集成安全主热交换器的核反应堆制造技术

本发明专利技术涉及核反应堆(10)，其包括集成至少一个用于在反应堆的正常运行期间冷却所述核反应堆的初级液体的电力主热交换器(200)的容器(100)和至少一个用于在反应堆的初级液体正常冷却出现故障时冷却核反应堆初级液体的被动式安全主热交换器(120)，所述核反应堆(10)的特征在于，所述容器(100)包括布置在其厚度内的凹槽(110)，并且所述被动式安全主热交换器(120)至少部分地集成在所述凹槽(110)中。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】集成安全主热交换器的核反应堆
本专利技术涉及集成安全主热交换器，其也称为备用主热交换器的核反应堆领域，用于在事故发生时冷却反应堆和从堆芯排出剩余电力。本专利技术具体应用于但不限于集成核反应堆和SMR(小型模块化反应堆)。
技术介绍
在集成反应堆中，并且特别是在SMR中，电力热交换器，也称为蒸汽发生器，以及安全热交换器安置于反应堆的容器中。在这种类型的反应堆中，反应堆容器内的主热交换器数量的增加产生了容器的安置和尺寸设定的问题。第一个方案在于提供与电力热交换器并联的安全主热交换器的集成。在该配置下，可以大大减少可用于在运行期间冷却核反应堆的电力主热交换器的空间。能够保持核反应堆冷却效率的一种方案在于增加反应堆容器的体积以集成所有不同的热交换器(电力热交换器和安全热交换器)，从而导致反应堆的尺寸过大。另一个现有方案在于安置安全热交换器低于或高于“阶级”，该阶级专用于热交换器在反应堆容器中的最佳布置。然而，在该配置下，安全主热交换器相对于堆芯的安置不能优化初级液体的自然循环，并因此导致在最佳冷却“工作台”之外安置的这些安全热交换器的效率问题。在该配置下，因此需要使容器内的安全交换器尺寸过大或增加其数量以保证在发生事故时反应堆所需的冷却。但是，前面描述的解决方案都不是完全令人满意的。
技术实现思路
在该情况下，本专利技术旨在提出一种核反应堆，其包括安全主热交换器，所述安全主热交换器可以在不增加容器的体积的情况下，容易集成在集成核反应堆的容器的结构中，并且通过提出优化安全主热交换器的安置的结构以确保其效率。为此，本专利技术的主题是包括容器的核反应堆，该容器集成至少一个用于在反应堆的正常运行期间冷却核反应堆的初级液体的电力主热交换器和至少一个用于在反应堆初级液体正常冷却出现故障时，冷却核反应堆初级液体的被动式安全主热交换器，所述核反应堆的特征在于，容器包括在其厚度内布置的凹槽，并且所述被动式安全主热交换器至少部分地集成在所述凹槽中。本专利技术有利地通过在容器的厚度内产生凹槽，更具体地在容器壁的额外厚度内产生凹槽，来使用核反应堆的容器的“传统”结构，容器壁的额外厚度，其从尺寸的观点来看是无用的并且受反应堆的总体结构和制造限制的影响，例如在上部内部导孔高度处的容器壁的厚度。换句话说，凹槽布置在现有容器的额外厚度内，并且从核安全角度来看是无用的。因此，本专利技术不同于在着眼于集成这种主侧安全被动式冷却系统的设计阶段会具有最初提供的额外厚度，并且将导致容器的体积增加和制造成本的显著增加的容器结构。根据本专利技术的核反应堆还可以具有下面分别列出的一个或多个特征，或者其所有技术上可能的组合：-所述凹槽布置在额外厚度水平的容器厚度内，而没有尺寸偏好或不满足核安全要求。-布置在容器厚度内的所述凹槽安置于与所述至少一个电力主热交换器的位置相对应的高度处；-所述被动式安全主热交换器包括多个分离器，所述分离器形成用于在两个相邻分离器之间的次级冷却流体循环的网络的交换通道；-所述多个分离器具有适于控制由分离器形成的交换通道中的流动的形状；-尽管具有背景影响，但所述多个分离器具有适于保持板的彼此之间或相对于凹槽底部的间隔的形状；-所述多个分离器具有合适的形状以耐受与组装工艺，例如扩散焊接相关的应力；-所述被动式安全主热交换器是具有与初级液体接触的第一面和与次级冷却流体接触的第二面的冷板，并且所述多个分离器安置于冷板的第二面和所述凹槽的底部之间；-所述被动式安全主热交换器包括具有第一板和第二板的小盒(盒)，所述板包围形成用于次级冷却流体循环的内部网络的所述多个分离器；-容器包括在所述凹槽的高度处出现的导孔，并且所述被动式安全主热交换器包括安置于所述被动式安全主热交换器的下部的进料管和安置于所述被动式安全主热交换器的上部的提取管，进料管和提取管使次级冷却流体在所述被动式安全主热交换器内循环，进料管和提取管在所述导孔的高度处穿过容器；-进料管和提取管与用于次级冷却流体循环的所述内部网络连通；-所述被动安全主热交换器由多个小盒形成；-所述凹槽具有槽口，并且所述被动安全主热交换器包括将所述被动安全主热交换器保持在距凹槽底部一定距离处的垫，所述槽口和所述垫允许初级液体在所述凹槽中循环；所述核反应堆是小型模块化反应堆。附图说明本专利技术的其他特征和优点通过参考附图并阅读下面的描述会变得清楚。图1示出显示安置于电力热交换器高度的区域的集成的核反应堆的容器的一部分的截面图。图2示出了根据本专利技术的安全热交换器的第一实施方式的立体图以及用于接收根据本专利技术的安全交换器的图1中所示的容器区域的示意图。图3示出了根据本专利技术的安全热交换器的第二实施方式的立体图以及用于接收根据本专利技术的安全交换器的图1中所示的容器区域的示意图。图4示出了图3所示的根据本专利技术的安全热交换器的第二实施方式的替代实施方式的立体图。图5示出了根据本专利技术的安全热交换器的第三实施方式的立体图以及用于接收根据本专利技术的安全交换器的图1中所示的容器区域的示意图。图6根据纵向截面图示出了根据本专利技术的安全热交换器的第四实施方式。图7沿着容器的纵向截面示出了图2所示的安全主热交换器的集成实施例。图8沿着容器的纵向截面示出了图5所示的安全主热交换器的集成实施例。具体实施方式图1是集成型核反应堆的容器100的一部分的截面图，其更具体地显示尤其安置于容器100内部的电力热交换器200的高度的容器100的外围。集成反应堆的容器100具有凹槽110，凹槽110布置在容器100的壁的厚度内，并且安置于相对于反应堆的堆芯的高度上，其基本上等同于电力热交换器200的位置。凹槽110部分地延伸到容器100的周缘上，从而具有曲线形状并且具有大约十毫米的深度。布置在容器100中的凹槽110能够在容器100的厚度内至少部分地安置和集成安全主热交换器120，而不会侵占专用于反应堆中电力热交换器200的安置的内部体积，并且不会扰动或阻碍在容器壁和电力热交换器200之间的初级流体循环。安全主热交换器120的第一示例性实施方式在图2中示意性地示出。在该实施方式中还示出了反应堆的容器100的壁的区域的立体图，其具有能够接收和集成根据本专利技术的安全主热交换器120的凹槽110。根据该第一示例性实施方式，安全主热交换器120由焊接到围绕凹槽110的容器100内壁的单个冷壁120形成。冷壁120包括安置凹槽侧110的第一面121和面向容器100内部的第二面122。第一面121包括分离器123，其特别起到隔离物的作用，从而能够安置，以保证冷壁120在凹槽110中的安置并且与凹槽110底部保持一定的预定距离。分离器123也可用于保证在主要压力的作用下冷壁120的良好机械强度。分离器123可以具有各种形状，例如图2所示的沿着容器高度方向定向的纵向峡部形状。根据其它实施方式，分离器124可以以各种形状显示，例如图4中同时示出的圆柱形垫124a、直线形状的垫124b或替代的三角形垫124c。分离器123、124由此在凹槽110中限定用于循环冷却流体、指定的次级流体或安全流体的循环网络的交换通道，其能够在容器100内与初级流体进行热交换。分离器123、124的形状根据循环网络中次级冷却流体的所需流动来确定，尽管有背景效应，但也确保保持板彼此之间或板相对于凹槽110的底部的间隔，并且确保本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.核反应堆(10)，其包括集成至少一个用于在反应堆的正常运行期间冷却所述核反应堆的初级液体的电力主热交换器(200)的容器(100)和至少一个用于在反应堆的初级液体正常冷却出现故障时冷却核反应堆初级液体的被动式安全主热交换器(120、220、320、420)，所述核反应堆(10)的特征在于，所述容器(100)包括布置在其厚度内的凹槽(110、310)，并且所述被动式安全主热交换器(120、220、320、420)至少部分地集成在所述凹槽中。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2017.01.26 FR 17506491.核反应堆(10)，其包括集成至少一个用于在反应堆的正常运行期间冷却所述核反应堆的初级液体的电力主热交换器(200)的容器(100)和至少一个用于在反应堆的初级液体正常冷却出现故障时冷却核反应堆初级液体的被动式安全主热交换器(120、220、320、420)，所述核反应堆(10)的特征在于，所述容器(100)包括布置在其厚度内的凹槽(110、310)，并且所述被动式安全主热交换器(120、220、320、420)至少部分地集成在所述凹槽中。2.根据权利要求1所述的核反应堆(10)，其特征在于，所述凹槽(110、310)布置在容器(100)厚度内的额外厚度水平处，而没有任何尺寸偏好或不满足核安全要求。3.根据权利要求1至2中任一项所述的核反应堆(10)，其特征在于，布置在容器(100)厚度内的所述凹槽(110、310)安置于与所述至少一个电力主热交换器(200)的位置相对应的高度处。4.根据权利要求1至3中任一项所述的核反应堆(10)，其特征在于，所述被动式安全主热交换器(120、220、320、420)包括多个分离器(123)，所述分离器(123)形成用于在两个相邻分离器(123)之间的次级冷却流体循环的网络的交换通道。5.根据权利要求4所述的核反应堆(10)，其特征在于，所述被动式安全主热交换器(120)是具有与初级液体接触的第一面(122)和与次级冷却流体接触的第二面(121)的冷板(12...

【专利技术属性】
技术研发人员：劳伦·康迪耶，弗雷德里克·科斯坦蒂尼，米歇尔·费尔齐尔，洛兰·德马斯，
申请(专利权)人：原子能技术公司，
类型：发明
国别省市：法国,FR