用于排除压水核反应堆的残余能量的系统技术方案

本发明专利技术涉及用于移除压水核反应堆(100)的残余能量的系统。此系统包括储水器(102)、至少一个称作GV模块(119)的蒸汽发生器，其中所述通过堆芯(113)加热的初级水在能量操作期间以受迫方式循环，或者当初级泵停止时自然地循环，并且至少一个冷凝器(105)容纳在安全壳(101)中。冷凝器包括适于回收冷凝水的回收单元(106)以及冷凝器链路(110，107，111)以确保水在储水器(102)与冷凝器(105)之间的闭合回路中循环。此系统还包括使二级水在GV模块(119)与冷凝器(105)之间循环的装置(112)，当初级水的过度加热的操作参数特征达到一定阈值时，所述装置在没有电能的外部供给的情况下被激活，使得通过堆芯(113)加热并且在GV模块中循环的初级水蒸发二级水，确保蒸汽从GV模块(119)自然循环到冷凝器(105)的热链路(123)，冷凝器(105)设计为通过与在冷凝器链路(110，107，111)中自然地循环的水热接触使在热链路(124)中循环的蒸汽冷凝，以及冷链路(124)，其通过重力确保来自回收单元(106)的水到GV模块(119)的循环。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】用于排除压水核反应堆的残余能量的系统
本专利技术涉及压水核反应堆的领域并且更具体地说涉及在该反应堆关闭后将残余能量从其堆芯的移除。
技术介绍
通常来说当通过将高等级的负反应引入堆芯中来关闭反应堆时，在几秒钟量级的时间间隔的末端，后者中的裂变的数量非常快速地变得可忽略。在另一个方面，在正常操作期间过程中在堆芯中发展的裂变产物的放射性继续释放大量的能量，这在其关闭时可以表现反应堆的操作能量的6-7％。在关闭以后的几个小时的末尾，仍存在反应堆的操作能量1-2％的残余能量，随后的减少相对地缓慢：必须移除此残余能量。因此有必要具有在任何情形中移除此剩余能量的装置，否则将有堆芯熔化的风险。为实现此，堆芯残余能量移除设备的使用已知用于与在通常关闭过程中使用的装置相对的特定的事故情况。在事故的情形中将残余能量从核反应堆的堆芯移除通常地通过使用主动装置的备用系统来实现，在其背后的原理涉及例如通过布置在二级上的蒸汽移除来冷却初级流体，并通过主动装置(泵)将水再供给到蒸汽发生器。利用泵式主动装置的此安全冷却系统需要外部能量的供给，尤其以便使得泵运行。由于反应堆处于关闭中，因此其不再产生电并且因此有必要要求备用电源(例如，柴油发电机)以使泵能够操作。因此容易理解的是这些主动源的天性减小了冷却功能的可靠性。在电供给的总损失的背景下，还已知用于移除残余能量的完全被动设备。因此文献US6795518描述了集成压水反应堆的特征(即，其中蒸汽发生器位于反应堆初级容器中)包括利用来自反应堆初级容器蒸汽发生器的二级侧的蒸汽的用于移除残余能量的被动设备。来自蒸汽发生器的蒸汽通过容纳在惯性容量中的水冷凝在冷凝器的管子上；来自惯性容量的水如在GV蒸汽发生器与外部冷凝器之间自然地循环的蒸汽所作出的自然地循环。通过在没有任何外部能量供给的情况下打开的阀被动地触发此系统。然而此结构产生一些问题。根据文献US6795518的用于移除残余能量的被动系统利用来自用于供给涡轮机的蒸汽发生器的蒸汽。因此在蒸汽发生器中的二级水破坏的情形中此系统将不会操作。此外，应该指出隔离阀的使用允许安全壳冷凝器隔离以便防止核辐射散布到安全壳的外部的风险。可以回顾的是安全壳容纳核蒸汽系统的主要设备，保护其免受外部事故(地震、投射物、洪水等)并且在燃料包壳与反应堆初级壳体以后形成防止放射性产物释放到环境中的第三障碍物。如果在连接安全壳与冷凝器的链路中发生破坏，应该激活隔离阀的闭合以防止二级水溅出安全壳(尤其进入惯性容量中)。此闭合导致残余能量移除系统的实际上非操作。类似地，在没有任何电供给的情形中，通过预设闭合隔离阀(以便确保安全壳隔离)：一旦阀闭合，残余能量移除系统便不能再操作。此外，使用的蒸汽发生器是在反应堆的能量操作期间使用的事实意味着其经历老化与磨损。还已知集成压水反应堆的SCOR-式的模型(“简单的紧凑反应堆”)，其包括结合在反应堆初级安全壳中的单个蒸汽发生器。这些反应堆还包括被动残余能量移除设备，所述被动残余能量移除设备包括包含在反应堆初级安全壳中的多个热交换器。在残余能量移除的情形中，初级水通过与冷却水在其中循环的残余能量移除热交换器接触而被冷却。此二级水自身使其热量与来自惯性容量的水接触的安全壳外部的冷凝器交换热量。此结构也产生一些问题。如通过文献US6795518，在电供给损失的情形下SCOR反应堆涉及闭合隔离阀的使用(即，其防止了流体循环)。此外，通过使用显示小于蒸汽发生器的移除效率的热交换器实现了残余能量的移除。最后，SCOR反应堆设计为使得在反应堆的正常能量操作过程中不能测试残余能量移除系统：此结构实际上是，使得在反应堆的能量操作过过程中初级水不进入热交换器。
技术实现思路
在此上下文中，本专利技术的目的是提供将残余能量从压水核反应堆的堆芯移除的被动系统，以及结合所述系统的反应堆，包括在供给涡轮机的蒸汽发生器中的二级水的破坏的情形中，所述系统在安全壳与冷凝器之间不包括隔离阀并且能够在反应堆的能量操作过程中测试。为此目的本专利技术提出了用于移除包括安全壳的压水核反应堆的残余压力的系统，该安全壳结合了具有所述反应堆的堆芯的反应堆初级安全壳，所述系统包括：-储水器；-至少一个蒸汽发生器，其称作专用模块，适于容纳在反应堆初级安全壳中并且设计为使得二级水在与初级水热接触时进入气相，其中在反应堆能量操作期间通过堆芯加热的初级水通过至少一个初级泵以强制的方式循环，或者在其中初级泵停止的情形中自然地循环，在反应堆能量操作期间在没有专用模块中的水的二级循环的情况下通过堆芯循环加热初级水；-适于容纳在安全壳中的至少一个冷凝器，其包括：设计为回收由冷凝器冷凝的水的回收单元；链路，称作冷凝器链路，设计为确保水在储水器与冷凝器之间的闭合回路中循环；-使二级水在专用模块与冷凝器之间循环的装置，当初级水的过度加热的操作参数特征达到一定阈值时在没有电能的外部供给的情况下激活所述装置，从而通过堆芯加热并且在专用模块中循环的初级水通过对模块中循环的二级水放出热量使该二级水蒸发；-热链路，其确保蒸汽从专用模块自然循环到冷凝器，冷凝器设计为通过与在冷凝器链路中自然循环的水热接触的方式使在热链路中循环的蒸汽冷凝；-冷链路，其确保在水的重力下从回收单元到专用模块的二级水入口的循环。本专利技术的另一个目的是压水核反应堆，包括：-安全壳，其包括含有所述反应堆的堆芯的反应堆初级安全壳，所述反应堆初级安全壳包括：用于加压初级水的初级循环回路，以在反应堆能量操作期间移除由堆芯提供的能量；至少一个蒸汽发生器，其称作能量操作发生器，其中通过堆芯加热并且在能量操作发生器中循环的初级水将热量放出到在能量操作发生器中循环的二级水以便在反应堆能量操作期间使此二级水蒸发；-确保将残余能量从所述反应堆移除的系统，包括：储水器；至少一个蒸汽发生器，其称作专用模块，不同于容纳在所述反应堆初级安全壳中的能量操作发生器，并且其中循环通过所述堆芯加热的初级水，该初级水将热量放出到二级水以便当其在所述专用模块中循环时蒸发所述二级水；容纳在所述安全壳中的至少一个冷凝器，其包括：用于回收由冷凝器冷凝的水的回收单元；容纳在回收单元内部的热交换器；链路，其称作冷凝器链路，以闭合回路连接储水器与热交换器；热链路，将专用模块的蒸汽出口与冷凝器连接在一起，从而冷凝器通过与在冷凝器链路中循环的水热接触使在热链路中循环的蒸汽冷凝；冷链路，其将回收单元与专用模块的二级水单元连接在一起；不具有外部电能供给的自动激活打开/关闭阀，所述阀布置为使得当所述阀关闭时没有二级水在专用模块中循环并且使得当所述阀打开时来自所述回收单元的水在所述专用模块中循环，当初级水的过度加热的操作参数特征达到一定阈值时所述阀打开。根据本专利技术的用于移除残余能量的系统与压水核反应堆还可以显示单独地考虑或者根据全部技术上可能的结合的下面的一个或多个特征：所述专用模块是单程蒸汽发生器；所述专用模块是逆流蒸汽发生器；所述冷凝器布置在大于所述专用模块的高度以便允许自然循环；所述专用模块是由蚀刻板的组件形成的微通道热交换器；能量操作发生器与专用模块具有相同结构；所述最后特征意味着两个不同的蒸汽发生器(GV)具有相同的结构(既在几何形状方面又在使用的材料方面)；所述冷凝器容纳在安全壳的侧壁附近；储水器布置在本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种压水核反应堆(100)，包括：‑安全壳(101)，其包含包括所述反应堆的堆芯(113)的反应堆初级安全壳(104)，所述反应堆初级安全壳包括：○用于加压初级水的初级循环回路，以在反应堆能量操作期间移除由所述堆芯提供的能量；○至少一个蒸汽发生器(114)，其称作能量操作发生器，其中通过所述堆芯加热并且在所述能量操作发生器中循环的所述初级水将热量放出到在所述能量操作发生器中循环的二级水，以便在反应堆能量操作期间使所述二级水蒸发；‑确保将残余能量从所述反应堆移除的系统，包括：○储水器(102)；○至少一个蒸汽发生器(119)，其称作专用模块，其不同于容纳在所述反应堆初级安全壳(104)中的所述能量操作发生器(114)，并且其循环通过所述堆芯(113)加热的初级水，所述初级水将热量放出到所述二级水以便当其在所述专用模块(119)中循环时蒸发所述二级水；○至少一个冷凝器(105)，其被容纳在所述安全壳(101)中，包括：·回收单元(106)，其用于回收由所述冷凝器冷凝的水；·热交换器(107)，容纳在所述回收单元内部；·链路，其称作冷凝器链路(110,111)，以在闭合回路中连接所述储水器(102)与所述热交换器(107)；○热链路(123)，将所述专用模块(119)的蒸汽出口与所述冷凝器(105)连接在一起，从而所述冷凝器通过与在所述冷凝器链路中循环的水热接触而使在所述热链路中循环的所述蒸汽冷凝；○冷链路(124)，其将所述回收单元(106)与所述专用模块(119)的二级水入口连接在一起；○不具有外部电能供给的自动激活打开/关闭阀(112)，所述阀布置为使得当所述阀关闭时没有二级水在所述专用模块(119)中循环，并且使得当所述阀打开时来自所述回收单元的水在所述专用模块(119)中循环，当作为所述初级水的过度加热的特征的操作参数达到一定阈值时所述阀打开。...

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2012.01.18 FR 12505141.一种压水核反应堆(100)，包括：-安全壳(101)，其包含包括所述反应堆的堆芯(113)的反应堆初级安全壳(104)，所述反应堆初级安全壳包括：○用于加压初级水的初级循环回路，以在反应堆能量操作期间移除由所述堆芯提供的能量；○至少一个蒸汽发生器(114)，其称作能量操作发生器，其中通过所述堆芯加热并且在所述能量操作发生器中循环的所述初级水将热量放出到在所述能量操作发生器中循环的二级水，以便在反应堆能量操作期间使所述二级水蒸发；-确保将残余能量从所述反应堆移除的系统，包括：○储水器(102)；○至少一个蒸汽发生器(119)，其称作专用模块，其不同于容纳在所述反应堆初级安全壳(104)中的所述能量操作发生器，并且其循环通过所述堆芯(113)加热的初级水，所述初级水将热量放出到所述二级水以便当其在所述专用模块中循环时蒸发所述二级水；○至少一个冷凝器(105)，其被容纳在所述安全壳(101)中，包括：●回收单元(106)，其用于回收由所述冷凝器冷凝的水；●热交换器(107)，容纳在所述回收单元内部；●链路，其称作冷凝器链路(110,111)，以在闭合回路中连接所述储水器(102)与所述热交换器(107)；○热链路(123)，将所述专用模块的蒸汽出口与所述冷凝器(105)连接在一起，从而所述冷凝器通过与在所述冷凝器链路中循环的水热接触而使在所述热链路中循环的所述蒸汽冷凝；○冷链路(124)...

【专利技术属性】
技术研发人员：C·马利，O·科斯特，F·马丁，
申请(专利权)人：原子能技术公司，
类型：发明
国别省市：法国;FR