带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆制造技术

在所示实施例中，压水反应堆(PWR)包括压力容器(12、14、16)、设置在压力容器内的核反应堆堆芯(10)、以及设置在压力容器内核反应堆堆芯上方的垂直定向的中空的中心上升管(36)。设置在PWR压力容器内的直流蒸汽发生器(OTSG)(30)包括布置在由中心上升管和压力容器形成的环形容积中的垂直管(32)。OTSG还包括包围垂直管并具有给水入口(50)和蒸汽出口(52)的流体流动容积。PWR具有运行状态，在该运行状态中，在给水入口处被注入流体流动容积内的给水由在OTSG的管子内流动的一次冷却剂所发出的热量而转化为蒸汽，该蒸汽在蒸汽出口处从流体流动容积中排出。

【技术实现步骤摘要】
本专利技术专利申请是国际申请号为PCT/US2011/050741、国际申请日为2011年9月8日、进入中国国家阶段的申请号为201180004814.7、名称为“带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆”的专利技术专利申请的分案申请。
以下涉及核反应堆技术、蒸汽发生器和蒸汽发生技术、发电技术和相关技术。
技术介绍
众所周知，紧凑型的核反应堆用于海上和陆上的发电应用以及其它的应用中。在某些如此的核反应堆中，一体化的蒸汽发生器位于反应堆压力容器内，其具有如下的优点：紧凑性；由于压力容器贯穿件的数量和/大小减小，严重的冷却剂丧失事故(LOCA)发生的可能性降低；将放射性的一次冷却剂完全保持在反应堆压力容器之内等。在此披露的是进一步的改进，这些改进提供了成本降低、制造简化、以及技术人员在阅读以下介绍后将会明白的其它益处。
技术实现思路
在本专利技术的一个方面，一种装置包括：大致圆柱形的的压力容器，该压力容器限定有圆柱轴线；设置在大致圆柱形压力容器内的核反应堆堆芯；同轴地设置在大致圆柱形压力容器内的中心上升管，该中心上升管为中空的并具有靠近核反应堆堆芯的底部端，以接纳由核反应堆堆芯加热的一次冷却剂，该中心上升管具有远离核反应堆堆芯的顶端；以及直流蒸汽发生器(OTSG)，该直流蒸汽发生器包括多个平行于圆柱轴线布置的管子，布置在中心上升管和大致圆柱形压力容器之间形成的环形容积内，从中心上升管顶端排出的一次冷却剂在管子内流向核反应堆堆芯，OTSG还包括具有给水入口和蒸汽出口的流体流动容积，其中，在给水入口处被注入流体流动容积内并在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的流体在管子外沿着大致与管子内一次冷却剂的流动相反的方向流动。在本专利技术的另一个方面，装置包括：压水反应堆(PWR)，该核反应堆包括压力容器、设置在压力容器内的核反应堆堆芯，以及设置在压力容器内核反应堆堆芯上方的垂直定向的中空中心上升管；以及设置在PWR压力容器内的直流蒸汽发生器(OTSG)，该OTSG包括布置在以下所述之一中的垂直管：(i)中心上升管，和(ii)由中心上升管和压力容器形成的环形容积，OTSG还包括包围垂直管的流体流动容积；其中，PWR具有运行状态，在该运行状态中，在给水入口处被注入流体流动容积内的给水通过在OTSG管内流动的一次冷却剂所发出的热量而转化为蒸汽，蒸汽在蒸汽出口处从流体流动容积排出。在本专利技术的另一个方面，一种方法包括：构造直流蒸汽发生器(OTSG)，该构造包括在轴向张力下安装OTSG的管子；以及在管子处于轴向压缩下的升高了的温度下运行OTSG。附图说明本专利技术可采取不同部件和部件布置的形式，并为各种工艺运行和工艺运行布置。附图只是为了说明优选的实施例并不可认为限制本专利技术。图1示意性地示出包括如文中披露的一体化蒸汽发生器的核反应堆的局部剖视立体图。图2示意性地示出图1核反应堆的容器上部的侧视剖视图，略去蒸汽发生器的管子以强调下降管容积。图3示意性地示出图2中所示的截面D-D。图4示意性地示出一次冷却剂流体和二次冷却剂流体在图1的一体化蒸汽发生器内的流动。图5示意性地示出制造和配置图1的一体化蒸汽发生器的说明性工艺。图6示意性地示出一变体实施例的压力容器的上部。具体实施方式参照图1，局部剖视立体图示出了说明性的核反应。核反应堆堆芯10设置在大致圆柱形压力容器内。在所示的实施例中，压力容器包括容纳核反应堆堆芯10的压力容器下部或下段12、容器上部或上段14以及中间法兰区域16。这仅是一个说明性的构造，压力容器总体上可构造成少至单个部分或段，或两个部分或段、三个部分或段(如图所示)、四个部分或段(例如，包括与上部或段分开的第四上部“帽”部分或段)等。压力容器12、14、16包含一次冷却剂，其在轻水反应堆的说明性情形中为水(H2O)，可供选择地可包括诸如硼化合物(例如，“硼水”)那样用于反应性控制的其它添加剂。在其它考虑的实施例中，一次冷却剂可以是诸如重水(D2O)那样的另一种流体。一次冷却剂填满压力容器12、14、16的大部分或全部的容积。反应堆入口环腔18包围反应堆堆芯10，以使一次冷却剂流到反应堆堆芯10。设置在反应堆入口环腔18内的可供选择的屏蔽或围板20提供对反应堆堆芯10额外的辐照屏蔽。所示反应堆是压水反应堆(PWR)，其中，一次冷却剂是欠热的轻水，其保持在升高的压力和低于运行压力下沸点的温度(饱和温度)下；然而，也可考虑沸水反应堆(BWR)，其中，一次冷却剂在饱和温度和升高的压力下运行，或可考虑诸如采用重水的构造的其它反应堆构造。反应堆控制由上部的吸收中子的内部控制棒22以及控制棒驱动机构(CRAM)24提供，控制棒驱动机构(CRAM)构造成可控制地将控制棒插入和拔出核反应堆堆芯10。示意的图1仅指出两个图示的控制棒22；然而，在某些实施例中，控制棒数量可以是几打或几百个，其插入点在空间上横贯反应堆堆芯区域分布，以便共同地提供均匀的反应控制。CRDM24可分为多个单元(细节未示出)，每个单元控制着一个或多个控制棒。例如，多个控制棒可通过连接杆/蛛状结构组件或其它合适的联接件(细节未示出)可操作地与单一的CRDM联接。在某些图示的实施例中，CRDM单元包括驱动导螺杆的电动机，导螺杆通过连接杆/蛛状结构组件可操作地连接到控制棒，这样，电动机的运行致使包括导螺杆、连接杆、蛛状结构和控制棒的组件线性平移。如此的CRDM单元提供通过导螺杆的对控制棒精确地插入反应堆堆芯10内的精细控制，因此，适于“灰棒”的操作，其提供精细的增量反应控制。在某些图示的实施例中，CRDM单元可包括提升活塞，该活塞将包括连接杆、蛛状结构和控制棒的组件提出反应堆堆芯10之外，在SCRAM(紧急停堆)过程中，移去提升力以使控制棒通过重力和可供选择的水压力而下落到反应堆堆芯10内。如此的CRDM单元适用于“停堆棒”的操作，其作为反应堆安全系统的一部分。在还有的其它图示实施例中，灰棒和停堆棒功能集成在单个CRDM单元中，例如，使用与导螺杆联接的可分开的球螺母，使得CRDM单元在正常情况下提供灰棒功能，但在SCRAM过程中，球螺母分开而将控制棒释放到反应堆堆芯10内。CRDM单元的某些其它图示的实施例在以下的专利申请中有阐述：2010年3月12日提交的申请系列号12/722,662，其题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”，以及2010年3月12日提交的相关的申请系列号12/722,696，其题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”，本文以参见方式引入该两个专利的全部内容。这些申请披露了提供灰棒/停堆棒功能的CRDM单元，其中，电动机和导螺杆之间的连接不可释放，但在导螺杆和连接杆之间设置分离的锁闩，以实现SCRAM。在这些替代的结构中，导螺杆不进行SCRAM，但仅解除锁定的连接杆和控制棒朝向反应堆堆芯一起进行SCRAM，同时导螺杆保持与电动机啮合。示意性的CRDM 24可包括一个或多个CRDM单元，CRDM单元为所述类型的CRDM单元的各种组合，或是提供灰棒和/或停堆棒功能的其它CRDM单元的各种组合。图示的CRDM 24是一体的CRDM，其中，包括电动机、导螺杆、连接杆等的所有机械的和电磁驱动的部件都设置在压力容器12、14、16内，只有电线、液力管线或其它动力线或本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核反应堆包括：大致圆柱形的限定有圆柱轴线的压力容器；设置在大致圆柱形压力容器内的核反应堆堆芯；同轴地设置在大致圆柱形压力容器内的中心上升管，该中心上升管为中空的并具有靠近核反应堆堆芯的底部端，以接纳由核反应堆堆芯加热的一次冷却剂，该中心上升管具有远离核反应堆堆芯的顶端；以及直流蒸汽发生器(OTSG)，该直流蒸汽发生器包括平行于圆柱轴线布置的管子，布置在中心上升管和大致圆柱形的压力容器之间形成的环形容积内，从中心上升管顶端排出的一次冷却剂在管子内流向核反应堆堆芯，OTSG还包括具有给水入口和蒸汽出口的流体流动容积，其中，在给水入口处被注入流体流动容积内并在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的流体在管子外沿着大致与管子内一次冷却剂的流动相反的方向流动；其中，所述核反应堆具有运行状态，在该运行状态中，包括在给水入口处被注入到流体流动容积内的给水的流体通过来自在管子内流动的一次冷却剂的热传递而转换为在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的蒸汽；以及其中，OTSG的管子被固定在由钢制成的支撑件上，并在它们的端部由管板支承，其中，所述管子所包括的材料具有比钢高的热膨胀系数，以及在核反应堆的非运行状态下处于轴向张紧，其中，OTSG的管子的温度低于100℃，以及在在运行状态下处于轴向压缩。...

【技术特征摘要】
2010.09.27 US 12/891,3171.一种核反应堆包括：大致圆柱形的限定有圆柱轴线的压力容器；设置在大致圆柱形压力容器内的核反应堆堆芯；同轴地设置在大致圆柱形压力容器内的中心上升管，该中心上升管为中空的并具有靠近核反应堆堆芯的底部端，以接纳由核反应堆堆芯加热的一次冷却剂，该中心上升管具有远离核反应堆堆芯的顶端；以及直流蒸汽发生器(OTSG)，该直流蒸汽发生器包括平行于圆柱轴线布置的管子，布置在中心上升管和大致圆柱形的压力容器之间形成的环形容积内，从中心上升管顶端排出的一次冷却剂在管子内流向核反应堆堆芯，OTSG还包括具有给水入口和蒸汽出口的流体流动容积，其中，在给水入口处被注入流体流动容积内并在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的流体在管子外沿着大致与管子内一次冷却剂的流动相反的方向流动；其中，所述核反应堆具有运行状态，在该运行状态中，包括在给水入口处被注入到流体流动容积内的给水的流体通过来自在管子内流动的一次冷却剂的热传递而转换为在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的蒸汽；以及其中，OTSG的管子被固定在由钢制成的支撑件上，并在它们的端部由管板支承，其中，所述管子所包括的材料具有比钢高的热膨胀系数，以及在核反应堆的非运行状态下处于轴向张紧，其中，OTSG的管子的温度低于100℃，以及在在运行状态下处于轴向压缩。2.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，在核反应堆的运行状态下，在OTSG的管子内流动的一次冷却剂的温度至少为500℃。3.如权利要求2所述的核反应堆，其特征在于，OTSG的所述管子由奥氏体镍-铬基合金制成，管子固定在附连于中心上升管和压力容器的所述管板上，其中，中心上升管和压力容器由钢材制成，其中，奥氏体镍-铬基合金具有比钢材高的热膨胀系数。4.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述管板附连于中心上升管和压力容器，其中，中心上升管和压力容器由钢制成；以及管端进行胀管以固定到所述管板上，由此，管子由于泊松效应而处于轴向张紧。5.一种装置包括：压水核反应堆(PWR)，该压水核反应堆包括压力容器、设置在压力容器内的核反应堆堆芯，以及设置在压力容器内核反应堆堆芯上方的垂直定向的中空的中心上升管；以及设置在PWR压力容器内的直流蒸汽发生器(OTSG)，该OTSG包括布置在由中心上升管和压力容器形成的环形容积中且固定在由钢制成的支撑件中的垂直管，所述垂直管具有比钢要高的热膨胀系数，OTSG还包括包围垂直管的流体流动容积；其中，PWR具有运行状态，在该运行状态中，温度至少为500℃的一次冷却剂在OTSG...

【专利技术属性】
技术研发人员：R·T·福尔蒂诺，M·W·阿莱斯，N·爱德沃里安，
申请(专利权)人：巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司，巴布考克及威尔考克斯加拿大有限公司，巴布科克和威尔科克斯能量产生集团公司，
类型：发明
国别省市：美国;US