[go: up one dir, main page]

CN111933314B - 一种核反应堆非能动停堆装置 - Google Patents

一种核反应堆非能动停堆装置 Download PDF

Info

Publication number
CN111933314B
CN111933314B CN202010788746.9A CN202010788746A CN111933314B CN 111933314 B CN111933314 B CN 111933314B CN 202010788746 A CN202010788746 A CN 202010788746A CN 111933314 B CN111933314 B CN 111933314B
Authority
CN
China
Prior art keywords
control rod
reactor
rod
core
bearing shell
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
CN202010788746.9A
Other languages
English (en)
Other versions
CN111933314A (zh
Inventor
陈其昌
林千
汤春桃
赵金坤
卑华
张维忠
钱雅兰
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.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
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 Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN202010788746.9A priority Critical patent/CN111933314B/zh
Publication of CN111933314A publication Critical patent/CN111933314A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN111933314B publication Critical patent/CN111933314B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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)

Abstract

本发明公开了一种核反应堆非能动停堆装置,该装置包括承压壳(1)、反应堆控制棒(2)、控制棒驱动杆(3)、直线轴承(4)、金属波纹管(5)和控制棒驱动机构(6);所述承压壳(1)内部空间为密闭真空环境,为所述反应堆控制棒(2)的移动提供空间;所述控制棒驱动杆(3)用于驱动所述反应堆控制棒(2)在所述承压壳(1)内移动;所述直线轴承(4)对所述控制棒驱动杆(3)进行径向限位的同时允许其轴向滑动,实现控制棒在堆芯内移动。本装置不受堆内冷却剂流动或浮力作用影响,控制棒可以快速插入堆芯,响应速度快;不依赖于重力作用,同时适用于垂直或水平布置反应堆堆芯。

Description

一种核反应堆非能动停堆装置
技术领域
本发明属于核反应堆工程技术领域,特别涉及反应堆堆芯控制与停堆技术领域。
背景技术
为了保证核反应堆能够安全可靠地运行,必须有一套相应的系统来执行反应性的控制保护功能。反应堆反应性控制系统的重要功能是确保反应堆的安全,要求在发生事故或紧急情况下,控制保护系统能快速动作,确保反应堆能够安全停堆。目前反应堆设计中,最常用的反应性控制方法是采用控制棒,即采用中子吸收截面很大的材料制成吸收棒,然后通过传动机构插入堆芯来吸收堆芯内的中子,降低堆芯反应性,从而实现安全停堆功能。
为了使控制棒在事故情况下能够可靠地插入堆芯,要求控制棒驱动装置在失去电源情况下仍能够将控制棒插入堆芯,从而确保堆芯安全。传统反应堆中主要依靠重力作用,当控制棒驱动机构失去电源时,控制棒将利用自身重力落入堆芯,达到非能动(不依靠系统外部驱动力)停堆目的。
对于常规垂直布置的反应堆,受到堆芯内部冷却剂流动、浮力等作用,控制棒落入堆芯可能受到影响,引起插入速度的不确定性。对于某些特殊用途反应堆,其在正常运行情况下堆芯可能不处于垂直状态,使得依靠重力作用的控制棒无法在事故情况下顺利插入堆芯,因此无法实现非能动停堆,反应性安全性无法得到满足。为此需要采用其它非能动原理实现控制棒插入和安全停堆功能。
发明内容
本发明提出一种反应堆非能动停堆装置,能够在控制棒驱动机构失去电力时,利用装置的内外压差、弹性密封元件及滑动机构等,自动将反应堆控制棒插入堆芯,从而降低堆芯反应性,实现反应堆停堆。该装置包括承压壳(1)、反应堆控制棒(2)、控制棒驱动杆(3)、直线轴承(4)、金属波纹管(5)和控制棒驱动机构(6);所述承压壳(1)内部空间为密闭真空环境。,为所述反应堆控制棒(2)的移动提供空间;所述反应堆控制棒(2)由中子吸收体材料制成,可降低堆芯反应性;所述控制棒驱动杆(3)的一端连接所述反应堆控制棒(2),所述控制棒驱动杆(3)的另一端连接所述驱动机构(6),可用于驱动所述反应堆控制棒(2)在所述承压壳(1)内移动;所述直线轴承(4)由钢球和保持架组成,所述直线轴承(4)对所述控制棒驱动杆(3)进行径向限位的同时允许其轴向滑动,实现控制棒在堆芯内移动;所述金属波纹管(5)由多个金属膜片连接成管状,所述金属波纹管(5)一端连接于所述控制棒驱动杆(3),所述金属波纹管(5)的另一端连接于所述承压壳(1);所述控制棒驱动机构(6)通过所述控制棒驱动杆(3)驱动所述反应堆控制棒(2)插入或提出反应堆堆芯。
优选的,所述金属波纹管(5)密封所述承压壳(1)。
优选的,所述控制棒驱动机构(6)包括驱动电机和钩爪部件,所述控制棒驱动机构(6)通过所述钩爪部件抓取或松开所述控制棒驱动杆(3)。
在事故情况下(驱动机构失电),本装置一方面利用承压壳内外压差,自动将反应堆控制棒(2)压入堆芯;另一方面金属波纹管(5)具有弹性,能够提供额外的推力将反应堆控制棒(2)推入堆芯,从而实现反应堆非能动停堆。
事故情况下,本装置无需电力或人力驱动,反应堆控制棒可以自动插入堆芯,实现非能动停堆;本装置不受堆内冷却剂流动或浮力作用影响,控制棒可以快速插入堆芯,响应速度快;本装置不依赖于重力作用,同时适用于垂直或水平布置反应堆堆芯;本装置内部为真空状态,直接利用环境与内部压差,实现控制棒自动插入;本装置利用金属波纹管进行运动部件与静止部件的密封,同时利用其弹性提供额外的控制棒插入驱动力;本装置利用直线轴承实现控制棒的径向限位和轴向滑动,减小控制棒移动摩擦阻力。
附图说明
图1为反应堆非能动停堆装置结构。
图2为波纹管安装连接。
图3为水平布置堆芯非能动停堆装置。
图4为垂直布置堆芯非能动停堆装置。
其中:1-承压壳2-反应堆控制棒3-控制棒驱动杆4-直线轴承5-金属波纹管6-控制棒驱动机构7-反应堆堆芯。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂,下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
如图1所示,本反应堆非能动停堆装置主要由承压壳1、反应堆控制棒2、控制棒驱动杆3、直线轴承4、金属波纹管5、控制棒驱动机构6等组成。
承压壳1为中空的柱型结构,反应堆控制棒2、控制棒驱动杆3、直线轴承4、金属波纹管5置于承压壳内圆柱形空间内。控制棒驱动机构6置于承压壳外,控制棒驱动杆3一端伸出承压壳并与驱动机构的钩爪结构相连。
反应堆控制棒2与控制棒驱动杆3同轴连接,在靠近控制棒一端的控制棒驱动杆3上安装有直线轴承4,安装方式为驱动杆从直线轴承内穿过并固定,直线轴承可在承压壳内滑动。
如图2所示,在承压壳另一端内部安装金属波纹管5,安装方式为金属波纹管置于承压壳1内,金属波纹管5一端与承压壳端部连接密封,控制棒驱动杆3从波纹管内穿过,金属波纹管5另一端与控制棒驱动杆3连接并密封,承压壳1内及金属波纹管5外部形成密闭空间(抽真空),金属波纹管5内部通过控制棒驱动杆3贯穿承压壳1处与外部环境(大气)联通。
本装置可按图3所示方式水平布置并插入反应堆堆芯内,其中带有反应堆控制棒2的一端位于反应堆活性区内,其它部分置于反应堆堆芯7外;利用控制棒驱动杆3上安装的直线轴承4,反应堆控制棒2可在承压壳1内轴向水平滑动。
本装置在安装使用前,将承压壳1内抽真空,由于内外部压差以及金属波纹管5的弹性作用,控制棒驱动杆3将受到向堆芯的推力,因此在驱动机构作用前,反应堆控制棒2将保持插入堆芯状态。
正常运行时,为了使反应堆具有足够的反应性,需要将反应堆控制棒2提出堆芯,此时依靠外部驱动电机的驱动力将控制棒驱动杆3连同反应堆控制棒2一起拉出堆芯,并一直维持反应堆控制棒2提出堆芯状态。
在事故情况(驱动机构失电)时,反应堆控制棒2需要迅速插入堆芯,以降低堆芯反应性,确保反应堆停堆。此时由于驱动机构失电松开,控制棒驱动杆将在压差和波纹管弹力作用下,迅速将控制棒推入堆芯,从而使反应堆停堆,确保反应堆安全。
本装置可按图4所示方式垂直布置并插入反应堆堆芯内,其中带有控制棒的一端位于反应堆活性区内,其它部分置于堆芯外,反应堆控制棒2可在承压壳1内轴向垂直移动。
本装置在安装使用前,将承压壳1内抽真空,由于内外部压差和金属波纹管5的弹性作用,控制棒驱动杆3将受到向堆芯的推力,因此在驱动机构6作用前,反应堆控制棒2将保持插入堆芯状态。
正常运行时,为了使反应堆具有足够的反应性,需要将反应堆控制棒2提出堆芯,此时依靠外部驱动电机的驱动力将驱动杆连同反应堆控制棒2一起拉出堆芯,并一直维持反应堆控制棒2提出堆芯状态。
在事故情况(驱动机构失电)时,反应堆控制棒2需要迅速插入堆芯,以降低堆芯反应性,确保反应堆停堆。此时由于驱动机构6失电松开,控制棒驱动杆3将在压差、金属波纹管5弹力作用下,迅速将反应堆控制棒2推入堆芯,从而使反应堆停堆,确保反应堆安全。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明,本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施,而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此,描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明,任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (3)

1.一种核反应堆非能动停堆装置,其特征在于,所述装置包括承压壳(1)、反应堆控制棒(2)、控制棒驱动杆(3)、直线轴承(4)、金属波纹管(5)和控制棒驱动机构(6);
所述承压壳(1)内部空间为密闭真空环境,为所述反应堆控制棒(2)的移动提供空间;
所述反应堆控制棒(2)由中子吸收体材料制成,可降低堆芯反应性;
所述控制棒驱动杆(3)的一端连接所述反应堆控制棒(2),所述控制棒驱动杆(3)的另一端连接所述驱动机构(6),可用于驱动所述反应堆控制棒(2)在所述承压壳(1)内移动;
所述直线轴承(4)由钢球和保持架组成,所述直线轴承(4)对所述控制棒驱动杆(3)进行径向限位的同时允许其轴向滑动,实现控制棒在堆芯内移动;
所述金属波纹管(5)由多个金属膜片连接成管状,所述金属波纹管(5)一端连接于所述控制棒驱动杆(3),所述金属波纹管(5)的另一端连接于所述承压壳(1);
所述控制棒驱动机构(6)通过所述控制棒驱动杆(3)驱动所述反应堆控制棒(2)插入或提出反应堆堆芯。
2.如权利要求1所述的一种核反应堆非能动停堆装置,其特征在于,所述金属波纹管(5)密封所述承压壳(1)。
3.如权利要求1所述的一种核反应堆非能动停堆装置,其特征在于,所述控制棒驱动机构(6)包括驱动电机和钩爪部件,所述控制棒驱动机构(6)通过所述钩爪部件抓取或松开所述控制棒驱动杆(3)。
CN202010788746.9A 2020-08-07 2020-08-07 一种核反应堆非能动停堆装置 Active CN111933314B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010788746.9A CN111933314B (zh) 2020-08-07 2020-08-07 一种核反应堆非能动停堆装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010788746.9A CN111933314B (zh) 2020-08-07 2020-08-07 一种核反应堆非能动停堆装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN111933314A CN111933314A (zh) 2020-11-13
CN111933314B true CN111933314B (zh) 2022-05-10

Family

ID=73306993

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202010788746.9A Active CN111933314B (zh) 2020-08-07 2020-08-07 一种核反应堆非能动停堆装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN111933314B (zh)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113345606B (zh) * 2021-04-28 2022-09-13 岭东核电有限公司 停堆控制棒及具有该停堆控制棒的反应堆停堆和冷却一体化系统
CN114420323B (zh) * 2021-11-30 2024-05-24 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 反应堆的非能动安全系统、反应堆及海洋能源系统
CN114171214B (zh) * 2021-12-03 2024-02-20 中国原子能科学研究院 用于临界装置的控制棒系统
CN115116631A (zh) * 2022-07-29 2022-09-27 中国核电工程有限公司 一种连接装置及核反应堆控制系统及核反应堆
CN115148381A (zh) * 2022-07-29 2022-10-04 中国核电工程有限公司 一种控制棒驱动机构及核反应堆
CN115841881B (zh) * 2022-11-30 2024-05-31 中国原子能科学研究院 反应堆控制棒驱动机构

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1344013A (en) * 1970-06-18 1974-01-16 Asea Atom Ab Control rod drive for a water cooled nuclear reactor
CN102483962A (zh) * 2009-06-10 2012-05-30 巴布科克和威尔科克斯核作业集团股份有限公司 用于核反应堆的控制棒驱动机构
CN105814642A (zh) * 2013-12-31 2016-07-27 纽斯高动力有限责任公司 管理核反应堆控制棒
CN108039212A (zh) * 2017-12-13 2018-05-15 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种适用于浮动式反应堆的上部堆内构件

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2826172B1 (fr) * 2001-06-14 2003-09-19 Framatome Anp Procede et dispositif de restauration du temps de chute d'au moins une grappe de commande de reglage de la reactivite dans le coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1344013A (en) * 1970-06-18 1974-01-16 Asea Atom Ab Control rod drive for a water cooled nuclear reactor
CN102483962A (zh) * 2009-06-10 2012-05-30 巴布科克和威尔科克斯核作业集团股份有限公司 用于核反应堆的控制棒驱动机构
CN105814642A (zh) * 2013-12-31 2016-07-27 纽斯高动力有限责任公司 管理核反应堆控制棒
CN108039212A (zh) * 2017-12-13 2018-05-15 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种适用于浮动式反应堆的上部堆内构件

Also Published As

Publication number Publication date
CN111933314A (zh) 2020-11-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN111933314B (zh) 一种核反应堆非能动停堆装置
RU2566299C2 (ru) Привод стержня аварийной защиты
JP5279192B2 (ja) 高速炉
US3364120A (en) Nuclear control rod actuator
CA1275990C (en) Thermally activated trigger device
US3734824A (en) Nuclear reactor control rod drive with rod position indicating means
US3321373A (en) Nuclear reactor control mechanisms
US4587084A (en) Control rod drive
US3375170A (en) Floating absorber shutoff device for nuclear reactor
JPS5939604B2 (ja) 液圧直線駆動用減速緩衝装置
JP4051349B2 (ja) 制御棒駆動機構
US20250006384A1 (en) A reactor control system
Noakes et al. SURVEY OF CONTROL ROD DRIVE MECHANISMS FOR APPLICATION TO THE FFTF.
JP2868833B2 (ja) 制御棒駆動装置
JPH03216591A (ja) 原子炉停止装置
RU18011U1 (ru) Тепловыделяющий элемент канального уран-графитового реактора
KR830001184B1 (ko) 유압선형운동 구동장치용 감속완충기
JPS58218686A (ja) 制御棒集合体
US20160358677A1 (en) Control Rod Drive Mechanism
Kim et al. Reviews and Discussions on the Control Element Drive Mechanisms for the High Temperature Gas-cooled Reactor
CN117936130A (zh) 一种紧凑型液态重金属冷却反应堆控制棒驱动机构
Johnson et al. Quick release latch for reactor scram
JPH0518074B2 (zh)
JPH06235785A (ja) 制御棒駆動機構
CN113464673A (zh) 核燃料转运水下密封闸门

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
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.

CP01 Change in the name or title of a patent holder