用于冷却核反应堆堆芯的被动系统技术方案

在燃料更换期间被动地冷却压水反应堆中的核燃料的系统利用重力和采用电池储备对准或在安全位置失效结构的阀，从而在反应堆拆解和燃料更换期间维持水在反应堆堆芯上方。大量储备水被维持在废燃料池的水平高度以上并与废燃料池流体连通，且被用于在堆芯内的反应被成功地停止后从反应堆堆芯中取出衰变热。通过使该大量储备水沸腾取出衰变热，这使得电站在没有外部支援的情况下长期维持安全关停状态。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】用于冷却核反应堆堆芯的被动系统相关申请的交叉引用本申请涉及2012年6月13日提交的题为“SmallModularReactorSafetySystems”的美国专利申请No.13/495083(代理编号No.RUT2011-011)。专利技术背景1.
本专利技术总体上属于核反应堆安全系统，更具体地属于一种在核电站停电事件中在燃料更换停机期间被动地冷却核反应堆堆芯和废燃料池的系统。2.现有技术压水反应堆具有大量被安装在竖直反应堆容器内的细长燃料组件。增压冷却剂循环通过燃料组件，从而吸收燃料组件内的可裂变材料中的核反应所产生的热。利用增压水冷却的核反应堆发电系统的一次侧包括与产生有用能量的二次回路隔开并处于热交换关系的闭合回路。一次侧包括封闭用于支撑多个含有裂变材料的燃料组件的堆芯内部结构的反应堆容器、在热交换蒸汽发生器内的一次回路、稳压器的内部容积、用于循环增压水的泵和管；所述管独立地将每个蒸汽发生器和泵连接到反应堆容器。在常规类型的核电站中，包括被连接到反应堆容器的管道系统、泵和蒸汽发生器、在内的一次侧的每个部件构成了一次侧的环路。为了展示，图1示出了简化的常规核反应堆一次系统，包括具有封闭核反应堆芯14的顶盖12的大致圆柱形的压力容器10。液体冷却剂(比如水或硼水)被泵16泵入容器10穿过堆芯14吸收热量，然后被排到热交换器18(典型地被称为蒸汽发生器)，在其中热被传递给利用回路(未示出)，比如蒸汽驱动的涡轮发电机。然后反应堆冷却剂返回泵16，完成一次环路。典型地，多个上述的环路通过反应堆冷却剂管路20被连接到单个反应堆容器10。在图2中更详细地示出示范性常规反应堆设计。除了包含多个平行且竖直共同延伸的燃料组件22的堆芯14之外，为了描述方便，上部的容器内部结构被划分为下堆内构件24和上堆内构件26。在常规的设计中，下堆内构件起到支撑、对准、引导堆芯部件和器械、以及引导容器内的流动的作用。上堆内构件约束燃料组件22(图2中为了简化仅示出两个)或为其提供辅助约束，并且支撑和引导器械和部件，比如控制棒28。在图2所示的示范性反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷嘴30进入反应堆容器，向下流过反应堆容器和堆芯筒32之间的环腔，在下增压室34内转弯180°，向上流到设置燃料组件的下支撑板37和下堆芯板36，然后包围燃料组件22流过。在某些设计中，下支撑板37和下堆芯板36被一种单一结构取代，即一种位于相同水平高度的下堆芯支撑板37。流过堆芯和包围区38的冷却剂的量级典型地大到大约20英尺每秒的速度，400000加仑每分钟。所产生的压力降和摩擦力将导致燃料组件升高，该运动受到包括圆形上堆芯板40在内的上堆内构件的约束。离开堆芯14的冷却剂顺着上堆芯板的下侧流动并向上流过多个穿孔42。然后冷却剂向上径向地流到一个或多个出口喷嘴44。上堆内构件26由容器或容器盖支撑，并包括上支撑组件46。负载主要通过多个支撑柱48在上支撑组件46和上堆芯板40之间传递。每个支撑柱在指定燃料组件22和上堆芯板40的穿孔42的上方被对准。典型地包括驱动轴或驱动杆50以及中子毒物杆星形爪组件52的直线可动控制棒28，通过控制棒导向管54被引导穿过上堆内构件26然后进入被对准的燃料组件22。导向管被固定地连接到上支撑组件46以及上堆芯板40的顶部。支撑柱48的布置方案在会不利地影响控制棒的插入能力的意外情况中有助于防止导向管变形。为了控制裂变过程，多个控制棒28在燃料组件22内的预定位置处的导向套筒内是可往复运动的。具体地，被定位在燃料组件的上喷嘴上方的控制棒机构支撑多个控制棒。控制棒机构(也被已知为棒束控制组件)具有内开螺纹的圆柱毂构件，其带有形成之前关于图2所述的星形爪52的多个径向延伸爪或臂。每个臂被互连到控制棒28，从而使控制棒组件机构72是可运作的，从而在被联接到控制棒机构毂的控制棒驱动轴50的动力下以公知的方式在燃料组件的导向套筒内竖直地驱动控制棒28，进而控制燃料组件22中的裂变过程。上堆内构件26还具有延伸穿过支撑柱48内的轴向通道然后进入基本上居中地位于燃料组件内的器械套筒的多个堆芯内器械。堆芯内器械典型地包括用于测量离开堆芯的冷却剂温度的热电偶，以及用于监视堆芯内中子活动的轴向和径向分布的轴向设置中子探测器。采用轻水反应堆的核电站需要定期停机以补充反应堆燃料。新的燃料组件被运输到电站，并与之前从反应堆中取出的用过的燃料组件一起被临时存放在燃料存储建筑内在废燃料池中。在燃料更换停机期间，反应堆中的部分燃料组件被从反应堆中取出到燃料存储建筑。第二部分燃料组件从反应堆中的一个支撑位置被移动到反应堆中的其他支撑位置。新的燃料组件从燃料存储建筑被移入反应堆，从而取代已经被取出的燃料组件。这些动作按照具体的顺序计划被完成，从而根据反应堆堆芯设计者所预定的总体燃料更换计划使每个燃料组件被放置在指定位置。在常规反应堆中，接近燃料所需要的反应堆内部部件的取出和新旧燃料在反应堆与燃料存储建筑的废燃料池之间的移动是在水下进行，以保护电站维修人员。这通过提高与电站建筑结构一体的燃料更换腔和渠的水位被完成。超过20英尺的水位为反应堆内部结构和燃料组件的移动提供屏蔽。一种典型的压水反应堆需要每隔18-24个月补充燃料。图1和2中大致示出的大体采用常规设计的商业电站典型是1100兆瓦或更大量级的。最近，WestinghouseElectricCompanyLLC提出200兆瓦级的小型模块化反应堆。小型模块化反应堆是所有一级环路部件都位于反应堆容器内的一体压水反应堆。反应堆容器被紧凑的高压安全壳所包围。由于一体压水轻水反应堆的有限安全壳内空间和较低成本要求，包括与燃料更换相关的辅助系统的总数量需要被最少化，但不能损失安全性或功能性。为此，理想的是将大部分与反应堆系统的一级环路流体连通的部件保留在紧凑的高压安全壳内。典型的常规压水反应堆设计使用了在事故后依靠紧急AC电源驱动冷却反应堆和废燃料池所需要的泵的主动安全系统。先进的设计(像Pennsylvania的CranberryTownship的WestinghouseElectricCompanyLLC所提供的)使用了仅依赖于自然循环、沸腾和冷凝来从堆芯和废燃料池中取出衰变热的被动安全系统。理想的是将这些被动安全系统的原理用于小型模块化反应堆设计，并且优选地在简化方案的同时仍保持主动系统的安全收益，像2012年6月13日提交的题为“SmallModularReactorSafetySystems”的美国专利申请No.13/495083所提出那样。在很多这种以在假想事故期间从反应堆堆芯取出衰变热的被动冷却系统为特色的第III+代压水反应堆和小型模块化反应堆中，所述系统在反应堆被补充燃料之前需要停止运行。对于真正的被动反应堆设计而言，它必须能够在所有燃料更换模式下被动地冷却反应堆和废燃料池中的燃料。所以，本专利技术的目标是提供一种在假想事故期间从反应堆堆芯取出衰变热的装置，它在包括燃料更换停机期间在内的所有反应堆运行模式下都将发挥作用。本专利技术的另一个目标是提供一种在电站长时间停电期间将发挥作用的被动安全系统。
技术实现思路
通过一种核发电设施实现所述的和其他的目标，所述核发电设施包括安全壳建筑和被容纳在本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核发电设施，包括：安全壳建筑(11)；被容纳在安全壳建筑(11)内的细长反应堆容器(10)，所述反应堆容器具有核反应堆芯(14)以及与核反应堆芯轴向隔开的开口端,所述核反应堆芯具有在其中发生裂变反应的裂变材料，所述开口端在凸缘(64)处被顶盖(12)密封；基本上在反应堆容器(10)上方的水平高度处被支撑在安全壳建筑(11)外部的废燃料池(80)，所述废燃料池与反应堆容器的内部通过第一阀(76)流体连通；以及最终热阱冷却剂蓄液器(90)，在核发电设施的正常运行下，所述最终热阱冷却剂蓄液器的冷却剂上液位(92)被支撑在基本高于废燃料池(80)的水平高度上，最终热阱冷却剂蓄液器的下部分与废燃料池通过第二阀(88)流体连通，第二阀的运行由废燃料池中的冷却剂液位(84)控制，从而将废燃料池中的冷却剂大致维持在预选液位处。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2013.01.18 US 13/744,4401.一种核发电设施，包括：安全壳建筑；被容纳在安全壳建筑内的细长反应堆容器，所述反应堆容器具有核反应堆芯以及与核反应堆芯轴向隔开的开口端，所述核反应堆芯具有在其中发生裂变反应的裂变材料，所述开口端在凸缘处被顶盖密封；基本上在反应堆容器上方的水平高度处被支撑在安全壳建筑外部的废燃料池，所述废燃料池具有与反应堆容器的内部通过第一阀流体连通的冷却剂池，所述第一阀被构造成在反应堆被泄压并且反应堆容器内的冷却剂的液位低于给定液位时将冷却剂从冷却剂池自动供给到反应堆容器的内部；以及最终热阱冷却剂蓄液器，在核发电设施的正常运行下，所述最终热阱冷却剂蓄液器的冷却剂上液位被支撑在基本高于废燃料池的水平高度上，最终热阱冷却剂蓄液器的下部分与废燃料池通过第二阀流体连通，第二阀的运行由废燃料池中的冷却剂液位控制，从而将废燃料池中的冷却剂大致维持在预选液位处。2.根据权利要求1所述的核发电设施，其中，第一阀被动地进行操作和/或被设计为在打开位置失效。3.根据权利要求1所述的核发电设施，其中，第二阀被动地进行操作或手动地进行操作。4.根据权利要求3所述的核发电设施，其中，第二阀是浮阀。5.根据权利要求1所述的核发电设施，还包括被动安全系统，所述被动安全系统包括大致在反应堆容器凸缘的第一水平高度处或以上被支撑在安全壳建筑内的冷却剂蓄液器，并且被构造成在反应堆操作期间在反应堆容器内的冷却剂液位意外地下降时维持反应堆容器内的冷却剂的给定液位达第一指定时段，所述被动安全系统被构造成在核反应堆芯的燃料更换期间停止运行。6.根据权利要求1所述的核发电设施，包括：在反应堆容器凸缘之上的水平高度处的安全壳建筑的内侧和废燃料池之间建立流体连通路径的燃料更换渠，燃料组件能穿过所述燃料更换渠；以及用于关闭从安全壳建筑的内侧到燃料更换渠的流体连通路径的装置。7.根据权利要求6所述的核发电设施，包括：被连接到反应堆容器的...

【专利技术属性】
技术研发人员：A·W·哈克尼斯，
申请(专利权)人：西屋电气有限责任公司，
类型：发明
国别省市：美国;US