小模块化反应堆安全系统的制作方法
【专利说明】
[0001] 相关申请的交叉引用
[0002] 本发明涉及与本文同时提交的美国专利申请序列号No. _(代理档RTU 2011-010)。
技术领域
[0003] 本发明整体涉及一种小模块化压水反应堆，并且更加特别地涉及一种在已经停堆 之后无源冷却小模块化反应堆的系统。
[0004] 相关技术
[0005] 在诸如压水反应堆的发电核反应堆中，通过诸如浓缩铀的核燃料的裂变产生热量 并且将所述热量传递到流经反应堆堆芯的冷却剂。堆芯包括细长的核燃料棒，所述细长的 核燃料棒彼此相邻安装在核燃料组件结构中，冷却剂流经所述核燃料棒并且到达所述核燃 料棒上方。在共同延伸的平行阵列中燃料棒相互间隔开。在给定燃料棒的燃料原子的核衰 变期间释放的中子和其它原子粒子中的一些通过燃料棒之间的空间，并且撞击毗邻燃料棒 中的可裂变材料，从而促进核反应并且有助于堆芯产生的热量。
[0006] 可动控制棒分散在整个反应堆堆芯中，以便能够凭借吸收中子的一部分而控制裂 变反应的整体速率，否则它们将促进裂变反应。控制棒通常包括中子吸收材料的细长棒并 且装配到燃料组件中的纵向开口或者导向套管中，所述控制棒平行于燃料棒并且在燃料棒 之间行进。将控制棒更深入地插入到反应堆堆芯中还致使吸收更多的中子而同时又不会促 进在毗邻燃料棒中发生裂变；收回控制棒减小了中子吸收的程度而增加了核反应速率以及 提高了反应堆堆芯的功率输出。
[0007] 图1示出了简化的传统核反应堆一级系统，其包括大体圆筒形的压力容器10,所 述压力容器10具有包封堆芯14的堆芯封头12,所述堆芯14支撑包含可裂变材料的燃料 棒。诸如水或者含硼水的液体冷却剂由泵16泵入到容器10中通过堆芯14,在所述堆芯14 处热能被吸收并且被排放到通常称作蒸汽发生器的换热器18中，在所述换热器18中，热量 被传递到诸如蒸汽驱动的涡轮发电机的利用电路（未示出）。然后反应堆冷却剂返回到泵 16,从而完成一级回路。通常，多条上述回路通过反应堆冷却剂管道20连接到单个反应堆 容器10。
[0008] 采用这个设计的商用发电厂一般为1，100兆瓦或更大数量级的。最近，西屋电气 公司LLC已经提出了 200兆瓦级别的小模块化反应堆。小模块化反应堆为全部主要环路部 件均定位于反应堆容器内的一体化压水反应堆。反应堆容器被紧凑的高压安全壳包围。由 于安全壳内的受限空间以及一体化加压轻水反应堆对低成本的需要，需要最小化辅助系统 的总体数量而不损害安全性或功能性。为此，理想的是维持大部分部件与在紧凑高压安全 壳内的反应堆系统的主要环路流体连通。
[0009] 通常，传统压水反应堆设计使用有源安全系统，所述有源安全系统在发生事故之 后依赖于紧急AC电源向冷却反应堆和废燃料池的泵提供电力。如由西屋电气公司LLC提供 的AP1000'?·的先进设计使用了无源安全系统，所述无源安全系统仅仅依赖于自然循环、 沸腾和冷凝从堆芯和废燃料池排出衰变热。理想的是将这些无源安全系统原理应用于小模 块化反应堆设计并且优选地简化设计，与此同时仍然保持安全界限。
[0010] 因此，本发明的目的是向小模块化反应堆提供一种无源安全系统，所述无源安全 系统能够识别冷却剂损失事故的发生或者主蒸汽管道破裂、以及启动小模块化反应堆的压 力安全壳内的一系列事件，以便在无外界干扰的情况下在大约五至七天的持续期内冷却反 应堆。
[0011] 本发明的其它目的是提供这样一种无源安全系统，所述无源安全系统具有简化的 设计，所述无源安全系统合并了先前应用在先进大型反应堆设计中的部件。
【发明内容】
[0012] 通过如下的模块化核反应堆系统实现这些和其它目的，所述模块化反应堆系统具 有带可移除封头的反应堆压力容器；包封在反应堆压力容器内的核反应堆的一级冷却剂回 路；和安全壳压力容器，其包封反应堆压力容器，其中，安全壳压力容器基本潜入在液池中。
[0013] 在一个实施例，模块化核反应堆系统包括安全壳内的池系统，其包括用于收集从 一级系统逃出的反应堆冷却剂的地坑。安全壳内的池系统位于安全壳压力容器内反应堆压 力容器外部，并且包括在冷却剂损失的意外事件中用于使得所述安全壳内的池系统和所述 地坑内的反应堆冷却剂无源再循环到所述反应堆压力容器中的再循环装置。优选地，安全 壳内的池系统通过止回阀连接到一级冷却剂回路的冷管段。安全壳内的池系统还可以包括 安全壳内的反应堆冷却剂储液器，所述安全壳内的反应堆冷却剂储液器通过止回阀连接到 地坑，所述止回阀在地坑的液位高于安全壳内的池系统的液位时自动打开。理想地，模块化 核反应堆系统包括降压系统，以便使得反应堆压力容器和安全壳压力容器内的压力相等， 以便有助于在冷却剂损失的意外事件期间使得反应堆冷却剂无源再循环。优选地，降压系 统连接到一级冷却剂回路的热管段。安全壳内的池系统还可以包括包含反应堆冷却剂的一 个或者多个安全壳内的池罐，所述池罐支撑在反应堆压力容器内的反应堆堆芯上方的高度 处，其中，安全壳内的池罐与安全壳内的储液器流体连通。
[0014] 模块化核反应堆系统还可以包括一个或者多个堆芯补充罐，所述堆芯补充罐包含 压力基本等于反应堆压力容器内的压力的反应堆冷却剂。堆芯补充罐理想地在反应堆堆芯 上方的高度处支撑在安全壳压力容器内，并且在堆芯补充罐的上部分处连接到一级冷却剂 回路的热管段而在堆芯补充罐的下部分处连接到一级冷却剂回路的冷管段，所述隔离阀位 于堆芯补充罐的下部分和冷管段之间，以便在正常反应堆运转期间隔离开堆芯补充罐的下 部分与一级冷却剂回路的冷管段。第二降压子系统连接到堆芯补充罐的顶部。
[0015] 模块化核反应堆系统还可以包括无源余热移除系统，用于当隔离阀处于打开状态 中时冷却堆芯补充罐内的反应堆冷却剂。优选地，无源热量移除系统具有包括一级侧和二 级侧的第一换热器。第一换热器的一级侧与堆芯补充罐中的反应堆冷却剂流体连通，而第 一换热器的二级侧与第二换热器的一级侧流体连通，所述第二换热器具有与最终热阱池流 体连通的二级侧；其中，最终热阱池延伸到安全壳压力容器上方的高度处。在一个实施例 中，当池中的液体下降到预定液位下方时，最终热阱池与用于补充液体池的补充装置流体 连通，安全壳压力容器基本潜入在所述液体池中。
[0016] 模块化核反应堆系统还可以包括保护和安全监测系统，所述保护和安全监测系统 构造成监测任何设计基准事件的发生，所述设计基准事件包括冷却剂损失事故或者蒸汽管 道破裂，并且在发生这些事件时发出控制信号以打开与堆芯补充罐相联的隔离阀。保护和 安全监测系统还可以额外地监测堆芯补充罐内的反应堆冷却剂液位，并且当堆芯补充罐中 的反应堆冷却剂低于预选液位时，保护和安全监测系统发出控制信号，以激活降压系统。理 想地，降压系统的激活还激活了安全壳内的池内部的通气阀，所述通气阀使得安全壳内的 池罐的内部与安全壳压力容器的内部通气。安全壳内的池罐构造成当反应堆压力容器中的 压力基本等于安全壳压力容器中的压力时通过安全壳内的储液器排入到堆芯中。
[0017] 在其它实施例中，反应堆压力容器包括蒸汽发生器换热器，所述蒸汽发生器换热 器具有作为核反应堆的一级冷却剂回路的一部分的一级侧和在封闭回路中与汽包连接的 二级侧，所述汽包位于安全壳压力容器外部。蒸汽发生器换热器的二级侧具有蒸汽发生器 隔离阀，用于隔离开蒸汽发生器换热器的二级侧与汽包。保护和安全监测系统额外地构造 成监测一级或者二级侧破裂并且当检测到破裂时，保护和安全监测系统向蒸汽发生器隔离 阀发出保护信号，所述蒸汽发生器隔离阀响应保护信号将蒸汽发生器换热器与汽包隔离 开。
【附图说明】
[0018] 当结合附图阅读时能够从优选实施例的以下描述中进一步理解在下文中声明权 益的本发明，其中：
[0019] 图1是传统核反应堆系统的简化示意图；
[0020] 图2是局部剖开的透视图，其示出了包含本发明的一个实施例的小模块化一体化 反应堆系统；
[0021] 图3是在图2中示出的反应堆的放大视图；