一种一体化非能动先进小堆制造技术

本实用新型专利技术涉及非能动反应堆技术领域，具体地说是一种一体化非能动先进小堆，其主要包括了主要用于缓解安全壳内温度和压力超限的无限时非能动安全壳冷却系统、主要用于缓解非失水事故的无限时非能动余热排出系统、用于替换高压安注的非能动堆芯冷却系统三大系统。本实用新型专利技术与现有技术相比，简化了安全系统配置，取消安全级交流电源，简化支持系统设计，实现反应堆和安全壳的无限时冷却，事故期间无需操纵员干预，提升电厂的安全性和经济性。提升电厂的安全性和经济性。提升电厂的安全性和经济性。

【技术实现步骤摘要】
一种一体化非能动先进小堆


[0001]本技术涉及非能动反应堆
，具体地说是一种一体化非能动先进小堆。

技术介绍

[0002]通常电功率小于300MW的一体化小型堆将堆芯、稳压器、换热器和相关管道阀门部件设计在压力容器内，其具有安全性高、经济性好和应用灵活性的优点。安全性方面，一体化小型堆将所有设备设计在压力容器内，从设计上防止了反应堆回路大中破口失水事故的发生，降低了发生严重事故几率和堆芯熔化概率。同时一体化反应堆的设计缩短了一回路流程、降低了流动阻力，所以具有较强的自然循环能力，提高了反应堆固有安全性。经济性方面，一体化反应堆减少了回路管线建造材料，同时减少了反应堆中一些冗余安全设施的成本，大幅降低了反应堆建造及组装时间，节约了大量人力成本。此外，由于体积小、移动方便，一体化小型堆除可被用于核电站发电外，还可用于城市区域供热、海水淡化、海底勘探、工业用汽和制氢、移动核动力及其他热能利用等。
[0003]传统核电厂中采用能动的专设系统配置缓解事故，这一类能动系统严重依赖于外部动力，而一旦外部动力不可用，堆芯余热将无法持续被带出，如无后备措施，电厂最终将发展为严重事故，甚至造成大量放射性释放危害。
[0004]福岛事故发生后，非能动技术以其安全性、可靠性、经济性受到越来越多的关注，该技术不依靠力、功率或者信号、人工操作等外部输入，它们的效果取决于例如重力、自然对流、热传导等的自然物理规律、如材料属性等的固有特性，或者如化学反应、衰变热等的系统内的能量。非能动系统的应用，使系统处于失效安全状态，提高了系统的安全性，使堆芯熔化的概率降低1至2个数量级。
[0005]大型非能动压水堆电厂主设备及专设系统配置通常具有如下特点：
[0006]内置换料水箱布置在安全壳内，导致安全壳较大，给安全壳环境条件增加了负担；
[0007]非能动堆芯冷却系统相对较为复杂，需要设置高、中、低压安注，且未能有效地实现反应堆堆芯或安全壳的无限时冷却。

技术实现思路

[0008]本技术的目的是克服现有技术的不足，采用一体化的堆型设计以及非能动安全的理念，通过堆型流程设计，降低环路阻力；提出整体性非能动安全系统设计和失水事故辅助循环装置创新设计，简化安全系统配置方案，取消安全级交流电源，简化支持系统设计，实现反应堆和安全壳的无限时冷却，事故期间无需操纵员干预，提升电厂的安全性和经济性。
[0009]为实现上述目的，设计一种一体化非能动先进小堆，包括反应堆主回路，所述反应堆主回路包括安全壳、设在安全壳内的压力容器、设在压力容器内的堆芯、稳压器，所述压力容器连接延伸至安全壳外的主蒸汽管线，其特征在于，
[0010]所述稳压器的底部设置在压力容器内的顶部，位于稳压器下方与堆芯上方的上升段之间的压力容器内设有底部呈喇叭口的围筒状的导流装置，导流装置的外壁由上至下螺旋盘绕有盘管直流蒸汽发生器，导流装置的底部边缘与堆芯的顶部边缘之间设有若干失水事故辅助循环装置；在压力容器的外壁上采用注射管线连接蓄压安注箱；在安全壳内还设有安全壳内冷却换热器；安全壳的局部外壁上近上顶部处设有壳外冷却水箱；位于壳外冷却水箱外的空冷引流装置的引流端伸入壳外冷却水箱内近底部；
[0011]所述安全壳内冷却换热器分别采用安全壳内冷却换热器出口管线、安全壳内冷却换热器进口管线贯穿安全壳接通壳外冷却水箱；
[0012]所述压力容器的外壁近顶部处连接延伸至安全壳外的给水管线；给水管线外的压力容器的外壁近顶部处还采用非能动余热排出系统进口管线和非能动余热排出系统出口管线对应连接位于壳外冷却水箱内的非能动余热排出系统换热器的进、出口；
[0013]所述壳外冷却水箱的底部采用重力注射管线贯穿安全壳后贯通连接对应导流装置中部处的压力容器，重力注射管线还连接地坑再循环管线的一端，地坑再循环管线的另一端连接位于安全壳内的地坑滤网。
[0014]进一步的，所述失水事故辅助循环装置采用信号驱动的阀门或压差驱动的阀门或压差驱动的挡板或信号驱动的闭锁挡板或弹簧闭锁单向流动装置或弹簧浮球单向流动装置。
[0015]进一步的，位于所述稳压器周边的压力容器内的顶部设有若干电机驱动的主泵。
[0016]进一步的，所述主蒸汽管线上沿输出方向依次设有蒸汽发生器安全阀、主蒸汽隔离阀。
[0017]进一步的，所述稳压器顶部设有稳压安全阀；所述压力容器的侧顶部还设有安全级卸压管线，其上设有安全级卸压阀。
[0018]进一步的，所述安全壳内冷却换热器出口管线上设有安全壳内冷却换热器出口管线隔离阀；所述安全壳内冷却换热器进口管线上设有安全壳内冷却换热器进口管线隔离阀。
[0019]进一步的，所述非能动余热排出系统进口管线上设有非能动余热排出系统进口管线隔离阀；所述非能动余热排出系统出口管线上设有非能动余热排出系统出口管线隔离阀。
[0020]进一步的，所述壳外冷却水箱与地坑再循环管线之间的重力注射管线上设有重力注射管线出口隔离阀；地坑再循环管线上设有地坑再循环隔离阀。
[0021]进一步的，所述给水管线上沿进水方向依次设有给水管线隔离阀、给水管线调节阀。
[0022]进一步的，所述注射管线上设有注射管线止回阀、注射管线隔离阀。
[0023]本技术与现有技术相比，通过堆型流程设计，降低环路阻力，在上升段上方设置导流装置，降低环路阻力，通过收缩上升段，提升了换热器布置空间，进一步优化系统阻力；通过设置空冷引流装置，实现无限时非能动余热排出系统、无限时安全壳非能动冷却系统的设计；通过合理配置卸压系统、安注系统，取消高压安注，简化非能动堆芯冷却系统；
[0024]进一步的，通过设置失水事故辅助循环装置的设计，可增强失水事故堆芯安全性；余热排出系统进、出口管线隔离阀和安全壳冷却用的安全壳内冷却换热器进、出口管线隔
离阀分别为常关阀门，常关阀门采用失效开启的汽动阀；安全级卸压阀和地坑再循环隔离阀采用安全级直流驱动爆破阀，从而取消对安全级交流电源的依赖；
[0025]本技术简化了安全系统配置，取消安全级交流电源，简化支持系统设计，实现反应堆和安全壳的无限时冷却，事故期间无需操纵员干预，提升电厂的安全性和经济性。
附图说明
[0026]图1为本技术的结构示意图。
具体实施方式
[0027]现结合附图对本技术作进一步地说明。
[0028]本技术反应堆中根据反应堆的功率大小采用两种循环方案，一种方案针对小功率水平的小堆，在主回路设计中无主泵，采用自然循环实现主回路热输出需要；另一种方案在主回路设计中设有主泵 32。
[0029]实施例1
[0030]本例中以不设主泵32为例。
[0031]参见图1，一种一体化非能动先进小堆，包括反应堆主回路，所述反应堆主回路包括安全壳3、设在安全壳内的压力容器23、设在压力容器内的堆芯24、稳压器5，所述压力容器23连接延伸至安全壳 3外的主蒸汽管线2，其特本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种一体化非能动先进小堆，包括反应堆主回路，所述反应堆主回路包括安全壳(3)、设在安全壳内的压力容器(23)、设在压力容器内的堆芯(24)、稳压器(5)，所述压力容器(23)连接延伸至安全壳(3)外的主蒸汽管线(2)，其特征在于，所述稳压器(5)的底部设置在压力容器(23)内的顶部，位于稳压器(5)下方与堆芯(24)上方的上升段之间的压力容器(23)内设有底部呈喇叭口的围筒状的导流装置(26)，导流装置(26)的外壁由上至下螺旋盘绕有盘管直流蒸汽发生器(27)，导流装置(26)的底部边缘与堆芯(24)的顶部边缘之间设有若干失水事故辅助循环装置(25)；在压力容器(23)的外壁上采用注射管线(28)连接蓄压安注箱(31)；在安全壳(3)内还设有安全壳内冷却换热器(15)；安全壳(3)的局部外壁上近上顶部处设有壳外冷却水箱(9)；位于壳外冷却水箱(9)外的空冷引流装置(8)的引流端伸入壳外冷却水箱(9)内近底部；所述安全壳内冷却换热器(15)分别采用安全壳内冷却换热器出口管线(7)、安全壳内冷却换热器进口管线(14)贯穿安全壳(3)接通壳外冷却水箱(9)；所述压力容器(23)的外壁近顶部处连接延伸至安全壳(3)外的给水管线(34)；给水管线(34)外的压力容器(23)的外壁近顶部处还采用非能动余热排出系统进口管线(11)和非能动余热排出系统出口管线(17)对应连接位于壳外冷却水箱(9)内的非能动余热排出系统换热器(10)的进、出口；所述壳外冷却水箱(9)的底部采用重力注射管线(181)贯穿安全壳(3)后贯通连接对应导流装置(26)中部处的压力容器(23)，重力注射管线(181)还连接地坑再循环管线(20)的一端，地坑再循环管线(20)的另一端连接位于安全壳(3)内的地坑滤网(21)。2.如权利要求1所述的一种一体化非能动先进小堆，其特征在于，所述失水事故辅助循环装置(2...

【专利技术属性】
技术研发人员：刘展，王海涛，王国栋，杨波，曹克美，
申请(专利权)人：上海核工程研究设计院有限公司，
类型：新型
国别省市：