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：