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...

【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