[发明专利]在核电站断电期间的非能动发电

说明书

相关申请的交叉引用

根据35U.S.C.§119(e)，本申请要求在2012年7月24日提交的名为在核电站断电期间利用热力发电的非能动发电(Passive Power Production During SBO With Thermo-Electric Generation)的第61/674,878号临时申请的优先权。

技术领域

本发明大体涉及核电站，并且更具体地涉及用于在存在传统的场内和场外电力损失的紧急停堆状态下将辅助电力提供给核电站中的安全设施的非能动致动设备。

背景技术

诸如压水反应堆的核反应堆使高压下的冷却剂循环穿过冷却回路，所述冷却回路穿越容纳用于加热冷却剂的核燃料的反应堆压力容器和可操作以从冷却剂提取能量用作有用功的蒸汽发生器。余热排出系统典型地设置成在停堆期间从压力容器去除衰变热。在冷却剂损失的情况下，提供将附加冷却剂添加到系统的装置。可能仅涉及少量冷却剂损失，由此可以从相对较小的高压补水源注射附加冷却剂，而无需减压反应堆冷却剂回路。如果发生冷却剂严重损失，则必须从容纳大量冷却剂的低压源添加冷却剂。因为利用泵克服反应堆冷却剂回路的大工作压力(例如，2250psi或150bar)是困难的，所以反应堆冷却剂回路在冷却剂严重损失的情况下被减压，以使得冷却剂水可以从在核反应堆系统安全壳壳体内处于环境压力下的安全壳内补充储水箱添加。

由来自宾夕法尼亚州(PA)的Cranberry Township地区的Westinghouse Electric Company LLC公司提供的核反应堆系统22(在图1中示出)的一次回路(本发明是其一部分)使用阶段式减压系统以减压一次冷却剂回路，这在图1和2中示出。一系列阀72通过安全壳内补充储水箱50中的喷淋器74将反应堆出口56(也被称为一次冷却剂回路的热段)联接到安全壳壳体54的内侧，喷淋器将热段冷却剂的能量放出且散发到箱中的补充水中。当箱升温且放出蒸汽时，蒸汽在安全壳壳体的内侧上冷凝。当最初开始减压时，冷却剂回路46和安全壳内补充储水箱沿具有较大背压的流动路径通过一个或多个小管道76通过减压阀72联接。在冷却回路中的压力下降时，附加管道被减压阀72的进一步致动分阶段打开，每个阶段打开冷却剂回路46和安全壳壳体54之间的更大和/或更直接的流动路径。

最初减压阶段将通过管道连接的增压箱80联接到冷却剂回路热段56和安全壳内补充储水箱50中的喷淋器74。喷淋器74包括管道，所述管道通向淹没在箱中的小喷射孔，由此提供背压且允许水由被喷淋器发射到箱50中的蒸汽冷凝。相继的减压阶段具有逐渐变大的管道内径。最后阶段具有例如在主冷却剂环路隔室40处将热段直接联接到安全壳壳体54中的大管道84，反应堆回路46的热段56穿过所述主冷却剂环路隔室。这种布置方式将冷却剂回路中的压力迅速地基本上减小到大气压力，而不存在相应反应堆管道的突然水力负荷。当压力足够低时，通过来自安全壳内补充储水箱50的重力流动将水添加到冷却剂回路。

反应堆系统中的自动减压是非能动防护措施，其确保反应堆堆芯即使在冷却剂严重损失的事故下也被冷却，所述事故诸如是反应堆冷却剂回路中的大破裂。因为安全壳内补充储水箱通过重力排水，所以无需泵。将水排放到反应堆容器所处的安全壳建筑的底部中，形成了安全壳中的水的流体压差，所述流体压差足以迫使水进入被减压的冷却剂回路中而无需依赖诸如泵的能动元件。一旦冷却剂回路处于大气压力下并且安全壳被淹没，水就继续被迫入反应堆容器中，在反应堆容器中，水的沸腾冷却核燃料。从反应堆冷却剂回路逸出的蒸汽形式的水在安全壳壳体的内侧壁上冷凝，并且排放回到安全壳内补充储水箱中，以再次注射到反应堆冷却剂回路中。

核电站已经设计成使得在电站断电的情况下，即，在传统场内和场外电力完全损失的情况下，电站能够安全地自身停堆并且仅使用非能动系统实现安全停堆状态。传统场内和场外电力指的是由场内和场外源传统地产生的电力。一些简单的阀在非能动安全系统被自动致动时将系统对准。在多数情况下，这些阀是失效保护。它们要求电力来保持处于其正常闭合位置。电力损失导致这些阀打开到其安全对准状态。在所有情况下，这些阀的移动由来自弹簧、压缩气体或电池的存储能量完成。电站被设计成维持这种状态而无需干涉至少72小时，在这之后需要一些操作员动作以延长应对时期。在最初72小时期间，电池组被用于给任何所需设施和电站监控仪器等等提供电力。期望的是研究出附加非能动装置，用于通过利用在停堆时和停堆之后在电站内可用的能量来延长该应对时间超过72小时。

发明内容