[发明专利]用于核电站的部件冷却水系统

说明书

相关专利申请的交叉参考

本申请要求申请号为61/691,533，申请日为2012年8月21日的美国临时专利申请的权益，是申请号为PCT/US13/42070，申请日为2013年5月21日的PCT国际专利申请的部分接续申请案，该PCT国际专利申请要求申请号为61/649,593，申请日为2012年5月21日的美国临时专利申请的权益；其整体通过引用并入本文。

技术领域

本发明涉及核反应堆，尤其涉及具有无源热释放控制的反应堆安全壳系统。

背景技术

核反应堆的安全壳定义为对核电站利用核裂变产生高压蒸汽的核蒸汽供应系统(NSSS)提供环境隔离的外壳。假定设施遭遇最严重核事故，要求商用核反应堆被封闭在能抵御来自该核事故的温度和压力的压力保持结构中。能对反应堆及其安全壳假定的最严重能量释放事故有两类。

第一，由于安全壳空间内反应堆冷却剂的突然释放，伴随冷却剂丧失事故(LOCA)的事件涉及来自核电站核蒸汽供应系统(NSSS)的热能快速大量释放。突然减压的反应堆冷却剂将猛烈地瞬间导致安全壳空间内压力和温度的快速上升。安全壳内空间成为空气和蒸汽的混合。可通过假设运送反应堆冷却剂的管道突然失效被可信地假定LOCA。

对安全壳整体有潜在风险的另一个第二类热事件是来自核电站的核蒸汽供应系统(NSSS)的所有热排放路径均失效的情况，迫使反应堆“紧急停堆(scram)”。全站断电就是这种事件。反应堆中产生的衰变热必须被消除以防止压力失控而上升。

最近，安全壳结构也已被监管机构要求能抵御坠毁飞机的撞击。安全壳结构通常建成巨大的钢筋混凝土穹顶以抵御来自LOCA的内部压力。虽然它的混凝土厚墙能够抵御飞机撞击，但它也是良好的热绝缘体，需要设有泵的散热系统(采用换热器和泵)将不需要的热量排到外部环境中(以最小化压力上升或消除衰变热)。然而，该散热系统依靠强大的电源(如，异地或本地的柴油发电机)为泵供电。海啸之后福岛核电站的全站断电是对依赖泵的愚蠢行为的发人深省的提醒。

现在的整体式钢筋混凝土施工的安全壳结构的拆装是极端困难和昂贵的，如封闭在安全壳结构中的NSSS中的蒸汽发生器资本需求巨大。为更换重要设备，必须以巨大的费用和反应堆停堆时间在混凝土厚穹顶上开一舱口。不幸的是，在过去的25年中建设的许多核反应堆的太多蒸汽发生器必须通过穿透穹顶来更换，对核电工业是数十亿美元的成本。

在核电站中，部件冷却水(CCW)系统是用于冷却核电站中各种设备的闭环纯净水。它的重要的辅助作用之一是反应堆停堆后从反应堆水中排出衰变热，通常在称为“衰变热冷却器”或“余热排出换热器”的管状换热器内部执行。用于冷却机电设备的衰变热冷却器或其他换热器传递到部件冷却水的热量出现在整个管壁上，该管壁使部件冷却水与可能同反应堆水有关的放射性污染隔离或隔绝。这样，设备冷却系统本质上用于提供消除需要冷却的核电站中所有设备废热的手段，以及用作阻碍辐射释放到环境中。

然而，由部件冷却水从核电站设备中收集的热量提升了它的温度。被加热的部件冷却水通常在直流(once-through)系统中通过使用如湖泊、河流或海洋等自然水体的管壳式换热器将热量排到环境中。部件冷却水系统从自然水体中抽取冷的原料水，被泵送流过部件冷却水换热器，然后使热水返回到自然水体中。然而，这样的部件冷却水系统(CCW)遭遇到几个操作问题，如由原料冷却水携带的残渣的侵入，由原料水导致的换热管的生物污染和运送原料水到换热器的管道的腐蚀。运行中的核电站经常报告沉积物和其他污垢在部件冷却水换热器集管中大量积累，需要频繁维护并降低了热性能。

上述使用了最先进技术的缺陷需要改进的核反应堆安全壳系统和部件冷却水系统。

发明概述

根据一方面，本发明提供克服现有系统缺陷的部件冷却水系统。

在一个实施例中，核电站的部件冷却水系统包括限定配置为容纳核反应堆的封闭空间的安全壳，围绕安全壳的安全壳封闭结构，形成于安全壳和安全壳封闭结构之间的环形蓄水池，该环形蓄水池配置为提供散热器用于消散热量，和具有沉浸在环形蓄水池的水中的裸露的导热管束的无壳换热器。来自核电站的部件冷却水流过管束并通过将热传递到环形蓄水池而被冷却。管束由多根导热管组成。在一个实施例中，管束是U形的。