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《一种反应堆下部堆内构件》涉及压水堆核电厂核反应堆设计技术领域,具体涉及一种反应堆下部堆内构件。
压水堆的循环回路包括一回路和二回路,其中一回路完成了反应堆热量的导出,热量通过蒸汽发生器传导到二回路产生蒸汽推动汽轮机发电。一回路主要由反应堆压力容器、堆内构件、燃料组件、蒸汽发生器、主泵、管道等组成。
燃料组件放置在压力容器内,由堆内构件实现支承。核燃料在反应堆内维持可控的链式裂变反应产生能量。核裂变产生的能量由冷却剂吸收,实现对燃料组件的冷却。吸收能量后的冷却剂温度升高,在主泵的强迫循环作用下,经由主管道进入蒸汽发生器,与二回路进行热量的交换,温度降低后的冷却剂重新进入堆芯。
为了令燃料组件得到充分的冷却,冷却剂在进入堆芯前,需要保证其均匀性,所以反应堆的下部堆内构件通常会设置流量分配装置。传统的流量分配装置多为孔板式结构,由一层或多层孔板通过一定的支撑叠加而成。但是当下腔室容积减少,这种结构的流量分配效果变得不再理想,所以需要寻找新的结构来取而代之。
中国国外下部堆内构件的流量分配装置采用了分配环的结构形式,由一个加工了大量流水孔的流量分配环和一块涡流抑制板相配合而成。这种结构的流量分配相对理想,但由于流量分配环是直接焊接在压力容器上,使得整个寿期内不得更换,风险性较高,除此之外,结构本身的阻力系数较高。
图1为《一种反应堆下部堆内构件》结构示意图。
图2为流量分配装置结构示意图。
图中,1-反应堆压力容器,2-堆芯支承下板,3-流量分配装置,4-支承柱,5-能量吸收装置,6-防断底板,7-涡流抑制板,8-流量分配环板,9-分配底板,10-加强柱,11-凸部,12-小圆孔,13-大圆孔。
用块存盘可以保存所有构件
查一下法国“红宝石”级核潜艇,那是世界上最小的核潜艇,它的核动力系统应该是最小的。
您好,使用挑檐,异性自行绘制,再布置钢筋,导入图形算量就有挑檐了。。在图形软件使用同样的方法绘制。。
2021年6月24日,《一种反应堆下部堆内构件》获得第二十二届中国专利优秀奖。 2100433B
《一种反应堆下部堆内构件》包容在反应堆压力容器1内部,包括堆芯支承下板2、流量分配装置3、支承柱4、能量吸收装置5、防断底板6和涡流抑制板7,如图1所示其中。堆芯支承下板2固定于堆芯底部,若干个支承柱4安装固定在堆芯支承下板2的底部,堆芯支承下板2底部同轴安装固定有设有若干圆孔的流量分配装置3,堆芯支承下板2上开流水孔,支承柱4穿过流量分配装置3并与堆芯支承下板2的底部固定连接,支承柱4下端面水平固定连接涡流抑制板7,涡流抑制板7下部安装固定有4个能量吸收装置5,能量吸收装置5下安装固定防断底板6。
流量分配装置3包括流量分配环板8、与流量分配环板8下部周向固定连接的分配底板9、与分配底板9上表面固定连接的加强柱10,流量分配环板8、分配底板9通过整体锻造或锻环与板材焊接而成为一体,流量分配环板8上表面与加强柱10的上表面共面,如图2所示。流量分配环板8与分配底板9形成的角度与压力容器的下封头内表面轮廓匹配,使流量分配环板8与压力容器1形成平滑流道,流道的流通面积没有突然扩大或收缩。流量分配环板8上设有若干凸部11,凸部11内设有螺纹连接件沉孔,用于与堆芯支承下板2固定连接;流量分配环板8的周向侧壁上设有等直径的圆孔,圆孔呈旋转对称布置。流量分配环板8凸部11处通常不布置圆孔。分配底板9上均匀设有等直径的小圆孔12,小圆孔12布置旋转对称,其直径和位置待反应堆确定后通过计算得到,不在《一种反应堆下部堆内构件》保护范围内;每一小圆孔12均对应堆芯支承下板上的4个流水孔。分配底板9上在支承柱4穿过位置开有若干大圆孔13,大圆孔13比支承柱4下端的法兰直径大,支承柱4穿过大圆孔13与堆芯支承下板2固定连接,在大圆孔13和支承柱4间形成流水环段。
流量分配装置3加工组装完后,通过螺钉或焊接与堆芯支承下板2下表面相连接,下方安装能量吸收装置5。流量分配装置3的强度能够支承下部堆内构件的重量,所以能够以流量分配装置3下表面为支承面直接置于存放架上。
下部堆内构件、上部堆内构件、反应堆压力容器1、堆芯等关键部件构成压水核反应堆连接在一回路中。下部堆内构件设置了流量分配装置,目的是保证冷却剂在进入堆芯前足够的均匀。堆芯入口流量分配的均匀程度关系到堆芯热量能否及时顺利的导出,直接决定了堆芯热点的位置和热管因子的大小,而热管因子直接关系到整个核反应堆乃至整个核电厂的安全,同时影响到核蒸汽的经济性。
通过《一种反应堆下部堆内构件》,冷却剂从压力容器进口接管进入后,通过环腔,进入反应堆下腔室的流量分配装置3外侧,沿着压力容器下封头圆弧面实现转向,来自四周和底面的冷却剂通过流量分配环板8侧壁的圆孔、分配底板9的小圆孔12和大圆孔13进入流量分配装置3内,在流量分配装置3内进行一定程度的搅混和重新分配后,均匀的进入堆芯,由于有凸部11、加强柱10和堆芯支承下板的连接,使整个流量分配装置具有很好的刚性,能够抵御冷却剂的冲击。
《一种反应堆下部堆内构件》还可通过改变流量分配装置3流水孔的大小、数量、形状和位置来调节冷却剂进入堆芯前的分配效果和沿程阻力损失,以满足邻近组件的入口流量分配偏差允许值、最大平均流量等指标。
《一种反应堆下部堆内构件》的目的是提供一种结构简单、流量分配均匀、阻力系数小、便于维修和更换的反应堆下部堆内构件。
《一种反应堆下部堆内构件》包容在反应堆压力容器内部,包括堆芯支承下板、流量分配装置、支承柱、能量吸收装置、防断底板和涡流抑制板;其中,堆芯支承下板固定于堆芯底部,若干个支承柱安装固定在堆芯支承下板的底部,堆芯支承下板底部同轴安装固定有设有若干圆孔的流量分配装置,堆芯支承下板上开流水孔,支承柱穿过流量分配装置并与堆芯支承下板的底部固定连接,支承柱下端面水平固定连接涡流抑制板,涡流抑制板下部安装固定有若干能量吸收装置,能量吸收装置下安装固定防断底板。
所述涡流抑制板下部安装固定有4个能量吸收装置。
所述流量分配装置包括流量分配环板、与流量分配环板下部周向固定连接的分配底板、与分配底板上表面固定连接的加强柱,流量分配环板、分配底板通过整体锻造或锻环与板材焊接而成为一体,流量分配环板上表面与加强柱的上表面共面。
所述流量分配环板与分配底板形成的角度与压力容器的下封头内表面轮廓匹配。
所述流量分配环板上设有若干凸部,凸部内设有螺纹连接件沉孔。
所述流量分配环板的周向侧壁上设有等直径的圆孔,圆孔呈旋转对称布置。
所述流量分配环板凸部处通常不布置圆孔。
所述分配底板上均匀设有等直径的小圆孔,小圆孔布置旋转对称,每一小圆孔均对应堆芯支承下板上的4个流水孔。
所述分配底板上在支承柱穿过位置开有若干大圆孔,大圆孔比支承柱下端的法兰直径大,支承柱穿过大圆孔与堆芯支承下板固定连接,在大圆孔和支承柱间形成流水环段。
《一种反应堆下部堆内构件》通过流量分配装置上设置合适大小、数量、形状和位置的圆孔,实现了冷却剂进入堆芯前很好的分配效果,减少了沿程阻力损失,满足了邻近组件的入口流量分配偏差允许值、最大平均流量等指标。
1.《一种反应堆下部堆内构件》包容在反应堆压力容器(1)内部,其特征在于包括堆芯支承下板(2)、流量分配装置(3)、支承柱(4)、能量吸收装置(5)、防断底板(6)和涡流抑制板(7);其中,堆芯支承下板(2)固定于堆芯底部,若干个支承柱(4)安装固定在堆芯支承下板(2)的底部,堆芯支承下板(2)底部安装固定有设有若干圆孔的流量分配装置(3),堆芯支承下板(2)上开流水孔,支承柱(4)穿过流量分配装置(3)并与堆芯支承下板(2)的底部固定连接,支承柱(4)下端面水平固定连接涡流抑制板(7),涡流抑制板(7)下部安装固定有若干能量吸收装置(5),能量吸收装置(5)下安装固定防断底板(6);涡流抑制板(7)下部安装固定有4个能量吸收装置(5);流量分配装置(3)包括流量分配环板(8)、与流量分配环板(8)下部周向固定连接的分配底板(9)、与分配底板(9)上表面固定连接的加强柱(10),流量分配环板(8)、分配底板(9)通过整体锻造或锻环与板材焊接而成为一体,流量分配环板(8)上表面与加强柱(10)的上表面共面。
2.如权利要求1所述的一种反应堆下部堆内构件,其特征在于流量分配环板(8)与分配底板(9)形成的角度与压力容器的下封头内表面轮廓匹配。
3.如权利要求1所述的一种反应堆下部堆内构件,其特征在于流量分配环板(8)上设有若干凸部(11),凸部(11)内设有螺纹连接件沉孔。
4.如权利要求1所述的一种反应堆下部堆内构件,其特征在于流量分配环板(8)的周向侧壁上设有等直径的圆孔,圆孔呈旋转对称布置。
5.如权利要求3所述的一种反应堆下部堆内构件,其特征在于流量分配环板(8)凸部(11)处不布置圆孔。
6.如权利要求1所述的一种反应堆下部堆内构件,其特征在于分配底板(9)上均匀设有等直径的小圆孔(12),小圆孔(12)布置旋转对称,每一小圆孔(12)均对应堆芯支承下板上的4个流水孔。
7.如权利要求1所述的一种反应堆下部堆内构件,其特征在于配底板(9)上在支承柱(4)穿过位置开有若干大圆孔(13),大圆孔(13)比支承柱(4)下端的法兰直径大,支承柱(4)穿过大圆孔(13)与堆芯支承下板(2)固定连接,在大圆孔(13)和支承柱(4)间形成流水环段。
秦山核电二期工程反应堆堆内构件设计
秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是以大亚湾核电站为参考,经历了方案设计、初步设计、施工设计等阶段。在堆内构件设计过程中,进行了大量的设计验证工作。在国内自主设计的压水堆中,秦山核电二期工程反应堆堆内构件首次按照R.G.1.20对堆内构件的流致振动行为进行了综合评价。1#堆的成功运行证明:秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性和功能均满足设计要求,秦山核电二期工程反应堆堆内构件的设计是成功的。
功能
①可靠地支承、压紧和准确地定位燃料组件及其相关组件;②为控制棒提升和下降提供导向,在事故工况下保证控制组件快速插入堆芯;③提供冷却剂流道,引导冷却剂进入堆芯,限制旁通流量和减少泄漏量;④合理分配进入堆芯的冷却剂流量;⑤降低反应堆压力容器内表面所遭受的快中子注量;⑥为堆芯测量(包括温度测量和中子注量率测量)部件提供支承和导向;⑦支承和固定反应堆压力容器材料辐照监督装置。
设计要求
堆内构件设计要满足堆芯核设计、热工水力、力学性能和变形等准则的要求。按反应堆设计参数确定堆芯几何形状,实现燃料组件及其相关组件的合理布置,使占总流量90%以上的冷却剂进入堆芯,并在堆芯中具有合理的流量分布,避免滞流区和产生强烈的流致振动。对堆内构件中所有的螺钉、螺母、定位销等连接件,均需采取可靠的防松措施。在堆外设置松动件监测系统,以便随时监测堆内构件中的连接件是否松动或脱落。结构设计必须做到:在装换料和反应堆压力容器内表面在役检查时,能进行整体吊装,并能实现远距离安全吊装。堆内构件的对中装配,应满足控制棒驱动线的对中要求。控制棒导向组件应在冷、热态驱动线静、动水试验中验证其可行性和可靠性。堆内构件主体材料为奥氏体不锈钢,部分材料为镍基合金。
堆芯上部支承构件
由压紧板、支承筒、导向筒、堆芯上板、热电偶接线柱和压紧弹性环等构成。支承筒上端与压紧板、下端与堆芯上板构成刚性结构。导向筒是使控制棒插入堆芯的导向组件,其上部由一定数量的具有与控制组件相同形状的开孔法兰和方筒组成。下部由若干根C形管和双孔管通过法兰焊接在一起。上下两部分由中间法兰连接成整体。堆芯上板上设有燃料组件定位销和为导向筒定位的销孔。在吊篮法兰与压紧板之间装有Z形压紧弹性环。当压力容器顶盖螺栓拧紧后,压紧弹性环受到压缩,以压紧吊篮法兰,同时通过堆芯上部支承构件,将堆芯中所有的燃料组件压紧,并补偿热态时热膨胀引起的轴向差值。
堆芯下部支承构件
由吊篮、围板、下栅格组件和堆芯下部辅助支承构成。吊篮上法兰置于反应堆压力容器内支承台肩上,承受堆芯的全部重量,并通过四个均布的定位键与压力容器筒体、顶盖及上部支承构件定位,保证反应堆驱动线孔系的对中。吊篮筒体上配有出水接管与压力容器的出水管密封环匹配,利用压力容器和吊篮不同材料的热膨胀差而达到热态密封。下栅格组件由吊篮底板、流量分配板、堆芯下板和支承柱组成。在堆芯下板上设有燃料组件准确定位用的定位销和一定数量的中子注量率测量管的孔道。在堆芯的外围用不锈钢板构成的曲折形围板,通过与其环向连接的辐板装于吊篮筒体内壁,将整个堆芯围住,以保证大部分反应堆冷却剂通过堆芯。吊篮筒体壁、围板和所有径向的水隙都用来减弱中子对反应堆压力容器的辐照损伤。在吊篮底部还设有辅助支承(亦称防断支承),吊篮跌落时,可依靠该辅助支承的缓冲器吸收吊篮跌落时的冲击能量,避免反应堆压力容器受损,且可使控制棒仍保持在堆芯部位,不致于引入过大的反应性。
堆芯测量支承结构
由堆内中子注量率测量、堆芯温度测量的支承和导向结构组成。探测器一般从反应堆压力容器顶盖上进入堆芯或从反应堆压力容器底部进入堆芯。如果中子注量率探测器由底部进入堆芯,则探测器穿过反应堆压力容器下封头接管进入堆内,经过辅助支承中的注量率测量导管和下栅格组件上的支承柱导管,最终进入燃料组件的注量率测量导向管中。堆内温度测量用的热电偶,由堆芯上部支承构件的热电偶接线柱引出至压紧顶板上汇集成几束,然后穿过反应堆压力容器顶盖上的温度测量管座引向堆外,直至二次仪表。
本标准规定了压水堆核电厂反应堆堆内构件(以下简称“堆内构件”)材料、设计、制造和试验等方面的基本要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆堆内构件的设计和制造。
新式反应堆有许多新的设计想法,下方只列出最可能实用化的方案,以中子能量作区分:3种热中子反应堆与3种快中子反应堆。其中,超高温反应堆(VHTR)也是一种具潜力的高效产氢方式,可降低燃料电池成本;快反应堆则是能将长半衰期的锕系元素烧掉,减少核废料,并"滋生更多燃料"。这些新式系统在永续性、安全性、可靠性、经济性、抑制核扩散与物理防护上有大量的改善。
超高温反应堆(VHTR)
超高温反应堆(英语:Very high temperature reactor,缩写:VHTR)的设计概念是运用石墨作为减速剂、一次性铀燃料循环、氦气或熔盐作为冷却剂。此设计设想出水口温度可达1000°C,堆芯则可采燃料束或球床式。借由热化学的硫碘循环,反应堆高温可用于产热或产氢制程。超高温反应堆也具有非能动安全系统。
第一个实验性VHTR在南非建成(南非球床模组反应堆),但已于2010年2月停止挹注资金。[1]成本提高与难以突破的技术困难,使投资人与消费者踌躇不前。
超临界水反应堆
超临界水反应堆[注 1](英语:Supercritical water reactor,缩写:SCWR)[2]使用超临界水作为工作流体。SCWR是以轻水反应堆(LWR)为基础,运作于高温高压环境,采取直接、一次性循环。最初的设想是:采取如同沸水反应堆(BWR)的直接循环。但在改用超临界水作为工作流体后,水便为单一相态,类似压水反应堆(PWR)。SCWR的可运作温度比BWR与PWR还高。
由于SCWR具有较高的热效率[注 2]与简单的设计结构,成为倍受关注的新式核反应堆系统。目前SCWR主要目标是降低发电成本。
SCWR是以两种科技为基础进一步发展而成:轻水反应堆与超临界蒸气锅炉。前者是世界上大部分商转中的反应堆类型;后者也是常用的蒸汽锅炉类别。
液相氟化钍反应堆
熔盐反应堆(英语:Molten Salt Reactor,缩写:MSR)是一种反应堆类型,其冷却剂甚至是燃料本身皆是熔盐混和物。这有许多不同细部设计的延伸型,目前也已建造了几个实验原型炉。最初和目前广泛采用的概念,是核燃料溶于氟化物中形成金属盐类,如:四氟化铀(UF4)和四氟化钍(ThF4)。当燃料熔盐流体流入以石墨减速的堆芯内时,会达到临界质量。现行大部分设计是将熔盐燃料均匀分散在石墨基体中,提供低压、高温的冷却方式。
液相氟化钍反应堆(英语:Liquid fluoride thorium reactor,缩写:LFTR)是一种热滋生熔盐反应堆,使用钍熔盐作钍燃料循环,可在常压下达到高运作温度,此新式观念已在世界上引起关注。
气冷式快反应堆
气冷式快反应堆(英语:Gas-cooled fast reactor,缩写:GFR)是种快中子反应堆。利用快中子、封闭式核燃料循环对增殖性材料进行高效核转换,并控制锕系元素核裂变产物。使用出口温度850°C的氦气冷却,送入直接布雷顿循环的封闭循环气涡轮发电。许多新式核燃料能确保运作于高温中,并控制核裂变产物产出:混和陶瓷燃料、先进燃料微粒或锕系化合物陶瓷护套燃料。堆芯燃料会以针状、盘状集束或柱状分布。
钠冷式快反应堆
钠冷式快反应堆(英语:Sodium-cooled fast reactor,缩写:SFR)是以另两种反应堆:液体金属快中子增殖反应堆与一体化快反应堆为基础延伸而来。
SFR的目的是增加铀滋生钚的效率和减少超铀元素同位素的累积。反应堆设计一个未减速的快中子堆芯将长半衰期超铀元素同位素消耗掉,并会在反应堆过热时中断连锁反应,属于一种非能动安全系统。
SFR设计概念是以液态钠冷却、钚铀合金为燃料。燃料装入铁护套中,并于护套层填入液态钠,再组合成燃料束。这种燃料处理方式所遇到的挑战是钠的活性问题,因为钠与水接触会产生爆炸燃烧。然而,使用液态金属取代水作为冷却剂可以减低这种风险。
铅冷式快反应堆(LFR)
铅冷式快反应堆(英语:Lead-cooled fast reactor,缩写:LFR)是一种以液态铅或铅铋共晶冷却的反应堆设计,采封闭式核燃料循环,燃料周期长。单一堆芯功率约50至150兆瓦,模组可达300至400兆瓦,整座电厂则约1200兆瓦。核燃料是增殖性铀与超铀元素的金属或氮化物合金。LFR以自然热对流冷却,冷却剂出口温度约550°C至800°C。也可利用反应堆高温进行热化学反应产氢。