[发明专利]用于核反应堆的浸没式安全壳

说明书

本申请是申请日为2008年11月6日、名称为“用于核反应堆的浸没式安全壳”的第200880118524.3号发明专利申请的分案申请。

技术领域

本发明涉及一种用于从核反应堆移除衰变热的系统。

背景技术

为了得到廉价且可靠的能源，已设计了一些以被动操作为目标的核反应堆。在这些被动系统中，应用物理规律以确保在正常运行期间，或者甚至在应急情况下没有操作者干预或监督的情况下的至少某一段预定时间内，维持核反应堆的安全运行。该被动操作系统的一个目标是使常规被依赖用于运行核反应堆的电动机、泵或其他电气或机械装置的数量最小化。

在爱达荷国家工程与环境实验室(Idaho National Engineering and Environmental Laboratory)、NEXANT和俄勒冈州立大学核能工程系(Nuclear Engineering Department of Oregon State University)支持下实施的多用途小型轻水反应堆(Multi-Application Small Light Water Reactor)项目寻求开发一种安全且经济的自然轻水反应堆。图1示出了源于此项目的一个核反应堆设计20。

该核反应堆设计20包括一个被反应堆容器2围绕的反应堆芯6。反应堆容器2中的水10围绕反应堆芯6。该反应堆芯6还放置在屏蔽罩(shroud)22中，该屏蔽罩22绕反应堆芯6的侧面围绕该反应堆芯6。当水10由于裂变事件而被反应堆芯6加热时，水10被从屏蔽罩22中向上引导至位于反应堆芯6上方的环形空间(annulus)23内，且排出上升管(riser)24。这导致进一步的水10被吸入屏蔽罩22以相应地被反应堆芯6加热，从而将更多的水10吸入到屏蔽罩22中。自上升管24排出的水10被冷却且被朝向反应堆容器2的外侧引导，接着通过自然循环返回至反应堆容器2的底部。由于水10被加热，在反应堆容器2中产生了加压蒸汽11。

热交换器35使给水和蒸汽在辅助冷却系统30中循环，以用涡轮32和发电机34产生电力。给水流过热交换器35且变成过热蒸汽(super heated steam)。辅助冷却系统30包括一冷凝器36和给水泵38。辅助冷却系统30中的蒸汽和给水与反应堆容器2中的水10隔离，使得它们不得混合或彼此直接接触。

反应堆容器2被安全壳(containment vessel)4围绕。该安全壳4被放置在水池16中。水池16和安全壳4位于反应堆舱26中的地面28以下。安全壳4不允许来自反应堆容器2的任何水或蒸汽逃逸到水池16或周围环境中。在应急情况下，蒸汽11通过蒸汽阀8从反应堆容器2泄放到安全壳4的上半部14中，并且水10在其通过位于抑压池12中的浸没的排放阀(blowdown valve)18被释放时急骤蒸发(flash)。该抑压池12包括过冷水。因此，通过将蒸汽11经蒸汽阀8释放至安全壳4，以及将水10经排放阀18释放至安全壳4，降低了反应堆容器2的过压。蒸汽11和水10至安全壳4的释放速率根据反应堆容器2内的压力而变化。通过蒸汽11的冷凝和水10向抑压水池12的能量传递的结合来从核反应堆芯6移除衰变热。

在安全壳4内冷却剂损失或管道破裂的情况下，抑压池12内的水提供压力抑制以及液体补充(liquid makeup)性能。然而，这同时意味着安全壳4内的电气和机械部件经常地承受腐蚀性环境，腐蚀性环境引发了可靠性问题。当放置在潮湿或湿润环境中时，围绕反应堆容器2的绝缘体损失了部分其绝缘特性，且可能需要定期地更换。昂贵且珍奇的(exotic)材料可用于反应堆容器的绝缘体。另外，必须对电气和机械部件进行维护、监测和检查以确保它们持续运行的可靠性。

本发明致力于解决这些以及其他问题。

附图说明

图1示出了本领域中已知的一个核动力系统。

图2示出了一个包括一内部干燥的安全壳的新型动力模块组件。

图3示出了在应急运行期间图2中的动力模块组件。

图4示出了水蒸气被释放至安全壳内的示例性冷凝速率。

图5示出了在过压事件下在安全壳中的示例性压力波动。

图6示出了一动力模块组件的替代实施方案，该动力模块组件包括具有散热片(cooling fins)的安全壳。

图7示出了包括多个安全壳区域的动力模块组件的实施方案。

图8示出了冷却一动力模块组件的新型方法。

发明内容