具有自冷式外壳结构和紧急热交换系统的浮动式核反应堆的制作方法

背景技术：

相关申请的交叉参照

这是于2013年12月17日提交的、标题为“具有自冷式外壳结构的浮动式核反应堆”的申请系列号No.14/109,072的部分连续申请。

技术领域

本发明涉及一种浮动式核反应堆，并且更具体地涉及一种其中反应堆的外壳结构是自冷式的浮动式核反应堆。本发明甚至更具体地涉及用于核反应堆的紧急热交换系统。

相关技术的描述

在大多数的核反应堆中，初级电动水泵将冷却水供给到反应堆。在许多情况下，在初级水泵变为无效的情况下，提供二级或备用水泵。然而，诸如在海啸、台风或地震中，用于水泵的电源将被中断，水泵不能将冷却水泵送到反应堆，这可能导致危险的灾难。而且，在许多情况下，将冷却水供应到反应堆的管道可能由于自然因素或者恐怖袭击而失效。

目前，存在以陆地为基础的可用反应堆冷却系统，该系统在高于反应堆水平的水箱中储存水，在泵或电力故障的情况下将被动地对反应堆供水。这些水箱被设计成具有足够的水，以便冷却系统三天，直到救助能够到达并且更多的水能够从外面泵入。问题是储存在这些水箱中的水是有限量的。水箱将在紧急停工的情况下工作，如在日本的福岛，但是在管道破损的情况下将不工作，巨大量的水泄漏到外部。反应堆堆芯将加热从水箱供给的水，并且蒸汽将由于管道破损而排出，并且水将耗尽。一旦水耗尽，反应堆堆芯将由于过热而熔化并且爆炸。因此，有必要能够供给无限量的水来补偿经由泄漏管道损失的水。

进一步地，当前的反应堆受到巨大的安全壳结构的保护，但这不是对于安全壳内腔外部或内部的管道破损的答案。对安全壳结构外部的涡轮机室的恐怖袭击很可能比对安全壳结构的袭击更加危险，这是由于这种袭击将导致多个管道损坏，从而损坏反应堆、涡轮机和冷凝器之间的水回路。这种袭击也将导致电控系统故障。这将导致至反应堆的循环水损失，而紧急储存的水不能补偿所有的泄漏管道。在这种情况下无热量排出，反应堆将过热并且爆炸。

共同待审专利申请的发明代表现有技术的重大改进。本发明代表现有技术的进一步改进。

技术实现要素：

提供该概要，以便以一种简单的形式介绍概念的选择，在下面的详细说明部分进一步对所述概念进行描述。该概要并非旨在鉴定要求保护的主题的关键方面或者本质方面。而且，该概要并非旨在用作确定要求保护的主题的范围的帮助。

公开了一种浮动式核反应堆。核反应堆被安装或定位在浮动式驳船形容器上，驳船形容器具有位于水体水位上方的上端和位于水体水位下方的下端。侧壁在浮动容器的上端和下端之间延伸。核反应堆位于驳船形容器的底部上。核反应堆包括直立的混凝土外壳结构，该结构具有下端、直立的侧壁和上端。限制结构限定了密封的内部隔室。外壳结构的侧壁的下端和下部被定位成低于水体的水位。直立的圆柱形金属壁结构绕混凝土外壳结构的外侧延伸。盖子封闭金属壁结构的上端。金属壁结构、外壳结构的上外部和盖子的相互关系限定了通风室。通风室填充有过滤材料，诸如石头或岩石、化学物质和水。一个或多个排汽管道从通风室的上端向外地延伸通过盖子到大气。具有上端和下端的反应堆容器位于外壳结构的内部隔室中，反应堆容器被定位成低于水体的水位。反应堆容器包括具有上端和下端的内部隔室。

一个或多个排汽管道延伸通过外壳结构，从而其一端与其内部隔室的上端连通，并且从而其另一端与通风室连通。一个或多个回管与反应堆容器相连，从而其一端与反应堆容器的内部隔室的上端连通，并且从而另一端与反应堆容器的内部隔室的下端连通。在优选的实施例中，回管之一是闭合环路类型的。一部分回管位于外壳结构的内部隔室中。回管形成了热交换器系统。排汽管道从反应堆容器的内部隔室的上端向外地延伸通过外壳结构至涡轮机。蒸汽旁路管道从排汽管道延伸至通风室，排汽管道延伸至涡轮机。常闭的第一阀被应用在蒸汽旁路管道中。常开的第二阀被应用在排汽管道中，排汽管道向外地延伸到外壳结构的涡轮机。具有内端和外端的第一水通道延伸通过浮动容器的底部和外壳结构的底部，第一水通道的外端与水体流体连通。第一水通道的内端与外壳结构的内部隔室流体连通。弹簧加载的第一舱口在第一水通道的外端处可移动地安装在容器侧壁的外部上。第一舱口在闭合位置和打开位置之间是可移动的。当第一舱口处于其闭合位置时，关闭第一水通道的外端。当第一舱口处于其打开位置时，允许水从水体向内地流动通过第一水通道进入外壳结构的内部隔室中，以冷却反应堆容器。

第一锁闭装置与第一舱口相连，第一锁闭装置在锁闭位置和未锁闭位置之间是可移动的。当第一锁闭装置处于其锁闭位置时，将第一舱口保持在其闭合位置中。当第一锁闭装置处于其未锁闭位置时，允许第一舱口从其闭合位置移动到其打开位置。第一条件响应执行器与第一锁闭装置相连，以便当外壳结构内的温度或压力条件达到预定的水平时，将第一锁闭装置从其锁闭位置移动到其未锁闭位置。尽管公开了单个的第一水通道，但是可以利用多个第一水通道。

具有内端和外端的第二水通道延伸通过容器的底部，通过外壳结构的底部，并且进入反应堆容器的内部隔室中。第二舱口可移动地安装在第二水通道中。第二舱口在闭合位置和打开位置之间是可移动的。当第二舱口处于其闭合位置时，关闭所述第二水通道的外端。当第二舱口处于其打开位置时，允许来自水体的水向内地流入反应堆容器的内部隔室中，以冷却反应堆容器。第二锁闭装置与第二舱口相连，其可从锁闭位置移动到未锁闭位置。当第二锁闭装置处于其锁闭位置时，将第二舱口保持在其闭合位置中。当第二锁闭装置处于其未锁闭位置中时，允许第二舱口从其闭合位置移动到其打开位置。温度或压力条件响应执行器与第二锁闭装置相连，以便当反应堆容器的内部隔室中的条件达到预定的水平时，将第二锁闭装置从其锁闭位置移动到其未锁闭位置。尽管公开了单个的第二水通道，但是可以使用多个第二水通道。

因此，本发明的基本目的是提供一种改进的浮动式核反应堆。

本发明的另一个目的是在反应堆过热的情况下将无限供给的冷却水提供至反应堆。

本发明的又一个目的是提供一种浮动式核反应堆，当核反应堆的外壳结构或反应堆容器中的温度或压力达到预定的水平时，反应堆是自冷却的。

本发明的又一个目的是提供一种包括紧急热交换系统的自冷式核反应堆。

本发明的又一个目的是提供一种包括过滤的外壳通风系统的自冷式核反应堆。

这些和其它的目的对于本领域技术人员而言将是显而易见的。

这些和其它的目的对于本领域技术人员而言将是显而易见的。

附图说明

参照附图描述了本发明的非限定性并且非穷举性的实施例，其中贯穿各种附图，相同的附图标记代表相同的部件，除非另外指明。

图1是本发明的浮动式核反应堆处于正常操作条件下的截面图；

图2的视图类似于图1，除了外壳结构的内部隔室已经被淹没之外；以及

图3的视图类似于图2，除了反应堆容器的内部隔室也已经被淹没。

图4的截面图阐明了一种具有热交换系统的卵石床反应堆。

优选实施例的详细描述

下面参照附图更加充分地描述实施例，附图形成了本文的一部分，并且通过图示显示了特定的示例性实施例。这些实施例被足够详细地公开，以便能够使本领域技术人员实施本发明。然而，实施例可以以多种不同的形式实施，并且不应当被解释为对本文中提出的实施例的限制。由于本发明的范围仅由附属的权利要求书进行限定，因此下面的详细说明将不被视为限制的意义。

数字10表示浮动的容器，诸如在于2013年12月17日提交的标题为“具有自冷式外壳结构的浮动式核反应堆”的共同待审申请系列号为No.14/109,072中示出的驳船，其公开的内容通过参照并入本文中，以便必要时使本文的公开完整。驳船10可以是船体或其它浮动结构。除了说驳船包括底部12、直立的末端和直立的侧面之外，将不再描述驳船的细节。附图中示了驳船的末端14之一。驳船10可以由任何适当的材料诸如钢、混凝土等建造而成。

驳船10被显示为在诸如湖泊、海洋等的水体16中浮动。为了参照的目的，水体16将被描述为具有水位18。如同所看到的，驳船10的上端位于水位18的上方，驳船10的大部分被浸没在水体16中。

如示出的，核反应堆22位于驳船10上。正常地，第二核反应堆也将位于驳船10上，诸如在共同待审申请中所示出的。反应堆22包括圆柱形的金属外壳24，外壳包括从底部12向上延伸并且具有开放上端26的端壁14，上端位于水位18的上方。盖子或盖28封闭了外壳24的开放上端26。

反应堆22包括由混凝土建造的直立的外壳结构30，并且外壳结构包括底部32、直立的侧壁34和上端36，限定了密封的内部隔室38。反应堆容器40被定位在隔室38中并且包括开放的底部42、侧壁44和上端46，限定了密封的内部隔室48。如所看到的，反应堆容器40的底部42被定位在外壳结构30的底部32的上端上。

如所看到的，外壳结构30的侧壁34的外部的一部分与外壳24的内部啮合，以产生通风室50。通风室50填充有岩石、化学物质和水，以限定过滤的外壳通风系统。排汽管道52的内端与通风室50连通，并且其外端与大气连通，如在图1中示出的。排汽管道54的内端与通风室50连通，并且其外端与大气连通。尽管显示并且描述了两个排汽管道52和54，但是可以使用任何数量的排汽管道。

数字56表示延伸通过外壳结构30并且邻近其上端的排汽管道，从而排汽管道56的内端与隔室38的上端连通，并且从而排汽管道56的外端与通风室50连通。排汽管道58延伸通过外壳结构30，并且邻近其上端，从而排汽管道58的内端与隔室38连通，并且从而排汽管道58的外端与通风室50连通。尽管显示并描述了两个排汽管道56和58，但是可以使用任何数量的那些排汽管道。

数字60表示具有管道部分62、64、66和67的回管。管道部分62从隔室48向外地延伸，邻近其侧壁44的上端。管道部分64从内部隔室38中的管道部分62的外端向下延伸，如在附图中看到的。管道部分66从管道部分64的下端向内地延伸，通过侧壁44进入其下端处的隔室48内。管道部分67从管道部分66的内端向上延伸至管道部分62的内端，以形成闭环的回管。回管60填充有适当的冷却剂材料，诸如水、钠或类似物。尽管显示了单个回管60，但是可以使用多于一个的回管60。数字68表示具有管道部分70、72和74的蒸汽回管。管道部分70从内部隔室48向外地延伸，邻近反应堆容器40的侧壁44的上端。管道部分72从管道部分70的外端向下延伸，如在附图中看到的，从而管道部分72位于外壳结构30的内部隔室38中。管道部分74从管道部分72的下端向内地延伸通过侧壁44进入其下端处的隔室48内。如果希望的话，管道部分70和74的内端可以由管道连接在一起，从而回管是闭合环路系统。尽管显示并描述了单个的蒸汽回管68，但是可以使用任何数量的蒸汽回管68。

水通道76向上延伸通过驳船10的底部12并且通过外壳结构30的底部32。通道76的内端与较大的水通道78连通，该通道与反应堆容器40的内部隔室48连通。弹簧加载的闩锁80与在共同待审申请中显示并描述的相同，被定位在水通道78中，以关闭水通道76。舱口80包括弹簧(未示出)，推动舱口80至其打开位置。锁闭装置(未示出)与在共同待审申请中显示的相同，与舱口80相连，锁闭装置在锁闭位置和未锁闭位置之间是可移动的，如在共同待审申请中所描述的。当锁闭装置处于其锁闭位置时，将舱口80保持在其闭合位置。当锁闭装置处于其未锁闭位置中时，允许舱口80从其闭合位置移动到其打开位置。条件响应执行器82与在共同待审申请中所显示和描述的相同，与锁闭装置相连，以便当反应堆容器40的内部隔室48中的压力或温度条件达到预定的水平时，将锁闭装置从其锁闭位置移动到其未锁闭位置。

水通道84向上延伸通过驳船10的底部12并且通过外壳结构30的底部32。通道84的内端与较大的通道86连通，该通道与外壳结构30的内部隔室38连通。弹簧加压的舱口88与在共同待审申请中示出的相同，位于水通道86中，以关闭水通道84。舱口88包括弹簧(未示出)，将舱口88推动到其打开位置。锁闭装置与在共同待审申请中示出的相同，与舱口88相连，锁闭装置在锁闭位置和未锁闭位置之间是可移动的。当锁闭装置处于其锁闭位置时，将舱口88保持在其闭合位置中。当锁闭装置处于其未锁闭位置中时，允许舱口88从其闭合位置移动到其打开位置。条件响应执行器92与在共同待审申请中显示并描述的相同，与锁闭装置相连，以便当外壳结构30的内部隔室38中的温度或压力条件达到预定的水平时，将锁闭装置从其锁闭位置移动到其未锁闭位置。

数字94表示从反应堆容器40的内部隔室48的上端延伸到常规涡轮机的排汽管道。如所看到的，蒸汽管道94向外地延伸通过反应堆容器40的侧壁44，通过内部隔室38，通过外壳结构30，并且通过外壳24。蒸汽旁路或通风管道96从排汽管道94向上延伸并且穿过外壳24进入通风室50的下端内，如在附图中看到的。手动或电动的常开阀97被应用在管道94中。常闭阀98被应用在通风管道96中。

本发明的功能如同将被描述的。图1阐明了当前处于其正常操作模式中的核反应堆。在该模式中：(1)舱口80和88是关闭的；(2)回管60和68将不发挥作用，这是由于管道部分64和72未被任何周围的冷却剂(水)冷却并且将停留在与反应堆冷却剂相同的温度；(3)阀97将是打开的并且阀98将是关闭的；(4)排汽管道56和58将是不起作用的；(5)并且反应堆容器的堆芯将加热其内部隔室中的水，从而蒸汽被产生并且经过排汽管道94至涡轮机。

条件响应执行器92，当感测到内部隔室38中的压力或温度为预定的水平时，将打开与舱口88相连的锁闭装置，以便打开舱口88，从而在外壳结构30的内部隔室38中产生临时的水池。内部隔室38中的临时水池围绕反应堆容器40，以冷却反应堆容器40。反应堆容器40进一步被回管60冷却。由于管道部分67中的材料被反应堆容器40的堆芯加热，材料将在管道部分67中上升并且将向外地穿过管道部分62，并且从那里向下穿过管道部分64。当管道部分64中的材料在管道部分64中向下移动时将被冷却，这是由于管道部分64被内部隔室38中的注入水环绕。被冷却的材料随后将从管道64的下端穿过进入反应堆容器40的内部隔室48中。当管道部分67中的被冷却材料冷却反应堆容器的堆芯时，管道部分67中的材料被加热，材料将向上上升通过管道部分67并且从那里再次向外地移动通过管道部分62。材料在回管60中的加热和冷却导致材料连续的流动通过由回管60产生的热交换系统。除了回管68是开放的返回系统，而管道60是闭合环路系统之外，回管68的功能类似于回管60。来自内部隔室48的蒸汽借助于管道部分70从那里向外地排出。蒸汽随后向下穿过管道部分72，被内部隔室38中的注入水冷却。当蒸汽在管道部分72中向下移动时，它被冷却并且返回到液体，冷却的液体返回到反应堆容器40的内部隔室48，以冷却反应堆容器。内部隔室38中的水在该过程中变热，并且蒸发或者转变为蒸汽。该受热的水已经不与放射性材料接触。然而，为了安全，内部隔室38中的蒸汽被通到室50内并被室50内的过滤材料过滤，并且借助于排汽管道52和54通到大气。该过程持续进行，直到反应堆容器40中的温度下降为止。

设定成打开舱口88的触发点将比设定成打开舱口80的触发点低得多。以这种方式，无海水进入反应堆容器内。在非常不太可能的情景中，即上面描述的过程不能冷却反应堆容器40的堆芯并且反应堆容器中的温度上升时，打开舱口80的触发点将变为操作的(处于上安全边缘)。当水进入反应堆容器中时，它将蒸发并且蒸汽进入排汽管道70内并且至涡轮机。通过打开阀98，蒸汽进入通风室50内，在那里它被过滤并且随后借助于蒸汽管道52和54通到大气。通风室50中的过滤材料及其蒸汽的通风作为过滤的外壳通风系统发挥作用。

在反应堆下游的管道94中存在管道破损或者泄漏的情况下，阀97可以被关闭并且阀98被打开，从而来自内部隔室上端的蒸汽将被通过管道96通风，并且穿过通风室50中的过滤材料，并且从那里经由排汽管道56和58至大气。

尽管前述的说明详细地解释说明了舱口和那些舱口的驱动，但是应当注意，舱口可以由示出的装置之外的装置打开。例如，舱口可以由电子装置或者其它的机械装置操作。

进一步地，驳船可以被浸没，从而其底部停留在水体的地板上。在那种情况下，如在共同待审待审申请中所公开的，可以在驳船的侧面中形成舱口。

图4示出了反应堆的一种改良形式，其是卵石床类型的。在图4的卵石床类型反应堆中，外壳结构的内部隔室可以被淹没，从而当内部隔室通过水通道被淹没并且舱口被打开时，流体填充的闭环热交换器60将被外壳结构的内部隔室中的水冷却。

因此可以看出，本发明实现了至少其陈述的所有目的。

尽管已经以对于某些结构和方法步骤是特有的语言描述了本发明，但是将要理解，在附属的权利要求书中限定的本发明不必限制到所描述的特定结构和/或步骤。而是，特定的方面和步骤被描述为实施要求保护的发明的形式。由于在不偏离本发明的精神和范围的前提下可以实施本发明的许多实施例，因此本发明存在于以下附属的权利要求书中。