核反应堆系统的制作方法

本发明涉及核电，尤其是涉及一种核反应堆系统。

背景技术：

1、铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。作为第四代核能系统六种推荐堆型之一，铅冷快堆可以很好满足第四代反应堆安全性、可持续性和核不扩散的目标要求。在铅冷快堆研发过程中，小微微型化成为了重要的发展趋势。典型的微型铅冷快堆主系统采用池式布置形式，即反应堆堆芯、主泵、换热器均置于其中反应堆容器内，反应堆容器顶部填充一定压力的惰性气体。由于二回路压力高于一回路压力，当二回路中的蒸汽发生器管道发生破裂时，高压蒸汽会进入到一回路，而如果高压蒸汽进入到堆芯，会对反应堆的反应性控制甚至反应堆安全构成严峻挑战。

技术实现思路

1、本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。为此，本发明的实施例提出一种安全系数高的核反应堆系统。

2、本发明实施例提供的核反应堆系统，包括：反应堆容器和顶盖，所述顶盖覆盖在所述反应堆容器的顶部开口，所述反应堆容器的内部空腔的顶部填充有惰性气体；蒸汽发生器、泵、堆芯，所述蒸汽发生器、所述泵、所述堆芯均设置在所述反应堆容器内部空腔中，所述泵连接在所述堆芯的工质出口与所述蒸汽发生器的工质入口之间，用于驱动一回路中工质的流动，所述蒸汽发生器在竖直方向上位于所述堆芯的上方。

3、本发明实施例提供的核反应堆系统采用特殊的结构设计，将蒸汽发生器设置在堆芯的上方，当蒸汽发生器中的管道破裂，高压蒸汽泄露进入蒸汽发生器的腔体内时，大部分蒸汽在浮力的作用下通过蒸汽发生器的介质出口向上流动，最终进入顶部惰性气体空间中，少部分蒸汽通过泵的内部结构，在浮力作用下最终进入顶部惰性气体空间中，蒸汽均不经过堆芯，避免了引发反应性事故的后果，确保事故工况下堆芯的安全。

4、此外，本发明实施例提供的核反应堆系统将泵设置在堆芯的工质出口与蒸汽发生器的工质入口之间，与将泵置于蒸汽发生器的工质出口的技术方案相比，可充分利用泵出口处工质具有较大的湍流度的特性，从而在蒸汽发生器内实现冷却剂工质(铅/铅铋)与二回路工质(水)的较高的换热效率，进而可以在相同换热量(功率)的情况下，减小蒸汽发生器的换热面积，有利于减小整个反应堆容器的体积，提高核反应堆的紧凑度，有助于核反应堆向轻量化、微型化方向发展，使其更加适用于移动式或者狭窄空间的应用场景。

5、在一些实施例中，所述蒸汽发生器位于所述堆芯的侧上方，所述蒸汽发生器的工质入口位于其顶部且工质出口位于其底部，所述堆芯的工质入口位于其底部且工质出口位于其顶部，所述蒸汽发生器下方具有沿竖直方向延伸的下降通道，所述下降通道用于连通所述蒸汽发生器的工质出口和所述堆芯的工质入口。

6、在一些实施例中，所述蒸汽发生器的工质出口位于所述堆芯的工质入口的上方。

7、在一些实施例中，所述堆芯的工质出口与所述蒸汽发生器的工质入口之间连接有弯管，所述弯管位于所述蒸汽发生器的上方并与所述蒸汽发生器的工质入口相连。

8、在一些实施例中，还包括控制棒组件，所述控制棒组件位于所述反应堆容器内部空腔内并位于所述堆芯的正上方，所述控制棒组件与所述蒸汽发生器在水平方向上并排设置。

9、在一些实施例中，所述泵位于所述蒸汽发生器的正上方。

10、在一些实施例中，所述泵为短轴泵。

11、在一些实施例中，所述泵为多个，所述蒸汽发生器为多个，多个所述泵与多个所述蒸汽发生器一一对应地连通，且所述泵位于对应的所述蒸汽发生器的正上方，多个所述蒸汽发生器环绕所述堆芯间隔设置。

12、在一些实施例中，所述蒸汽发生器为螺旋管式蒸汽发生器。

13、在一些实施例中，所述泵、所述蒸汽发生器均与所述顶盖相连。

技术特征：

1.一种核反应堆系统，其特征在于，包括：

2.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其特征在于，所述蒸汽发生器位于所述堆芯的侧上方，所述蒸汽发生器的工质入口位于其顶部且工质出口位于其底部，所述堆芯的工质入口位于其底部且工质出口位于其顶部，所述蒸汽发生器下方具有沿竖直方向延伸的下降通道，所述下降通道用于连通所述蒸汽发生器的工质出口和所述堆芯的工质入口。

3.根据权利要求2所述的核反应堆系统，其特征在于，所述蒸汽发生器的工质出口位于所述堆芯的工质入口的上方。

4.根据权利要求2所述的核反应堆系统，其特征在于，所述堆芯的工质出口与所述蒸汽发生器的工质入口之间连接有弯管，所述弯管位于所述蒸汽发生器的上方并与所述蒸汽发生器的工质入口相连。

5.根据权利要求1-4中任一项所述的核反应堆系统，其特征在于，还包括控制棒组件，所述控制棒组件位于所述反应堆容器内部空腔内并位于所述堆芯的正上方，所述控制棒组件与所述蒸汽发生器在水平方向上并排设置。

6.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其特征在于，所述泵位于所述蒸汽发生器的正上方。

7.根据权利要求6所述的核反应堆系统，其特征在于，所述泵为短轴泵。

8.根据权利要求1-4、6、7中任一项所述的核反应堆系统，其特征在于，所述泵为多个，所述蒸汽发生器为多个，多个所述泵与多个所述蒸汽发生器一一对应地连通，且所述泵位于对应的所述蒸汽发生器的正上方，多个所述蒸汽发生器环绕所述堆芯间隔设置。

9.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其特征在于，所述蒸汽发生器为螺旋管式蒸汽发生器。

10.根据权利要求1所述的核反应堆系统，其特征在于，所述泵、所述蒸汽发生器均与所述顶盖相连。

技术总结
本发明公开了一种核反应堆系统，核反应堆系统包括反应堆容器、顶盖、蒸汽发生器、泵、堆芯，蒸汽发生器、泵、堆芯均设置在反应堆容器内部空腔中，泵连接在堆芯的工质出口与蒸汽发生器的工质入口之间，用于驱动一回路中工质的流动，蒸汽发生器在竖直方向上位于堆芯的上方。本发明提供的核反应堆系统将蒸汽发生器设置在堆芯的上方，保证当蒸汽发生器中的管道破裂后，高压蒸汽泄露均不经过堆芯，避免了引发反应性事故的后果，确保事故工况下堆芯的安全。泵设置在堆芯的工质出口与蒸汽发生器的工质入口之间，充分利用泵出口处工质具有较大的湍流度的特性，在蒸汽发生器内实现较高的换热效率，有助于核反应堆向轻量化、微型化方向发展。

技术研发人员：柳春源,孙培栋,邢勉,张曙明,陈笑松,罗震,王立广,吴曼霞,郭家丰
受保护的技术使用者：国家电投集团科学技术研究院有限公司
技术研发日：
技术公布日：2024/5/10