CN101720489A - 在应急情况下使用纳米颗粒的核电设备及相关方法 - Google Patents

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Abstract

本申请公开了核电设备，其可向安全壳(190)中的冷却剂输送纳米颗粒，例如在严重事故情况下。所述纳米颗粒可以有利地独立于任何应急堆芯冷却系统(50)而被动或主动地输送。纳米颗粒供应器(200)可包括例如存储纳米流体或固体纳米颗粒的箱，或含纳米颗粒的可溶涂料(202)。本申请还公开了提供所述纳米颗粒的方法。

Description

在应急情况下使用纳米颗粒的核电设备及相关方法
背景技术
本发明总体涉及核电设备，更特别是这种电力设备的应急系统。
核电设备一般具有核反应堆和可以从反应堆带走热量并发电的反应堆冷却剂系统(RCS)。最常见的两种反应堆类型：沸水反应堆(BWR)和压水反应堆(PWR)都是基于水的。在压水反应堆(PWR)中，来自反应堆冷却剂系统的加压热水将热量传递给发电机，该发电机具有二次冷却剂流使得冷却剂沸腾从而推动涡轮机。在BWR中，反应堆直接使反应堆冷却剂沸腾以产生蒸汽用于发电机。发电机下游、反应堆上游的RCS部分一般被称为冷段，而反应堆下游、发电机上游部分一般被称为热段。
如果RCS中发生故障，在一般被称为冷却剂丧失事故(LOCA)的故障中，核堆芯(nuclear core)未正常冷却，反应堆内的温度开始升高。堆芯中燃料元件的温度升高，如果不检查的话，可能造成融化并可能使反应堆中出现空泡，释放熔融物进入安全壳(containment)建筑物中。PWR和BWR中都可能发生的一类LOCA事故是主蒸汽管道断裂(MSLB)。
在PWR和BWR的这种严重事故期间，大量冷却水可能聚集在安全壳建筑物的底板(floor)上，最终达到反应堆容器外部，并非常有助于它的冷却。在这种情况下，安全壳内压力和温度的演变包括在5-18小时内压力增加到几巴，而最高温度在150℃左右，在几天内降到大气压和常温。核电设备设计能够以相当的安全裕度承受这样的转变。冷却过程基于水和空气在那些温度下的物理性质。
在LOCA事故期间，BWR和PWR中的应急堆芯冷却系统(ECCS)都可被激活，以提供额外的水到RCS用于冷却反应堆。因而，ECCS一般包括高压泵，例如输出到RCS的离心式上充泵/高压注射泵(CCP/HPIP泵)。这可以将水从换料用水贮存箱(RWST)(例如安全壳内RWST(IRWST)或者安全壳地坑)泵入到RCS的冷段。通过热交换器从RCS冷段接收水的容控箱也可以向CCP/HPIP泵供水。
ECCS一般还具有低压泵，如余热排出或安全注射系统泵(RHR/SIS泵)，其可以将水从RWST或安全壳地坑供给到RCS的冷段和热段，以及将水供应至安全壳喷淋系统。在RHR/SIS泵之后一般设置热交换器。
因而，根据设备的类型，通过安全壳建筑物壁自然对流传热到环境中和热交换器内的强迫对流相结合，可以冷却安全壳内大量的吸收反应堆容器壁热量的水，所述热交换器是低压系统的一部分，其一端为安全壳地坑(进口)且另一端为安全壳喷淋系统。
事故后冷却与空气的自然对流热交换现象和LOCA事故后安全壳内部的蒸汽相都相关，还和LOCA情况中堆芯内沸腾传热有关。
题为“In-Vessel Retention Enhancement through the Use of Nanofluids”的文章中，描述了在事故情况下使用纳米流体增强压力容器内滞留。概念中的纳米流体注射系统包括两个小的浓缩纳米流体箱，每个箱能够提供足够的纳米流体以提供如计算模型所预计的增强作用。人们认为在手动启动连接至注射管线的阀门时发生注射。要求在严重事故程序中放置开动这些阀门的指示。据称注射由重力或者与所述箱相连的贮气箱(accumulator)提供的超压驱动。注射管线是这样的：它们可终止于反应堆腔、再循环管线或者IRWST中，这取决于安全壳内的物理空间限制。
发明内容
本发明的一个目的是在事故情况下(比如在严重事故的后期)改善安全壳建筑物的热疏散。
本发明公开了一种核电设备，其包括：反应堆，安全壳，所述反应堆位于安全壳内，用于所述反应堆的应急堆芯冷却系统，以及独立于所述应急堆芯冷却系统并能向所述安全壳内的冷却剂输送纳米颗粒的纳米颗粒供应器(nanoparticle supply)，例如在严重事故的后期。
本发明还公开了一种核电设备，其包括：反应堆，安全壳，所述反应堆位于安全壳内，以及位于所述安全壳内的纳米颗粒供应器，该纳米颗粒供应器可以直接向所述安全壳内的流体供应纳米颗粒。
本发明还公开了一种核电设备，其包括：反应堆，安全壳，所述反应堆位于安全壳内，以及位于所述反应堆内或反应堆上的独立的(self-contained)纳米颗粒供应器，例如在反应堆容器的外壁和隔层(insulation)之间，或在反应堆容器的外壁上。
本发明还公开了一种核电设备，其包括：反应堆，安全壳，所述反应堆位于安全壳内，以及位于所述安全壳内的纳米颗粒供应器，所述纳米颗粒供应器可根据反应堆冷却剂水平启动，例如在严重事故后期的安全壳内反应堆冷却水平。
本发明还公开了一种核电设备，其包括：反应堆，安全壳，所述反应堆位于安全壳内，以及在安全壳内的不同位置处(如反应堆容器的外壁)的含纳米颗粒的涂料，该含纳米颗粒的涂料可溶于冷却剂。
本发明还公开了一种方法，其用于提高核电设备中事故热量排出能力，所述方法包括：
提供纳米颗粒，在安全壳中的事故期间，所述纳米颗粒可以直接被释放到安全壳冷却剂中。
本发明还公开了一种方法，其用于提高核电设备中事故热量排出能力，所述方法包括：
提供纳米颗粒，该纳米颗粒能独立于应急堆芯冷却系统而被释放。
本发明还公开了一种方法，其用于提高核电设备中事故热量排出能力，所述方法包括：
使用可溶于冷却剂的含纳米颗粒的涂料涂布安全壳的部分，比如反应堆容器的外壁。
附图说明
下面参照附图描述本发明的一个优选实施方案，附图中：
图1示意性地显示了根据本发明的核电设备；
图2更加详细地显示了与本发明相关的核电设备反应堆区域的更多细节。
具体实施方式
图1描述了关于PWR核电设备的本发明，所述核电设备具有：反应堆10，反应堆冷却剂系统20，包括比如二次冷却剂流和涡轮的发电机30。反应堆冷却剂系统20包括介于发点机30和反应堆10之间的冷段22，介于反应堆10和发电机30之间的热段24，以及在冷段22中的冷却剂泵26。反应堆冷却剂系统20还含有一个或多个加压器70。反应堆10位于安全壳190中，安全壳190例如可以是建筑物的封闭区域。
但本应用同样可用于BWR，其中发电机30可包括没有二次冷却剂流的涡轮机，也不存在加压器70。
在正常运行时RCS 20使水循环，在优选实施方案中正常运行时不特意向RCS中添加纳米颗粒，因为这样会造成发电机和其他组件的问题。
所述核电设备还包括应急堆芯冷却系统，总体表示为50，其包括一个或多个贮气箱或堆芯溢流箱(core flooding tank)、换料用水贮存箱80、安全壳地坑90、高压泵100和低压泵110。
RWST 80通过管线120连接至泵100，所述泵100可以是离心式上充泵/高压注射泵。泵100还可连接至容控箱124，所述容控箱124可通过下泄热交换器126从冷段22接收水。在LOCA事故期间，泵100可从RWST80或安全壳地坑90将水供给至RCS 20中。因此，在严重事故期间(例如在RWST 80空掉后)，安全壳地坑90提供收集在安全壳中的水。
低压泵110从RWST 80或安全壳地坑90将水供给至热交换器112，并将水供给至热段24、冷段22和安全壳喷淋系统，所述低压泵可以是余热排出/安全注射系统泵。
本实施方案提供了独立于ECCS 50和其他应急冷却系统的纳米颗粒供应器200，其可以将浓缩的纳米流体或纳米颗粒直接提供至安全壳流体，该流体可在严重事故后收集起来。与那些系统的性能无关，通过使用本发明的纳米颗粒可以提高后期的堆芯冷却能力。这样，相比于在压力下操作的集成为安全系统一部分的纳米颗粒供应器，纳米颗粒供应器200具有显著的优势。
图2更详细地显示了反应堆10和安全壳190。纳米颗粒供应器200可包括纳米颗粒供应器220和230，它们位于相对的(mirror)反应堆10的隔层外壳206和反应堆容器210之间，例如在隔层外壳206的内表面204上。纳米颗粒供应器200还可包括位于安全壳190内的纳米颗粒供应器240和250，比如在距安全壳底部高度为D1+D2处，其中D1例如是2米，D2例如是1米。但是，例如供应器240、250中的一个或两者也可位于高度D2处，甚至在底部水平上。
此外，纳米颗粒供应器200可以包括纳米材料涂料202，涂在反应堆10或安全壳190的容器外侧或其他位置，如管道218上。涂料202是可溶于液体的，下面将作描述。
纳米颗粒供应器220、230、240、250可包括多个纳米材料箱，其总容积和可操控性根据不同操作策略的概率计算获得。这些箱可以是注射纳米粉末至出口的干纳米粉末仓或者注射液体至出口的浓缩纳米流体箱的组合。浓缩纳米流体箱可具有供给和排出系统，该系统使得可以将纳米流体或纳米材料以给定间隔添加到箱中，从而保持纳米流体悬浮液的质量。传感器68可以检测纳米颗粒水平，控制器300可以启动每个供应器220、230、240、250的排出阀和注入阀，以提供所需的浓度。可以设置马达驱动的释放阀302以使纳米颗粒可以释放。代替传感器68，操作员可输入测定的纳米颗粒浓度和所需浓度，控制器300可基于各箱内已知的容量数值来校正浓度。此外，箱内的纳米流体的整体质量可人工维护。如果需要，在贯穿严重事故过程中，控制器300(例如从控制室)可用于控制供应器220、230、240、250的阀门和纳米颗粒输送。
可以使用惰性气体(如氮气)和分离装置(如隔膜)，通过被动或主动的操动器(actuator)启动来对纳米颗粒供应器220、230、240、250的箱加压。被动操动器没有操作员的干预可自动运转。这样，涂料202是被动的，任何具有传感器并被控制器300控制以自动输送纳米颗粒的纳米颗粒供应器220、230、240、250都是这样。比如，纳米颗粒供应器250可以具有传感器68，传感器68基于安全壳190内的流体水平启动，当达到例如D 1+D2的流体水平时，可以打开释放阀302。其他的被动系统(例如可被安全壳内的沸腾冷却剂溶解的封口)可以和纳米颗粒供应器220、230、240、250一起使用。
如果事故是大的管道断裂，其后期安全壳190内的沸水水平上升。从而本发明有利地提供纳米颗粒，该纳米颗粒可增强冷却剂的除热能力，并可独立于PWR的和BWR的ECCS进行供给。现有技术中，纳米颗粒的注射是由重力或ECCS的贮气箱提供的超压所驱动的。
甚至在小的断裂事故中，供应器240、250中的纳米颗粒可以被动或主动激活，即使冷却剂水平没有到达供应器240、250。纳米流体可以简单地排放到安全壳190中。在本实施例中纳米流体形式的纳米颗粒有利地可以直接供给至安全壳190内的水中。
类似地，在适当的时候，比如当安全壳冷却剂水平达到反应堆容器10外壁的较低部分时，纳米颗粒供应器220、230可以被动或主动启动。这些纳米颗粒供应器220、230有利地可以是独立的，即整个供应器位于反应堆容器10的外壁之上或其周围。现有技术中，注射管线可以终止于反应堆腔内，但这些注射管线可能易遭损坏或其他故障，而在反应堆容器外壁的紧邻处具有独立的纳米颗粒供应器有助于确保纳米颗粒的传输。
含纳米颗粒的涂料202可位于反应堆容器210的壁上或安全壳的壁上或安全壳内部的任何地方。在安全壳内的LOCA事故期间或其他危险阶段中，涂料202可溶于热水或其他流体中，这里例如水在反应堆容器壁沸腾，从而涂料202溶入安全壳冷却剂中，增强它的除热性。
在由具有一定气压的细长颈瓶提供的惰性气流的帮助下，纳米颗粒供应器220、230、240、250可以提供待注射的固体纳米粉末，而不是纳米流体。
所述纳米颗粒具有亚微米级尺寸，优选为10至300nm的尺寸。所述纳米颗粒优选在考虑辐射场、温度和压力的严重事故情况下是非研磨性的、非反应性的和稳定的。所述纳米颗粒材料可包括但不限于ZrO2、C(金刚石)、Al2O3、SiO2、Fe3O4、Cu和CuO。当位于涂料(例如水溶性乳胶涂料)中时，其浓度可根据所需涂料性质来确定。
纳米颗粒的输送可设计为保持安全壳内水的浓度为每单位体积低于.002％，例如为.001％。例如，纳米颗粒可以根据事故期间滞留在安全壳内水的计算容量或者RCS容量进行输送。可考虑纳米颗粒的沉淀速度和纳米颗粒涂料的溶解速度，以安排再次输送纳米颗粒的时间。这些仅是实施例，精确的纳米颗粒释放量可基于纳米颗粒类型、反应堆设计、纳米颗粒的沉淀性质，和/或事故本身的类型和严重性(比如若LOCA或MSLB是一个次要或主要事件)来得出。也可以考虑将纳米颗粒供应器建立于其他地方，比如在应急堆芯冷却系统中，并通过其他设备和方法引入到那里。

Claims (21)

1.核电设备，其包括：
反应堆；
具有冷却剂的反应堆冷却剂系统；
安全壳，所述反应堆位于所述安全壳内；
所述反应堆的应急堆芯冷却系统；和
独立于所述应急堆芯冷却系统的纳米颗粒供应器，该纳米颗粒供应器可在事故后向位于安全壳内的冷却剂输送纳米颗粒。
2.权利要求1所述的核电设备，其中所述反应堆包括反应堆容器和隔层，并且其中所述纳米颗粒供应器位于所述隔层和反应堆容器之间。
3.权利要求1所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器包括所述安全壳内的含纳米颗粒的涂料。
4.权利要求3所述的核电设备，其中所述涂料位于所述安全壳内的反应堆的壁上。
5.权利要求1所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器位于所述安全壳的底板上。
6.权利要求5所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器位于所述安全壳的最低的底板上方已知距离处。
7.权利要求5所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器可以根据所述安全壳内的冷却剂水平来启动。
8.权利要求1所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器可以被动地启动。
9.权利要求1所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器可以由操作员启动。
10.权利要求1所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器可以通过马达驱动的阀门启动。
11.权利要求1所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器提供浓缩的纳米颗粒流体。
12.权利要求1所述的核电设备，其中所述纳米颗粒供应器是加压的。
13.核电设备，其包括：
反应堆；
安全壳，所述反应堆位于所述安全壳内；和
位于所述安全壳内的纳米颗粒供应器，所述纳米颗粒供应器能直接向安全壳内的流体提供纳米颗粒。
14.核电设备，其包括：
反应堆；
安全壳，所述反应堆位于所述安全壳内；和
独立的纳米颗粒供应器，其位于反应堆内或反应堆上。
15.权利要求14所述的核电设备，其中所述反应堆包括反应堆容器，该容器具有外壁和隔层，所述纳米颗粒供应器位于所述反应堆容器和隔层之间或者在所述反应堆容器的外壁上。
16.核电设备，其包括：
反应堆；
安全壳，所述反应堆位于所述安全壳内；和
纳米颗粒供应器，该纳米颗粒供应器位于安全壳内，并可以根据安全壳内冷却剂水平来启动。
17.核电设备，其包括：
反应堆；
安全壳，所述反应堆位于所述安全壳内；和
位于安全壳内的含纳米颗粒的涂料，该含纳米颗粒的涂料可溶于冷却剂。
18.权利要求16所述的核电设备，其中所述含纳米颗粒的涂料位于所述反应堆容器的外壁上。
19.用于提高核电设备中事故热量排出能力的方法，其包括：
提供纳米颗粒，在安全壳中的事故期间，该纳米颗粒能直接被释放到安全壳冷却剂中。
20.用于提高核电设备中事故热量排出能力的方法，其包括：
提供纳米颗粒，该纳米颗粒能独立于应急堆芯冷却系统而被释放。
21.用于提高核电设备中事故热量排出能力的方法，其包括：
使用可溶于冷却剂的、含纳米颗粒的涂料对部分安全壳进行涂刷。
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