压水堆的紧急堆芯冷却系统技术方案

本发明专利技术为压水堆的紧急堆芯冷却系统。压水核反应堆(PWR)具有包含蒸汽汽包的内部稳压器体积，PWR并被安全壳结构包围。冷凝器设置在安全壳结构内，并可操作地连接到设置在安全壳结构外面的外部热沉。阀组件响应于异常运行信号而可操作地将PWR连接到冷凝器，以使冷凝器冷却来自蒸汽汽包的蒸汽，同时将热量排出到外部热沉并将冷凝水返回到PWR。急冷水箱含有带溶解的中子毒物的水。加阀的水箱加压路径有选择地将蒸汽汽包连接到急冷水箱以对急冷水箱加压，而加阀的可溶毒物递送路径有选择地将急冷水箱连接到PWR，以使急冷水箱在压力之下从蒸汽汽包中将带有溶解的中子毒物的水排放到PWR内。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核反应堆领域、发电领域、核安全领域以及相关领域。
技术介绍
核反应堆使用包括大量裂变材料的反应堆堆芯，例如，含有ニ氧化铀(UO2)的材料，它是裂变的235U同位素浓缩产物。一次冷却剂水诸如是轻水(H2O)或重水(D2O)或它们的某种混合物，该一次冷却剂水流过反应堆堆芯而吸收热量，用来加热二次冷却剂水以产生蒸汽或某些其它的用途。对于发电来说，蒸汽用来驱动发电机的涡轮机。在热核反应堆中，一次冷却剂水还用作使中子热化的中子慢化剂，这可提高裂变材料的反应性。各种反应性控制机构诸如是机械操作的控制棒、用可溶性中子毒物对一次冷却剂的化学处理等，它们被用来调节反应性和产生的热量。在压水堆(PWR)中，在也包含反应堆堆芯的密封压 力容器中，一次冷却剂水保持在过热状态中。在PWR中，一次冷却剂水的压カ和温度都受到控制。为了从PWR或其它核反应堆中吸收功率，二次冷却剂水在与一次冷却剂水有热交流的过程中流动。蒸汽发生器设备就适用于该热交換。在蒸汽发生器中，热量(即，能量)通过一次冷却剂水的媒介从反应堆堆芯传递到二次冷却剂水。该热量使二次冷却剂水从液体转换为蒸汽。蒸汽通常流入涡轮机或其它功率转换装置内，该装置实际地利用该蒸汽功率。从另一方面来看，蒸汽发生器也可用作一次冷却剂的热沉。一般地，蒸汽发生器可位于压カ容器的外面，或在压カ容器的里面。具有内部蒸汽发生器的PWR有时被称之为一体化PWR，它的说明性实例显示在2010年12月16日公开的Thome等人的美国专利出版物No. 2010/0316181A1中，其题为“Integral Helical CoilPressurized Water Nuclear Reactor (一体的螺旋盘管式压水核反应堆)”，本文以參见方式引入其全部内容。该出版物披露了使用螺旋蒸汽发生器盘管的蒸汽发生器；然而，还公知有包括直的(例如，垂直的)蒸汽发生器管子的其它盘管几何形。该出版物还披露了ー种ー体的PWR，其中，控制棒驱动机构(CRDM)也位于压カ容器之内部；然而，外部的CRDM设计也 是公知的。某些内部的CRDM设计的说明性实例包括2010年12月16日公开的Stambaugh等人的美国专利出版物 No. 2010/0316177A1,其题为 “Control Rod Drive Mechanism forNuclear Reactor(核反应堆的控制棒驱动机构)”，本文以參见方式引入其全部内容；以及2010年12月16日公开的Stambaugh等人的国际专利出版物WO 2010/144563A1，其题为“Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor (核反应堆的控制棒驱动机构)”，本文以參见方式引入其全部内容。在PWR正常运行期间，一次冷却剂被过冷并处于高温和高压之下。例如，一种构思出的一体化PWR被设计成一次冷却剂在高于300°C的温度和约为2000psia的压カ下运行。这些高温和高压条件由放射性的核反应堆堆芯放出的热来维持。在各种异常事件的情况下，该放射性可快速地增高，这又可能导致一次冷却剂压カ和温度快速地和失控地增カロ。例如，在“热沉失去事件”中，蒸汽发生器内没有二次冷却剂流动，导致失去由二次冷却剂提供的热沉。在紧急停堆的事故中，控制棒系统受到危及，使得控制棒可能不能“停车”，即，不能被释放而落入反应堆堆芯内来提供快速的停堆。尽管紧急停堆事故可能不造成堆芯立即的加热，但失去该安全系统通常要求反应堆立即停堆。在失水事故(LOCA)中，压カ容器的破裂使得某些一次冷却剂在压力下从压カ容器中释放出来。释放出的一次冷却剂通常膨胀变为压カ容器外面的蒸汽。LOCA事件会引入许多潜在的安全问题，例如，可能的放射性释放、热蒸汽的喷放等。随反应堆减压而丢失冷却剂可导致这样的状况留在反应堆容器内的冷却剂不足以来冷却堆芯。造成燃料损坏而释放出燃料所含的裂变产物。鉴于如此的问题，PWR通常具有一外部的安全壳结构来包容LOCA事故中任何释放出的一次冷却剤。PWR通常还具有相关的紧急堆芯冷却系统(ECCS)，该系统设计成对异常情况作出响应，使反应堆堆芯快速地冷却，压抑任何伴随的压力升高，以及夺回任何释放出的一次冷却剂蒸汽。ECCS应该以不出故障的方式运行。然而，对于诸如热沉的失去、紧急停车事故或LOCA之类的潜在异常エ况的范围，要设计出提供不出故障的运行的ECCS是困难的。这里披露的是提供了各种益处的改进措施，本
内的技术人员阅读下文后 将会明白这些益处。
技术实现思路
在本专利技术的ー个方面，装置包括压水堆(PWR)，其包括含有核反应堆堆芯和一次冷却剂水的压カ容器。压カ容器形成了内部稳压器体积，其包含蒸汽汽包和具有至少ー个蒸汽压カ控制设备。安全壳结构包围PWR。外部热沉设置在安全壳结构外面。冷凝器设置在安全壳结构内，其可操作地连接到外部的热沉。包括一个或多个阀的阀组件可操作地连接PWR,使冷凝器响应于异常运行信号，这样，冷凝器冷凝来自蒸汽汽包的蒸汽，同时将热量排出到外部热沉并将冷凝水返回到PWR。在本专利技术的另ー个方面，方法包括运行设置在安全壳结构内的PWR，PWR包括压力容器，压カ容器包含核反应堆堆芯和一次冷却剂水以及内压调节内蒸汽汽包；并且，响应于异常运行信号，执行紧急堆芯冷却过程，该过程包括可操作地连接设置在安全壳结构内的冷凝器与PWR，以冷凝来自蒸汽汽包的蒸汽，同时将热量排出到设置在安全壳结构外的热沉并将冷凝水返回到PWR。在某些如此的方法中，在运行过程中冷凝器的入口连接到蒸汽汽包，响应于异常运行信号的可操作连接包括将冷凝器的出ロ连接到PWR以将冷凝水返回到PWR。在某些如此的方法中，在可操作的连接和响应于压カ容器中的压カ将压カ下降到低于压カ阈值之后，冷凝器的出口连接到喷淋器，该喷淋器排放到设置在安全壳结构内的储存水箱内。在本专利技术的另ー个方面，方法包括运行设置在安全壳结构内的PWR，PWR包括压力容器，压カ容器包含核反应堆堆芯和一次冷却剂水以及内压调节蒸汽汽包；并执行紧急堆芯冷却过程，该过程包括可操作地将含有带溶解的中子毒物的水的急冷水箱连接到PWR，以使蒸汽气泡对急冷水箱加压而将带溶解的中子毒物的水排放到PWR内。在某些如此的方法中，溶解的中子毒物包括可溶的硼化合物。在某些如此的方法中,运行包括运行PWR，PffR包括含有所述核反应堆堆芯和所述一次冷却剂水的所述压カ容器，其中，一次冷却剂水不含有溶解的中子毒物。在本专利技术的另ー个方面，装置包括包括压カ容器的PWR，压カ容器包含核反应堆堆芯、一次冷却剂水以及压カ调节蒸汽汽包；含有帯溶解的中子毒物的水的急冷水箱；有选择地将蒸汽汽包连接到急冷水箱而使急冷水箱加压的加阀的水箱加压路径；以及加阀的可溶毒物递送路径，其有选择地将急冷水箱连接到PWR，以使急冷水箱在压カ下从蒸汽汽包中将带溶解的中子毒物的水排放到PWR内。在本专利技术的另ー个方面，装置包括包括压カ容器的PWR，压カ容器包含核反应堆堆芯、一次冷却剤水，压カ容器形成内部稳压器体积，该体积含有蒸汽汽包和具有至少ー个蒸汽压カ控制设备；包围PWR的安全壳结构；设置在安全壳结构外面的外部热沉；至少ー个设置在安全壳结构内并可操作地连接到外部热沉的冷凝本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
2011.03.23 US 13/069,657书或其等价物的范围之内。权利要求1.ー种装置，包括 压水堆，其包括含有核反应堆堆芯和一次冷却剂水的压カ容器，压カ容器形成了内部稳压器体积，其包含蒸汽汽包和具有至少ー个蒸汽压カ控制设备； 包围压水堆的安全壳结构； 设置在安全壳结构外面的外部热沉； 设置在安全壳结构内的冷凝器，其可操作地连接到外部的热沉；以及包括ー个或多个阀的阀组件，该阀组件可操作地连接压水堆，使冷凝器响应于异常运行信号，这样，冷凝器冷凝来自蒸汽汽包的蒸汽，同时将热量排出到外部热沉并将冷凝水返回到压水堆。2.如权利要求I所述的装置，其特征在于，所述外部热沉包括设置在安全壳结构外面的水体。3.如权利要求I所述的装置，其特征在于，所述阀组件包括 加阀的蒸汽路径，其将内部稳压器体积连接到冷凝器的入口，以将蒸汽从蒸汽汽包传送到冷凝器；以及 加阀的返回路径，其将冷凝器的出ロ连接到压水堆，以将冷凝水传送到压水堆； 其中，加阀的蒸汽路径构造成在压水堆正常运行期间打开，而加阀的返回路径构造成在压水堆正常运行期间关闭。4.如权利要求3所述的装置，其特征在于，加阀的返回路径构造成响应于包括反应堆低水位信号的异常运行信号而打开，并构造成响应于包括反应堆高压信号的异常运行信号而打开。5.如权利要求I所述的装置，其特征在干， 冷凝器包括多个冷凝器；以及 阀组件构造成响应于包括反应堆低水位信号的异常运行信号，可操作地将压水堆连接到多个冷凝器，并构造成响应于包括反应堆高压信号的异常运行信号，可操作地将压水堆连接到同样多个冷凝器。6.如权利要求I所述的装置，其特征在于，还包括 设置在安全壳结构内的含有带溶解的中子毒物的急冷水箱； 所述阀组件还包括 加阀的水箱加压路径，其有选择地将内部稳压器体积连接到急冷水箱，以使急冷水箱加压；以及 加阀的可溶毒物递送路径，其有选择地将急冷水箱连接到压水堆，以使急冷水箱在压力下通过加阀的水箱加压路径从内部稳压器体积中将带有溶解的中子毒物的水排放到压水堆内。7.如权利要求6所述的装置，其特征在于，溶解的中子毒物包括可溶的硼化合物。8.如权利要求6所述的装置，其特征在于，溶解的中子毒物包括五硼化钠。9.如权利要求6所述的装置，其特征在于，加阀的水箱加压路径不与内部稳压器体积之外的任何使急冷水箱加压的加压源连接。10.如权利要求6所述的装置，其特征在于，压水堆的压力容器内的一次冷却剂水不含有除从急冷水箱中接受的溶解中子毒物之外的溶解的中子毒物。11.如权利要求I所述的装置，其特征在于，还包括 设置在安全壳结构内的储存水箱； 阀组件还将冷凝器出口连接到喷淋器，其响应于(I)异常运行信号和(2)压カ容器内压カ下降到低于阈值，而喷淋器排放到储存水箱内。12.—种方法,包括 运行设置在安全壳结构内的压水堆，所述压水堆包括压カ容器，压カ容器包含核反应堆堆芯和一次冷却剂水以及内部压カ调节的蒸汽汽包；以及 响应于异常运行信号，执行紧急堆芯冷却过程，该过程包括可操作地将设置在安全壳结构内的冷凝器连接到压水堆，以冷凝来自蒸汽汽包的蒸汽，同时将热量排出到设置在安全壳结构外面的外部热沉，并将冷凝水返回到压水堆。13.如权利要求12所述的方法，其特征在于，在运行期间，冷凝器的入口连接到蒸汽汽包，该响应于异常运行信号进行的可操作的连接包括将冷凝器的出ロ连接到压水堆而将冷凝水返回到压水堆。14.如权利要求13所述的方法，其特征在干，紧急堆芯冷却过程还包括 在可操作的连接之后且响应于压カ容器内压カ下降到低于压カ阈值，将冷凝器出口连接到喷淋器，喷淋器排放到设置在安全壳结构内的...

【专利技术属性】
技术研发人员：J·D·马洛伊，
申请(专利权)人：巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司，
类型：发明
国别省市：