核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的方法技术

根据本发明专利技术的一示例性方面，提供了一种核反应堆模块，其具有安全壳(200)和包含在安全壳(200)内部的反应堆压力壳(300)。反应堆压力壳(300)包含具有一级流体(450)的一级回路(320，440)以及由一级流体(450)冷却的反应堆堆芯(500)。在安全壳(200)与反应堆压力壳(300)之间形成中间体积(210)。中间体积(210)部分地充满中间流体(220)。一级流体(450)的循环与中间体积(210)永久分开。环与中间体积(210)永久分开。环与中间体积(210)永久分开。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的方法


[0001]本专利技术涉及核电。具体地，本专利技术涉及反应堆停堆后衰变热的非能动排除。

技术介绍

[0002]核安全依赖于某些基本原则，如核燃料的可冷却性和纵深防御原则。前者是指在反应堆堆芯中维持足够的冷却剂流，以避免过热造成的结构损坏。此要求涵盖反应堆产生裂变能时的正常运行工况和瞬态工况，以及反应堆已停堆但放射性衰变(衰变热)产生大量余热的所有工况。冷却剂流可以由基于强制循环的能动系统或由依靠自然对流的非能动系统来维持。反应堆设计的当前趋势是用非能动系统代替电动泵，非能动系统无需用主动措施来驱动或维持冷却剂流。纵深防御原则所基于的是，要求通过多个连续并独立的屏障将核燃料中的放射性同位素与环境隔离开。与此应用相关的两个最外层屏障是一级回路(在此情况下为反应堆压力壳)和安全容器(在此情况下中为安全壳)。大量的放射性排放将需要燃料遭受相当大的损坏，并且所有连续的释放屏障都将被破开。
[0003]US 2010/0124303 A1中提出了一种用于非能动冷却及衰变热排除的非能动装置。US 2010/0124303 A1公开了包含在加压的反应堆压力壳中的反应堆堆芯，该反应堆压力壳被容纳在内部干燥的安全壳中，安全壳反过来又浸没在水池中。反应堆与安全壳之间的干燥空间充当热绝缘，使得反应堆能够在高温下运行而不产生大量的热损失。反应堆模块具有紧急冷却系统，该系统通过打开反应堆压力壳中的两组阀门来启动。安全壳空间充满水，破坏热绝缘并实现将热量从反应堆堆芯传递到周围的水池(即最终的散热器)中的自然循环。
[0004]然而，仍然需要进一步提高用于排除依靠机械元件的核反应堆的衰变热的非能动装置的可靠性，这些机械元件在发生故障时可能会引入故障点。

技术实现思路

[0005]本专利技术由独立权利要求的特征来定义。一些具体实施例在从属权利要求中定义。
[0006]根据本公开的第一方面，提供了一种核反应堆模块，其具有安全壳和包含在安全壳内部的反应堆压力壳。反应堆压力壳包含具有一级流体的一级回路和由一级流体冷却的反应堆堆芯。在安全壳与反应堆压力壳之间形成中间体积。中间体积部分地充满中间流体。中间流体可以是液体，例如水。一级流体的循环与中间体积永久分开。
[0007]根据本专利技术的第二方面，提供了一种具有这种核反应堆模块的核区域供热反应堆。
[0008]根据本专利技术的第三方面，提供了一种操作这种核反应堆模块的方法。
[0009]第一方面的各种实施例可包括以下逐项列出的至少一个特征：
[0010]‑
反应堆压力壳配置为防止反应堆压力壳与安全壳之间的所有流体流动；
[0011]‑
反应堆压力壳由导热材料制成；
[0012]‑
降液管处一级流体的温度低于中间流体的沸点；
[0013]‑
在核反应堆模块正常运行模式下，一级流体的温度低于中间流体的沸点；
[0014]‑
反应堆压力壳被加压至过压；
[0015]‑
过压在5到10巴之间；
[0016]‑
核反应堆模块配置为在正常运行模式下运行以及在非能动衰变热排除模式下运行；
[0017]‑
在正常运行模式下，降液管处一级流体的温度低于中间流体的沸点；
[0018]‑
在正常运行模式下，中间流体的温度低于中间流体的沸点；
[0019]‑
在非能动衰变热排除模式下，降液管处的一级流体的温度处在或高于中间流体的沸点；
[0020]‑
在非能动衰变热排除模式下，中间流体的温度处在中间流体的沸点；
[0021]‑
当中间流体沸腾时，在核反应堆堆芯与环境或散热器之间形成导热通道；
[0022]‑
在非能动衰变热排除模式下，安全壳的壁温度保持在中间流体沸点以下，以利于高效热传递；
[0023]‑
经由中间流体在反应堆压力壳壁区域沸腾并且冷凝至安全壳壁区域进行有效热传递；
[0024]‑
高效热传递是非能动衰变除热模式下排除来自反应堆堆芯的衰变热的主要热传递机制；
[0025]‑
衰变热的非能动排除不依赖于一级或二级流体的强制循环，或机械部件的驱动；
[0026]‑
一级流体是水；
[0027]‑
中间流体是水；
[0028]‑
堆芯出口温度在120
‑
150℃；
[0029]‑
降液管处一级流体的温度低于100℃；
[0030]‑
核反应堆模块包括非能动衰变热排除系统，该系统是在中间流体达到其沸点时，由反应堆堆芯与周围环境或散热器之间的导热通道提供的；
[0031]‑
反应堆压力壳不包括热绝缘；
[0032]‑
一级回路包括升液管、与升液管协同关联的降液管，以及一级流体，
[0033]‑
安全壳放置在散热器中，
[0034]‑
散热器是水池，
[0035]‑
安全壳被加压至过压，用于提高中间流体的沸点。
[0036]借助本专利技术可以获得大量益处。当来自一级回路的一级热传递路线受到损害并且热交换器出口处一级流体的温度升高到足以引起中间流体的沸腾时，自然会发生从正常运行到非能动衰变热排除模式的转换。所建立的从反应堆堆芯到最终散热器的热传递路线不依赖于阀门或任何其它机械部件的功能。从一级流体到中间流体的热传递是通过反应堆压力壳和壁的传导来实现的。两个体积永久分开，无需打破合理应用纵深防御原则所需的任何释放屏障。本专利技术因此大大提高了低温下运行的双壳型反应堆的衰变热排除装置的鲁棒性。
附图说明
[0037]以下参照附图对本专利技术的某些实施例进行更详细的描述，其中图1示出了根据本专利技术至少一些实施例的核区域供热反应堆的剖面示意图。
具体实施方式
[0038]在当前上下文中，表述“永久分开”是指，但不限于，一级流体的循环与中间体积永久地分离开。这适用于所有正常和预期的运行事件及事故，但打开过压阀来防止反应堆压力壳发生灾难性结构故障的情况例外。
[0039]在当前上下文中，表述“非能动衰变热排除”是指不依赖于信号输入、外部电源或外力、或移动机械部件，但依赖于移动的工作流体的热排除系统。换言之，非能动性水平对应于本领域所理解的以及国际原子能机构1991年9月发布的“Safety related terms for advanced nuclear plants”中所描述的“B类非能动性”(IAEA
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TECDOC
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626，ISSN 1011
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4289，可在线查阅https://www
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pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_626_web.pdf)。
[0040]图1示出了根据本专利技术的本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】1.一种核反应堆模块，包括：安全壳(200)；包含在所述安全壳(200)中的反应堆压力壳(300)，所述反应堆压力壳(300)包括具有一级流体(450)的一级回路(320，440)；以及包含在所述反应堆压力壳(300)中并由所述一级流体(450)冷却的反应堆堆芯(500)，其中，在所述安全壳(200)与所述反应堆压力壳(300)之间形成中间体积(210)，所述中间体积(210)部分地充满中间流体(220)，所述中间流体为水，其特征在于，所述一级流体(450)的循环与所述中间体积(210)永久地分离。2.根据权利要求1所述的核反应堆模块，其中，所述反应堆压力壳(330)配置为防止所述反应堆压力壳(330)与所述安全壳(200)之间的所有流体流动。3.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，所述反应堆压力壳(330)由钢制成，优选奥氏体钢。4.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，衰变热的非能动排除不依赖于所述一级流体(450)的强制循环或驱动机械部件，例如阀门。5.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，所述一级流体(450)为水。6.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，所述核反应堆模块包括非能动衰变热排除系统，所述非能动衰变热排除系统是在所述中间流体(220)达到其沸点时，由所述反应堆堆芯(500)与周围环境或散热器(110)之间的导热通道提供的。7.一种核区域供热反应堆，其特征在于根据前述权利...

【专利技术属性】
技术研发人员：维尔，
申请(专利权)人：芬兰国家技术研究中心股份公司，
类型：发明
国别省市：