[发明专利]压水反应堆减压系统

说明书

技术领域

本发明大体涉及核反应堆，并且具体地涉及具有被动安全特征的压水核反应堆系统，所述被动安全特征通过反应堆冷却剂回路的自动减压以有利于将额外的冷却水注入至冷却回路内。

背景技术

在用于发电的核反应堆(诸如压水反应堆)中，通过诸如浓缩铀的核燃料的裂变产生热量，并且被转移至流动穿过反应堆堆芯的冷却剂。堆芯包含彼此靠近地安装于燃料组件结构中的细长核燃料棒，冷却剂流动穿过所述燃料组件结构到其上方。燃料棒以共同延伸的平行阵列方式彼此间隔开。在给定燃料棒的核裂变过程中释放的一些中子和伽马射线穿过在燃料棒之间的水减速剂，并且撞击于在相邻的燃料棒中的裂变材料上，有助于核反应并且在堆芯内产生的热量。

可移动控制棒被散布于整个核堆芯中，从而能够通过吸收中子的一部分而控制裂变反应的总体速率，所述中子否则会有助于裂变反应。控制棒通常包括细长的中子吸收材料棒，并且装配至在燃料组件中的纵向开口或引导套管内，所述引导套管平行于燃料棒延伸且位于燃料棒之间。将控制棒进一步插入至堆芯内导致了更多的中子被吸收、而不有助于相邻燃料棒中的裂变反应；并且收回控制棒降低中子吸收幅度并且提高核反应速率和堆芯动力输出。

图1示出简化的常规核反应堆一级系统，包括具有封头顶盖12的大体圆柱形压力容器10，所述封头顶盖12封闭核堆芯14，所述核堆芯14支承包含裂变材料的燃料棒。诸如水或含硼水的液体冷却剂通过泵16被泵送至容器10内穿过堆芯14，在所述堆芯14处热量被吸收并且被排放至通常被称作蒸汽发生器的换热器18，在所述换热器中热量被转移至诸如蒸汽驱动涡轮发电机的利用回路(未示出)。反应堆冷却剂随后被返回至泵16，从而完成一级环路。通常来说，多个上述环路通过反应堆冷却剂管路20被连接至单个反应堆容器10。

采用这种设计的商业发电厂通常产生300MW至1700MW之间的电能。最近，Westinghouse Electric Company LLC已经提出了200兆瓦电量级别的小型模块化反应堆。小型模块化反应堆为全部一级环路部件定位于反应堆容器内侧的一体化压水反应堆。反应堆容器被紧凑的高压安全壳包围。由于安全壳内的有限空间以及对一体化加压轻水反应堆低成本的需求，在不折损安全性或功能性的情况下需要最小化辅助系统的总体数量。为此，理想的是维持大部分部件与紧凑高压安全壳内的反应堆系统的一级环路流体连通。

典型常规压水反应堆设计利用在事故之后依赖于紧急AC电源的主动安全系统，来给需要冷却反应堆和废燃料池的泵供电。由Westinghouse Electric Company LLC提供的类似于的改进的设计利用被动安全系统，所述被动安全系统仅依赖于自然的循环、沸腾和凝结以移除来自堆芯和废燃料池的衰变热。理想的是，将这些被动安全系统原理应用于小型模块化反应堆，并且优选地在维持安全边际的同时简化设计。一个这样的安全系统解决来自一级冷却剂回路的冷却剂损失事故。冷却剂损失事故可以仅涉及很小的量，由此能够来从相对小型的高压补水供给部注入额外的冷却剂，而不使得反应堆冷却剂回路减压。如果发生重大的冷却剂损失事故，那么有必要从含有大量水的较低压力供给部添加冷却剂。为了克服反应堆冷却剂回路的巨大压力，例如2250psi或15MPa，反应堆冷却剂回路被减压以使得冷却剂水能够被从安全壳内的低压补水箱添加。由于低压补水箱通过重力排空，因此不需要泵。将水排空至其上定位有反应堆容器的安全壳容器的底部内，形成了不依赖主动部件(诸如泵)而足以迫使水进入减压冷却回路内的安全壳中的水流体压头。一旦冷却回路大体上处于安全壳内的环境压力之下并且安全壳被充满，则水继续被迫进入反应堆容器内，在所述反应堆容器内水冷却核燃料。液态水连同在堆芯内产生的蒸汽从反应堆冷却剂回路逃逸。蒸汽被凝结于安全壳的内侧壁和安全壳内侧的其他金属表面上并且被排空返回，以被再次注入至反应堆冷却剂回路内。

在发生冷却剂损失事故情况下前述布置为有效的。然而，存在如下可能性：如果在较不极端情况下致动自动减压系统，那么没有必要充满安全壳。充满反应堆安全壳之后的减压需要反应堆停机以及大量清洁工作。这个问题已经在授予本发明申请人的美国专利No.5,268,943和美国专利申请出版物No.2012/0155597中部分地解决。

已经推定的是，在正常状态下自动减压系统的伪致动可能导致比已经分析过的更严重的事故。因此，需要进一步改进自动减压系统以最小化这种事故的不利影响。因此，本发明的目的为对反应堆冷却剂排放至安全壳添加流动阻力。