具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆技术方案

本发明专利技术涉及具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆。本发明专利技术公开了一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：

【技术实现步骤摘要】
具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆


[0001]本专利技术涉及核反应堆领域，特别是压水核反应堆和沸水核反应堆。
[0002]更具体地，本专利技术涉及在事故情况下改进这些核反应堆的衰变热去除功能。其目的是在先进的轻水反应堆(LWR)备用系统中集成自主式衰变热去除(DHR)系统。
[0003]因此，本专利技术的目的是克服根据现有技术的被动安全冷凝器或被动壁冷凝器的主要缺点，该缺点在于需要在高处提供非常大的水量，这给核电厂的土木工程带来负担并使其复杂化，这是很大的限制，特别是在地震问题方面，并且增加了成本。
[0004]本专利技术的第二个优点在于，由于包含安全冷凝器的回路的强制对流，因此获得了这种类型的系统的更好的总体性能，加上更紧凑的交换器，由于热交换性能更好，因此获得了更小的系统总体体积。
[0005]这里可以回想到，核反应堆的衰变热是核链式反应停止后堆芯产生的热量，并且由裂变产物的衰变能组成。
[0006]尽管参照压水反应堆进行描述，但本专利技术适用于沸水核反应堆或如目前所设想的用于去除衰变热的安全装置需要在高处提供大量水作为冷源的任何轻水核反应堆(LWR)。

技术介绍

[0007]压水核反应堆(PWR)包括三个循环(流体回路)，其正常运行的一般原理如下。
[0008]在一回路的高压下的水吸收以反应堆的堆芯中的铀核和(可能的)钚核的裂变产生的热量形式提供的能量。
[0009]这种在高压和高温下的水(通常为155巴和300℃)然后进入蒸汽发生器(SG)，并将其能量传输至二回路，该二回路本身也使用加压水作为热传递流体。这种高压下(通常约70巴)的蒸汽形式的水然后通过减压构件膨胀，将流体的焓变化转化为机械功，然后在发电机的存在下转化为电功。
[0010]然后，二回路中的水通过冷凝器冷凝，其利用第三个循环(冷却循环)作为冷源。
[0011]与PWR不同，沸水反应堆(BWR)没有蒸汽发生器：它包括用于安全壳中蒸发后产生的水和蒸汽的单个回路。冷却水在堆芯中部分蒸发。该水在压力下流动，但该压力低于PWR的压力(通常为70巴至80巴)。
[0012]参考公开物[1]的图2，其示出了BWR的总体配置。从冷凝器中抽取的水在反应堆安全壳的压力下通过主泵泵送，并进入安全壳中堆芯的外围。然后将其与堆芯中产生的蒸汽
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水乳状液分离产生的高流量饱和水混合并加热。离开堆芯时，水
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蒸汽混合物通过重力和离心而分离。产生的蒸汽被引导至下游蒸汽收集器和涡轮机，而饱和水部分被再循环以与较冷的水混合。水混合物沿着安全壳的壁下降，在那里通过安全壳外部的一环路被一回路泵吸入，以被引导到堆芯中，然后穿过堆芯，在那里，产生的热量被抽取，导致加热至饱和蒸发点。
[0013]BWR包括安全冷凝器，也称为“隔离冷凝器”：它们构成反应堆堆芯的辅助冷却的最
终手段。公开物[1]的图4给出了“隔离冷凝器”的布置的示意图。
[0014]然而，尽管轻水反应堆(LWR)的运行是已知的、掌握的和可靠的，但核能的历史、特别是2011年的福岛第一核电站事故表明了在极端事故情况下发电站管理方面的弱点，电网长期失去电压，由于内部发电装置和冷源的损失而加剧。
[0015]这种事故情况尤其是由反应堆的衰变热去除故障引起的。2011年的福岛第一核电站事故期间，燃料冷却池也出现了这些事故序列。
[0016]反应堆堆芯衰变热现象表现如下。
[0017]在核反应停止期间，经历衰变的裂变产物继续产生热量，直到达到稳定状态。
[0018]关闭反应堆一秒钟后，该热量占反应堆额定热功率的7％。
[0019]然后，如公开物[2]中的图1所示，它随着时间的推移而减少。
[0020]例如，在关闭反应堆72小时后，它仍然占标称热功率的0.5％。因此，去除这些热量以避免堆芯中燃料降解甚至熔化的所有风险至关重要。
[0021]例如，名为VVER TOI的PWR的额定电功率为1300MWe，额定热功率约为3200MWth。关闭72小时后，该反应堆仍产生约20MWth的残余热功率。
[0022]一般而言，为了去除衰变热，一直不断尝试改善系统的被动性和多元化，以确保更好的整体可靠性。目的是保持结构的完整性，即第一安全壳屏障(燃料组件护层)、第二安全壳屏障(一回路)和第三屏障(安全壳)的完整性，即使在长期普遍缺乏电压的情况下(这对应于福岛核电站型场景)也是如此。
[0023]更具体地，自福岛第一核电站事故以来，大量研究都集中在几十小时的持续时间内被动去除衰变热的技术上。
[0024]新解决方案的要求首先涉及提高性能和可靠性，以及在任何人为和外部物理手段的干预之前(即至少72小时)的最大可能的运行自主性。
[0025]更关键的是，在本专利技术的范围内，事故情况被认为是由于任何原因而没有电池供电的电源长期(通常几天)中断。这种情况被称为全厂断电(缩写SBO)。
[0026]在事故情况下，在没有需要电力的有源装置的情况下，从PWR的堆芯抽取衰变热的有效方式之一是通过被动系统冷却反应堆堆芯，同时通过空气交换器将其热能传输至大气或位于高处的储水器(水池)中以确保自然对流。这种系统称为被动余热去除(PRHR)系统。
[0027]PRHR具有相同的整体结构，无论是由于空气冷却还是水冷却：冷却回路布置在PWR的蒸汽发生器(SG)的出口处。因此，蒸汽被传送到并联回路中，在那里，蒸汽被空气冷凝器或水冷凝器冷却和冷凝，而不是将二回路的蒸汽传送到涡轮机中。
[0028]第一自然循环环路能够将堆芯的热能传递到SG，随后是第二环路将其从SG传递到冷凝器。因此，通过SG和两个自然循环环路去除反应堆堆芯发出的余热，因此是被动的。
[0029]作为已经实现的PRHR的空气冷凝器的示例是VVER TOI PWR，其热功率和电功率在上文中已经有所提及：空气冷凝器采用单管交换器的形式，该单管交换器具有整体配置成线圈的圆形翅片。
[0030]例如这种空气冷凝器的优点在于以下事实：空气是取之不尽的冷源(在开放的环境中)，而且是自然存在的。因此，这种空气冷凝器技术完全与冷却持续时间无关，并且不存在冷源逐渐损失的现象。
[0031]该技术的主要缺点是空气交换器的体积。这是因为，由于与空气的热交换系数低，
因此空气交换器所需的体积和表面积非常大，并且热抽取性能非常依赖于气象条件。
[0032]例如，VVER TOI的PRHR的尺寸设计为能够抽取等于反应堆额定热功率的2％的衰变热，即64MWth的功率。为了实现这种功率，必须在核电厂的上部安装16个交换表面积相当于几千平方米的单元。
[0033]如上所述，进行PWR的堆芯冷却所需的衰变热去除可由水冷凝器进行，如图2示意性所示。反应堆堆芯1连接到蒸汽发生器(SG)2，并且衰变热由具有被动自然循环的闭合环路3去除，该环路3包括具有水冷凝器4的SG，水本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：
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反应堆堆芯(1)；
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冷却回路，所述冷却回路包括热交换装置和第一泵(30)，所述热交换装置以闭合环路连接到用于从所述反应堆的一回路或二回路排出蒸汽的装置，所述第一泵(30)用于从所述热交换装置向所述一回路或所述二回路的装置供应水；
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用于从所述反应堆堆芯去除至少部分衰变热的系统，所述系统包括：第一储水器或水池(5)，所述第一储水器或水池(5)布置在蒸汽发生器下方，所述热交换装置浸没在所述第一储水器或水池(5)中，使得所述第一储水器或水池(5)中包含的水冷却来自蒸汽排出装置的蒸汽；有机朗肯循环(ORC)机(6)，其包括：
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膨胀机(60)；
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冷凝器(61)；
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第二泵(62)；
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蒸发器(63)，所述蒸发器(63)布置成与所述水池接触，使得所述水池构成所述ORC的热源；
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流体回路(64)，在所述流体回路(64)中，工作流体以闭合环路流动，所述流体回路(64)将所述膨胀机(60)连接到所述冷凝器(61)、将所述冷凝器(61)连接到所述第二泵(62)、将所述第二泵(62)连接到所述蒸发器(63)、以及将所述蒸发器(63)连接到所述膨胀机(60)；与所述水池分开的第二储水器(7)、以及第三泵(8)，所述第三泵(8)连接到所述第二储水器和所述ORC的冷凝器，以将水作为所述ORC的冷源供应所述ORC的冷凝器。2.根据权利要求1所述的核反应堆，所述核反应堆是压水反应堆，其包括冷却回路，所述冷却回路包括蒸汽发生器和水冷凝器，所述水冷凝器浸没在所述水池中并以闭合环路连接到所述蒸汽发生器。3.根据权利要求1所述的核反应堆，所述核反应堆是压水反应堆，用于排出存在于所述一回路中的衰变热的装置是液体/液体交换器，并且所述热交换装置是浸没在所述水池中的水交换器，使得所述水池中包含的水冷却在所述液体/液体交换器中流动的所述一回路的水。4.根据权利要求1所述的核反应堆，所述核反应堆是沸水反应堆，其包括冷却回路，所述冷却回路包括：
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从供应管线到所述反应堆的涡轮机的一次蒸汽入口；
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水冷凝器，所述水冷凝器浸没...

【专利技术属性】
技术研发人员：G，
申请(专利权)人：原子能与替代能源委员会，
类型：发明
国别省市：