[发明专利]冷却剂丧失反应堆冷却系统

说明书

相关专利申请的交叉引用

本申请要求2013年5月28日提交的序列号为No.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

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。

发明背景

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。

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(station 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。

另一种热事件是冷却剂丧失(LOCA)，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(violently 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(LOCA)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。

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(LOCA)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，需要泵浦的排热系统(采用热交换器和泵)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)来为这些泵提供动力。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泵是多么的愚蠢。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。

需要的是一种有效的能量排出系统，将冷却剂丧失(LOCA)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泵或电动机)。

发明内容

提供了一种冷却剂丧失(LOCA)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泵和电动机，也不存在使用电动机和泵的缺陷。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。

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。

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。