[发明专利]一种铅铋堆一回路系统及核反应堆

说明书

本发明提供了一种铅铋堆一回路系统，包括反应堆容器、蒸汽发生器、堆芯及泵，堆芯设置在反应堆容器内的下部，蒸汽发生器和泵设置在反应堆上方的反应堆容器的外部，蒸汽发生器和泵围绕着反应堆容器的上部环形分布，蒸汽发生器之间互相连通，蒸汽发生器的壳体密封，泵与相邻的蒸汽发生器连通，泵为流入到蒸汽发生器内部的铅铋冷却剂提供动力，蒸汽发生器热中心位于堆芯热中心的上方。本发明可以保证在泵出现事故无法运行时，堆芯与蒸汽发生器之间的换热循环能以低功率进行，带走堆芯产生的余热，减弱反应堆堆芯处热量累积和堆芯融化，保障了铅铋堆的安全性。

技术领域

本发明创造属于核设备技术领域，尤其是涉及一种铅铋堆一回路系统及核反应堆。

背景技术

目前的铅铋堆、小型堆等核反应堆设计中，蒸汽发生器与反应堆堆芯的传统分布方式为并列布置，即同一水平面放置，当泵出现事故不能正常运行时，导致换热循环无法正常进行，从而不能保证堆芯充分冷却，极可能发生类似于日本福岛的堆芯融化核泄漏事故，存在重大安全隐患。此外，铅铋堆中蒸汽发生器、堆芯及泵之间多用管道连接，换热循环时冷却剂流速较大，铅铋冷却剂对钢表面的保护性氧化物膜有很强的腐蚀性，会破坏管道表面氧化膜，使得管道破裂，造成反应堆事故，影响反应堆运行。

发明内容

有鉴于此，本发明创造旨在提出一种铅铋堆一回路系统及核反应堆，以解决上述技术问题。

为达到上述目的，本发明创造的技术方案是这样实现的：

一种铅铋堆一回路系统，包括反应堆容器、蒸汽发生器、堆芯及泵，堆芯设置在反应堆容器内的下部，蒸汽发生器和泵设置在反应堆上方的反应堆容器的外部，蒸汽发生器和泵围绕着反应堆容器的上部环形分布，蒸汽发生器之间互相连通，蒸汽发生器的壳体密封，泵与相邻的蒸汽发生器连通，泵为流入到蒸汽发生器内部的铅铋冷却剂提供动力，蒸汽发生器热中心位于堆芯热中心的上方。

进一步的，蒸汽发生器热中心与堆芯热中心之间的升高差为6m。

进一步的，蒸汽发生器热中心上方的蒸汽发生器与反应堆容器内部通过热池连通。

进一步的，热池靠近蒸汽发生器的一侧设置有喷嘴。

进一步的，堆芯与泵之间通过冷池连通，泵的泵入口与蒸汽发生器内部连通，泵的泵出口高于泵入口，泵出口与冷池连通。

进一步的，泵出口与泵入口之间的高度差为2.5m。

进一步的，蒸汽发生器的数量为八个，蒸汽发生器均匀分布，泵的数量为两个，泵与泵之间间隔两个蒸汽发生器。

进一步的，蒸汽发生器热中心上方的蒸汽发生器与反应堆容器内部通过热池连通，热池下方的蒸汽发生器与堆芯之间通过紧急流道连通，紧急流道处设置有单向阀，单向阀由控制系统控制。

一种核反应堆，包括权利上述的铅铋堆一回路系统。

相对于现有技术，本发明创造所述的一种铅铋堆一回路系统及核反应堆具有以下优势：

(1)本发明创造可以保证在泵出现事故无法运行时，堆芯与蒸汽发生器之间的换热循环能以低功率进行，带走堆芯产生的余热，减弱反应堆堆芯处热量累积和堆芯融化，保障了铅铋堆的安全性；

(2)本发明创造的蒸汽发生器与堆芯通过热池连接，堆芯与泵通过冷池连接，而不是通过管道连接，保证了流量的同时有效控制了冷却剂流速，减弱减弱了冷却剂对管道表面氧化物膜的腐蚀。

附图说明

构成本发明创造的一部分的附图用来提供对本发明创造的进一步理解，本发明创造的示意性实施例及其说明用于解释本发明创造，并不构成对本发明创造的不当限定。在附图中：

图1为本发明创造实施例所述的铅铋堆俯视图；