[发明专利]在事故状态下改进冷却的核反应堆

说明书

技术领域

本发明涉及一种在事故情况下冷却得以改进的核反应堆，更具体地，改进了在严重事故期间限定为反应堆芯的反应器容器的外部冷却。

背景技术

一般而言，核反应堆包括被限定于容器中的含有核燃料(例如燃料棒或燃料板形式)的反应堆芯，以及能够使水进入该容器并在其间循环从而带出在反应堆芯中进行的核反应所产生的热并排出容器的初级回路。反应器也包含次级回路，其中也有循环水。虽然初级和次级回路彼此独立，但是在从容器流出的初级回路的水和次级回路的水之间会发生热交换。次级回路中的水被蒸发并被输送至涡轮以产生电流。

在正常工作中，反应堆芯经常是淹没于水中的。

对于反应堆的部件，容器被放置于用作其支架的混凝土坑中并形成辐射屏蔽层。

提供后备系统以用于在初级或次级回路发生故障或泄漏而导致反应堆的正常冷却下降的事故中确保反应堆芯的冷却。然而，在备用系统同时发生故障的情况下，反应堆芯的剩余能量在充足模式(满负荷方式，sufficient manner)下并未被排空，这就导致反应堆芯周围的水被蒸发，从而导致正常淹没反应堆芯的水的水平逐渐降低。

然后，液态水的逐渐蒸发导致反应堆芯的燃料棒(或燃料板)被加热，所述加热由于存在蒸汽而被加速，这会引起燃料棒的包壳的迅速放热氧化反应。包壳破裂，释放出其内容物并形成能够转化成被称为熔渣(堆芯熔融物，corium)的晶浆的残渣床。

在这些极端情况下，反应堆芯倾向于在容器基部以连续的熔渣流形式进行重定位。由此获得了在温度为2700K级别以数十吨而产生的浴(称之为熔渣浴)，其能够导致容器厚度降低，甚至使之发生穿孔。

一种避免容器穿孔的解决方案是通过将容器淹没在水中来实施外部冷却。为了如此实现，放置容器的堆坑填充有可由核电站的储水池和其它储罐获得的水。由于与空气发生的对流程度低并且存在防护罩阻碍了热辐射，因此与水发生的热交换要优于与空气发生的热交换，容器的外部温度被维持在非常接近于水的温度。在这样的条件下，即使是在高通量下，也可能维持足够的容器壁厚并使壁温度维持低于600℃级别的蠕变温度，从而确保熔渣的密封。

然后通过自然对流对容器实施冷却。

然而，实际上，自然对流经常受到以下因素的阻碍：

-容器和热屏蔽体之间的空间不足，

-容器下壁会受到蒸汽的磨蚀，

-出现在容器上部形成的蒸汽锁(汽封，vapour lock)。

另外，自然对流的现象通过在容器外壁上的蒸汽气泡的重要结构而实现的，尤其是在水和容器之间能量通量非常高的情况下，在大的反应堆的级别为MW/m²或更大的情况下更是如此。

这些蒸汽气泡，当它们的数量有限时，对于容器壁的冷却作用具有正效应，并同时导致水沿着壁的微观混合(micro-mixing)，这有利于热交换现象；这种现象被称为为泡核沸腾(nucleate boiling)。

在另一方面，在非常高的热通量下，蒸汽气泡的数量变得非常重要并且该蒸汽气泡停留在壁上，由此形成绝热区域，降低了壁与水之间的换热系数。这种现象被称为与临界热通量的存在有关的沸腾危机。在这种情况下，对于高功率反应堆，容器壁不能再被正确冷却，容器的完整性不能得到保证。在通过简单的自然对流进行冷却的情形下，这种沸腾危机实际上是不可避免的。

例如，人们已经提出，为了推迟蒸汽绝缘层的出现和由此产生沸腾危机，使水中存在纳米粒子或在容器外壁面上提供表面涂层，或甚至使它们发生简单的氧化作用，从而用来有利于壁的润湿进而避免蒸汽气泡的累积。

而且，对于超过600MW的反应堆，尤其是在熔渣浴氧化物上方形成金属层的情况下，热能由于其水平对流和与容器壁的高换热系数而集中在容器区域，这种现象就是已知的“聚焦效应”，这会导致容器壁在熔渣浴的能量集中的点处发生穿孔。

因此，本发明的一个目的是提供一种能够在发生事故的情况下无需外部人为地干预或输入外部能量就能够避免容器发生穿孔的安全系统，这样的系统能够在极端和可变的条件下运转。

发明内容

在发生严重事故的情况下，以上提及的目的是通过为核反应堆提供放置于该核反应堆容器周围的强制对流冷却水中的自动系统，从而能够将熔渣密封在容器中而实现的，这是由于从沸腾危机偏离开始的危险被推迟而超过为严重事故情形设计的最大通量。

该系统具体包含一个迫使水沿着外壁流动的泵，所述泵由来自反应堆堆坑中所含的水产生的蒸汽驱动，并且其中该容器在事故中被淹没。因此，无需输入外部能量来产生这种强制对流。即使在严重破裂导致供电中断的情况下也能确保进行这种强制对流。