用于核反应堆的被动应急给水系统的制作方法

技术领域

本发明涉及一种用于核反应堆的冷却系统。

背景技术：

在被设计成带有被动操作系统的核反应堆中，应用物理规律以确保在正常运行期间，或者甚至在应急情况时没有操作者干预或监督的情况下至少某一段预定时间内，维持核反应堆的安全运行。在爱达荷州国家工程与环境实验室（Idaho National Engineering and Environmental Laboratory）、NEXANT和俄勒冈州立大学核能工程系（Nuclear Engineering Department of Oregon State University）支持下实施的多用途小型轻水反应堆（Multi-Application Small Light Water Reactor）项目寻求开发一种安全且经济的天然轻水反应堆。图1示出了源于此项目的一个核反应堆设计5。

该核反应堆设计5包括一个被反应堆容器2围绕的反应堆芯6。反应堆容器2中的水10围绕反应堆芯6。该反应堆芯6还放置在屏蔽罩（shroud）22中，该屏蔽罩22绕反应堆芯6的侧面围绕该反应堆芯6。当水10由于裂变事件而被反应堆芯6加热时，水10被从屏蔽罩22中被引导并且被引导出上升管（riser）24。这导致进一步的水10被吸入反应堆芯6中且被反应堆芯6加热，这将更多的水10吸入到屏蔽罩22中。自上升管24排出的水10被冷却且被朝向环形空间（annulus）23引导，接着通过自然循环返回至反应堆容器2的底部。由于水10被加热，在反应堆容器2中产生了加压蒸汽11。

热交换器35使给水和蒸汽在辅助冷却系统30中循环，以用涡轮机32和发电机34发电。给水流过热交换器35且变成过热蒸汽（super heated steam）。辅助冷却系统30包括一冷凝器36和给水泵38。辅助冷却系统30中的蒸汽和给水与反应堆容器2中的水10隔离，使得它们不得混合或彼此直接接触。

反应堆容器2被安全壳（containment vessel）4围绕。该安全壳4被放置在一池水16中。所述一池水16和安全壳4位于反应堆舱7中的地面9以下。安全壳4被设计为使得不允许来自反应堆容器2的水或蒸汽逃逸进入水池16或周围环境中。设有一蒸汽阀8，以将蒸汽11从反应堆容器2中泄放（vent）到安全壳4的上半部14中。设置有一淹没的排放阀（blowdown valve）18，从而将水10释放到包含过冷水（sub-cooled water）的抑压池（suppression pool）12中。

在给水流量的损失期间，核反应堆5设计为通过紧急停止反应堆芯6、将安全壳4注水（flooding）或使反应堆容器2减压来响应。这些响应中的后两种导致核反应堆5被关闭且在长时间段内不能发电。

本发明解决这些以及其他问题。

附图说明

图1示出了本领域中已知的一个核动力系统。

图2示出了一个包括辅助冷却系统的新型动力模块组件。

图3示出了一个新型应急冷却系统的实施方案。

图4示出了一个冷却核反应堆的新型方法。

技术实现要素：

一种动力模块组件在此公开为包括一个反应堆容器，该反应堆容器包含一被主冷却剂围绕的反应堆芯。一个安全壳适于被浸入在安全壳冷却池中且适于防止主冷却剂释放到安全壳之外。一个辅助冷却系统配置为移出由反应堆芯产生的热量，其中所述热量通过使来自安全壳冷却池的液体穿过主冷却剂进行循环来移出。

一种用于核反应堆的冷却系统在此公开为包括一个配置为将冷却剂输送至热交换器的入口管线，以及一个连接至热交换器的出口管线。该出口管线配置为从核反应堆移出热量。该冷却系统还包括一个适于向入口管线供应应急给水的进入口，以及一个连接至出口管线且配置为泄放应急给水的排出口。该冷却系统配置为通过自然循环使应急给水穿过热交换器进行循环。

在此公开一种冷却核反应堆的方法。该方法包括检测给水损失的情况，以及用应急给水供应替代来自辅助冷却系统的给水流。该应急给水穿过一热交换器进行循环以从核反应堆移出热量。该应急给水通过自然循环进行循环。

具体实施方式

常规核设施的许可和建造非常昂贵，具有前期巨大的投资成本以及延迟的利润回报。除了能源成本考虑、效率要求以及可靠性问题之外，如今的核反应堆设计也必须考虑核扩散、恐怖活动以及增强的环境管理意识的问题。

原本可以在很大程度上受益于核动力的发展中国家经常地采用其他能源，诸如产生大量污染或具有其他有害环境影响的煤、气体或水电发电机。这些发展中国家可能不具有使他们能够建造核电站的技术或自然资源。已经发展核动力的国家出于担心对核原料或核技术的失控，可能犹豫将这些技术引入发展中国家。

被动的安全核动力系统帮助解决了部分上述担心。进一步的系统改进以及创新的设计有望开启核动力作为全球可使用的主要能源的新时代。

在多用途小型轻水反应堆（MASLWR）设计中，给水流量的损失需要致动长期冷却运行模式以为堆芯提供冷却。例如，紧急停止反应堆芯、将安全壳注水或使反应堆容器减压。这些响应中的后两种导致核反应堆被关闭且在长时间段内不能发电。此外，在MASLWR设计中没有提供在现场动力（site power）损失期间用于移出衰变热的措施。

图2示出了一个新型动力模块组件25，其包括一辅助冷却系统50。该动力模块组件25包括一个内部干燥的安全壳44。该安全壳44是圆柱形形状，且具有球形的上端和下端。整个动力模块组件25可被浸入到一个用作最终散热器（ultimate heat sink）的安全壳冷却池46中。安全壳44可被焊接或以其它方式与环境密封，使得液体或气体不能从动力模块组件25逃逸或进入到动力模块组件25中。安全壳44可以从底部支撑、从顶部支撑或绕其中心支撑。在顶部支撑安全壳44可便于动力模块组件25的维修和从安全壳冷却池46的拆除。

反应堆容器42定位于或安装在安全壳44内。反应堆容器42的内表面可暴露在包括主冷却剂100或液体——诸如水——的潮湿环境中，且外表面可暴露在干燥环境——诸如空气——中。反应堆容器42可以由不锈钢或碳钢制成，可包括覆层，以及可支撑在安全壳44之内。

动力模块组件25的尺寸可被确定为使得它可以在有轨车上运输。例如，安全壳44可被构造为近似地直径为4.3米且高度（长度）为17.7米。通过完全密封安全壳44，可以限制进入反应堆芯6。任何未授权的进入或篡改都可以被监测到。此外，核动力系统的地下轮廓使其更不显明且更容易隐藏。安全壳冷却池46可以由防护屏（未示出）覆盖，以进一步将动力模块组件25与外部威胁或空中物体——诸如飞机或导弹——隔离。

安全壳44封装反应堆芯6且在一些情况下冷却反应堆芯6。它是一个相对小的、具有高强度并且部分由于其较小的整体尺寸而能够承受六或七倍常规安全壳设计的压力。假如动力模块组件25的主冷却系统断开，没有裂变产物被释放到环境中。主冷却剂100仍然全部地包含在安全壳44中。

反应堆芯6被示出为浸入或浸没在主冷却剂100——诸如水——中。反应堆容器42容纳主冷却剂100和反应堆芯6。一个屏蔽罩22绕其侧面围绕反应堆芯6，且用于通过主冷却剂100的自然循环而将主冷却剂100向上引导穿过环形空间23以及从位于反应堆容器42上半部的上升管24中流出。在一个实施方案中，该反应堆容器42近似地直径为2.7米且包括13.7米的整体高度（长度）。该反应堆容器42可包括一个带有球形的上端和下端的、圆柱形为主的形状。反应堆容器42通常处于运行的压力和温度。在一个实施方案中，安全壳44在内部是干燥的且可以在壁温度处于或接近安全壳冷却池46温度时在大气压力下运行。

在正常运行期间，来自反应堆芯6中裂变事件的热能导致主冷却剂100被加热。随着主冷却剂100变热，其变得较不稠密且趋于通过上升管24上升。随着主冷却剂100变凉，其变得比加热的冷却剂相对更稠密，并且这样循环，即绕环形空间23的外侧、降至反应堆容器42的底部并向上穿过屏蔽罩22，以再次地被反应堆芯6加热。这种自然循环导致主冷却剂100穿过反应堆芯6进行循环，将热量传递给辅助冷却系统50，以在发电机——诸如图1中的发电机34——处发电。

辅助冷却系统50包括一个入口管线53，该入口管线53配置为将辅助冷却剂输送至热交换器55，该热交换器起到了动力模块组件25的散热器的作用。一个出口管线52连接至热交换器55，且配置为通过使辅助冷却剂穿过包含在反应堆容器42中的主冷却剂进行循环来从反应堆芯6处移出热量。因此，入口管线53和出口管线52用作一种输送用于辅助冷却系统50的辅助冷却剂的装置。相对冷的辅助冷却剂经由入口管线53被运输至热交换器55，而相对热的或过热的冷却剂经由出口管线52被从热交换器55运输至发电机。

辅助冷却系统50还包括一个或多个适于将应急给水供应至入口管线53的进入口54。在一个实施方案中，该应急给水供应包含在安全壳冷却池46中。该安全壳冷却池46可包含水或一些其他液态冷却剂。一个或多个出口阀58可连接至出口管线52，且配置为在其已穿过热交换器55循环后将应急给水泄放。止回阀56可设置在进入口54和入口管线53之间以将应急给水或辅助冷却剂限制在一个方向流动。进入口54可包括一个入口滤网以过滤安全壳冷却池46中的杂质。

辅助冷却系统50可配置为使应急给水通过自然循环穿过热交换器55进行循环。该自然循环可由于安全壳冷却池46中的液体和主冷却剂之间的温度差而实现。所述液体或应急给水随着其流过热交换器55而经历温度变化。该自然循环还可以由于应急给水的温度变化以及进入口54和出口阀58的高度差而被实现或增强。在一个实施方案中，所述一个或多个进入口54靠近安全壳冷却池46的底部定位。

如前所述，入口管线53可连接至一个给水泵，诸如图1中的泵38，且出口管线52可连接至蒸汽涡轮机，诸如图1中的涡轮机32。辅助冷却系统50能够提供应急给水的自然循环，而不需给水泵或外部动力源的协助。

在给水流量损失的情况期间，反应堆的紧急停止和涡轮机停止（trip）通过一致动信号来启动的。随着辅助冷却系统50中的蒸汽压力增大，所述一个或多个出口阀58以分阶段的方式打开来使蒸汽发电机减压。该一个或多个出口阀58可包括冗余的故障安全泄放阀，该故障安全泄放阀将辅助冷却剂排放至位于安全壳冷却池46表面以下的一组淹没的起泡装置喷嘴（sparger nozzles）。在自出口阀58致动的预置时间延迟后，与所述一个或多个进入口54相关联的第二组阀可以以将给水供应管与安全壳冷却池46的底部对齐的方式打开。

由于蒸汽发电机减压，从进入口54穿过热交换器55并从出口阀58出来，建立了一个自然循环流动路径（flowpath）。来自安全壳冷却池46的液体提供应急给水的补充来源。热交换器55中产生且通过出口阀58释放的蒸汽在安全壳冷却池46中冷凝。出口阀58刚好低于安全壳冷却池46的表面定位。

辅助冷却系统50可配置为在一种或多种类型的应急运行期间将液体从安全壳冷却池46中移出。所述应急运行可包括冷却剂损失事故、辅助冷却剂流量损失和现场动力损失、以及其他。

图3示出了新型冷却系统60的一个实施方案。该冷却系统可配置为与核反应堆——诸如图2中的动力模块组件25——一起运行。该冷却系统60包括入口管线53以及出口管线52，其被配置为通过使冷却剂穿过热交换器55进行循环来将热量从反应堆芯移出。相对冷的冷却剂经由入口管线52被运输至热交换器55，而相对热的或过热的冷却剂经由出口管线52被从热交换器55运输至发电机。

该冷却系统60还包括一个或多个适于将应急给水供应至入口管线53的进入口54。在一个实施方案中，所述应急给水供应被包含在冷却池46中（图2），且包括水或一些其他冷却剂。一个将进入口54连接至入口管线53的冷却管道57可以是隔热的，从而使得原本由于在冷却池的顶部和底部的冷却剂的温度差可能发生的对于穿过冷却管道57行进的应急给水加热的量减小。一个或多个排出口58可连接至出口管线52以在其已穿过热交换器55进行循环后将应急给水泄放。该应急冷却系统60还包括一个或多个储存罐（accumulator tank）70，该一个或多个储存罐70配置为当检测到给水流量损失时将冷却剂注入到入口管线53。该一个或多个储存罐70向热交换器55提供冷却剂，直到经由进入口54和排出口58建立应急给水的自然循环。

所述一个或多个储存罐70可局部地充有水。该储存罐70可由非可凝的（non-condensable）气体——例如氮气——加压。在一个实施方案中，一个囊状物（bladder）71与储存罐70一起设置或设置在储存罐70中，以防止所述非可凝气体（例如，氮气）释放到热交换器55中。在给水流量损失的情况期间，储存罐70将水注入入口管线53。该注入的水用于使反应堆容器中的水过冷却，同时在冷却系统中建立自然循环。

运行

参考图2中的辅助冷却系统50以及图3中的应急冷却系统60，现在给出各个实施方案的示例运行。反应堆芯6经历了在控制棒被插入情况下的热停堆状态。该停堆状态可以由动力模块组件25或辅助冷却系统的应急运行而引起。一个穿过出口管线52的正常蒸汽流与穿过入口管线53的给水流是隔离的。进入口54和出口阀58向安全壳冷却池46开放。这产生了一个由位于进入口54和出口阀58的冷水之间的冷却剂密度差和高度差驱动的自然循环流动路径。

来自安全壳冷却池46的冷水被吸入至将其加热的热交换器55，且被泄放至安全壳冷却池46中。热交换器55从环形空间23中的流体——例如冷却剂100——移出热量，由此在上升管24内的流体和环形空间23中的流体之间产生密度差。由于反应堆芯6在低于热交换器55的高度处定位，产生了一浮力，该浮力驱动暖流体向上穿过屏蔽罩22和上升管24，且驱动冷流体向下穿过环形空间23而进入下封闭空间（lower plenum）51。这产生了一个移出衰变热的通过反应堆芯6的自然循环流动。止回阀56将流体流动限制在一个方向。

在主给水流量损失期间，低主给水泵（Low Main Feedwater Pump）72的低排出压力或蒸汽发电机74的低水位可导致反应堆停止。在自反应堆停止的一个时间延迟之后，主蒸汽泄放阀（输出阀58）以分阶段的方式打开。当检测到储存罐70的低水位和低主给水泵72的低排出压力时，主给水截流阀（Main Feedwater Stop Valve）76关闭。接着，入口阀门（进入口54）打开以使冷却流对准安全壳冷却池46。止回阀66防止自蒸气发电机74的逆流，且一高点泄放口（high point vent）68提供了应急给水管线中空气的初始吹扫（purging）。

在各个实施方案中，在电站停电或现场设施的动力损失期间，之后可能发生如上所述用于主给水流量损失情况的相同运行。

在冷却剂损失事故期间，低加压器73的低水位、冷却剂系统的低压力或安全壳44的高压力可导致反应堆停止。主蒸汽隔离阀78和主给水截流阀76关闭。如果蒸汽发电机压力77没有升高（例如，没有蒸汽发电机管道破裂）且蒸汽发电机管道频带压力（tube band pressures）相等，则出口阀58可以以分阶段的方式打开。例如，当检测到储存罐70的低水位和低主给水泵72的低排出压力时，主给水截流阀76关闭。另外，进入口54可打开以使冷却流对准安全壳冷却池46。出口阀58也可以以分阶段的方式打开。当检测到安全壳44和反应堆容器42的低压差时，可打开一个反应堆槽阀（sump valve）。

图4示出了一种冷却核反应堆的新型方法。在步骤410中，检测到给水损失的情况。给水损失可能是由于冷却剂损失事故、给水压力的损失、给水泵故障或现场动力的损失——诸如电站中断——而引起的。在步骤420中，来自辅助冷却系统的给水流由应急给水供应取代。

在步骤430中，应急给水穿过热交换器进行循环以从核反应堆移出热量。应急给水通过自然循环穿过热交换器进行循环。该自然循环是由于应急给水供应和穿过热交换器循环的应急给水之间的温度差而引起的。

在一个实施方案中，应急给水供应包括一围绕核反应堆的安全壳冷却池。在步骤440中，应急给水被泄放至安全壳冷却池。浸入在安全壳冷却池中的排出口和进入口之间的高度差可提供可以维持超过三天的应急给水的自然循环。根据安全壳冷却池的尺寸，在一个实施方案中，所述自然循环可维持超过90天。

在此公开的各个实施方案解决了给水流量的损失和衰变热的移出。该新型系统通过设置一个在插入控制棒后不需外部动力将核堆芯冷却的被动装置，为MASLWR反应堆设计增加了重要性能。各种实施方案都能够在正常给水流量损失的情况下向蒸汽发电机提供应急给水，且在反应堆控制棒插入后为反应堆芯提供反应堆芯的衰变热的移出。

所述安全壳冷却池用作补充给水的来源且用作移出衰变热的散热器。各个实施方案都能够通过引导冷却剂从大的安全壳冷却池穿过位于反应堆容器环形空间内的螺旋盘绕的热交换器管道来移出堆芯的衰变热。随着热水和蒸汽被泄放至安全壳池且冷水被吸至进入口，建立了一个自然循环流程。

在此公开的各个实施方案提供备用的长期冷却运行模式以及对于反应堆芯的无限期热量移出而无需操作者干预。从安全壳池有非常小量的损失。各个实施方案可手动地致动以移出衰变热以便维护，且该系统相对简单，即使有也只是具有少量的移动部件。被动系统不需要现场动力来运行，而是依赖自然循环的原理。此外，各个实施方案提供用于反应堆模块的快速重启、提供更少的运行的停工期以及增加对投资者资产的保护。

尽管在此提供的实施方案主要描述了加压水反应堆，但对于本领域普通技术人员明显的是，这些实施方案可如所描述地或以一些明显变型来应用于其他类型的核动力系统。例如，该实施方案或其变体还可用于沸水反应堆。沸水反应堆可能需要更大的容器以产生相同的能量输出。

在本发明的一个优选实施方案中已描述和举例说明了本发明的原理，但明显的是，在不背离这些原理的情况下，可在布置和细节上对本发明进行修改。我们要求保护落入所附权利要求书的主旨和范围内的所有改型和变体。