无源式反应堆冷却系统的制作方法

文档序号:9602592阅读:486来源:国知局
无源式反应堆冷却系统的制作方法
【专利说明】无源式反应堆冷却系统
[0001] 相关专利申请的交叉引用
[0002] 本申请要求2013年5月28日提交的美国临时专利申请序列号为61/827, 943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,特别涉及反应堆和反应堆安全壳系统,所述安全壳系统带 有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。商用核反应堆要求被封装在一 种保压结构(pressure retaining structure)中,这种结构能够承受电厂设施假设遭遇最 严重事故后造成的温度和压力。反应堆及其安全壳所能假设的最严重能量释放事故有两 种。
[0006] 首先,冷却剂丧失事故(L0CA)之后发生的事件,包括核电厂核蒸汽供应系统 (NSSS)迅速释放的大量热能,这是安全壳空间内反应堆冷却剂突然释放所致。反应堆冷却 剂在突然降压后会出现爆闪(violently flash),造成安全壳空间内压力和温度的快速升 高。安全壳内空间成为空气和蒸汽的混合区,通过认定反应堆冷却剂输送管突然破裂而可 肯定地推断出这是冷却剂丧失事故(L0CA)。
[0007] 对安全壳完整性具有潜在风险的另一个热事件情况是,其中,核电厂的核蒸汽 供应系统(NSSS)的所有排热路径均丧失,迫使反应堆"紧急停堆(scram)"。全厂断电 (station black-out)就是这样的一种事故。反应堆内产生的衰变热必须被排出,以保护反 应堆防止出现升压失控。
[0008] 最近,管理机构也已经对安全壳结构提出要求能承受来自撞击飞机的碰撞。安全 壳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事故造成的内部压力。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。日本福岛在海啸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 系统。
[0009] 除了上述安全壳冷却问题外,核反应堆在其停堆后继续产生相当大量的热能。图 20所示为轻水反应堆在紧急停堆(即在迅速插入控制棒或其它装置后出现的链式反应的 突然停止)后出现的典型的热生成曲线。如上所述,在当今反应堆设计中,反应堆衰变热是 通过装置的剩余热排除(RHR)系统来排除的,这种系统利用了一系列栗和热交换器来将热 能输送到由装置所保持的合适的冷却水源上。从图20中可以看出,反应堆衰变热开始随着 时间而成倍衰减,但是,如果所产生的热量不排除的话,其依然对反应堆的安全有着相当大 的威胁(正如福岛情况那样,为提取反应堆热量而需要的栗失效了,因为在海啸推动的汹 涌海浪中栗电动机被淹没)。福岛灾难的鲜明教训是强制流动(依靠栗)系统在极端环境 条件下的致命弱点。
[0010] 人们希望能有一种改进的反应堆冷却系统。

【发明内容】

[0011] 根据本公开内容的反应堆冷却系统提供了一种完全无源式装置,用来排除反应堆 衰变热,无需依赖栗和电动机,也不会出现所述的电动机和栗需要可利用电源的缺陷。在一 个实施方式中,冷却系统完全依靠重力和流体的不同密度来引导流过冷却系统。在一个实 施方式中,这种重力驱动系统可以配置成并称之为浸没式管束冷却系统(SBCS),方便使用 (在任何方面,这种任意称谓都不是表示限定意义)。在全厂停电或另一种假设事故情况 下,其中经由电站兰金循环的核燃料堆芯的正常排热路径失去时,该冷却系统设计成可无 源地从反应堆一次冷却剂中提取热量。
[0012] 在一个实施方式中,无源式核反应堆停堆冷却系统包括反应堆容器和蒸汽发生 器,反应堆容器内装核燃料堆芯并容纳核燃料堆芯加热的一次冷却剂,蒸汽发生器流体连 接到反应堆容器上并容纳液态的二次冷却剂。一次冷却剂在反应堆容器和蒸汽发生器之间 的第一闭式流动环路中循环,一次冷却剂将热量传输到蒸汽发生器内的二次冷却剂并产生 二次冷却剂蒸汽。热交换器包括液态三次冷却剂(liquid third coolant)储水和管束,该 管束浸没在三次冷却剂中。二次冷却剂在浸没式管束和蒸汽发生器之间的第二闭式流动环 路中通过重力流来循环。二次冷却剂蒸汽从蒸汽发生器中提取并在第二闭式流动环路中流 到管束,冷凝形成冷凝液,冷凝液流回到蒸汽发生器。
[0013] 在另一个实施方式中,无源式核反应堆停堆冷却系统包括反应堆容器和热交换 器,反应堆容器内装核燃料堆芯并容纳核燃料堆芯加热的一次冷却剂,热交换器则包括冷 却水和管束,该管束浸入在冷却水中。一次冷却剂经由重力流在浸没式管束和反应堆容器 之间的第一闭式流动环路中循环,其中,一次冷却剂将热量传输到热交换器的冷却水中,并 在流回到反应堆容器前被冷却。
[0014] 在另一个实施方式中,提供了一种在停堆后无源冷却核反应堆的方法。该方法包 括:利用核燃料堆芯对反应堆容器中的一次冷却剂进行加热;用加热的一次冷却剂对蒸汽 发生器中的二次冷却剂进行加热以产生二次冷却剂蒸汽;从蒸汽发生器中提取二次冷却剂 蒸汽;使被提取的二次冷却剂蒸汽流过浸没在压力容器内冷却水中的管束;冷凝二次冷却 剂蒸汽形成二次冷却剂冷凝液;以及将二次冷却剂冷凝液返回到蒸汽发生器,其中,二次冷 却剂蒸汽和冷凝液在管束和蒸汽发生器之间的第一闭式流动环路中循环。在一个实施方式 中,所述方法进一步包括:通过二次冷却剂蒸汽对压力容器中的冷却水进行加热;将一部 分冷却水转换成蒸汽相;从压力容器中提取冷却水蒸汽;使提取的冷却水蒸汽流过连接到 反应堆安全壳上的散热管道,散热管道与散热器(heat sink)之间为热联通;对冷却水蒸 汽进行冷凝;以及将冷凝的冷却水返回到压力容器以补充冷却储水。
[0015] 提供了停堆后无源冷却核反应堆的另一种方法。该方法包括:利用核燃料堆芯对 反应堆容器中的一次冷却剂进行加热;从反应堆容器中提取经加热的一次冷却剂;使经过 加热的一次冷却剂流过浸没在压力容器内冷却水中的管束;对经加热的一次冷却剂进行冷 却以降低其温度;以及将冷却的一次冷却剂返回到反应堆容器中,其中,一次冷却剂在管束 和反应堆容器之间的第一闭式流动环路中循环。在一个实施方式中,所述方法进一步包括: 利用二次冷却剂蒸汽对压力容器中的冷却水进行加热;将一部分冷却水转换成蒸汽相;从 压力容器中提取冷却水蒸汽;使提取的冷却水蒸汽流过连接到反应堆安全壳上的散热管 道,散热管道与散热器之间为热联通;对冷却水蒸汽进行冷凝;以及将冷凝的冷却水返回 到压力容器以补充冷却水量。
[0016] 根据其它方面,本发明进一步提供了核反应堆安全壳系统,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内。安全壳系统通常 包括采用钢或另一种韧性材料制成的内部安全壳和外部的安全壳外壳结构(CES),从而形 成双壁安全壳系统。在一个实施方式中,在安全壳和安全壳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"方式从安全壳处(大体)径向向外延伸。为此,安全壳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,诸如冷却剂丧失事故或反应堆紧急停堆 期间,当需要时,安全壳提供一种无源(非栗浦的)排热系统,来散热和冷却反应堆。
[0017] 在根据本公开内容的一个实施方式中,核反应堆安全壳系统包括一种安全壳,配 置成可置放核反应堆,围绕安全壳的安全壳外壳结构(CES),以及安全壳和安全壳外壳结构 (CES)之间形成的环形储存器,用来从安全壳空间提取热能。如果安全壳内部出现热能释放 事故时,安全壳产生的热量会被传输到环形池中,后者开始工作冷却安全壳。在一个实施方 式中,环形储存器装有用来冷却安全壳的水。一部分安全壳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和安全壳外壳结构(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外壳结构(CES)环形储存器排放到大气中。
[0018] 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 周缘间隔布置在环形储存器安全壳周围。空气管道与环形储存器和安全壳外壳结构(CES) 外部的环境空气形成流体相通。当安全壳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,能够继续对安全壳进行无休止地冷却。
[0019] 根据另一个实施方式,核反应堆安全壳系统包括配置成可置放核反应堆的安全 壳,环绕安全壳的安全壳外壳结构(CES),在安全壳和安全壳外壳结构(CES)之间形成的用 来冷却安全壳的充水环形空间,以及从安全壳向外伸出并位于环形空间内的多个大体径向 翅片。如果安全壳内部出现热能释放事故时,通过与安全壳外表面和其大体径向翅片的直 接接触,安全壳产生的热量被传输到环形空间内的充水储存器中,从而冷却了安全壳。在一 个实施方式中,当安全壳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,从而保持安全壳内温度分布一致,防止在热能释放事故或事件期间出 现安全壳扭曲变形。
[0020] 在另一个实施方式中,核反应堆安全壳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,环绕安全壳的安全壳外壳结构(CES),安全壳壳体和安全壳外壳结构 (CES)之间形成的用来冷却安全壳的环形储存器,从安全壳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 缘间隔布置在环形储存器内安全壳周围。空气管道与环形储存器和安全壳外壳结构(CES) 外部环境空气形成流体相通。在安全壳内部发生热能释放事故的情况下,安全壳产生的热 量经由(大体)径向安全壳壁与其内部和外部翅片一起传输到环形储存器中,环形储存器 开始工作冷却安全壳。
[0021] 根据本公开内容的核反应堆安全壳系统的优点和方面包括如下:
[0022] 安全壳结构和系统,配置成可无源地(例如,不依靠有源部件,诸如栗、阀门、热交 换器和电动机)遏制上述严重能量释放事件;
[0023] 安全壳结构和系统,继续自主无限期地工作(例如,人工干预不受时间限制);
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