[发明专利]核电站

说明书

一种核电站具有核反应堆，核反应堆包括反应堆压力容器，反应堆压力容器容纳多个包含裂变材料的燃料棒。该核电站还具有用于将反应堆压力容器浸没在水中的装置，从而在需要冷却核反应堆的紧急情况下水冷反应堆压力容器。该核电站还具有位于反应堆压力容器的外部的一次堆芯捕集器，一次堆芯捕集器由适于在堆芯熔融物逸出反应堆压力容器的情况下保持熔融堆芯熔融物的材料制成。该核电站还具有在一次堆芯捕集器外部的二次堆芯捕集器，二次堆芯捕集器衬有罐，罐在核电站的正常使用中充满水以浸没一次堆芯捕集器并由此水冷一次堆芯捕集器。二次堆芯捕集器也由适于在熔融物逸出第一堆芯捕集器的情况下保持熔融熔融物的材料制成。

技术领域

本公开涉及一种核电站。

背景技术

核电站将燃料组件中裂变材料核衰变产生的热能转化为电能。压水式反应堆(PWR)核电厂有一次冷却剂回路，一次冷却剂回路典型地连接以下加压部件：包含燃料组件的反应堆压力器皿(RPV)；一个或多个蒸汽发生器；和一个或多个加压器。一次回路中的冷却剂泵通过这些部件之间的管道系统循环加压水。RPV容纳加热一次回路中的水的核反应堆。蒸汽发生器用作一次回路和二次回路之间的热交换器，在二次回路中产生加压蒸汽以驱动涡轮机。稳压器将一次回路中的压力典型地保持在155巴(bar)左右。

在通过涡轮机之后，二次回路的加压蒸汽在返回蒸汽发生器之前在一个或多个冷凝器中被冷却和冷凝。冷凝器将热量从冷凝的蒸汽传递到三次回路，三次回路使水在三次散热器(即海洋、湖泊或河流)和冷凝器之间循环，三次散热器是核电站废热的最终目的地。

核电站安全系统的设计是为了防止一系列失效。这些安全措施的成功实施确保了核电站条件保持在安全范围内。这些安全措施的失效会导致堆芯损坏，称为“严重事故”。严重事故安全系统可以包括在核电站设计中，以便通过将放射性材料限制在核电站的安全壳结构内，保护人和环境免受电离辐射的有害影响。

特别地，可以在核电站中包括工程结构以限制熔融堆芯，供应水以冷却这些结构并保持它们的结构完整性，并且提供单独的散热器以从安全壳系统移除热量。

发明内容

总的来说，本公开提供了一种通过具有多个熔融堆芯紧急安全壳层而具有增强的安全性的核电站。

在第一方面，本公开提供了一种核电站，其具有：

核反应堆，包括容纳多个包含裂变材料的燃料棒的反应堆压力容器；

在需要冷却核反应堆的紧急情况下水冷反应堆压力容器的外部的装置；

在反应堆压力容器的外部的一次堆芯捕集器，一次堆芯捕集器由适于在堆芯熔融物逸出反应堆压力容器的情况下保持熔融堆芯熔融物的材料形成；以及

在一次堆芯捕集器的外部的二次堆芯捕集器，二次堆芯捕集器衬在罐中，罐在核电站的正常使用中充有水以浸没一次堆芯捕集器并由此水冷一次堆芯捕集器，二次堆芯捕集器由适于在堆芯熔融物逸出一次堆芯捕集器的情况下保持熔融堆芯熔融物的材料形成。

对于从堆芯熔体逸出核电站的熔融堆芯熔融物，核电站的至少三个安全壳层一定已经失效，即反应堆压力容器的外部水冷、水冷一次堆芯捕集器和二次堆芯捕集器。因此，完全封闭失效的可能性显著降低。这种降低的可能性因三个安全壳层的实质独立性而进一步增强。此外，在从最内侧到最外侧安全壳层的过程中，当熔体通过这些层时，熔体温度和熔体体积将增加，由于衰变热，熔体温度增加，并且由于熔融堆芯首先与反应堆压力容器的熔融材料混合，其次与一次堆芯捕集器的熔融材料混合，熔体体积增加。这种温度升高导致与周围环境和安全壳外熔融堆芯熔融物的温差增大，最终促使熔体产生更大的热通量，并提高固化的可能性。由于必须通过这些安全壳层而造成的延迟也降低了衰变热水平。此外，增加的体积降低了衰变热的体积密度，再次增加了固化的可能性。

在第二方面，本公开提供了一种操作第一方面的核电站的方法，方法包括：