[发明专利]稳压器折流板和使用该种折流板的压水反应堆(PWR)

说明书

技术领域

本发明涉及核反应堆技术、发电技术、核反应堆控制技术、核能发电控制技术、热管理技术以及相关技术。 

背景技术

核反应堆使用包括大量裂变材料的反应堆堆芯，例如，含有二氧化铀(UO₂)的材料，它是裂变的²³⁵U同位素浓缩产物。诸如轻水或重水的一次冷却剂流过反应堆堆芯而吸收热量，用来加热水或另外的二次冷却剂以产生蒸汽，或用于某些其它的用途。对于发电来说，蒸汽用来驱动发电机的涡轮机。在热核反应堆中，水还用作使中子热化的中子慢化剂，这可提高裂变材料的反应性。诸如是机械操作的控制棒、用可溶性中子毒物对一次冷却剂的化学处理等的各种反应性控制机构被用来调节反应性和所产生的热量。 

在压水反应堆(PWR)中，轻水(或其它一次冷却剂)在密封压力容器中保持在欠热状态中，该密封压力容器中还包含反应堆堆芯。在PWR中，一次冷却剂水的压力和温度都受到控制。外部的稳压器可用来控制压力；然而，外部稳压器必然带来额外的大直径的压力容器贯穿件，以将外部稳压器连接到压力容器。各种内部的稳压器结构也是公知的。 

这里披露的是提供了各种益处的改进措施，本技术领域内的技术人员阅读下文后将会明白这些益处。 

发明内容

在本发明的一个方面，一种装置包括压水反应堆(PWR)，该压水反应堆包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯。折流板设置在压力容器内并将压力容器分为设置在折流板上方的内部稳压器容积，以及设置在折流板下方的运行PWR容积。折流板包括压力传递通道，该通道具有与PWR运行容 积流体连通的下端以及在运行稳压器的液位范围之下的液位处与内部稳压器容积流体连通的上端。排气管具有下端和上端，下端与运行PWR容积流体连通，上端在运行稳压器的液位范围之上的液位处与内部稳压器容积流体连通。在某些此种装置中，折流板包括间距开的第一和第二板。 

在本发明的另一个方面，一种装置包括压水反应堆(PWR)，该压水反应堆包括构造成含有核反应堆堆芯和设置在压力容器内的折流板的压力容器。折流板将压力容器分为设置在折流板上方的内部稳压器容积以及设置在折流板下方的运行PWR容积。折流板包括间距开的第一和第二板。 

在本发明的另一个方面，一种装置包括折流板，该折流板构造成设置在压水反应堆(PWR)内，折流板的第一侧面向内部稳压器容积，折流板相对的第二侧面向运行PWR容积。排气管穿过折流板并具有第一端和相对的第二端，第一端与折流板的第一侧流体连通，第二端与折流板的第二侧流体连通。排气管的第一端相对地更靠近折流板，而排气管的第二端相对地离折流板更远。 

附图说明

本发明可采取多种部件和部件的布置的形式，并为各种运行工艺和运行工艺布置。附图只是为了说明优选的实施例并不可认为限制本发明。 

图1示意性地示出包括内部稳压器的压水反应堆(PWR)。 

图2示意性地示出图1的PWR的上部，该PWR带有另一实施例的内部稳压器和选定的相关部件。 

图3示意性地示出图示的实施例，其中，压力传输通道由波动管来实施。 

图4和5示意性地示出两个图示的绝热折流板实施例。 

图6-8用示意性地示出用来将折流板安装到压力容器内的合适的结构。 

具体实施方式

参照图1，图示的压水反应堆(PWR)型核反应堆包括压力容器10和设置在压力容器10内的核反应堆堆芯12。反应堆堆芯12包括大量裂变材料，诸如含有二氧化铀(UO₂)的材料，它是裂变的²³⁵U同位素浓缩产物，裂变材料布置成设置在笼形燃料元件架或其它支承组件内的燃料棒束等，支承组件构造 成安装在压力容器10的合适的安装支架或固定结构内。 

压力容器含有高达图1所示液位L的一次冷却剂。在PWR构造中，一次冷却剂保持在过欠热状态中，其中，压力和温度都受到控制。在图1所示的PWR中，使用内部稳压器来保持压力，该内部稳压器包括设置在压力容器10顶部的蒸汽气泡S。提供电阻加热器14或其它加热装置来加热蒸汽气泡以提高压力。另一方面，合适地设置喷嘴或喷淋器16，以将冷水或蒸汽注入到蒸汽气泡内来降低压力(注意，控制元件14、16是示意性地示出)。