[发明专利]无源式反应堆冷却系统

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

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。

发明背景

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。

首先，冷却剂丧失事故(LOCA)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(LOCA)。

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。

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系统。

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泵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泵失效了，因为在海啸推动的汹涌海浪中泵电动机被淹没)。福岛灾难的鲜明教训是强制流动(依靠泵)系统在极端环境条件下的致命弱点。

人们希望能有一种改进的反应堆冷却系统。

发明内容

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，无需依赖泵和电动机，也不会出现所述的电动机和泵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。

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。