本发明涉及压水核反应堆的领域并且更具体地说涉及在该反应堆关闭后将残余能量从其堆芯的移除。
背景技术：
通常来说当通过将高等级的负反应引入堆芯中来关闭反应堆时，在几秒钟量级的时间间隔的末端，后者中的裂变的数量非常快速地变得可忽略。在另一个方面，在正常操作期间过程中在堆芯中发展的裂变产物的放射性继续释放大量的能量，这在其关闭时可以表现反应堆的操作能量的6-7％。在关闭以后的几个小时的末尾，仍存在反应堆的操作能量1-2％的残余能量，随后的减少相对地缓慢：必须移除此残余能量。因此有必要具有在任何情形中移除此剩余能量的装置，否则将有堆芯熔化的风险。为实现此，堆芯残余能量移除设备的使用已知用于与在通常关闭过程中使用的装置相对的特定的事故情况。在事故的情形中将残余能量从核反应堆的堆芯移除通常地通过使用主动装置的备用系统来实现，在其背后的原理涉及例如通过布置在二级上的蒸汽移除来冷却初级流体，并通过主动装置(泵)将水再供给到蒸汽发生器。利用泵式主动装置的此安全冷却系统需要外部能量的供给，尤其以便使得泵运行。由于反应堆处于关闭中，因此其不再产生电并且因此有必要要求备用电源(例如，柴油发电机)以使泵能够操作。因此容易理解的是这些主动源的天性减小了冷却功能的可靠性。在电供给的总损失的背景下，还已知用于移除残余能量的完全被动设备。因此文献US6795518描述了集成压水反应堆的特征(即，其中蒸汽发生器位于反应堆初级容器中)包括利用来自反应堆初级容器蒸汽发生器的二级侧的蒸汽的用于移除残余能量的被动设备。来自蒸汽发生器的蒸汽通过容纳在惯性容量中的水冷凝在冷凝器的管子上；来自惯性容量的水如在GV蒸汽发生器与外部冷凝器之间自然地循环的蒸汽所作出的自然地循环。通过在没有任何外部能量供给的情况下打开的阀被动地触发此系统。然而此结构产生一些问题。根据文献US6795518的用于移除残余能量的被动系统利用来自用于供给涡轮机的蒸汽发生器的蒸汽。因此在蒸汽发生器中的二级水破坏的情形中此系统将不会操作。此外，应该指出隔离阀的使用允许安全壳冷凝器隔离以便防止核辐射散布到安全壳的外部的风险。可以回顾的是安全壳容纳核蒸汽系统的主要设备，保护其免受外部事故(地震、投射物、洪水等)并且在燃料包壳与反应堆初级壳体以后形成防止放射性产物释放到环境中的第三障碍物。如果在连接安全壳与冷凝器的链路中发生破坏，应该激活隔离阀的闭合以防止二级水溅出安全壳(尤其进入惯性容量中)。此闭合导致残余能量移除系统的实际上非操作。类似地，在没有任何电供给的情形中，通过预设闭合隔离阀(以便确保安全壳隔离)：一旦阀闭合，残余能量移除系统便不能再操作。此外，使用的蒸汽发生器是在反应堆的能量操作期间使用的事实意味着其经历老化与磨损。还已知集成压水反应堆的SCOR-式的模型(“简单的紧凑反应堆”)，其包括结合在反应堆初级安全壳中的单个蒸汽发生器。这些反应堆还包括被动残余能量移除设备，所述被动残余能量移除设备包括包含在反应堆初级安全壳中的多个热交换器。在残余能量移除的情形中，初级水通过与冷却水在其中循环的残余能量移除热交换器接触而被冷却。此二级水自身使其热量与来自惯性容量的水接触的安全壳外部的冷凝器交换热量。此结构也产生一些问题。如通过文献US6795518，在电供给损失的情形下SCOR反应堆涉及闭合隔离阀的使用(即，其防止了流体循环)。此外，通过使用显示小于蒸汽发生器的移除效率的热交换器实现了残余能量的移除。最后，SCOR反应堆设计为使得在反应堆的正常能量操作过程中不能测试残余能量移除系统：此结构实际上是，使得在反应堆的能量操作过过程中初级水不进入热交换器。
技术实现要素：
在此上下文中，本发明的目的是提供将残余能量从压水核反应堆的堆芯移除的被动系统，以及结合所述系统的反应堆，包括在供给涡轮机的蒸汽发生器中的二级水的破坏的情形中，所述系统在安全壳与冷凝器之间不包括隔离阀并且能够在反应堆的能量操作过程中测试。为此目的本发明提出了用于移除包括安全壳的压水核反应堆的残余压力的系统，该安全壳结合了具有所述反应堆的堆芯的反应堆初级安全壳，所述系统包括：-储水器；-至少一个蒸汽发生器，其称作专用模块，适于容纳在反应堆初级安全壳中并且设计为使得二级水在与初级水热接触时进入气相，其中在反应堆能量操作期间通过堆芯加热的初级水通过至少一个初级泵以强制的方式循环，或者在其中初级泵停止的情形中自然地循环，在反应堆能量操作期间在没有专用模块中的水的二级循环的情况下通过堆芯循环加热初级水；-适于容纳在安全壳中的至少一个冷凝器，其包括：设计为回收由冷凝器冷凝的水的回收单元；链路，称作冷凝器链路，设计为确保水在储水器与冷凝器之间的闭合回路中循环；-使二级水在专用模块与冷凝器之间循环的装置，当初级水的过度加热的操作参数特征达到一定阈值时在没有电能的外部供给的情况下激活所述装置，从而通过堆芯加热并且在专用模块中循环的初级水通过对模块中循环的二级水放出热量使该二级水蒸发；-热链路，其确保蒸汽从专用模块自然循环到冷凝器，冷凝器设计为通过与在冷凝器链路中自然循环的水热接触的方式使在热链路中循环的蒸汽冷凝；-冷链路，其确保在水的重力下从回收单元到专用模块的二级水入口的循环。本发明的另一个目的是压水核反应堆，包括：-安全壳，其包括含有所述反应堆的堆芯的反应堆初级安全壳，所述反应堆初级安全壳包括：用于加压初级水的初级循环回路，以在反应堆能量操作期间移除由堆芯提供的能量；至少一个蒸汽发生器，其称作能量操作发生器，其中通过堆芯加热并且在能量操作发生器中循环的初级水将热量放出到在能量操作发生器中循环的二级水以便在反应堆能量操作期间使此二级水蒸发；-确保将残余能量从所述反应堆移除的系统，包括：储水器；至少一个蒸汽发生器，其称作专用模块，不同于容纳在所述反应堆初级安全壳中的能量操作发生器，并且其中循环通过所述堆芯加热的初级水，该初级水将热量放出到二级水以便当其在所述专用模块中循环时蒸发所述二级水；容纳在所述安全壳中的至少一个冷凝器，其包括：用于回收由冷凝器冷凝的水的回收单元；容纳在回收单元内部的热交换器；链路，其称作冷凝器链路，以闭合回路连接储水器与热交换器；热链路，将专用模块的蒸汽出口与冷凝器连接在一起，从而冷凝器通过与在冷凝器链路中循环的水热接触使在热链路中循环的蒸汽冷凝；冷链路，其将回收单元与专用模块的二级水单元连接在一起；不具有外部电能供给的自动激活打开/关闭阀，所述阀布置为使得当所述阀关闭时没有二级水在专用模块中循环并且使得当所述阀打开时来自所述回收单元的水在所述专用模块中循环，当初级水的过度加热的操作参数特征达到一定阈值时所述阀打开。根据本发明的用于移除残余能量的系统与压水核反应堆还可以显示单独地考虑或者根据全部技术上可能的结合的下面的一个或多个特征：所述专用模块是单程蒸汽发生器；所述专用模块是逆流蒸汽发生器；所述冷凝器布置在大于所述专用模块的高度以便允许自然循环；所述专用模块是由蚀刻板的组件形成的微通道热交换器；能量操作发生器与专用模块具有相同结构；所述最后特征意味着两个不同的蒸汽发生器(GV)具有相同的结构(既在几何形状方面又在使用的材料方面)；所述冷凝器容纳在安全壳的侧壁附近；储水器布置在安全壳的侧面上或上方；专用模块布置在反应堆的堆芯上方的反应堆初级安全壳中以便允许自然循环；堆芯位于反应堆初级安全壳的下中心部分中并且专用模块布置在反应堆初级安全壳的侧壁附近。本发明的另一个主题是压水核反应堆，包括：-安全壳，其包括具有所述反应堆的堆芯的反应堆初级安全壳；-根据本发明的确保移除残余能量的系统；所述反应堆初级安全壳包括：-用于加压初级水的初级循环回路，以在反应堆能量操作期间移除由堆芯提供的能量；-至少一个蒸汽发生器，其称作能量操作发生器，其不同于专用模块并且其中通过堆芯加热并且在能量操作发生器中循环的初级水将热量放出到在能量操作发生器中循环的二级水以便在反应堆能量操作期间使此二级水蒸发。参照示意性示出了根据本发明的核反应堆的附图1，从下面通过指示而绝不是限制地以下提供的描述中将清晰地呈现本发明的其它特征与优点。具体实施方式图1由此示意性示出了包括根据本发明的用于移除残余能量的系统的核反应100。反应堆100包括两个主要元件：-安全壳101；-储水器102。储水器102在这里示出为在安全壳101的侧面上，但是应该理解的是其可以布置在安全壳101周围或者其上方。此轻水储存器102必须包括大量水103。因为目的是延迟任何人的动作因此体积一直较大。作为量级或等级，在线108的出口上方的水的体积是几百m3针对72小时的操作；例如，并且非限制性地，对于300MWth的反应堆来说此体积小于1000m3。在储水器102中的水可以被轻水处理以确保其长期质量，在没有此的情况下在事故情形中排除未处理水的使用，使得当空置时可以充满储水器；为此目的可以提供干管(未示出)以允许远程填充。应该指出的是储水器102是未加压的，从而在此储水器102中的水在最高高度处基本上处于大气压。安全壳101包括：-反应堆初级安全壳104；-至少一个冷凝器105；如前所述，安全壳容纳核蒸汽系统的主要设备，保护其免受外部事故(地震、投射物、洪水等)并且形成防止放射性产品释放到环境中的第三障碍物。冷凝器105由回收单元106(即，设计为通过冷凝器接收冷凝的水的容器)与容纳在回收单元106内部的热交换器107形成，并且其端部108和109进入储水器102，端部108定位在端部109上方。端部109和108分别经由两个管子110和111连接到冷凝器热交换器107。在反应堆100的正常能量操作中，回收单元106充满水(即，高达图1中示出的高度121)。此水可以是蒸汽、液体或两相的形式。反应堆初级安全壳104形成核反应堆100的压力安全壳；根据本发明的一个优选实施方式，此核反应堆100是集成或紧凑式核反应堆，使得所述反应堆初级安全壳104以已知的方式包括：-反应堆堆芯113，由核燃料组件形成并且容纳在反应堆初级安全壳104的中部中的底部；-布置在初级安全壳104的周边上的堆芯113上方的至少一个蒸汽发生器114。在反应堆100的通常操作中(即，当反应堆在能量操作中以便产生蒸汽时)，称作“初级系统”的初级水循环布置在初级安全壳104的内部以将来自中间堆芯的热量移除到蒸汽发生器114。因此有流体的中心向上移动(箭头115)，该流体连续进入堆芯113，然后经由定位在蒸汽发生器114的上部上的初级入口116进入蒸汽发生器114，然后流体在其周边向回发送到初级安全壳104中以便以向下周边运动(箭头117)再次回落到中心堆芯下方。安装未示出的初级循环泵(在初级安全壳104中或周围)以将必要的能量供给到初级水，以便确保其在初级安全壳104组件内循环。二级回路118与蒸汽发生器114连接以允许向使用者提供蒸汽(此蒸汽可能地，尤其供给涡轮机以便产生电流)。更具体地说，在蒸汽发生器114中，该热量使二级水转换成蒸汽。然后在冷凝器中蒸汽返回到液态并且通过使得经由二级泵在二级回路118中循环返回到蒸汽发生器114。根据本发明，反应堆初级安全壳104包括此外另一个蒸汽发生器119，其称作专用蒸汽发生器(GV)模块，同样容纳在反应堆初级安全壳104的周边，在其上部中，在堆芯113上方。专用GV模块119具有专用于移除剩余能量的特定特征：换句话说，GV模块119在涡轮蒸汽供给中不起作用。在通常反应堆能量操作中，通过堆芯113加热的初级水沿其向上移动(箭头115)，然后经由定位在GV模块119的上部上的初级入口120进入GV模块119，然后流体在其周边向回发送到初级安全壳104中以便以向下周边运动(箭头117)再次下落到中心堆芯下方。与蒸汽发生器114不同，不存在将GV模块119连接到涡轮机的二级系统。在另一个方面，存在定位在回收单元106中的水可以在其中循环的二级系统122。此二级系统122包括：-被动打开/闭合阀112；-热管段123；-冷管段124。在正常反应堆操作过程中被动打开/闭合阀112闭合并且仅当给定的参数超过预定阈值时被动地打开。例如，该参数可以是在专用GV119中的压力或者初级冷却剂温度。术语被动打开应该理解为在没有电能供给的情况下打开。还可以设想装备有独立电池的更加精确的系统。应该强调的是冷凝器105的回收单元106定位在GV模块119的上方(即，高于GV模块)，使得当阀112打开时，来自回收单元的水在重力下下落通过冷管段124进入到GV模块119中。在反应堆能量操作过程中，阀112闭合使得在GV模块119中没有二级水循环；由此在能量操作期间在与未循环的二级水没有热交换的情况下由堆芯115加热的初级水经过GV模块119。GV模块119优选地是一次通过蒸汽发生器。术语一次通过蒸汽发生器应该理解为表示其中二级水(当其在发生器中循环时)一次经过发生器的蒸汽发生器；换句话说，全部二级水(以蒸汽和/或液体的形式)都在没有能够再循环到蒸汽发生器中的可能性的情况下一次性进入与离开发生器；此种类型的一次通过发生器与例如由通过包括分离旋风器的圆柱形封套围绕的一捆U状管子构成的发生器对比：在多次通过(再循环)蒸汽发生器的情形中，定位在封套与管子之间的二级水的一部分被蒸发，同时其它未蒸发部分返回到封套的环形空间中。此类型的多次通过蒸汽发生器提供具有非常大的尺寸的巨大缺陷并且由此尤其不适于用作仅专用于移除残余能量的发生器。单次通过GV模块119优选地是逆流蒸汽发生器；术语逆流蒸汽发生器应该理解为是其中初级水流与二级水流是沿着相反方向循环的水流的发生器。随后我们将返回到具有逆流蒸汽发生器的好处。总之，在通常能量操作中初级水在初级安全壳104中循环，此初级水通过与反应堆的堆芯113的热交换而被加热。加热的水通过与蒸汽发生器114热交换冷却，在蒸汽发生器114中产生的蒸汽旨在用于使用者。在通常堆芯冷却系统(这里未详细示出)不可用的情形中，例如由于电供给的损失，然后通过控制杆下落启动反应的关闭，以将高等级的负反应引入到堆芯，并且残余能量被根据本发明地移除。堆芯温度的增加将导致被动打开阀112打开：可以通过在专用GV中压力增加的效果操作此阀，该压力自身与初级温度的增加有关，或者直接地通过初级温度操作。在全部情形中，一旦参数(例如温度或压力)超过表示需要移除残余能量的确定阈值，此阀就以被动方式打开。通过描述，对于280℃的标称平均初级温度来说可以朝向290℃发生阀的打开。应该指出的是，在此阀的不期望打开的无害效果的前提下，如果需要的话此裕度可以减小。通过堆芯加热的初级水在初级容器104中通过自然循环继续沿着箭头115循环。来自回收单元106并且在冷管段124中循环的二级水进入GV模块119并且与由堆芯加热的初级水接触蒸发。然后二级蒸汽上升到热管段123中。来自GV模块119的蒸汽经由管子110通过与来自储水器103的水热接触而与冷凝器热交换器107接触冷凝；冷凝的蒸汽回收在回收单元106中并且然后再喷射到GV模块119中。应该指出的是在储水器102中的水103的高度在冷凝器热交换器107与储水器102之间的底部连接管110上方。蒸汽处于高温(取决于其自身初级温度，初始地在300℃，作为量级或等级)，其将触发来自储水器102并且在冷凝器热交换器107中循环的水的局部沸腾。此沸腾允许通过经由其中来自储水器102的两相水循环的(通过管子110、冷凝器热交换器107以及管子111连续地形成)环路的通过自然对流的循环的操作。用于移除残余能量的系统由此利用三个自然循环回路操作：初级回路，其中初级水循环通过堆芯与GV模块119的初级侧；二级回路，其中二级水循环通过GV模块119的二级侧以及冷凝器105，以及三级回路，储水器102的水在其中循环。当储水器102的高度下降到冷凝器105的高度以下时，不再有任何水在重力下供给冷凝器105；应该通过充分地填充储水器102避免此情形以使水102的高度总是保持在冷凝器105上方。应该指出的是无论反应堆是何种操作模式(在能量操作中，并且在反应堆关闭以后以便移除剩余能量)初级水都循环通过GV模块119。由此可以测试根据本发明的用于移除残余能量的系统，包括在反应堆能量操作中。对此所需的全部是迫使阀112的打开。由于在初级水的循环过程中GV模块119未曾短路因此使此测试程序是可能的。如上所述，GV模块119优选地是逆流蒸汽发生器。由于初级与二级冷却剂流跨越它们最大温度，因此通过使用逆流蒸汽在从GV模块的出口过度加热。此布置使能够改进系统的交换效率。冷凝器105优选地布置为尽可能靠近安全壳的壁以使由外部冲击造成的管子110和111中的破损的风险最小化。冷凝器105与安全壳的壁之间的距离可以，例如是1米或者甚至小于1米的量级。此外，这些管子110和11的直径选择为使得流量足以移除残余能量并且有利于自然循环的启动与保持，考虑可预见的高度差别。为了确保GV模块119可以布置在反应堆104的初级安全壳内，设计为实现减小的尺寸，GV模块119可以有利地制成微通道热交换器的形式。例如，此微通道热交换器利用扩散焊接在一起的蚀刻板制成。此结构的优点尤其是当与管热交换器相比时是其紧凑性。其结构可以与GV模块119的结构相同的蒸汽发生器114可以由此也是微通道热交换器。总结本发明的优点，提出的解决方案基于利用专用于移除残余能量的功能(并且定位在反应堆初级安全壳内)的一次通过与逆流GV模块与在蒸汽系统块外部并且定位在安全壳内的冷凝器之间的自然循环冷却的闭合回路。此冷凝器利用安全壳外部的大量水(例如，横向池塘)的自然循环自身冷却。二级冷却剂流体保持限定在蒸汽发生器(GV)模块与冷凝器之间。以被动方式实现了残余能量移除功能。在没有外部能量供给的情况下利用被动自动设备(即，没有人的干涉)触发此安全系统。在安全壳装置的内部具有冷凝器意味着在专用GV模块的初级安全壳内部的链路损坏的情形中，没有使初级水发送到安全壳外部的风险，并且不需要使用可能使得系统不可利用的隔离阀。此外，冷凝器与储水器之间的链路的故障(极不可能地，是冷的)不导致任何蒸汽系统的瞬态状况。根据本发明的一个实施方式，蒸汽发生器114具有与GV模块119相同的结构。当然本发明不限于刚刚描述的实施方式。因此，尽管已经描述了单个冷凝器，应该理解的是本发明适用于其中在安全壳内发现几个冷凝器的情形，由此使能够处理涉及一个关闭故障的事故情形或线路维护情形。类似地根据本发明的反应堆可以包括几个GV模块与几个蒸汽发生器。