用于核反应堆的地震衰减系统技术方案

技术编号:14655450 阅读:100 留言:0更新日期:2017-02-16 19:38
本发明专利技术涉及一种用于使地震力衰减的系统,其包括包含有核燃料的反应堆压力容器(2250)和容纳反应堆压力容器(2250)的安全壳(2260)。反应堆压力容器(2250)和安全壳(2260)二者可以包括底封头(2210,2220)。另外,该系统可以包括基底支撑件(2270),其构造成接触在上面沿着基本竖直取向定位安全壳(2260)的支撑面(2240)。可以在反应堆压力容器(2250)的底封头(2210)和安全壳(2260)的底封头(2220)之间布置有衰减装置(2255、2265)。从基底支撑件(2240)经由安全壳(2260)传递到反应堆压力容器(2250)的地震力可以通过衰减装置(2255、2265)沿着与安全壳(2260)的竖直取向基本成侧向的方向衰减。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】相关申请的交叉参考本申请要求享有2014年10月30日提交的题名为“SEISMICATTENUATIONSYSTEMFORANUCLEARREACTOR”的美国专利申请号14/528,123的优先权,该美国专利申请继而要求享有2013年12月31日提交的题名为“MANAGINGDYNAMICFORCESONANUCLEARREACTORSYSTEM”的美国临时申请号61/922,541,它们的整个内容通过参考包含于此。
本公开通常涉及用于使核反应堆系统或其它结构上的动态力和/或地震力衰减的系统、装置和方法。
技术介绍
隔震可以用于控制或减小部件或结构对竖直和水平地面输入运动或加速度的响应。隔震可以通过将部件/结构的运动与下部结构的驱动运动解耦而实现该目的。在某些示例中,硬件(例如,弹簧)可以被定位在下部结构和上部结构之间。这种硬件的使用可以通过增大用于部件或结构的自振周期而将结构的动态响应最小化,促使结构内加速度和力降低。为了进一步减小光谱响应振幅(例如,偏转、力等),可以采用其它有效地将峰值振幅减小到可管理的水平的机制。在发电设施中在核反应堆和二次冷却系统或其它系统之间可以设置管道系统和其它连接部。就地震及其它地震活动而言,显著的力或振动可以传递到连接部或通过连接部传递,所述显著的力或振动可以将较大的应力施加在连接部上。由热膨胀引起的力也将应力施加在连接部上。对这些连接部的整体性的维护帮助阻止无意间从各系统释放放射性材料或其它材料,并且减少如果连接部中的一个或多个失效而可能以其它方式进行的维修或出现的损坏。在地震事件期间,动态力和/或地震力可以从地面、支撑面或周围的安全壳厂房传递到反应堆模块。传递到反应堆模块的地震力会依据介入结构和/或系统的数量和/或长度经历振幅和/或频率的累积增长和/或放大,所述介入结构和/或系统供地震力行进而使其到达反应堆模块中。如果地震力变得足够大,则反应堆芯和/或燃料元件会被损坏。本专利技术解决了这些和其它问题。附图说明图1A至图1B分别提供框图的侧视图和俯视图,所述框图示出包括一个或多个隔震组件的示例核反应堆系统。图2A至图2B示出隔震组件的示例实施方案。图3A至图3B示出隔震组件的示例实施方案的部分。图4示出隔震组件的示例实施方案。图5示出用于隔震组件的示例实施方案的力-偏转图。图6示出包括支撑结构的示例功率模块组件。图7示出图6的功率模块组件的侧视图。图8示出用于包括隔震安全壳的功率模块组件的示例支撑结构的局部视图。图9示出用于包括多个弹性阻尼装置的隔震安全壳的示例支撑结构的局部视图。图10示出示例弹性阻尼和保持结构的局部视图。图11示出响应于纵向力的图10的弹性阻尼和保持结构的局部视图。图12示出响应于横向力的图10的弹性阻尼和保持结构的局部视图。图13示出用于隔震功率模块的示例弹性阻尼和保持结构的局部视图。图14示出用于将功率模块隔震的示例系统。图15示出示例反应堆压力容器。图16示出包括安全壳和反应堆压力容器组件的示例反应堆模块的局部剖视图。图17示出包括反应堆压力容器和安全壳的示例反应堆模块的剖视图。图18示出包括径向键的示例系统。图19示出包括径向缓冲器的示例系统。图20示出连同反应堆压力容器一起的图19的示例系统。图21示出包括竖向键的示例系统。图22示出另一个包括竖向键的示例系统。图23示出包括具有可替代的力传输路径的竖向键的示例系统。图24示出另一个包括具有可替代的力传输路径的竖向键的示例系统。图25示出包括成一体的竖向键和横向支撑件的示例系统。图26示出包括锥形键的示例系统。图27示出在RPV经受热膨胀的情况下的图26的示例系统的扩大的局部视图。图28示出处于膨胀状态中的图26的示例系统的扩大的局部视图。图29示出另一个包括锥形键的示例系统。图30示出动态力或地震力通过反应堆模块结构传输的示例操作。图31示出包括阶梯状键的示例系统。图32示出处于膨胀状态中的图31的示例系统。具体实施方式图1是示出包括一个或多个隔震组件25的核反应堆系统100(例如,核反应堆)的框图。在某些方面中,核反应堆系统100是商用动力压水反应堆,其利用初次冷却剂的自然循环以冷却核反应堆芯并且将热从堆芯通过一个或多个热交换器传递到二次冷却剂。二次冷却剂(例如,水)一旦被加热(例如,加热成蒸汽、过热蒸汽或其它形式)可以在凝结和返回到一个或多个热交换器之前驱动诸如蒸汽涡轮或其它形式的动力产生装备。相对于核反应堆系统100,反应堆芯20被定位在圆筒状或胶囊状反应堆容器70的底部部分处。反应堆芯20包括一些核燃料组件或棒(例如,可裂变材料,其与控制棒组合地产生受控制的核反应)和任选地一个或多个控制棒(未示出)。如上所述,在某些实施方案中,核反应堆系统100设计有被动操作系统(例如,没有用于初次冷却剂的循环泵),所述被动操作系统采用物理定律以确保至少在某些预定的时间段上在没有操作员干预或监管的情况下在正常操作期间或甚至在应急条件下维持核反应堆100的安全操作。圆筒状或胶囊状安全壳10包围反应堆容器70并且可以被部分地或完全地浸没在反应堆舱5内的反应堆池中,例如,在吃水线90(其可以在舱5的顶面35处或略低于舱5的顶面35)以下。在反应堆容器70和安全壳10之间的容积可以被部分地或完全地抽空以减小从反应堆容器70到反应堆池的传热。然而,在其它实施方案中,在反应堆容器70和安全壳10之间的容积可以至少部分地用增大反应堆和安全壳之间的传热的气体和/或液体填充。在所示的实施方案中,反应堆芯20被浸没在诸如水的液体内,所述液体可以包括硼或其它添加剂,所述液体在与反应堆芯的表面接触之后上升到通道30中。已加热的冷却剂的向上运动由在通道30(例如,立管30)内的箭头40(例如,初次冷却剂40)表示。冷却剂行进越过热交换器50和60的顶部并且通过沿着反应堆容器70的内壁的密度差被向下拖曳,从而允许冷却剂将热传给热交换器50和60。在冷却剂到达反应堆容器70的底部部分之后,冷却剂与反应堆芯20接触而促使冷却剂加热,所述加热的冷却剂再次通过通道30上升。虽然热交换器50和60在图1中被示出为两个不同的元件,但是热交换器50和60可以表示卷绕在通道30的至少部分上的、任何数量的螺旋形的(或其它形状的)线圈。核反应堆模块的正常操作以如下方式继续进行,即,在所述方式中,加热的冷却剂通过通道30上升并且与热交换器50和60接触。在冷却剂接触热交换器50和60之后,冷却剂朝向反应堆容器70的底部下沉,使得反应堆容器70内的冷却剂保持在高于大气压力的压力处,从而允许冷却剂在不蒸发(例如,沸腾)的情况下维持高温。随着在热交换器50和60内的冷却剂的温度增大,冷却剂会开始沸腾。随着在热交换器50和60内的冷却剂开始沸腾,蒸发的冷却剂例如蒸汽可以用于驱动一个或多个涡轮,所述一个或多个涡轮将蒸汽的热势能转化成电能。在凝结之后,冷却剂返回到在热交换器50和60的基底附近的位置。在所示的实施方案中,在反射物15和反应堆容器70之间的下降管区域提供流体路径,其用于使初次冷却剂40在立管30和反应堆容器70之间的环形部中从容器70的顶端(例如,在经过热交换器50、6本文档来自技高网...
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【技术保护点】
一种用于在反应堆组件中使地震力衰减的系统,所述系统包括:安全壳,所述安全壳构造成位于支撑面的上方;反应堆压力容器,所述反应堆压力容器安装在所述安全壳内;和衰减装置,所述衰减装置沿着所述反应堆压力容器的纵向中心线布置并且构造成使地震力衰减,所述地震力从所述支撑面经由所述安全壳传输到所述反应堆压力容器,其中,所述地震力通过所述衰减装置沿着与所述纵向中心线基本成横向的方向衰减。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2013.12.31 US 61/922,541;2014.10.30 US 14/528,1231.一种用于在反应堆组件中使地震力衰减的系统,所述系统包括:安全壳,所述安全壳构造成位于支撑面的上方;反应堆压力容器,所述反应堆压力容器安装在所述安全壳内;和衰减装置,所述衰减装置沿着所述反应堆压力容器的纵向中心线布置并且构造成使地震力衰减,所述地震力从所述支撑面经由所述安全壳传输到所述反应堆压力容器,其中,所述地震力通过所述衰减装置沿着与所述纵向中心线基本成横向的方向衰减。2.根据权利要求1所述的系统,其中,所述衰减装置构造成设置成用于使所述反应堆压力容器在所述安全壳内热膨胀。3.根据权利要求2所述的系统,其中,所述衰减装置包括基本竖直的突起,所述基本竖直的突起在相邻的容器凹陷部内延伸,并且其中,所述容器凹陷部包括竖直间隙以考虑到所述反应堆压力容器沿着所述纵向中心线的热膨胀。4.根据权利要求3所述的系统,其中,所述竖直突起包括直径,并且其中,所述容器凹陷部还包括环状间隙以考虑到所述竖直突起的直径的热膨胀。5.根据权利要求1所述的系统,还包括支撑结构,所述支撑结构位于所述安全壳的上半部分中并且构造成将所述反应堆压力容器支撑在所述安全壳内,其中,所述衰减装置位于所述安全壳的下半部分中。6.根据权利要求5所述的系统,其中,反应堆压力重量的大部分由所述支撑结构支撑,并且其中,所述反应堆压力重量基本都不由所述衰减装置支撑。7.根据权利要求1所述的系统,其中,所述安全壳包括接触所述支撑面的圆柱形支撑裙部,其中,所述安全壳的底封头位于在所述支撑面上方的某一距离处,并且其中,所述支撑裙部包括通孔,所述通孔构造成允许冷却剂流过所述支撑裙部并接触所述底封头。8.一种用于使地震力衰减的系统,所述系统包括:反应堆压力容器,所述反应堆压力容器容纳有核燃料,其中,所述反应堆压力容器包括底封头;安全壳,所述安全壳容纳所述反应堆压力容器,其中,所述安全壳包括底封头;基底支撑件,所述基底支撑件构造成接触支撑面,所述安全壳在所述支撑面上面沿着基本竖直取向定位;和衰减装置,所述衰减装置位于所述反应堆压力容器的底封头和所述安全壳的底封头之间,其中,从所述基底支撑件经由所述安全壳传递到所述反应堆压力容器的地震力通过所述衰减装置沿着与所述安全壳的竖直取向基本成侧向的方向衰减。9.根据权利要求8所述的系统,还包括支撑结构,所述支撑结构位于所述安全壳的上半部分中并且构造成支撑所述反应堆压力重量的大部分,其中,所述反应堆压力重量基本都不由所述衰减装置支撑。10.根据权利要求9所述的系统,其中,所述衰减装置包括竖直柱,所述竖直柱沿着所述反应堆压力容器的纵向中心线布置,其中,所述竖直柱插入相邻的容器凹陷部中。11.根据权利要求10所述的系统,其中,所述竖直柱从所述反应堆压力容器的底封头向下延伸到所述安全壳的相邻的容器凹陷部中。12.根据权利要求10所述的系统,其中,所述竖直柱从所述安全壳的底封头向上延伸到所述反应堆压力容器的相邻的容器凹陷部中。13.根据权利要求9所述的系统,其中,所述反应堆压力容器和所述安全壳通过环形安全容积彼此间隔开,并且其中,所述衰减装置包括位于所述环形安全容积内的一个或多个缓冲器。14.根据权利要求9所述的系统,其中,所述反应堆压力容器和所述安全壳通过环形安全容积彼此间隔开,并且其中,所述衰减装置包括:一个或多个径向柱,所述一个或多个径向柱从所述反应堆压力容器向外凸出并且位于所述环形安全容积内;和一个或多个托架组,所述一个或多个托架组构造成沿着圆周方向
\t限制所述一个或多个径向柱。15.一种设备,其包括:用于将地震力传输到安全壳的装置,其中,所述安全壳容纳反应堆压力容器,所述反应堆压力容器通过环形安全容积而与所述安全壳间隔开;用于将所述反应堆压力容器的重量支撑在所述安全壳内的装置,其中,所述用于支撑的装置穿过所述环形安全容积;和用于使由所述反应堆压力容器接收的地震力衰减的装置,其中,所述用于衰减的装置不支撑所述反应堆压力容器的重量。16.根据权利要求15所述的设备,其中,所述用于衰减的装置穿过所述环形安全容积。17.根据权利要求15所述的设备,其中,所述用于衰减的装置沿着所述安全壳的纵向中心线布置。18.根据权利要求15所述的设备,其中,所述用于衰减的装置形成地震力衰减路径的一部分,所述地震力衰减路径将地震力从所述安全壳传递到所述反应堆压力容器。19.根据权利要求18所述的设备,其中,所述地震力衰减路径包括竖直部分,所述竖直部分穿过所述用于传输的装置,并且其中,所述用于衰减的装置包括用于使地震力沿着与所述地震力衰减路径的竖直部分基本成横向的方向衰减的装置。20.一种方法,其包括:借助支撑结构支撑容纳在安全壳内的反应堆压力容器的重量,其中,所述反应堆压力容器通过环形安全容积而与所述安全壳间隔开,并且其中,所述支撑结构穿过所述环形安全容积;通过所述安全壳传输地震力;以及借助沿着所述反应堆压力容器的纵向中心线布置的衰减装置使由所述反应堆压力容器从所述安全壳接收的地震力衰减,其中,所述衰减装置使地震力沿着与所述纵向中心线成横向的方向衰减,并且其中,所述衰减装置不支撑所述反应堆压力容器的重量。21.一种核反应堆隔震组件,其包括:限定容积的封壳;能塑性变形的构件,其至少部分地安装在所述容积内;和拉伸构件,所述拉伸构件能在所述封壳内运动以使所...

【专利技术属性】
技术研发人员:T·利兹凯S·卡德尔
申请(专利权)人:纽斯高动力有限责任公司
类型:发明
国别省市:美国;US

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