器(11)，并从所述下聚集收集器(11)作为上升流流动经过沿反应堆壳体延伸的环形通道，并经过由布置在分隔外壳、壳体和SG和泵的外壳之间的壳体内辐射保护元件形成的通道，进入上水平冷收集器(10)，在所述上水平冷收集器其与来自SG(3)的上部的液体金属冷却剂混合。
液体金属冷却剂从上水平冷收集器(10)自由地和水平地流动，穿过泵外壳中的开口，流动至泵(4)的入口，并在泵制造的压力下作为下降流被进一步供给至下环形压力收集器(12)，所述下环形压力收集器通过水平隔板(13)与下聚集收集器(11)分隔开。
冷却剂进一步从下环形压力收集器流动穿过环形槽(14)进入芯(2)的分布收集器(15)，从而完成循环回路。
排除了在SG具有泄漏的情况下水分进入芯(2)的可能的入口，这是因为来自SG 3的管空间的任何水分(蒸气、水滴)由冷却剂的上升流传送进入上冷收集器(10)，其中蒸气通过重力在未充满的冷却剂水平有效地分离，并被移除进入填充有处于少量过压下的惰性气体的核反应堆的气体空间。水分从通过常规方法从反应堆气体空间中移除。
其结果是，反应堆的盖与泵的叶轮与来自上水平冷收集器(10)的冷的冷却剂相互作用，这使得能够改进其运行的可靠性并延长其使用寿命。
本发明的第一实施例涉及SG产生蒸气-水混合物，所述蒸气-水混合物被进一步供给入分离器，用于分离成水和饱和蒸气。
初级回路的液体金属冷却剂的循环模式被轻微改变成制造过热蒸气的直接流动SG，这对应于本发明的第二实施例。
在这种情况下(本发明的第二实施例)，SG(3)的入口接头(9)布置在液体金属冷却剂进入SG的上部(3)的水平处，在SG(3)中，冷却剂作为下降流运动，以便在加热冷却剂和被加热的介质之间形成热交换的逆流流动模式，这是因为供给的水从下方进入SG，过热蒸气从上方离开。
热液体金属冷却剂从芯(2)的热收集器(8)经由布置在芯(2)上方、在圆筒形分隔外壳(6)内、在屏蔽插件(7)中制成的特别通道(16)进入入口接头(9)。入口管接头(9)将在分隔外壳中制成的开口与SG的入口室连接。
在其它方面，循环模式并不不同于以上对于第一实施例所描述。
为了改进当泵不运行时初级回路的冷却剂的自然循环(NC)的状况并去除残余能量释放，在SG的下聚集收集器和芯的压力收集器之间设置旁路阀，在泵不运行时该阀连接被打开的所述收集器。
所述阀可以设置或不设置各自的致动器。在阀未设置有致动器的情况下，它们是由具有比该冷却剂的更大的密度的材料(例如，钨)制成。泵被停止后，阀将在重力作用下被打开，泵启动后，阀将在液压动力的作用下被关闭。
当旁路阀打开时，冷却剂循环回路较短并且具有较小的液压阻力。
冷却剂从芯(2)流动到芯的热收集器(8)；如果模式用于SG执行蒸气发生器的功能(制造湿蒸气的蒸发器)，则冷却剂从热收集器经由入口接头(9)进入SG(3)的中间部分，如果模使用直接流动SG，则冷却剂从热收集器经由入口接头(9)进入SG(3)的上部。之后，冷却剂作为下降流清洗SG蒸发器的下部(本发明的第一实施例)或者在其是直接流动SG(本发明的第二实施例)的情形下清洗整个SG，并进入SG的下聚集收集器(11)，冷却剂从下聚集收集器(11)流经打开的旁通阀进入芯的下环形压力收集器(12)，从而完成制冷剂的NC电路。
改进初级回路的冷却剂的自然循环状况的另一种变型可以在不使用旁通阀的情况下通过在SG的下聚集收集器(11)和芯的下环形压力收集器(12)之间设置制成在水平隔板(13)中的排放口来实现。在这种情况下，如果泵(4)运行，则形成不应超过额定流量的一小部分的经过芯的连续旁路流，以便排除冷却剂和燃料温度的不可接受的上升。为了减少所述泵(4)的旁路，排放口可以设置有具有一液压阻力系数的管道片(confusor)，在冷却剂从泵的压力收集器流动到的SG的聚集收集器时冷却系数大于在冷却剂在NC模式中从SG的下聚集收集器(11)流动至下环形压力收集器(12)时的冷却系数。
因为在NC模式下的冷却剂流的速度非常慢，所以，在SG(3)中存在泄漏的情况下，蒸气的气泡和水滴不会被在SG(3)的冷却剂下降流夹持，但其会到达上水平冷收集器(10)中的冷却剂未充满水平，并将被有效地分离进入气体空间。为了额外地减少蒸气进入到芯的可能性，旁通阀或排方口应设置为离冷却剂从SG(3)离开进入到SG的下聚集收集器(11)的位置尽可能远的距离处。
由于所有的泵(4)(如果有多个泵)被并联连接到公共下环形压力收集器(12)，所以，为了减少穿过被停止的泵的旁路流(例如，如果其是错误的)，下环形压力收集器(12)设置有径向平隔板，所述隔板布置在距离泵轴线的等距离处，并防止冷却剂经由下环形压力收集器(12)从运行的泵的出口处直接进入被停止的泵的出口。这使得能够在泵中的一个停止运行时减少在反应堆中的功率降低，并且不会在所有的泵停止运行时制造额外的液压阻力，这是因为在下部环形压力收集器(12)中的径向隔板被布置为相对于泵(4)的轴线对称。
为了排除显著地增加反应堆的盖和壳体(1)的厚度(这将在假定蒸气发生器(3)的管中存在多处泄漏的情形下确保其坚固性)的必要性以及为了排除壳体中的压力增加至蒸气压力值的可能性，设置了释放爆破隔膜，所述膜布置在反应堆的盖的专用配件上或布置在安装了SG(3)的反应堆的盖的配件中。膜强度被设计为蒸气额定压力低得多的压力。事实上，在不对反应堆结构添加额外的负担的情况下，膜实现了一次性的安全装置的功能，这是因为没有理由同时销毁SG(3)的多个管。

Claims (27)

1.一种具有液体金属冷却剂的核反应堆，其包括具有盖的壳体(1)和分隔外壳(6)，所述分隔外壳布置在反应堆的壳体(1)中，以便在所述分隔外壳(6)和所述壳体(1)之间形成环形空间(5)，至少一个蒸气发生器(3)和至少一个泵(4)被布置在所述环形空间(5)中，所述至少一个蒸气发生器和至少一个泵中的每一个均被布置在其各自的外壳中；分隔外壳(6)在其上部容纳屏蔽塞(7)，在其下部容纳反应堆的芯(2)；热收集器(8)被设置在所述反应堆的芯(2)之上，
其特征在于，所述热收集器(8)被制成为在所述蒸气发生器(3)的高度的中点位置处与所述蒸气发生器(3)连通，以便将液体金属冷却剂分离成分别清洗所述蒸气发生器(3)的上部的上升流和清洗所述蒸气发生器(3)的下部的下降流；上水平冷收集器(10)布置在壳体的盖下的环形空间中，并且该上水平冷收集器(10)也布置在所述壳体(1)、分隔外壳(6)、所述蒸气发生器(3)的外壳和所述泵(4)的外壳之间，所述上水平冷收集器具有未充满的冷却剂水平，并通过制成在其外壳中的开口连通至所述蒸气发生器(3)的上部；下聚集收集器(11)布置在所述蒸气发生器之下，用于收集来自所述蒸气发生器(3)的下部的冷的冷却剂，所述下聚集收集器经由环形空间并且经由布置在所述环形空间内的壳体内辐射保护元件形成的通道与所述上水平冷收集器(10)连通，所述环形空间沿着所述反应堆的壳体(1)延伸并由所述分隔外壳(6)、所述壳体(1)、所述蒸气发生器(3)的外壳和所述泵(4)的外壳形成；所述泵(4)的入口通过制成在它的外壳内的开口与所述上水平冷收集器(10)连通，所述泵(4)的出口与下环形压力收集器(12)连通，所述下聚集收集器(11)与所述下环形压力收集器(12)由水平隔板(13)分开，所述下环形压力收集器(12)和反应堆的芯的分布收集器(15)通过环形槽(14)连通。
2.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述核反应堆的壳体(1)和所述分隔外壳(6)被制成为圆筒形。
3.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述蒸气发生器(3)和所述泵(4)设置有圆筒形外壳，并在所述核反应堆的壳体(1)和所述分隔外壳(6)之间的环形空间(5)中竖直布置。
4.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述热收集器(8)通过入口接头(9)连接至所述蒸气发生器的中间部分。
5.根据权利要求1-4中的任一所述的核反应堆，其特征在于，所述蒸气发生器(3)的数量是两个或更多。
6.根据权利要求1-4中的任一所述的核反应堆，其特征在于，所述泵(4)的数量是两个或更多。
7.根据权利要求5所述的核反应堆，其特征在于，所述泵(4)的数量是两个或更多。
8.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于：在所述下聚集收集器(11)和所述下环形压力收集器(12)之间的水平隔板(13)设置有旁通阀，所述旁通阀连接所述下聚集收集器(11)和所述下环形压力收集器(12)，并设置在距离延伸至所述下聚集收集器(11)的蒸气发生器(3)的出口的最大距离处。
9.根据权利要求8所述的核反应堆，其特征在于，所述旁通阀设置有致动器。
10.根据权利要求8所述的核反应堆，其特征在于，所述旁通阀未设置有致动器，且由密度大于液体金属冷却剂的密度的材料制成。
11.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于：所述下聚集收集器(11)和所述下环形压力收集器(12)之间的水平隔板(13)设置有排放口，所述排放口设置在距离延伸至所述下聚集收集器(11)的蒸气发生器(3)的出口的最大距离处。
12.根据权利要求11所述的核反应堆，其特征在于，所述排放口设置有管道片，在冷却剂从泵的压力收集器流动至下聚集收集器(11)时所述管道片的液压阻力大于在自然循环模式中冷却剂从下聚集收集器(11)流动至泵(4)的下环形压力收集器(12)时所述管道片的液压阻力。
13.根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，当泵的数量大于1时，径向平隔板在距离泵(4)的轴线等距离处制成在下环形压力收集器(12)中。
14.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，释放爆破隔膜设置在壳体的盖中，设置所述释放爆破隔膜的位置包括安装蒸气发生器(3)的位置。
15.一种具有液体金属冷却剂的核反应堆，其包括具有盖的壳体(1)，分隔外壳布置在所述壳体中，以便在所述分隔外壳(6)和所述壳体(1)之间形成环形空间(5)；至少一个蒸气发生器(3)和至少一个泵(4)在所述环形空间(5)中布置在各自的外壳中，屏蔽塞设置在所述分隔外壳(6)中的所述分隔外壳上部，反应堆芯(2)设置在所述分隔外壳下部；热收集器(8)被设置在所述反应堆的芯之上，其特征在于，所述热收集器(8)被制成为，通过制成在所述屏蔽塞(7)中的通道与布置在与所述蒸气发生器(3)的上部的水平相对应的高度处的入口接头(9)相连通；具有未充满的冷却剂水平的上水平冷收集器(10)设置在壳体的盖下的环形空间中，并且该上水平冷收集器(10)还设置在所述壳体(1)、所述分隔外壳(6)、所述蒸气发生器(3)的外壳和所述泵(4)的外壳之间；下聚集收集器(11)设置在所述蒸气发生器之下，所述下聚集收集器经由环形空间并且经由布置在所述核反应堆的壳体(1)和所述分隔外壳(6)之间的所述环形空间(5)中的壳体内辐射保护元件形成的通道与所述上水平冷收集器(10)连通，所述环形空间沿着所述反应堆的壳体(1)延伸并由所述分隔外壳(6)、所述壳体(1)、所述蒸气发生器(3)的外壳和所述泵(4)的外壳形成；所述泵(4)的入口通过制成在所述泵(4)的外壳内的开口与上水平冷收集器(10)连通，所述泵的出口(4)与下环形压力收集器(12)连通，所述下聚集收集器(11)与所述下环形压力收集器(12)由水平隔板(13)分开，所述下环形压力收集器(12)和反应堆的芯(2)的分布收集器(15)通过环形槽(14)连通。
16.根据权利要求15所述的核反应堆，其特征在于，所述核反应堆的壳体(1)和所述分隔外壳(6)被制成为圆筒形。
17.根据权利要求15所述的核反应堆，其特征在于，所述蒸气发生器(3)和所述泵(4)设置有圆筒形外壳，并在所述核反应堆的壳体(1)和所述分隔外壳(6)之间环形空间(5)中竖直布置。
18.根据权利要求15-17中的任一所述的核反应堆，其特征在于，所述蒸气发生器(3)的数量是两个或更多。
19.根据权利要求15-17中的任一所述的核反应堆，其特征在于，所述泵(4)的数量是两个或更多。
20.根据权利要求18所述的核反应堆，其特征在于，所述泵(4)的数量是两个或更多。
21.根据权利要求15所述的核反应堆，其特征在于：在所述下聚集收集器(11)和所述下环形压力收集器(12)之间的水平隔板(13)设置有旁通阀，所述旁通阀连接所述下聚集收集器(11)和所述下环形压力收集器(12)，并设置在距离延伸至所述下聚集收集器(11)的蒸气发生器(3)的出口的最大距离处。
22.根据权利要求21所述的核反应堆，其特征在于，所述旁通阀设置有致动器。
23.根据权利要求21所述的核反应堆，其特征在于，所述旁通阀未设置有致动器，且由密度大于液体金属冷却剂的密度的材料制成。
24.根据权利要求15所述的核反应堆，其特征在于：所述下聚集收集器(11)和所述下环形压力收集器(12)之间的水平隔板(13)设置有排放口，所述排放口设置在距离延伸至所述下聚集收集器(11)的蒸气发生器(3)的出口的最大距离处。
25.根据权利要求24所述的核反应堆，其特征在于，所述排放口设置有管道片，在冷却剂从泵的压力收集器流动至下聚集收集器(11)时所述管道片的液压阻力大于在自然循环模式中冷却剂从下聚集收集器(11)流动至下环形压力收集器(12)时所述管道片的液压阻力。
26.根据权利要求15所述的核反应堆，其特征在于，当泵的数量大于1时，径向平隔板在距离泵(4)的轴线等距离处制成在下环形压力收集器(12)中。
27.如权利要求15所述的核反应堆，其特征在于，释放爆破隔膜制成在壳体的盖中，设置所述释放爆破隔膜的位置包括安装蒸气发生器(3)的位置。
CN201280077308.5A 2012-11-26 2012-11-26 具有液体金属冷却剂的核反应堆 Active CN104885160B (zh)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2012/000979 WO2014081332A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104885160A CN104885160A (zh) 2015-09-02
CN104885160B true CN104885160B (zh) 2017-10-10

Family

ID=50776382

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201280077308.5A Active CN104885160B (zh) 2012-11-26 2012-11-26 具有液体金属冷却剂的核反应堆

Country Status (12)

Country Link
US (1) US9947421B2 (zh)
EP (1) EP2924690B1 (zh)
JP (1) JP6063581B2 (zh)
KR (1) KR101791758B1 (zh)
CN (1) CN104885160B (zh)
BR (1) BR112015011972B1 (zh)
CA (1) CA2892392C (zh)
EA (1) EA026272B1 (zh)
HU (1) HUE035298T2 (zh)
RU (1) RU2521863C1 (zh)
UA (1) UA111453C2 (zh)
WO (1) WO2014081332A1 (zh)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101513139B1 (ko) * 2013-11-28 2015-04-17 한국원자력연구원 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전
CN105244064B (zh) * 2015-09-15 2017-06-23 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态重金属冷却反应堆冷却剂排空系统及排空方法
ITUA20163716A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante
IT201600069589A1 (it) * 2016-07-05 2018-01-05 Luciano Cinotti Reattore nucleare munito di scambiatore di calore rialzato
CN106205749B (zh) * 2016-08-29 2018-06-15 北京新核清能科技有限公司 核反应堆系统
CN107622803A (zh) * 2017-10-12 2018-01-23 中国科学技术大学 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道
CN108518663B (zh) * 2018-03-30 2019-10-29 清华大学天津高端装备研究院 一种适用于铅铋堆的蒸汽发生器及核设备
CN110767331B (zh) * 2019-11-05 2022-07-15 中国科学院合肥物质科学研究院 一种小型液态金属反应堆箱式堆顶盖
CN113130095B (zh) * 2021-03-05 2022-05-17 安徽中科超核科技有限公司 一种屏蔽一体化反应堆及其制备方法
RU2756231C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем
CN113539528B (zh) * 2021-07-30 2024-10-11 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站非能动循环冷却系统及其使用方法
WO2023018350A1 (ru) * 2021-08-11 2023-02-16 Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
WO2024144418A1 (ru) * 2022-12-27 2024-07-04 Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" Ядерный реактор интегрального типа с жидкометаллическим теплоносителем

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE638823A (zh) * 1962-10-17
GB1128913A (en) * 1965-02-05 1968-10-02 English Electric Co Ltd Nuclear reactors
FR1525183A (fr) * 1967-03-28 1968-05-17 Commissariat Energie Atomique Réacteur nucléaire
FR2289031A1 (fr) * 1974-08-29 1976-05-21 Commissariat Energie Atomique Bouchon couvercle pour coeur de reacteur nucleaire
FR2289033A1 (fr) * 1974-09-06 1976-05-21 Commissariat Energie Atomique Dispositif de calorifugeage de surfaces horizontales de fermeture pour reacteur nucleaire refroidi par metal liquide
DE2535378A1 (de) * 1975-08-08 1977-02-24 Interatom Entkoppelter primaerkreis
FR2535510A1 (fr) 1982-10-29 1984-05-04 Novatome Dispositif de purification du metal liquide de refroidissement d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS6337289A (ja) * 1986-08-01 1988-02-17 株式会社東芝 タンク型原子炉
US4765948A (en) * 1986-08-29 1988-08-23 Stone & Webster Engineering Corporation Coolant circulation system for a liquid metal nuclear reactor
US5030411A (en) * 1988-11-14 1991-07-09 Westinghouse Electric Corp. Removal of impurities from coolant of a nuclear reactor
US4976913A (en) 1989-04-24 1990-12-11 Schoessow Glen J Nuclear energy system using pelletized fuel in a boiling liquid reactor
JPH07159563A (ja) * 1993-12-06 1995-06-23 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子炉
US5499277A (en) * 1994-08-19 1996-03-12 General Electric Company Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance
WO2001039200A2 (en) 1999-11-24 2001-05-31 Impulse Devices, Inc. Cavitation nuclear reactor
US7139352B2 (en) * 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core
JP2001264476A (ja) * 2000-03-17 2001-09-26 Toshiba Corp 重金属冷却炉
RU15955U1 (ru) 2000-04-10 2000-11-27 Сибирский медицинский университет Устройство для оценки возбуждения дыхательного центра
US7864913B2 (en) * 2004-02-19 2011-01-04 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof
RU2298849C2 (ru) 2005-06-16 2007-05-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Активная зона ядерного реактора
RU2300817C2 (ru) * 2005-06-30 2007-06-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Ядерная паропроизводящая установка
ITMI20051752A1 (it) * 2005-09-21 2007-03-22 Ansaldo Energia Spa Reattore nucleare in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido
EP2248133B1 (en) * 2007-09-26 2011-08-31 Del Nova Vis S.R.L. Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, having new concept fuel elements
JP5624355B2 (ja) * 2010-04-21 2014-11-12 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法
FR2965655B1 (fr) * 2010-10-04 2012-10-19 Commissariat Energie Atomique Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre

Also Published As

Publication number Publication date
CA2892392A1 (en) 2014-05-30
US9947421B2 (en) 2018-04-17
US20150294745A1 (en) 2015-10-15
KR101791758B1 (ko) 2017-11-20
WO2014081332A1 (ru) 2014-05-30
BR112015011972B1 (pt) 2020-11-03
EA026272B1 (ru) 2017-03-31
HUE035298T2 (en) 2018-05-02
UA111453C2 (uk) 2016-04-25
KR20150088285A (ko) 2015-07-31
EP2924690B1 (en) 2017-09-27
EP2924690A1 (en) 2015-09-30
JP6063581B2 (ja) 2017-01-18
EA201590867A1 (ru) 2015-08-31
JP2015535605A (ja) 2015-12-14
EP2924690A4 (en) 2016-08-03
BR112015011972A2 (pt) 2017-07-11
RU2521863C1 (ru) 2014-07-10
CN104885160A (zh) 2015-09-02
CA2892392C (en) 2019-01-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104885160B (zh) 具有液体金属冷却剂的核反应堆
RU2408094C2 (ru) Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением
WO2013188128A1 (en) Small modular reactor safety systems
KR20110106850A (ko) 반응로 용기 냉각제 편향 차폐부
CN110021447B (zh) 一种二次侧非能动余热导出系统
EP2852954A1 (en) Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors
CN107665742A (zh) 能动与非能动相结合的船用反应堆应急余热排出系统
WO2015047463A1 (en) Steam generator and method of securing tubes within a steam generator against vibration
JPH0727053B2 (ja) 沸騰水型原子炉用の気水分離系
US3991720A (en) J tube discharge or feedwater header
JPH06201890A (ja) モジュール型乾燥器一体化蒸気分離器
CN105874293B (zh) 凝汽器和涡轮设备
US12224074B2 (en) Nuclear reactor using natural and artificial circulation methods
CN206252858U (zh) 一种刮板浓缩器
CN112233822B (zh) 用于海洋环境的核电源能量转换与余热排出一体化系统
CN107369479B (zh) 用于一体化堆的基于压差的非能动停堆系统及核反应堆
JP6581841B2 (ja) 湿分分離ユニット及び蒸気タービンプラント
CN116230264B (zh) 反应堆及其运行方法
CN115208129B (zh) 一种大功率核主泵电机外冷装置及工作方法
CN102563590B (zh) 一种饱和蒸汽发生器
CN114082247A (zh) 汽水分离器及余热导出系统
JP2021071051A (ja) 冷却装置
JPH02120693A (ja) 自然循環形沸騰水型原子炉
JPS59122889A (ja) 復水器

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant