[发明专利]冷却核反应堆的方法

说明书

本申请是于2009年11月17日提交的名称为“蒸汽发生器流动旁通系统”的发明专利申请200980153552.3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

在所设计的具有非能动运行系统(passive operating system)的核反应堆中，采用物理规律以确保在正常运行过程中维持核反应堆的安全运行，甚至在紧急状况中在没有操作者介入或者监督的情况下维持核反应堆的安全运行，至少维持某一预定时间段。核反应堆5包括由反应堆容器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。反应堆芯6进一步位于管套122中，管套122围绕在反应堆芯6的侧部周围。当由于核裂变事件导致水10被反应堆芯6加热时，水10从管套122被引导出并流出提升管124。这导致另一些水10被吸入反应堆芯6并且被反应堆芯6加热，所述反应堆芯6将更多的水吸入管套122中。自提升管124出现的水10被冷却且被引导朝向环123，然后这些水通过自然循环返回至反应堆容器2的底部。随着水10被加热，在反应堆容器2中产生加压蒸气11。

热交换器35使给水和蒸汽在二次冷却系统30中循环，从而用涡轮32和发生器34发电。给水经过热交换器35并且变成超热蒸汽。二次冷却系统30包括冷凝器36和给水泵38。二次冷却系统30中的蒸汽和给水与反应堆容器2中的水10隔离，使得不允许它们彼此混合或者彼此直接接触。

反应堆容器2被安全壳(containment)容器4围绕。安全壳容器4被设计为不允许来自反应堆容器2的水或蒸汽泄露进入周围环境中。提供一个蒸汽阀8以将来自反应堆容器2的蒸汽11排放进入安全壳容器4的上半部14。提供一个水下泄压阀18以将水10释放到包含次冷水的抑压池12中。

在丧失给水流时，核反应堆5被设计成通过急停反应堆芯6、对安全壳容器4注水或对反应堆容器2降压来响应。这些响应中的后两者造成核反应堆5停堆并且长时间不能发电。此外，在冷却剂被从反应堆容器2排出的失水状况中，通过反应堆芯6的冷却剂流减少。这增加了将反应堆芯温度降低至期望水平所需要的时间。

本发明解决这些以及其他问题。

附图说明

图1示出了一种核电系统。

图2示出了包括内部干燥的安全壳容器的动力模块组件。

图3示出了紧急运行时的图2的动力模块组件。

图4示出了紧急运行时的包括蒸汽发生器流动旁通系统的动力模块的一个实施方案。

图5示出了正常运行状况时的包括蒸汽发生器流动旁通系统的动力模块的一个实施方案。

图6A示出了正常运行状况时的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图6B示出了低功率运行时的图6A的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图7示出了包括直通通道(through-passage)的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图8示出了包括阀的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图9示出了包括一个或多个挡板的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图10示出了包括温度致动通道的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图11示出了包括球形止回阀的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图12示出了由控制棒致动的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图13示出了由控制棒致动的蒸汽发生器流动旁通系统的另一替代实施方案。

图14示出了使用蒸汽发生器流动旁通系统的冷却反应堆芯的一种新颖方法。

发明内容

公开了一种动力模块组件，包括：反应堆罩(housing)；反应堆芯，其位于反应堆罩的下部部分中；以及，热交换器，其紧邻在反应堆罩的上部部分周围。主冷却剂经由上部部分流出反应堆罩，以及主冷却剂经由下部部分流入反应堆罩。所述动力模块组件进一步包括设置在反应堆罩中在下部部分和上部部分中间的通道，其中所述通道被配置为将主冷却剂的辅助流提供至反应堆芯，从而增大流出反应堆罩的上部部分以及进入下部部分的主冷却剂的流量。