用于长期反应堆冷却的无源技术的制作方法
【技术领域】
[0001]本申请在由DE-NE0000583号能源合作协议的支持的工作过程中构思。能源部可能在本申请中具有某些权利。
[0002]本申请要求于2013年3月15日提交的题目为“用于长期反应堆冷却的无源技术(PASSIVE TECHNIQUES FOR LONG-TERM REACTOR COOLING) ” 的 61/794，206 号美国临时申请的优先权，2013年3月15日提交的题目为“用于长期反应堆冷却的无源技术”的61/794，206号美国临时申请的全文通过引用并入于此。
【背景技术】
[0003]以下涉及核能发电技术、核反应堆安全性技术、核反应堆应急堆芯冷却(ECC)技术，以及相关技术。
[0004]在冷却剂损失事故(L0CA)中，核反应堆堆芯浸在水中，以便提供用于去除衰变热，并且防止可能引起化学反应和空气中释放性物质释放的燃料杆暴露于空气中。提供这种注水的系统称为应急堆芯冷却(ECC)系统。在通常的布置中，换料贮水箱(RWST)与核反应堆位于放射性安全壳内侧，以在反应堆换料期间提供用于使用的水，并且该RWST还作为ECC系统的水源。RWST位于反应堆堆芯的上方，以使无源ECC系统可以通过重力驱动水流来操作。
[0005]由ECC系统注入减压压力容器中的水由来自核反应堆堆芯的衰变热转换成蒸汽。优选地，该蒸汽是通过冷凝将其收复在RWST中，以便形成闭合回路再循环热交换系统。在实践中，一些蒸汽从引起L0CA的破裂损失。该损失的蒸汽冷凝周边放射性安全壳内侧，从而有助于来自反应堆堆芯的热传递，尽管未以再循环的方式。在一些实施例中，水收集在安全壳贮槽中，并且提供贮槽栗以将水再循环返回RWST中。然而，如果柴油发电机或其它电源驱动的贮槽栗失效，该方法容易出故障，而且可能将污染传递至可干涉ECC系统操作的RWST 中。
【发明内容】
[0006]在一个公开的方面，一种装置包括:加压水反应堆(PWR)，其包括压力容器，该容器含有包括可裂变材料的核反应堆堆芯；放射性保护壳结构，PWR置于其内侧；应急堆芯冷却系统，其配置成响应于通过穿过注入线路将水从水体排到压力容器中导致压力容器减压的在压力容器顶部处的容器渗透件破裂；以及屏障，其配置成与应急堆芯冷却系统同时操作，以抑制液态水从压力容器流出压力容器的顶部处的容器渗透件破裂。屏障可以包括下述一个或多个:(1)注入线路的延长，其置于压力容器的内侧，并且穿过中心升管以将水从水体排入压力容器的中心升管中；(2)中心升管的下部部分中的开口，其布置成将中心升管中的向上流动的部分分流到环形下导管的下部部分；以及(3)浪涌线路，其配置成提供压力容器的顶部处的加压器体积与压力容器的剩余部分之间流体连通，该浪涌线路配置成朝环形下导管向外侧引导水。
[0007]在另一公开的方面，一种方法包括:操作加压水反应堆(PWR)，其包括压力容器，该容器含有包括可裂变材料的核反应堆堆芯；并且响应于通过各操作导致压力容器减压的在压力容器顶部处的容器渗透件破裂，该操作包括:穿过注入线路将水从水体排到压力容器中；并且在排水期间，抑制液态水从压力容器流出容器渗透件破裂。抑制可以包括在排水期间在压力容器中例如通过将水从水体注入到中心升管来产生逆流，其方向与操作期间在压力容器中的冷却水流相反。另外地或可替代地，抑制可以包括将中心升管中的冷却水的向上流的一部分通过中心升管中的孔分流并且进入环形下导管的下部部分，而分流的水不能到达中心升管的顶部。另外地或可替代地，抑制可以包括朝环形下导管向外侧引导加压器体积与压力容器的剩余体积之间的浪涌流。
【附图说明】
[0008]本发明可以采取各种部件和部件的布置，以及各种处理操作和处理操作的布置形式。附图仅用于说明优选实施例的目的，而不应被解释为限制本发明。本公开包括以下附图。
[0009]图1示出了置于放射性安全壳结构中的说明性的小模块化反应堆(SMR)连同换料贮水箱(RWST)与利用RWST的应急堆芯冷却(ECC)的示意剖面透视图，并且其还包括一示意地说明机构，用于通过L0CA破裂抑制液态水的损失。
[0010]图2至图4示意地示出了用于通过L0CA破裂抑制液态水损失的机构的说明性实施例。
【具体实施方式】
[0011]参照图1，剖面透视图示出了说明性的小模块化反应堆(SMR) 10和说明性的换料贮水箱(RWST) 12 (通常，提供两个或多个RWST用于冗余)。SMR单元10是压水反应堆(PWR)种类，并且包括压力容器14和置于压力容器14内的一个或多个集成蒸汽发生器16 (即，说明性SMR 10是集成的PWR 10)。可替代地，也可以采用外部蒸汽发生器。SMR 10还包括将集成加压器体积限定在压力容器14顶部的集成加压器18 ;可替代地，可以采用的外部加压器通过合适的管道连接在SMR 10的顶部。压力容器14包括核反应堆堆芯20，其包括浸在(一次)冷却水(在本文中更一般地，简单的“冷却剂”或“冷却水“)中的可裂变材料，诸如235U(通常以合金、复合材料、混合物或者其它的形式)。因为反应堆堆芯20浸在冷却水中，并且当控制杆驱动机构(CRDM)22至少部分地撤回由中子吸收材料制成的控制时，核链式反应在加热(一次)冷却水的核反应堆堆芯20中开始。说明性CRDM22是内部CRDM，其中，包括具有转子和定子的其电动机22m的CRDM单元置于压力容器14中，并且引导框架支撑件23引导位于堆芯上方的控制杆的部分；在其它实施例中，可以采用内部CRDM单元。在说明性集成PWR10中，单独的水流(二次冷却剂)分别经由供水进口 24和蒸汽出口 26进入和离开蒸汽发生器16。二次冷却剂流过蒸汽发生器16的二次冷却剂通道，并且通过来自由(一次)冷却水承载的反应堆堆芯的热量转换成蒸汽。可替代地，如果采用外部蒸汽发生器，随后，大直径闭合回路管道将(一次)冷却水从压力容器供至外部蒸汽发生器，其中来自一次冷却剂的热量将外部蒸汽发生器中的二次冷却剂流转换成蒸汽。说明性集成PWR10的压力容器14包括容纳核反应堆堆芯20的下部部分30和容纳蒸汽发生器16的上部部分32，与连接压力容器的上部部分和下部部分的中间凸缘34 ;然而，压力容器可以是其它构造或其它配置。
[0012]压力容器14内侧的一次冷却剂流动回路F由在反应堆堆芯20上方向上延伸的圆柱中心升管36和限定在中心圆柱升管36与压力容器14之间的环形下导管来限制。流动F可以通过自然循环来驱动(S卩，由反应堆堆芯20加热的一次冷却剂上升穿过中心圆柱升管36，在顶部排出，并通过环形下导管38向下流动)，或者可以由反应堆冷却剂栗(RCP)协助或驱动，诸如说明性RCP包括RCP壳体40，其包括由RCP电机42驱动的叶轮。可替代地，RCP可以位于沿一次冷却剂路径的别处，或者完全在自然循环反应堆中省略。再次指出的是，本说明性SMR10仅是说明性示例，并且公开的ECC技术适合地采用基本上任何类型的轻水核反应堆。
[0013]继续参照图1，示意性剖视图示出了置于放射性保护壳结构50中的SMR10(本文中还称为“放射性保护壳”或简单地“保护壳”)连同换料贮水箱(RWST)12。尽管示出了单个RWST 12，但应当理解的是，两个或多个RWST可以置于保护壳内侧以提供冗余和/或提供水更大的总体积。RWST 12适合多种用途。顾名思义，在