[发明专利]用于核反应堆的排热系统和方法

说明书

背景技术

在核反应堆中，核材料芯被限制在该反应堆内的一个小体积中，从而可能发生反应。在许多情况下，受控的核反应可能持续很长的时间，其可达几年时间才需要对核芯补给。因此，当核反应堆用作热源以将大量水转化为蒸汽时，设计恰当的核反应堆可提供一种无碳的、稳定和高可靠的能量源。

两个或更多个核反应堆位于一个反应堆场地，可以增加能量输出的稳定性和可靠性。在这种布置中，当第一反应堆离线进行补给、维护、维修等时，第二反应堆可以继续起到输出额定功率的功能。当附加的反应堆集成在反应堆场地中时，能量输出的稳定性和可靠性可以得到进一步增强。

多个反应堆单元除了作为用于提供稳定的输出功率的方式，，在一个场地里操作的每个单独的核反应堆单元还可以设计为提升高安全性及高可靠性的方式。例如，反应堆单元可以结合一些特征，这些特征能在可能劣化（degrade）核反应堆的主冷却系统的功能的事件发生期间和之后提供保护。当这种情形发生时，可以使用衰变排热系统，来保证特定反应堆保持稳定状况。

发明内容

在一个实施例中，核反应堆包括反应堆容器，围绕所述反应堆容器的安全壳，以及接受来自反应堆容器内的冷却剂的第一冷凝器，其中所述安全壳和所述第一冷凝器至少部分地浸没在公共池中。

在另一实施例中，一种去除核反应堆热量的方法，包括开启控制装置,以及响应于控制装置的开启，通过冷凝器传输汽化的冷却剂，其中所述冷凝器和核反应堆的安全壳至少部分地浸没在公共池中，并且其中所述冷凝器和所述安全壳直接与公共池液体接触。

在另一实施例中，一种配置核反应堆和所用相关冷凝器的方法，该方法包括结构上或流体上将冷凝器联接于核反应堆，并且将所述冷凝器和所述核反应堆至少部分地浸没在公共液体池中，其中该至少部分浸没的冷凝器使得直接接触公共池液体。

在另一实施例中，一种排热系统，包括：冷凝器，其可操作地去除核反应堆的热量，其中所述冷凝器至少部分地浸没在围绕核反应堆的池中。该系统还包括检测核反应堆的冷却能力劣化现象的装置，以及响应于来自所述检测冷却能力劣化现象的装置的输出信号，控制汽化的冷却剂流向冷凝器的装置。

附图说明

结合下述附图，描述了非限制性和非完全详尽的方面，其中相同的附图标记在各附图中指示相同的部分。

附图1是根据第一实施例，采用排热系统的核反应堆图。

附图2A示出了附图1中的核反应堆的一部分，其冷凝器输入压力值相对于时间的函数如附图2B中图表所示。

附图3是核反应堆及相关的排热系统的第二实施例图。

附图4是使用几种排热系统实施例的核反应堆图。

附图5是一个用于将反应堆安置在维修装置(service fixture)上的安全壳的端视图。

具体实施方式

用于从核反应堆中排热的方法和系统进行了描述。在一个实施例中，冷凝器结构上连接（如贴附、安装、紧固、焊接等）至安全壳，并且至少部分地浸没在反应堆隔间的水中。然后，当反应堆从反应堆隔间提升并置于维修装置上时，冷凝器和安全壳可以与反应堆一起运输。因此，即使从填充有水的反应器隔间中移除反应堆，冷凝器可以继续提供除热功能，以排除在反应堆壳内产生的过剩热量。

在另一实施例中，排热冷凝器在结构上连接到一个结构的内表面(例如墙壁，地板，或其它内部部分)，其界定了反应池的形状。这样，所述冷凝器和所述反应堆可以是部分或全部地浸泡在公共液体池中，它用作冷凝器和反应器两者的散热器。在一个示例中，所述冷凝器和所述反应堆通过导管或其他管道流体联通，允许液体和/或蒸汽在所述冷凝器和所述反应堆之间流动。从反应堆隔间取出之前，所述冷凝器可以与反应堆分离。

如在这里使用的及随后更详细描述的，本发明的实施例可以包括各种核反应堆技术。因此，有些实施例可包括采用高压水的反应堆技术，其可包括硼和/或其它化学物或混合物，沸水，液体金属冷却，气体冷却，熔盐冷却，和/或其它冷却方法。实施例还可包括采用铀氧化物、铀氢化物、铀氮化物、铀碳化物、混合氧化物和/或其它类型的放射性燃料的核反应堆。应当注意，各实施例不限于任何特定类型的反应器冷却机构，也不限于任何特定类型的用来在核反应中或与核反应相关的产生热量的燃料。