[其他]核动力装置

说明书

本发明涉及到一种用于封装由沸水型轻水反应堆构成的核反应堆的堆芯的初级密封壳，具体涉及到这样一种初级密封壳，它有可能通过用静态水冷系统代替压力抑制槽水冷系统来提高它固有的安全性，并且通过简化的装置和设备改善其经济效果。

此外，本发明涉及到一种自然热辐射型初级密封壳，它适用于在损坏冷却剂时对初级密封壳的冷却和/或减少放射性物质的扩散。

此外，本发明涉及到一种自然热辐射型初级密封壳，它适用于在已发生损失冷却剂的事故时，在一段持续的时间内，借助于天然力，将释放到一次密闭壳的堆芯衰变热所产生的热能排到该系统之外。

本发明还涉及到一种在反应堆同内装有冷凝贮存槽的核动力装置。

本发明还涉及到一种初级密封壳加强箍，它适用于在发生初级密封壳内管道系统的事故时，对初级密封壳的内部进行冷却。

再有，本发明涉及到一种自然循环型核反应堆，具体涉及到一种装设应急反应堆冷却系统的自然循环型核反应堆;该冷却系统适用于沸水反应堆，且能够在发生损失冷却剂事故和/或在控制棒不能插入的紧急状态下，在一段持续的时间内，通过，比如说，维持堆芯浸在水中来保证堆芯的冷却。

在图20中示出了现有技术的一个例子，图中所示为一个带有沸水反应堆装置压力抑制器的初级密封壳。

一个初级密封壳201封装着一个反应堆压力罐202。其内围绕着反应堆压力罐202的上部空间称为干井203，而在其下部装设的且充有槽水204的容器称为压力抑制器205。

干井203和压力抑制器205的结构使得它们靠通气管206互相连通。通气管206的一个敞开端浸在压力抑制器205中容纳的压力抑制槽204的水中。

在干井203内，除反应堆压力罐202外，还装设有容纳高温高压冷却剂的管道系统，反应堆一次系统的装置和设备。再有，在容器201内装设有用于喷射冷却水的容器喷射头207。

另外，还装设有一个余热排出泵208、一个用于排出余热的余热排出系统的热交换器，和从压力抑制槽经过这些设备到喷射头207的管道系统，以将冷却水供到喷射头207。此外还装设了用于使冷却水从热交换器209返回的管道系统，以将余热排到压力抑制槽204中。顺便提一下，参考号210代表一个构成一个生物屏蔽墙的建筑物。

假设如果已经发生了反应堆初级系统的管道破裂事故，反应堆的初级系统之高温高压冷却剂释放到干井203内，并且释放出的蒸汽和水的混合物经过通气管206通到压力抑制槽204内。在压力抑制槽204内，释放的蒸汽被冷却并凝结，因此就抑制了干井203内部压力的上升。

当冷却剂从破裂外的流出结束时，通过操作喷射头207使在一次密封壳201内的高温高压蒸汽冷凝，这就使初级密封壳209的内部压力迅速降低。

当泄放的蒸汽使压力抑制槽204的水温升高时，通过用以排出剩余热量的热交换器209，使压力抑制槽的水冷却。

如上所述，如果在短时间内发生反应堆初级系统管道破裂事故，传统的初级密封壳201是靠在压力抑制槽204的水内冷凝蒸汽来实现对压力的抑制。同时，当在长时间内发生事故时，初级密封壳201就靠从喷射头207喷水冷凝蒸汽来实现对压力的抑制，并且防止压力抑制槽水温的上升。由于对以前情况的压力抑制槽204中的压力抑制作用，是单靠通气管206的引导作用形成的，这个压力抑制作用对保证其固有的安全性也是足够的。另一方面，为了长时间冷却初级密封壳201并冷却压力抑制槽204，如余热排出系统泵208、热交换器209、电动阀门等动力设备都是必要的。

在上述的传统的例子中，需要在压力抑制槽内保持大量的水，以冷却和冷凝在发生损失冷却剂事故时释放出的蒸汽;同时还需要排出余热的热交换器，以对压力抑制槽进行长时间的冷却。

此外，在上述传统技术的沸水反应堆的初级密封壳中，设置了一个余热排出系统，以在发生损失冷却事故时，立即启动应急堆芯冷却系统（ECCS），并且堆芯浸入水中之后，解决长时间排出堆芯衰变热量的问题。结果，在以下几方面存在缺陷：费用高;槽内含有核裂变产物的水通到初级密封壳的外部;以及为了检查所装的设备的运行情况而进行的对电动设备，如泵和热交换器，定期操作试验的麻烦。