法律状态公告日
法律状态信息
法律状态
2016-08-31
授权
授权
2014-07-16
实质审查的生效 IPC(主分类):G21C11/06 申请日:20121213
实质审查的生效
2014-06-18
公开
公开
技术领域
本发明属于压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域,具体涉及一种用于177 压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。
背景技术
在所有的反应堆设备中,堆芯是最强的放射性辐射源,运行期间会产生大 量的裂变产物和次级辐射源,释放出中子和γ光子。屏蔽理论设计中必须根据 堆芯各种辐射源的强度和分布,分析反应堆堆芯、堆内构件、压力容器、一次 屏蔽混凝土等的辐照情况,确定一种用于压水堆核电站的反应堆屏蔽结构,满 足核电厂辐射防护相关要求。
目前国内在役核电厂,堆芯一般由121或157个燃料组件构成,堆芯外围 一般设置围板、反射层、吊篮、热屏蔽等结构,以减弱来自堆芯的中子和γ辐 照,典型的二代加M310机型(157堆芯)的反应堆压力容器内表面快中子注量 率峰值一般在8×1010n/cm2/s左右,一次屏蔽混凝土内表面快中子注量率峰值一 般在1×109n/cm2/s左右。
对于177堆芯的百万千瓦级核电厂反应堆进行堆芯屏蔽结构的优化设计, 该堆芯比157堆芯增加了20个燃料组件,压力容器的设计寿命要求达到60年, 对反应堆屏蔽设计目标提出了更高的要求。既要降低反应堆压力容器内表面的 快中子注量,展平中子注量分布,确保压力容器寿命满足60年设计要求,又不 能过多的增加堆芯屏蔽结构,加大堆芯支撑的载荷。因此,需要对传统的压水 堆反应堆结构进行优化设计,以满足相应要求。
发明内容
本发明的目的在于提供一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构, 以展平快中子注量分布,降低压力容器中子注量率峰值,确保压力容器寿命满 足60年设计要求;减少堆内构件的活化,使反应堆屏蔽设计结果满足核电厂辐 射防护相关要求。
本发明的技术方案如下:一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结 构,该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力 容器,其中,在围板外依次安装有吊篮和压力容器,并在围板与吊篮的空间内 填充有反射层,在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层。
所述的压力容器外设有保温层,并位于普通混凝土结构一次屏蔽内。
所述的吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm~30cm之间。
所述的堆芯屏蔽结构取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板。
本发明的显著效果在于:本发明所述的一种用于177压水堆核电站反应堆 的堆芯屏蔽结构,取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板,简化了堆芯屏 蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器 内主冷却剂的流动特性、满足压力容器寿命满足60年设计要求,提高了核电厂 的经济性。
附图说明
图1为本发明所述的一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构剖 面示意图;
图中:1、反应堆堆芯;2、围板;3、反射层;4、吊篮;5、压力容器。
具体实施方式
下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步详细说明。
如图1所示,一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构,包括围 板2、反射层3、吊篮4以及压力容器5,其中,在反应堆堆芯1外安装有围板 2,围板2外依次安装有吊篮4和压力容器5,并在围板2与吊篮4的空间内填 充有反射层3,在吊篮4和压力容器5之间的空间内填充有水层,且水层的厚度 在28cm~30cm之间,例如水层厚度可以为28cm,或29cm,或30cm;压力容器 5外安装有保温层,并位于普通混凝土结构一次屏蔽内。该堆芯屏蔽结构取消了 传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板,简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑 载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性、 满足压力容器寿命满足60年设计要求,提高了核电厂的经济性。
本发明所述的反应堆屏蔽优化结构,压力容器内表面的快中子注量率峰值 约为1.8×1010n/cm2/s,显著低于M310机型(8×1010n/cm2/s),且分布曲线更平 坦,确保压力容器寿命满足60年设计要求,提高了核电厂的经济性。在反应堆 屏蔽优化结构中,一次屏蔽混凝土内表面快中子注量率峰值约为3.1× 108n/cm2/s,显著低于M310机型(1×109n/cm2/s),有利于保证一次屏蔽混凝土 结构的稳定性和完整性,为核电厂辐射防护优化设计提供了有利保障。
机译: 用于堆芯反应堆芯的横向中子屏蔽的支撑结构
机译: 具有预应力混凝土反应器容器结构的核反应堆屏蔽反应堆堆芯和换热器
机译: 用于冷却堆芯并保护核反应堆混凝土结构的装置,该核反应堆的堆芯由于事故而开始熔化