[发明专利]一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构

说明书

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。