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CN206758138U - 反应堆顶盖 - Google Patents

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CN206758138U
CN206758138U CN201621477092.3U CN201621477092U CN206758138U CN 206758138 U CN206758138 U CN 206758138U CN 201621477092 U CN201621477092 U CN 201621477092U CN 206758138 U CN206758138 U CN 206758138U
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C·卡内考
O·D·尼尔森
A·奥戴德拉
P·H·帕克
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Abstract

本实用新型涉及一种反应堆顶盖,其具有插塞组件,该插塞组件具有圆形截面。反应堆顶盖包括将插塞组件和反应堆顶盖平分的基准直径、第一泵壳体、关于基准直径与所述第一泵壳体相对地定位的第二泵壳体、和第一对热交换器管容器。第一对热交换器管容器定位成与第一泵壳体邻接并且定位在其相对两侧。第二对热交换器管容器关于基准直径与第一对直接热交换器管容器相对地定位。第一对直接热交换器管容器中的每一个都配置在第一泵壳体的相对两侧并且配置在第一泵壳体与第一对直接热交换器管容器中的一个之间。第二对直接热交换器管容器关于基准直径与第一对直接热交换器管容器相对地定位。

Description

反应堆顶盖
技术领域
本申请涉及核技术领域,特别涉及一种反应堆顶盖。
背景技术
核裂变反应堆包括增殖-燃烧快速反应堆(也被称为行波反应堆,或TWR)。TWR指将被设计成在起动之后使用天然铀、贫铀、消耗的轻水反应堆燃料或钍作为重载燃料无限期地运转并且其中增殖且然后燃烧的波将相对于燃料行进的反应堆。因此,在一些方面,TWR是依赖于增殖至可用状态并现场燃烧的亚临界重载燃料运行的直通式快速反应堆。在TWR中,增殖和裂变波(“增殖-燃烧波”)起源于反应堆的中央核心中并且相对于燃料移动。在燃料静止的情况下,增殖和燃烧波从着火点向外扩展。在一些情况下,燃料可移动以使得增殖和燃烧波相对于核心静止(例如,驻波)但相对于燃料移动;驻波应被视为一种TWR。燃料组件的移动称为“燃料倒换(fuel shuffling)”并且可完成驻波,这是对反应堆特性(热、通量、功率、燃料燃烧等)的调节。燃料组件在中央核心中倒换,中央核心配置在反应堆容器中。燃料组件包括裂变核燃料组件和能增殖核燃料组件。在中央核心中还可配置有用于调节反应堆特性的反应控制组件。
通过驻波限定的裂变能量形成热能,热能先后经一个或多个主冷却剂环路和中间冷却剂环路移送到蒸汽发生器以发电,并且通过一组水冷式真空冷凝器排斥低温热。冷却剂系统分为主冷却剂环路和中间冷却剂环路有助于维持核心和主冷却剂环路的完整性。在TWR中,主冷却剂环路和中间冷却剂环路两者都采用液态钠作为冷却剂。
实用新型内容
在一方面,该技术涉及一种反应堆顶盖,其包括:居中地定位在所述反应堆顶盖上的插塞组件,其中所述插塞组件具有圆形截面,并且其中所述反应堆顶盖具有平分所述插塞组件并且平分所述反应堆顶盖的基准直径;第一泵壳体;第二泵壳体,所述第二泵壳体关于所述基准直径与所述第一泵壳体相对地定位;第一对热交换器管容器,其中所述第一对热交换器管容器定位成与所述第一泵壳体邻接并位于其相对两侧;第二对热交换器管容器,其中所述第二对热交换器管容器关于所述基准直径与所述第一对热交换器管容器相对地定位;第一对直接热交换器管容器,其中所述第一对直接热交换器管容器中的每一个都配置在所述第一泵壳体的相对两侧并且配置在所述第一泵壳体与所述第一对直接热交换器管容器中的一个之间;第二对直接热交换器管容器,所述第二对直接热交换器管容器关于所述基准直径与所述第一对直接热交换器管容器相对地定位。在一个实施例中,所述反应堆顶盖还包括燃料移送端口,其中所述燃料移送端口定位成与所述插塞组件的外缘邻接。在另一实施例中,所述燃料移送端口定位在所述基准直径上。在又一实施例中,所述第一泵壳体、所述第二泵壳体、所述第一对热交换器管容器和所述第二对热交换器管容器中的每一者的几何中心形成六边形的一组顶点。在再另一实施例中,所述反应堆顶盖包括主燃料处理端口;和主覆盖气体处理端口,其中所述主覆盖气体处理端口关于所述基准直径与所述主燃料处理端口相对地定位。在又一实施例中,所述主燃料处理端口大致定位在所述第一对热交换器管容器中的一个与所述第二对热交换器管容器中的一个之间。
附图说明
以下构成本申请的一部分的附图对所描述的技术而言是说明性的且并非意在以任何方式限制要求专利权的技术的范围,该范围应当基于在此所附的权利要求。
图1以框图形式示出熔化燃料反应堆的一些基本构件。
图2是示例性反应堆顶盖的顶视平面图,示出了与其连接的多个构件。
图3A是图2所示的示例性反应堆顶盖的部分顶视平面图。
图3B是图2所示的示例性反应堆顶盖的部分顶视平面图。
具体实施方式
图1以框图形式示出行波堆(TWR)100的一些基本构件。一般而言,TRW100包括容纳多个燃料组件(未示出)的反应堆核心102。核心102配置在保持一定体积的液态钠冷却剂106的池104内的最低位置处。池104被称为热池并且具有比也容纳液态钠冷却剂106的周围冷池108高的钠温度(归因于由反应堆核心102中的燃料组件产生的能量)。热池104通过内部容器110与冷池108分开。钠冷却剂106的液面上方的头部空间112可充填有诸如氩气的惰性覆盖气体。安全容器114包围反应堆核心102、热池104和冷池108,并且利用反应堆顶盖116密封。反应堆顶盖116提供通向安全容器114的内部中的各种进入点。
反应堆核心102的尺寸基于多个因素来选择,包括燃料的特性、期望的发电量、可获得的反应堆100空间等等。TWR的各种实施例可根据需要或期望用于低功率(约300MWe-约500MWe)、中功率(约500MWe-约1000MWe)和大功率(约1000MWe及以上)的应用中。可通过在核心102周围设置未示出的一个或多个反射体以将中子反射回到核心102中来提高反应堆100的性能。
钠冷却剂106经由主钠冷却剂泵118在容器114内循环。主冷却剂泵118从冷池108抽吸钠冷却剂106并且贴近反应堆核心(例如,在其下方)将它喷射到热池104中,在此冷却剂106由于反应堆核心102内发生的反应而被加热。一部分被加热的冷却剂106从热池104的上部进入中间热交换器120,并且在冷池108中的位置处离开中间热交换器120。这种主冷却剂环路122因而使钠冷却剂106完全在反应堆容器114内循环。
中间热交换器120还包括液态钠冷却剂并且用作主冷却剂环路122与发电系统123之间的屏障,因此能确保核心102和主冷却剂环路122的完整性。中间热交换器120将热从主冷却剂环路122(完全容纳在容器114内)传递到中间冷却剂环路124(仅部分地位于容器114内)。中间热交换器120穿过内容器110中的开口,从而跨接热池104和冷池108(以便允许主冷却剂环路122中的钠106在其间流动)。在一个实施例中,四个中间热交换器120分布在容器114内。
中间冷却剂环路124使经管道进出容器114的钠冷却剂126经由反应堆顶盖116循环。位于反应堆容器114的外部的中间钠泵128使钠冷却剂126循环。热从主冷却剂环路122的钠冷却剂106传递至中间热交换器120中的中间冷却剂环路124的钠冷却剂126。中间冷却剂环路124的钠冷却剂126穿过中间热交换器120内的多个管130。这些管130保持主冷却剂环路122的钠冷却剂106与中间冷却剂环路124的钠冷却剂126分离,同时在其间传递热能。
直接热交换器132伸入热池104内并且向主冷却剂环路122内的钠冷却剂106提供额外的冷却。直接热交换器132构造成允许钠冷却剂106从热池104进入和离开热交换器132。直接热交换器132具有与中间热交换器120相似的结构,其中管134保持主冷却剂环路122的钠冷却剂106与直接反应堆冷却剂环路138的钠冷却剂136分离,同时在其间传递热能。
其它辅助反应堆构件(位于反应堆容器114内和反应堆容器114外)包括但不限于未示出但对本领域的技术人员而言将显而易见的泵、止回阀、截止阀、凸缘、疏水槽等。未示出穿过反应堆头部116的另外的贯通孔(例如,用于主致冷剂泵118的端口、惰性覆盖气体和检查端口、钠处理端口等)。控制系统140用于控制和监测反应堆100的各种构件。
宽泛而言,本公开描述了提高图1所述的反应堆100的性能的构型。具体地,反应堆顶盖116的实施例、构型和布置结构被示出并且以下参考图2-3B更具体地描述。
图2是反应堆顶盖200的一个示例性实施例的顶部平面图。反应堆顶盖200包括外环形区域202和插塞组件203,该插塞组件包括外插塞组件204和内插塞组件206。一般而言,反应堆头部200支承泵和其它构件的重量,并且提供可供到达反应堆容器的内部的端口。设置在反应堆顶盖200中的端口在以下更详细地论述的图3A和3B中示出。图2示出位于这些端口的顶部上的各种构件(例如,壳体、容器等)。反应堆顶盖200的其它实施例可包括数量比图2-3B所示的实施例多或少的构件和端口,及其不同的构型和布置结构。
反应堆顶盖200具有圆形截面和例如约2-4米的深度。反应堆顶盖200在反应堆核心上方定位成使得反应堆顶盖200的中心竖直轴线与反应堆核心的中心竖直轴线基本上对齐。反应堆顶盖环形区域202支承各种构件,包括但不限于主钠泵壳体210、中间热交换器管容器212、直接热交换器管容器214和一个或多个燃料移送端口216。其它构件包括主覆盖气体处理系统管道容器218、主钠处理系统管道容器220、检查端口224以及主覆盖气体和监测端口226。如文中所使用,用语“容器”描述在贯穿反应堆顶盖200的端口或管道处或其附近提供围合的任何壳体或容器。典型地,容器配置在管道转向以贯穿反应堆顶盖200的管道弯头周围。单个燃料移送端口216定位成使得燃料移送端口216的外周与外插塞组件204的外周邻接并且与其相切或接近相切。通过如上所述定位燃料移送端口216,该端口可更容易经由位于容器内的构件到达。在一些实施例中,反应堆顶盖环形区域202另外容纳主覆盖气体处理系统充填管路222和附加的主钠处理管道容器221。
来自中间热交换器管容器212和直接热交换器管容器214的管道被示出相互平行地并且垂直于将反应堆顶盖200和插塞组件203平分的基准直径D(在图3A和3B示出)延伸。在另一些实施例中,管道的这种对齐可变化,取决于反应堆设备的尺寸和形状要求和反应堆核心102所位于的部位。外插塞组件204可围绕与反应堆头部200轴线相同的轴线旋转。独立于外插塞组件204,内插塞组件206也可旋转。内插塞组件206的旋转轴线偏离并且平行于外插塞组件204的旋转轴线。
图3A和3B分别是反应堆头部200的顶部平面图的第一半部和第二半部。图3A和3B示出由反应堆顶盖环形区域202限定出的端口,以及用于与各端口相关的构件的配合面。在一些实施例中,配合面可包括底座或凸缘。由反应堆顶盖环形区域202限定出的每个端口都具有圆形截面,但是可设想其它形状。图3A和3B中未示出在图1和2中示出的附随构件,但这些构件可与它们相关的端口大致对齐或连接。以下一并讨论图3A和3B。其它反应堆头部实施例可包括数量或多或少的构件和/或端口。
如图3A和3B所示,反应堆顶盖环形区域202中的端口对称地布置。图3A和3B中的端口的标号与以上关于图2所述的相关构件的标号大体上对应。如图所示,基准直径D提供用于反应堆顶盖200中的许多端口的对称轴线。例如,主钠泵端口310、中间热交换器端口312、直接热交换器端口314和检查端口224对称地布置在基准直径D的相对两侧。用于主冷却剂泵118的主钠泵壳体210可与主钠泵端口310周围的凸缘连接。主钠冷却剂泵118可经主钠泵壳体210到达。中间热交换器管容器216可与中间热交换器端口312周围的凸缘连接。进入和离开中间热交换器管容器216的管道形成中间冷却剂环路126的一部分。直接热交换器管容器214包围使冷却剂在直接热交换器132内循环的管道。直接传热管容器214也可与直接热交换器端口314周围的凸缘连接。
主钠泵端口310和中间热交换器端口312的几何中心配置在共同形成六面形的线的顶点处。这些线作为线H1和H2被示出。在各种实施例中,六边形可以是等角的、等边的、规则的,或该六边形可以是不规则的。线H1对应于主钠泵端口310和相邻的中间热交换器端口312的几何中心之间的距离。线H1不必具有与在中间热交换器端口312的几何中心之间延伸的线H2相等的长度。在线H1的长度与线H2相等的例子中,这将象征主钠泵端口310和中间热交换器端口312的规则六边形构型。基准直径D的任一侧的各种端口的对称布置有助于改善冷却剂在容器内的流动和向容器内的流入,从而提高工作效率、改善传热、消除热点等等。
四个直接热交换器端口314中的每一个都定位在主钠泵端口310中的一个与相邻的中间热交换器端口312之间。尽管燃料移送端口216在图3A和3B中被示出为由反应堆顶盖200的基准直径D等分,但可设想其它位置。此外,如图3A和3B所示,燃料移送端口216的边缘不与外插塞304的边缘相切。这可归因于外插塞组件204的周向上的支承件和其它构件。这些支承件在图2中被示出,但在图3A和3B中未示出。
监测端口226位于反应堆顶盖200的对向的象限(四分之一圆)中,因为这些象限由基准直径D和垂直于基准直径D的直径Dp两者限定。在具有多个主钠处理系统端口321和主覆盖气体处理系统端口322的实施例中,这些端口也位于对向的象限中。
应理解,本公开不限于在此公开的特定结构、处理步骤或材料,但扩展至相关领域的普通技术人员将认识到的它们的等同物。还应理解,这里使用的术语仅仅是出于描述具体实施例的目的,且并非意图进行限制。必须指出的是,如在本说明书中所用,单数形式的“一”,“一个”和“所述”包括复数的指代,除非在上下文中另有明确的说明。
将显而易见的是,这里描述的系统和方法很好地适合实现提到的目的和优点以及其中固有的目的和优点。本领域的技术人员将认识到,本说明书内的方法和系统可采用许多方式实施并且因此不应受前面例示的实施例和例子限制。在这方面,这里描述的不同实施例的任意数量的特征可组合成一个实施例并且具有比这里描述的全部特征多或少的特征的替代实施例是可以的。
虽然已出于本公开的目的描述了各种实施例,但可做出各种变更和修改,其很好地处于本公开所设想的范围内。可做出本领域的技术人员将任意地想到并且被涵盖在本公开的精神内的许多其它变更。

Claims (6)

1.一种反应堆顶盖,包括:
居中地定位在所述反应堆顶盖上的插塞组件,其中所述插塞组件具有圆形截面,并且其中所述反应堆顶盖包括平分所述插塞组件并且平分所述反应堆顶盖的基准直径;
第一泵壳体;
第二泵壳体,所述第二泵壳体关于所述基准直径与所述第一泵壳体相对地定位;
第一对热交换器管容器,其中所述第一对热交换器管容器定位成与所述第一泵壳体邻接并位于所述第一泵壳体的相对两侧;
第二对热交换器管容器,其中所述第二对热交换器管容器关于所述基准直径与所述第一对热交换器管容器相对地定位;
第一对直接热交换器管容器,其中,所述第一对直接热交换器管容器中的每一个都配置在所述第一泵壳体的相对两侧并且配置在所述第一泵壳体与所述第一对热交换器管容器中的一个之间;和
第二对直接热交换器管容器,所述第二对直接热交换器管容器关于所述基准直径与所述第一对直接热交换器管容器相对地定位。
2.根据权利要求1所述的反应堆顶盖,还包括:
燃料移送端口,其中所述燃料移送端口定位成与所述插塞组件的外缘邻接。
3.根据权利要求2所述的反应堆顶盖,其中,所述燃料移送端口定位在所述基准直径上。
4.根据权利要求1所述的反应堆顶盖,其中,所述第一泵壳体、所述第二泵壳体、所述第一对热交换器管容器和所述第二对热交换器管容器中的每一者的几何中心形成六边形的一组顶点。
5.根据权利要求1所述的反应堆顶盖,还包括:
主燃料处理端口;和
主覆盖气体处理端口,其中所述主覆盖气体处理端口关于所述基准直径与所述主燃料处理端口相对地定位。
6.根据权利要求5所述的反应堆顶盖,其中,所述主燃料处理端口大致定位在所述第一对热交换器管容器中的一个与所述第二对热交换器管容器中的一个之间。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107516550A (zh) * 2016-06-16 2017-12-26 泰拉能源有限责任公司 反应堆顶盖

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2134074B1 (zh) * 1970-08-05 1973-12-21 Electricite De France
JP2723246B2 (ja) * 1988-03-24 1998-03-09 株式会社東芝 高速増殖炉
JPH0823597B2 (ja) * 1988-09-02 1996-03-06 株式会社日立製作所 高速増殖炉の燃料取扱設備
FR2680597B1 (fr) * 1991-08-20 1993-11-26 Framatome Structure interne d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides.
ITMI20051752A1 (it) * 2005-09-21 2007-03-22 Ansaldo Energia Spa Reattore nucleare in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido
FR2938691B1 (fr) * 2008-11-19 2010-12-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees
FR2965655B1 (fr) * 2010-10-04 2012-10-19 Commissariat Energie Atomique Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre
JP2015158471A (ja) * 2014-02-25 2015-09-03 株式会社東芝 燃料交換システムおよび原子炉システム
CN104575635B (zh) * 2014-12-12 2017-09-12 中国原子能科学研究院 一种用于大型池式钠冷快堆非对称布置的事故余热排出系统
CN206758138U (zh) * 2016-06-16 2017-12-15 泰拉能源有限责任公司 反应堆顶盖

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107516550A (zh) * 2016-06-16 2017-12-26 泰拉能源有限责任公司 反应堆顶盖

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