冷却剂丧失反应堆冷却系统的制作方法
【专利说明】冷却剂丧失反应堆冷却系统
[0001]相关专利申请的交叉引用
[0002]本申请要求2013年5月28日提交的序列号为N0.61/828，017美国临时专利申请的权益，该申请的全文通过引用并入本文。
发明领域
[0003]本发明涉及核反应堆，特别涉及发生冷却剂丧失和反应堆停堆时使用的无源式反应堆冷却系统。
[0004]发明背景
[0005]核反应堆安全壳容器定义为向核电厂的核蒸汽供应系统(NSSS)提供环境隔离的外壳(enclosure)，在这种系统中，利用核裂变来产生增压蒸汽。商用核反应堆要求封装在一种保压结构(pressure retaining structure)中，这种结构能够承受假设电厂设施遭遇最严重事故后造成的温度和压力。反应堆及其安全壳容器假设最严重能量释放事故通常有两种。
[0006]对安全壳容器完整性具有潜在风险的一种热事件是，核电站的核蒸汽供应系统(NSSS)的所有排热路径均丧失，迫使反应堆“紧急停堆”。全厂断电(stat1n black-out)就是这样的一种事故。反应堆内产生的衰变热必须排出，以保护反应堆，防止出现升压失控。
[0007]另一种热事件是冷却剂丧失(L0CA)，在这种热事件下，反应堆冷却剂系统(RCS)的压力安全边界破裂，导致闪水(flashing water)迅速释放到安全壳容器空间内。反应堆冷却剂(一次冷却剂)在突然降压后会出现爆闪(v1lently flash)，造成安全壳容器空间内压力和温度的快速升高。安全壳容器内空间成为空气和蒸汽的混合区。通常，冷却剂丧失(L0CA)的发生被推断为是装有一次冷却剂水的反应堆冷却剂系统管路破裂所致。冷却剂丧失的直接后果是反应堆冷却剂系统(RCS)的迅速降压和大量一次冷却剂水逸出直到RCS内部压力与安全壳容器内压力均衡为止。核电站设计成在出现RCS减压事故后立即停堆，抑制反应堆的临界性并停止链式反应。然而，从RCS逸入安全壳容器的一次冷却剂的大量热量和堆芯内衰变热的不断产生都是会引起安全壳容器压力出现剧增的能量来源，而安全壳容器压力足够高时会威胁其保压能力。
[0008]最近，管理机构也已经对安全壳容器结构提出要求能承受来自坠毁飞机的冲击。安全壳容器结构通常都是建造成巨大的钢筋混凝土穹顶来承受冷却剂丧失(L0CA)造成的内部压力。尽管其混凝土壁很厚可以承受飞机的撞击，但遗憾的是，它还是一个良好的隔热器，需要栗浦的排热系统(采用热交换器和栗)来将其不需要的热量排放到外部环境中(将升压降到最小或排除衰变热)。然而，这种排热系统依靠一种结实耐用的动力源(例如，厂外或本地柴油发电机)来为这些栗提供动力。日本福岛在海嘯之后随即出现全厂断电事故，这清醒地提醒人们用栗是多么的愚蠢。现有技术中的上述缺陷要求提供一种改进的核反应堆安全壳容器系统。
[0009]需要的是一种有效的能量排出系统，将冷却剂丧失(L0CA)发生后出现的安全壳容器的内部压力在尽可能短的时间内恢复到正常状态。为了确保这种系统能够赋予其应有的功能而不会失效，人们进一步期望这种系统应该是依靠重力操作的(即，系统不依靠可用电源来驱动任何栗或电动机)。
【发明内容】
[0010]提供了一种冷却剂丧失(L0CA)发生后和整个反应堆停堆时使用的无源式核反应堆冷却系统，该系统可克服上述缺陷。该冷却系统配置成可形成一种完全无源式装置来排出反应堆的衰变热，无需依赖需要可用电源的栗和电动机，也不存在使用电动机和栗的缺陷。在一个实施方式中，冷却系统完全依靠重力和不断变化的流体密度来提取和引导冷却水流过带有热交换器的系统。如果出现冷却剂丧失引起全厂停电或另一种假设事故情况下，其中核燃料堆芯的正常排热路径失去时，诸如，因为一次冷却剂管路管子断裂或其它事件所致时，该冷却系统设计成可无源地从反应堆中提取衰变热量。
[0011]在一个配置中，无源式冷却系统利用反应堆井中的储备冷却水作为一种载体，通过连接到反应堆安全壳容器壁上的热交换器，提取和排出来自反应堆的衰变热。冷却水在反应堆井和热交换器之间的闭式流动环路中通过重力流动，以便通过安全壳容器壁将热量排放到外部散热器(heat sink)中。在一个实施方式中，该散热器可以是一种充有冷却水的环形储存器(annular reservoir)，冷却水环绕安全壳容器。
[0012]在进一步实施方式中，如本文进一步描述，可提供一种冷却水的安全壳容器内辅助储存器(例如，贮槽)，其与反应堆井流体连接，以便提供冷却水补充源或储备用水。冷却系统的闭式流动环路可以在反应堆井与辅助储存器热交换器和热交换器之间循环冷却水。
[0013]在一个实施方式中，冷却剂丧失后可使用的一种无源式反应堆冷却系统包括与散热器热联通的安全壳容器，位于安全壳容器内的反应堆井，至少部分地位于反应堆井内的反应堆容器，所述反应堆容器装有可对反应堆容器中的一次冷却剂进行加热的核燃料堆芯，位于安全壳容器内并与反应堆井流体相通的贮水槽，所述贮水槽装有冷却储水，和位于安全壳容器内的热交换器，所述热交换器通过闭式流动环路与反应堆井流体联通。一次冷却剂失水后，贮水槽配置成可操作地向反应堆井注入冷却水，该冷却水被来自燃料堆芯的热量转换成蒸汽并流过闭式流动环路到热交换器。在一个实施方式中，蒸汽在热交换器内凝结形成冷凝液，以及冷凝液通过重力流回到反应堆井。
[0014]在一个实施方式中，热交换器包括一排整体连接到安全壳容器上的散热管道。
[0015]在另一个实施方式中，冷却剂丧失后可使用的一种无源式反应堆冷却系统包括与散热器热联通的安全壳容器，位于安全壳容器内的反应堆井，至少部分地位于反应堆井内的反应堆容器，所述反应堆容器装有核燃料堆芯和被核燃料堆芯加热的一次冷却剂，位于安全壳容器内并与反应堆井流体相通的贮水槽，所述贮水槽装有冷却储水，和位于安全壳容器内的热交换器，所述热交换器通过大气压力闭式流动环路与反应堆井流体联通。一次冷却剂失水后，贮水槽配置成可操作地向反应堆井注入冷却水。充水的反应堆井内的冷却水被燃料堆芯加热并转换成蒸汽，该蒸汽流过闭式流动环路到热交换器并冷凝形成冷凝液，以及冷凝液流回到反应堆井。在一个实施方式中，该热交换器包括一排整体连接到安全壳容器上的散热管道。
[0016]提供了一种冷却剂丧失后无源式冷却核反应堆的方法。该方法包括:将位于安全壳容器内部反应堆井内装有核燃料堆芯和一次冷却剂的反应堆容器定位；至少部分地向与反应堆井流体连接的贮水槽内注入冷却水；将来自贮水槽的冷却水排放到反应堆井内；用燃料堆芯对所述冷却水加热；将所述冷却水至少部分地转换为蒸汽；将蒸汽积聚到所述反应堆井内；使所述蒸汽流过热交换器；在热交换器内凝结蒸汽以形成冷凝液；以及使冷凝液流到反应堆井中，其中，所述冷却剂蒸汽和冷凝液在热交换器和反应堆井之间通过闭式流动环路循环。在一个实施方式中，蒸汽在位于反应堆容器外表面上的隔热衬里组件内部生成，所述衬里组件通过流孔喷嘴(flow-hole nozzles)与反应堆井流体联通，所述流孔喷嘴位于反应堆容器的底部和顶部。衬里组件可包括多个彼此隔开的衬里。冷凝步骤可进一步包括热交换器，将蒸汽热量排放到装有水的环形储存器中，而该水环绕在安全壳容器周围。热交换器可包括一排在环形储存器附近整体连接到安全壳容器上的散热管道。
[0017]根据本公开内容的其它方面，本发明进一步提供了核反应堆安全壳容器系统，该系统克服了上述装置中的缺陷，用来将因为热事件而释放到环境中的热量排放到安全壳容器内。安全壳容器系统通常包括采用钢或另一种韧性材料制成的内部安全壳容器和外部安全壳容器外壳结构(CES)，从而形成双壁安全壳容器系统。在一个实施方式中，在安全壳容器和安全壳容器外壳结构之间提供一种充水环形空间(annulus)，提供环形冷却储存器。安全壳容器可包括多个纵向传热翅片，这些翅片采用“鳍片”方式从安全壳容器处(大体)径向向外延伸。为此，安全壳容器不仅用作反应堆的主要结构保护层，而且配置成可起热交换器作用，与起散热器作用的环形储存器一起使用。为此，如本文进一步所述，有利的是，在热能释放事故期间，诸如冷却剂丧失或反应堆紧急停堆期间，当需要时，安全壳容器提供一种被动(非栗浦的)排热系统，来散热和冷却反应堆。
[0018]在根据本公开内容的一个实施方式中，核反应堆安全壳容器系统包括一种安全壳容器，配置成可置放核反应堆，围绕安全壳容器的安全壳容器外壳结构(CES)，以及安全壳容器和安全壳容器外壳结构(CES)之间形成的环形储存器，用来从安全壳容器空间提取热能。如果安全壳容器内部出现热能释放事故时，安全壳容器产生的热量会被传输到环形储存器中，后者开始工作冷却安全壳容器。在一个实施方式中，环形储存器装有用来冷却安全壳容器的水。一部分安全壳容器可以包括大体径向传热翅片，设在环形储存器内并在安全壳容器和安全壳容器外壳结构(CES)之间延伸，以提高将热量散到充水的环形储存器内。当安全壳容器内部发生热能释放事故时，环形空间内的一部分水会蒸发并以水蒸气的形式通过安全壳容器外壳结构(CBS)环形储存器排放到大气中。
[0019]该系统的实施方式进一步包括辅助空气冷却系统，其包括多个垂直进气管道，沿周缘间隔配置在环形储存器安全壳容器周围。空气管道与环形储存器和安全壳容器外壳结构(CES)外部的环境空气形成流体相通。当安全壳容器内部发生了热能释放事故且环形储存器中的水通过蒸发而基本排空时，空气冷却系统可通过在储存器空间到外部环境之间提供通风路径而开始工作。于是，通风系统便可视为辅助系统，能够继续对安全壳容器进行无休止地冷却。
[0020]根据另一个实施方式，核反应堆安全壳容器系统包括配置成可置放核反应堆的安全壳容器，环绕安全壳容器的安全壳容器外壳结构(CES)，在安全壳容器和安全壳容器外壳结构(CES)之间形成的用来冷却安全壳容器的充水环形空间，以及从安全壳容器向外伸出并位于环形空间内的多个大体径向翅片。如果安全壳容器内部出现热能释放事故时，通过与安全壳容器外表面和其大体径向翅片的直接接触，安全壳容器产生的热量被传输到环形空间内的充水储存器中，从而冷却安全壳容器。在一个实施方式中，当安全壳容器内部发生热能释放事故以及环形空间内的水因为蒸发而基本排尽时，空气冷却系统开始工作通过空气管道将外部环境空气抽入环形空间内，以自然对流形式对安全壳容器内产生的热量进行冷却(其会随着时间而成倍下降)。环形区域内的水的存在完全包围了安全壳容器，从而保持安全壳容器内温度分布一致，防止在热能释放事故或事件期间出现安全壳容器扭曲变形。
[0021]在另一个实施方式中，核反应堆安全壳容器系统包括带有配置成置放核反应堆的圆筒形壳体的安全壳容器，环绕安全壳容器的安全壳容器外壳结构(CES)，安全壳容器壳体和安全壳容器外壳结构(CES)之间形成的用来冷却安全壳容器的环形储存器，从安全壳容器向外伸出进入环形空间内的多个外部(大体)径向翅片，以及包括多个垂直进气管道的空气冷却系统，所述进气管道沿周缘间隔配置在环形储存器内安全壳容器周围。空气管道与环形储存器和安全壳容器