用于非能动冷却核电站冷却剂存储器的设备的制造方法
【专利说明】
[0001] 相关申请的交叉引用
[0002] 本申请要求在2013年3月14日提交的美国专利申请序列号No. 61/781，274的权 益，其通过引用结合于此。
技术领域
[0003] 本发明总体涉及用于核电站冷却剂存储器的非能动冷却系统，且更特别地涉及用 于冷却安全壳内换料储水槽和乏燃料池的这种系统。
【背景技术】
[0004] 核反应堆发电系统的一次侧生成用于产生可销售电力的蒸汽。对于诸如压水反应 堆或液体金属冷却型反应堆的反应堆类型，一次侧包括闭合回路，闭合回路与二次回路隔 离且与之成热交换关系，以用于产生有用蒸汽。对于诸如沸水反应堆或气体冷却型反应堆 的反应堆类型，用于产生可销售电力的气体在反应堆芯中被直接加热，压水反应堆应用在 下文将被描述为要求保护的概念的示例性用途；但是应该理解到，其他类型的反应堆可等 同地受益于在此公开的概念。
[0005] 压水反应堆系统的一次侧包括：包封堆芯内部结构的反应堆容器，堆芯内部结构 支撑多个包含可裂变物质的燃料组件；在换热蒸汽发生器内的一次回路；增压器的内容 积；用于循环增压水的栗和管道；所述管道将每个蒸汽发生器和栗独立地连接到反应堆容 器。包括蒸汽发生器、栗和管道系统在内的一次侧的每个部分被连接到容器，形成一次侧环 路。为了阐述，图1示出简化的压水核反应堆一次系统，其包括大致柱形反应堆压力容器 10,所述反应堆压力容器具有包封核堆芯14的封头12。诸如水的液体反应堆冷却剂通过 栗16被栗送到容器10中，经过堆芯14 (在该处热量被吸收）且通过典型地称为蒸汽发生 器的换热器18排放，在蒸汽发生器中，热量被传递到效用回路（未示出），诸如蒸汽驱动型 涡轮发电机。反应堆冷却剂然后返回到栗16,以完成一次环路。典型地，多个上述环路由反 应堆冷却剂管件20连接到单一反应堆容器10。
[0006] 压水核反应堆典型地以18个月周期换料。在换料过程期间，在堆芯内被放射的燃 料组件的一部分被移除且被围绕堆芯重新定位的新燃料组件补充。被移除的乏燃料组件典 型地在水下从反应堆安全壳22传递到容置乏燃料池的独立建筑，独立建筑在图1中象征地 示出且由附图标记24指代，这些放射性燃料组件被存储在独立建筑中。在乏燃料池中的水 深到足以按可接受的水平屏蔽辐射且防止在燃料组件内的燃料棒达到可能破坏密封地容 置放射性燃料和裂变产物的燃料棒覆层的温度。冷却继续，至少直到在燃料组件内的衰变 热低于燃料组件的温度能够容许干燥存储的水平。
[0007] 日本福岛第一核电站事件增强了对冷却乏燃料池的系统长时间失电的可能结果 的关注。由于这次海啸，场外和现场失电，这导致核电站停电。失电使乏燃料池冷却系统关 闭。在一些乏燃料池中的水由于池温上升通过蒸发和汽化而散发，所述乏燃料池由浸在其 中的高放射性乏燃料组件加热。在长时间没有电力将替换水栗送到池中的情况下，燃料组 件可能潜在地露出，这可能在理论上升高在这些燃料组件中的燃料棒的温度，从而可能导 致破坏那些燃料棒的覆层且可能导致放射性泄漏到环境中。
[0008] 最新设计的非能动冷却核电站，诸如，由宾夕法尼亚州的蔓越莓乡的西屋电气公 司提供的利用非能动安全系统的AP1 GG0_?核电站设计，已经被评估能够在如福岛的极端 事件之后继续提供冷却至少三天。
[0009] 本发明的目的是修改用于冷却乏燃料的水被冷却的方式，使得乏燃料能够在福岛 类型的事件之后被冷却至少十天。
[0010] 本发明的另一目的是提供这样的非能动冷却，使得商业1，100兆瓦的核电站能够 利用非能动手段提供堆芯和乏燃料冷却十天以上。
【发明内容】
[0011] 这些和其他目的通过一种核电站实现，所述核电站具有密封地容置在安全壳内的 核蒸汽供给系统。包括水的存储器被容置在安全壳内或安全壳附近。乏核燃料被沉浸在 存储器内且由水冷却，并且虹吸管被定位成从存储器内延伸到安全壳的外部，以将存储器 中的热量非能动地传递到安全壳外侧的空气。在一个实施方式中，虹吸管包括第一和第二 换热器，第二换热器比第一换热器位于更高高度处。第一换热器至少部分地浸入在存储器 内，使得在第一换热器的第一侧上的存储器中的水与在换热器的第二侧上的工作流体热连 通。第一换热器的第二侧通过工作流体循环的闭合环路与第二换热器的第一侧流体连通， 使得在第二换热器的第一侧上的工作流体与在第二换热器的第二侧上的安全壳外侧的周 围空气热连通。在优选实施方式中，工作流体是制冷剂且安全壳外侧的闭合环路包括翅片 管。优选地，安全壳包括钢外壳，钢外壳基本围绕安全壳延伸且具有从安全壳的较低部分延 伸到安全壳的较高部分的基本竖直壁。期望地，导风板基本围绕安全壳的竖直壁延伸且与 竖直壁隔开，空气入口位于导风板的较低高度处且空气出口位于导风板的较高高度处，第 二换热器被支撑在安全壳的竖直壁和导风板之间的环形空间内。优选地，第二换热器被支 撑在环形空间的较低部分中。
[0012] 在另一实施方式中，第一换热器包括多个第一换热器，第二换热器包括多个第二 换热器且闭合环路包括多个闭合环路。所述多个闭合环路配置成与具有第一换热器中的至 少一个和第二换热器中的至少一个的每个闭合环路并行地操作。优选地，每个第二换热器 围绕安全壳的外侧隔开。期望地，闭合环路包括用于切断工作流体的循环的阀。
[0013] 在一个实施方式中，存储器是在安全壳内的换料储水槽。在这个应用中，第一换热 器在安全壳内且第二换热器在安全壳外侧。在另一实施方式中，存储器是在安全壳外侧且 在安全壳附近的乏燃料池。
【附图说明】
[0014] 通过结合附图阅读以下说明的优选实施方式能够获得对发明的进一步理解，其 中：
[0015] 图1是传统核反应堆系统的简化示意图；
[0016] 图2是Ap1GG〇?核蒸汽供给系统示出为在其非能动冷却安全壳内的简化示意 图；
[0017] 图3是在图2中示出的AP1000?:核蒸汽供给系统的部件的安全壳内布局的立体 图；
[0018] 图4是示出在本发明采用的虹吸管中使用的第一和第二换热器配置的示意图；
[0019] 图5是示出安全壳外壳的示意图，其具有在安全壳内换料储水槽中示出的第一流 体-流体换热器，以及第二气体-空气换热器，第二气体-空气换热器示出为在第一换热器 的高度上方、位于安全壳外壳和导风板之间的环形空间中；以及
[0020] 图5A是在位于安全壳外壳和导风板之间的环形空间中的气体-空气换热器2中 采用的翅片换热管的放大图。
【具体实施方式】
[0021] 如前提及的，在发生福岛类型的罕见事件下，在PiGiM)?核电站设计为利用非能 动安全系统，诸如在图2中示出的非能动冷却安全壳22,以继续提供冷却至少三天。完成 那个目标的安全系统之一是在图2中示出的非能动安全壳冷却系统。非能动安全壳冷却系 统22围绕AP1000?核蒸汽供给系统，AP1000?核蒸汽供给系统包括反应堆容器10、蒸 汽发生器18、增压器26和主冷却剂循环栗16 ;所有部件由管道网络20连接。安全壳系统 22部分地包括由混凝土屏蔽建筑30围绕的钢圆顶安全壳容器包封体28,混凝土屏蔽建筑 提供对于钢圆顶安全壳容器28的结构性防护。
[0022] 非能动安全壳冷却系统的主要部件是非能动安全壳冷却水储槽32、导风板34、空