[其他]采用双层压力壳的核电站轻水堆

说明书

本发明为对核电站用轻水堆的改进，旨在增加其安全性与降低其初始投资，以利其推广使用。

目前通用的核电站用轻水堆，其一环路工质为高温高压水。当一环路管线或设备有破裂或洩漏时，由于失水有可能导致堆芯熔化，从而大量放射性外洩，造成严重事故（例如美国1979年发生的三里岛核电站事故）。因此，现代轻水堆设计中采用多重安全措施，如高压注水系统、低压注水系统、喷淋水系统、安全壳系统等，以期保证安全。但此种设计导致轻水堆核电站系统复杂，造价更加高昂，而且，即使有了这些措施，由于原设计缺乏固有的安全性，仍不能安全排除堆芯熔化事故，其事故发生概率仍在10^-11～10^-5/堆一年之间。故许多国家（包括中国）的核安全规程中不许可轻水堆建在人口稠密区附近。这样，不仅造成核电站选址困难，而且难于利用其余热为工业区与居民区供热供汽，浪费了宝贵的能源，不仅如此，由于核电站系统复杂、造价高昂，只能籍助于加大单机容量来降低单位造价，以期能与烧煤的火电站或水电站竞争。目前核电站的经济规模已高达90万千瓦左右，单机造价（现价）达十亿美元左右。因此，中小电网或财力较小的国家或公司难于筹建，影响了核电站的推广应用。最近瑞典等国提出利用轻水堆固有的安全性的改进方案，如“安全型动力堆”（SECURE-P），这类方案虽然在安全性方面有很大的改进，可以安全排除堆芯熔化事故，但将整个压水堆的堆芯及一环路设备均放在一个大予应力混凝土壳内，体积庞大，造价仍与目前压水堆相当，而且运行稳定性等若干技术关键还有待开发，因此未完全解决核电站用轻水堆的上述矛盾。

本发明针对前述轻水堆的缺点，提出一种既能利用其固有安全性，又能简化结构降低初始投资的改进方案，这一方案的特点在于：首先，采用双层耐压壳，两层壳之间留有相当的空间，充以硼水，外壳中的压力大于内壳中反应堆轻水冷却剂的工作压力，使反应堆一环路的任何洩漏的后果都只能是硼水漏入一环路而使之停堆并保证冷却。堆芯永远不会失水。外压力壳采用予应力混凝土结构，故不存在壳体骤然破裂，硼水也不会大量外洩。在内壳内装有若干双向安全阀，通向两壳之间的硼水空间，这些阀门利用内、外壳之间压差大于或不足某种额定压力时，安全阀自由开启，使硼水与一环路沟通;硼水自由进入内壳，引起停堆并保证冷却。因此，这种双层壳结构既能确保反应堆在任何情况下都不会发生堆芯熔化事故，又能克服“安全型动力堆”（SECURE-R）设计中没有内层耐压壳，而采用蜂窝状流体滞留体系分隔两种液体的欠稳定缺点。

其次，位于内壳中的轻水反应堆堆本体部分采用（1）一体化压水堆;（2）沸水堆或（3）超临界压水堆，而不采用一般压水堆的分置式布置。在这些反应堆内采用控制棒的水力传动装置，可以降低反应堆本体高度。故本发明的堆本体结构紧凑而简单，予应力壳较小。初始投资可以降低，有利于中小型化，加强核电站的竞争地位。

再次，在本发明中的轻水堆燃料元件可以采用通常的棒状元件，也可以采用一种更先进的用碳化硅-热解碳多层包复颗粒状元件。由轻水直接接触冷却。这种细小的燃料球可以连续装卸，并达到深燃耗。这样可以从两方面进一步提高轻水堆的安全性与经济性：（1）堆芯后备反应性可减至最小，初装燃料也可减少;（2）可采用燃料球一次通过堆芯，即达到深度燃耗后经冷却不加后处理而直接作为固体废物处置的简化燃料循环。这种方案更有利于核电站的推广。

图1为双层压力壳沸水堆示意图。

本发明的一个实例如图1所示。图中的堆本体采用通常的沸水堆1，其中装有喷射泵2（也可以不用泵而用自然循环）。反应堆外面装有硼水的予应力壳3承受高于沸水堆运行压力（70大气压）的压力（本例中为75大气压），内外壳之间仅有5个大气压的压力差，因此内壳不必太厚。内壳上装有双向安全阀，四组安全阀4A在内壳上方，另外四组安全阀4B在内壳下方。当内外壳之间压差超过或不足额定值时，阀门开启，允许硼水循环。该沸水堆通向外界的大小管线上均装有多重截止阀，5A为主蒸气管截止阀。5B为给水管截止阀，5C为喷射泵水截止阀，5D为控制传动截止阀，其中至少有一个为利用两边压差自行闭锁，这些截止阀均可以在外管线破裂时自动关闭，防止堆内的水外洩。这些阀门位于硼水腔6内，可以防止阀体及阀门前端管线的破裂引起失水。反应堆的检修与换料均在予应力壳以内进行，7为检修换料操作间。予应压力壳只有直径较小的人孔8通向外界，从而可以避免大直径封头的技术困难并提高予应力壳的安全性。这种反应堆所采用的技术目前均较成熟，无需进行大量开发工作。