[发明专利]轮替式被动废燃料池冷却系统和方法

说明书

技术领域

本发明总体涉及核反应堆发电站的废燃料池的轮替式被动冷却系统和方法，具体地涉及在由于缺失内部和外部电力而导致的失去通常主动废燃料池冷却系统的情况下用于冷却废燃料池的机构。

发明背景

核反应堆发电站通过核反应堆内所包含的放射性材料的核裂变来进行发电。由于核反应的挥发性，核反应堆发电站以一种确保维持公众的健康安全的方式进行设计。

在常规核反应堆中，用于发电的放射性材料是核燃料。核燃料在燃料循环的寿命内被耗尽，即消耗。核燃料不被再利用，所以周期性地从核反应堆中取出废燃料。即使在取出后，废燃料仍继续产生强烈的热，被称为“衰变热”，并仍有放射性。衰变热会随时间以次幂级比率自然地衰减，但仍然产生需要水冷若干年的足够热量。因此，需要安全的存储设施来接收并存储废燃料。在核反应堆发电站(比如小型模块化反应堆和其他压水反应堆)中，废燃料池被提供作为废燃料在其从反应堆中被取出后的存储设施。废燃料池典型地以混凝土构造，并包括充足的水位，从而维持核燃料浸没水下。废燃料池典型地有至少40英尺深。水的品质也受到控制和监视，以防止燃料在废燃料池中劣化。另外，水不断地被冷却以取出池中的废燃料所产生的热量。

典型的核反应堆发电站包括主动废燃料池冷却系统，其被设计成能从废燃料池的水中取出所存储的废燃料产生的衰变热。“主动”冷却系统包括需要交流电来操作泵或阀、从而实现所需的冷却功能的系统。为了维持废燃料池水温在可接受的调控极限内以及防止废燃料池中的水的有害沸腾，衰变热的取出是必要的。在部分压水反应堆中，比如包含西屋被动堆芯冷却系统的AP1000方案中，废燃料池冷却系统是非安全相关系统。在其他压水反应堆设计中，比如非AP1000方案中，废燃料池冷却系统是安全相关系统。

主动废燃料池冷却系统典型地包括废燃料池泵，以循环来自废燃料池的高温水并通过换热器冷却所述水。冷却后的水被返回废燃料池。废燃料池冷却系统包括两个机械设备列。每个列具有一个废燃料池泵、一个废燃料池换热器、一个废燃料池脱矿质器以及一个废燃料池过滤器。所述两个设备列能共享公共的吸水和排水集管。另外，废燃料池冷却系统包括系统运行所必需的管系、阀和仪表。典型地，一个列持续地冷却和净化废燃料池，而另一个列用于送水、净化安全壳内置换料储水箱、或者调整作为运行中的设备列的后备。

图1示出了根据现有技术在正常运行期间的主动废燃料池冷却系统(SFPC)10。SFPC 10包括废燃料池5。废燃料池5包含从核反应堆(未示出)送入废燃料池5的废燃料(未示出)所产生的衰变热而导致的高温水位16。SFPC系统10包括列A和B。列A和B都被用于冷却废燃料池5中的水。如之前所述，常见的是操作列A或列B之一以持续冷却和净化废燃料池5，同时另一个列用作后备。列A和B每一个都包括SFPC泵25、SFPC脱矿质器和过滤器系统45。列A和B共享公共的吸水集管20和公共排水集管50。在列A和列B的每一个中，水通过吸水集管20离开废燃料池5，然后通过SFPC泵25被泵送到SFPC换热器30。在SFPC换热器30中，流动管道40使来自部件冷却水系统(CCWS)(未示出)的水流过SFPC换热器30然后回到CCWS。(从废燃料池5)进入SFPC换热器30的水的热量被传递给由流动管道40所提供的水，然后通过流动管道40返回CCWS。被冷却的水离开SFPC换热器30，并流过位于SFPC换热器30下游的SFPC脱矿质器和过滤器系统45。净化冷却后的水离开脱矿质器和过滤器系统45，通过公共排水集管50被输送，然后返回废燃料池5。

除了图1中所示的主动SFPC系统，现有技术中还采用被动设计，以在没有操作人员干预或外部电力的情况下减轻核反应堆中的意外事件。被动设计强调依靠自然作用力(比如增压气体、重力流动、自然循环流动、以及对流)的安全结构，并且不依靠主动部件(比如泵、风扇、或柴油发电机)。另外，被动系统被设计成在没有安全级支援系统(比如AC电源、部件冷却水、厂用水、以及HVAC)的情况下起作用。被动废燃料池冷却系统能被设计成使得用于废燃料保护的主要装置由被动装置提供，并依靠废燃料池库存水的沸腾来取出衰变热。