CN101836262A

CN101836262A - 在事故状态下改进冷却的核反应堆

Info

Publication number: CN101836262A
Application number: CN200880112708A
Authority: CN
Inventors: 罗兰·弗朗西斯·佩利松
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 2007-10-22
Filing date: 2008-10-20
Publication date: 2010-09-15
Anticipated expiration: 2028-10-20
Also published as: US20100260302A1; CN101836262B; EP2201576A1; RU2496163C2; FR2922678A1; RU2010120709A; WO2009053322A1; JP2011501811A; EP2201576B1; ES2390940T3; KR20100072306A

Abstract

一种核反应堆，包括用于固定反应堆芯的容器(4)；用于冷却反应堆的初级回路；将容器(4)容纳于其中的反应堆堆坑(6)；围绕反应堆堆坑(6)中的容器(4)下部的环形通道(16)，所述通道(16)在正常运行下作为热屏蔽体并在发生事故的情况下用于使液体上升流动；能够填充反应堆堆坑的液体储罐；反应堆安全壳(22，未示出)；用于收集反应堆堆坑(6)上端产生蒸汽的腔体(26)；所述腔体独立于安全壳(22)、能够使环形通道(16)中的液体产生强制对流的循环泵(40)；以及用于致动循环泵(40)并能够通过所述收集的蒸汽产生强制对流的凸轮泵或活塞式蒸汽机或涡轮(32)。

Description

在事故状态下改进冷却的核反应堆

技术领域

本发明涉及一种在事故情况下冷却得以改进的核反应堆，更具体地，改进了在严重事故期间限定为反应堆芯的反应器容器的外部冷却。

背景技术

一般而言，核反应堆包括被限定于容器中的含有核燃料(例如燃料棒或燃料板形式)的反应堆芯，以及能够使水进入该容器并在其间循环从而带出在反应堆芯中进行的核反应所产生的热并排出容器的初级回路。反应器也包含次级回路，其中也有循环水。虽然初级和次级回路彼此独立，但是在从容器流出的初级回路的水和次级回路的水之间会发生热交换。次级回路中的水被蒸发并被输送至涡轮以产生电流。

在正常工作中，反应堆芯经常是淹没于水中的。

对于反应堆的部件，容器被放置于用作其支架的混凝土坑中并形成辐射屏蔽层。

提供后备系统以用于在初级或次级回路发生故障或泄漏而导致反应堆的正常冷却下降的事故中确保反应堆芯的冷却。然而，在备用系统同时发生故障的情况下，反应堆芯的剩余能量在充足模式(满负荷方式，sufficient manner)下并未被排空，这就导致反应堆芯周围的水被蒸发，从而导致正常淹没反应堆芯的水的水平逐渐降低。

然后，液态水的逐渐蒸发导致反应堆芯的燃料棒(或燃料板)被加热，所述加热由于存在蒸汽而被加速，这会引起燃料棒的包壳的迅速放热氧化反应。包壳破裂，释放出其内容物并形成能够转化成被称为熔渣(堆芯熔融物，corium)的晶浆的残渣床。

在这些极端情况下，反应堆芯倾向于在容器基部以连续的熔渣流形式进行重定位。由此获得了在温度为2700K级别以数十吨而产生的浴(称之为熔渣浴)，其能够导致容器厚度降低，甚至使之发生穿孔。

一种避免容器穿孔的解决方案是通过将容器淹没在水中来实施外部冷却。为了如此实现，放置容器的堆坑填充有可由核电站的储水池和其它储罐获得的水。由于与空气发生的对流程度低并且存在防护罩阻碍了热辐射，因此与水发生的热交换要优于与空气发生的热交换，容器的外部温度被维持在非常接近于水的温度。在这样的条件下，即使是在高通量下，也可能维持足够的容器壁厚并使壁温度维持低于600℃级别的蠕变温度，从而确保熔渣的密封。

然后通过自然对流对容器实施冷却。

然而，实际上，自然对流经常受到以下因素的阻碍：

-容器和热屏蔽体之间的空间不足，

-容器下壁会受到蒸汽的磨蚀，

-出现在容器上部形成的蒸汽锁(汽封，vapour lock)。

另外，自然对流的现象通过在容器外壁上的蒸汽气泡的重要结构而实现的，尤其是在水和容器之间能量通量非常高的情况下，在大的反应堆的级别为MW/m²或更大的情况下更是如此。

这些蒸汽气泡，当它们的数量有限时，对于容器壁的冷却作用具有正效应，并同时导致水沿着壁的微观混合(micro-mixing)，这有利于热交换现象；这种现象被称为为泡核沸腾(nucleate boiling)。

在另一方面，在非常高的热通量下，蒸汽气泡的数量变得非常重要并且该蒸汽气泡停留在壁上，由此形成绝热区域，降低了壁与水之间的换热系数。这种现象被称为与临界热通量的存在有关的沸腾危机。在这种情况下，对于高功率反应堆，容器壁不能再被正确冷却，容器的完整性不能得到保证。在通过简单的自然对流进行冷却的情形下，这种沸腾危机实际上是不可避免的。

例如，人们已经提出，为了推迟蒸汽绝缘层的出现和由此产生沸腾危机，使水中存在纳米粒子或在容器外壁面上提供表面涂层，或甚至使它们发生简单的氧化作用，从而用来有利于壁的润湿进而避免蒸汽气泡的累积。

而且，对于超过600MW的反应堆，尤其是在熔渣浴氧化物上方形成金属层的情况下，热能由于其水平对流和与容器壁的高换热系数而集中在容器区域，这种现象就是已知的“聚焦效应”，这会导致容器壁在熔渣浴的能量集中的点处发生穿孔。

因此，本发明的一个目的是提供一种能够在发生事故的情况下无需外部人为地干预或输入外部能量就能够避免容器发生穿孔的安全系统，这样的系统能够在极端和可变的条件下运转。

发明内容

在发生严重事故的情况下，以上提及的目的是通过为核反应堆提供放置于该核反应堆容器周围的强制对流冷却水中的自动系统，从而能够将熔渣密封在容器中而实现的，这是由于从沸腾危机偏离开始的危险被推迟而超过为严重事故情形设计的最大通量。

该系统具体包含一个迫使水沿着外壁流动的泵，所述泵由来自反应堆堆坑中所含的水产生的蒸汽驱动，并且其中该容器在事故中被淹没。因此，无需输入外部能量来产生这种强制对流。即使在严重破裂导致供电中断的情况下也能确保进行这种强制对流。

换句话说，本发明通过在容器周围引入强制对流的水而带来冷却效果的方式在核反应堆的容器的水下提供用以改进外部冷却，所述冷却通过自然对流被加入到的原有冷却中，所述方式按照自动方式进行。

为此目的，根据本发明的反应堆包括用于回收在容器周围产生的蒸汽的装置、以及用于由蒸汽的动能致动泵的装置—所述蒸汽的动能目前并未有益地加以利用—通过该能量驱动泵，能够使容器周围的水发生强制对流。在反应堆安全壳(reactor containment)中形成独立的分区，由此而形成收集在反应堆堆坑水平处产生的蒸汽并导致发生过压的腔体。这种分区将收集腔体从反应堆安全壳分离出来。

所收集的蒸汽过压的动力由此得到利用。

在强制对流中，循环中的水流速是3m/s的级别，然而在自然对流中，容器周围的水流速可以估计为约0.5m/s。而且，导致容器发生穿孔的临界热通量是质量流量的1/3次幂的函数。因此，水质量流量的增加导致临界热通量增加，而临界热通量增加又会推迟超过最大通量，达到该最大通量会使得容器处于“聚焦效应”的区域。

应该注意到，本发明提供的终极安全系统能够在极差的条件下运行，例如当所有电或其他能量供给(例如，柴油机)都发生故障时仍然能够运行。

因此，本发明包括通过有利于外部对流的泵的方式使水沿着容器外部的壁运动，并利用熔融堆芯的残余能量在容器外面的耗散产生的蒸汽来实现这个目的。

本发明所具有的优点是自发进行，有效形成终极安全系统而不需要控制器或除了事故释放的能量之外的任何能量来源。

而且，本发明的系统特别具有稳健性，即在极端条件下运行而不是高输出运行的能力，以至于在循环水被残余物填满以及事故后存在蒸汽泄漏的不安全条件下也能够保证其运行。

而且，本发明的安全系统能够在较宽的蒸汽流速和压力范围内运行，例如能够在反应堆安全壳内的压力为1巴至5巴以及高达10m³/s的蒸汽流速下运行。

本发明的主题主要是一种核反应堆，其包括用来容纳反应堆芯的容器、冷却反应堆的初级回路、用于放置该容器的反应堆堆坑、包围反应堆堆坑中的容器下部的环形通道、能够用液体填充反应堆堆坑的装置、反应堆安全壳、用于收集在独立于反应堆安全壳的反应堆堆坑上端产生的蒸汽的装置、能够使环形通道中的水产生强制对流的装置、以及利用所述收集的蒸汽致动能够产生强制对流的装置的装置。

例如，能够收集蒸汽的装置通过独立于反应堆安全壳的收集腔体形成并包含与收集腔体和反应堆安全壳连通的排空通道，用于致动能够产生强制对流的装置的装置被插入到所述排空通道中以将所收集的蒸汽的动能/势能转化成驱动能够产生强制对流的装置的发动机能量(motor energy)。

致动能够产生强制对流的装置的装置有利地包括凸轮泵和连接至能够产生强制对流的装置的传动机构，凸轮泵提供相当高的稳健性和高度的结构简洁性。

能够产生强制对流的装置可以包括位于反应堆堆坑下端处于环形通道输入水平的循环泵。

传动机构包括例如，分别与凸轮泵和循环泵啮合的第一轴和第二轴，以及第一轴和第二轴之间的角度传动(angle transmission)。这种机构是非常简单的并适用于在极端条件下运行。

用液体填充反应堆堆坑的装置，包括例如液体储罐和将所述储罐连接至反应堆坑下端的导管，所述导管能够在正常运转下为反应堆堆坑供给冷却空气。

储罐能够与收集腔体和导管连通，通过有利地为漏斗形的连接器将储罐连接至收集腔体，这使得能够避免出现气穴现象。

储罐有利地被设置在超过反应堆堆坑高度的高度处从而通过重力使水从储罐向反应堆堆坑流动，这就避免了使用额外的设备，或通过由致动能够产生强制对流的装置的装置驱动的泵来实现；随后冷却系统就能完全自动运行。

也可以将致动能够产生强制对流的装置的装置连接至将机械能转化为电能的设备，从而为备份(后备)系统和/或监控系统供电。

收集腔体有利地包括在收集腔体中的过压超过给定值(例如0.3巴的级别)时，能够使蒸汽排空至反应堆安全壳的安全阀。

在收集腔体的尺寸较小的情况下，核反应堆还可以包括在泵和安全阀上游的水/蒸汽分离器。

本发明的另一目的是在发生事故的情况下，当其中放置有容器的反应堆堆坑被淹没时，在核反应堆周围产生的蒸汽用于驱动能够在容器周围产生强制对流的装置的应用。

所产生的蒸汽也可以用于驱动向反应堆堆坑供水的泵。

所产生的蒸汽也可以用于产生电能来为监控设备供电。

附图说明

借助于以下描述和附图将会更好理解本发明，其中：

图1是部分表示具有根据本发明的安全系统的反应堆的示意性截面图，

图2是在根据本发明的反应堆在用水冷却的情况下容器基部壁上的温度分布的图示，

图3A和图3B分别是在根据本发明的反应堆和现有技术的反应堆中水沿着容器的流速的图示，

图4A和图4B分别是在根据本发明的反应堆和现有技术的反应堆中沿着容器的压力的图示。

具体实施方式

本发明将在超过1000MWe的高功率的加压水反应堆(PWR)的范围内进行描述，但是本发明也适用于低功率的反应堆。

在以下描述中，所用的冷却液体是纯水，但是任何提供合适热性能的其他组合物都是适合的(除去污物的水、填充有纳米粒子而有利于换热的水等)。

在图1中，可以看到部分表示根据本发明的反应堆2，其包含容器4，该容器下部放置于混凝土反应堆堆坑6中。容器4通过按照向容器外部的径向模式突出的环形法兰8为媒介而坐落在反应堆堆坑6的上端6.1上。容器4恰好被容纳于反应堆堆坑6中，随后在容器的侧壁10和反应堆堆坑6的壁之间形成环形空间。

容器4界定了容纳形成反应堆芯(未示出)的核燃料的限定空间；例如，核燃料为核燃料棒(或核燃料板)的组装结构的形式。

反应堆堆坑6还包括防止反应堆堆芯发射的热辐射的护罩。

反应堆2还包括由进出反应堆堆坑6上方的容器的水压导管形成并且水通过该导管进出容器4的初级回路12。水形成了用于收集反应堆芯能量的热传输介质。初级回路与次级回路(未示出)配合运转，次级回路所承载的流体由此得到冷却。在次级回路中产生的蒸汽用于推动用来产生电能的涡轮。

环形通道16围绕着容器4的壁设置以确保在正常运转下的绝热作用和在较差的运转条件下在反应堆堆坑6被淹没时确保水的自然对流。

该冷却剂通道16是由围绕于反应堆堆坑6中的容器4下部的金属外壳18界定的。

该外壳18具有容器4下部的形状，并在正常运转中起到热屏蔽体的作用，其包括在发生事故的情况下运转时其下端输入水的通道20。

该外壳18形成了一个保护混凝土免于受到热辐射，并维持其在适度温度的热屏蔽体，在所述屏蔽体的外部和反应堆堆坑6的混凝土之间提供空气流通。

反应堆还包括围绕容器4用来避免在例如初级回路破裂的情况下发生充满放射活性元素的水泄漏的反应堆安全壳22。该反应堆安全壳是一个通常为圆柱形的大体积外壳，例如，由混凝土制成并包围着反应堆、初级回路、换热器和主泵。

热屏蔽体还可以被设置在外壳18上端的水平处以便在其支撑容器4的水平处保护混凝土结构。

提供支撑法兰8和上部热屏蔽体以用于避免形成依赖于运行过程的冷却空气和水排出的障碍物。

在反应堆堆坑6基部提供用于在正常运转下吸入冷却空气的进口24，构成对反应堆堆坑供水以将其淹没。

根据本发明，反应堆提供用于封闭在发生事故的情况下在水冷却期间产生的蒸汽，以利用蒸汽的动能/势能驱动能够在环形冷却通道16中产生强制对流的泵。

为此，反应堆包括用于收集在容器水冷却期间产生的蒸汽并将其输送至可以用于驱动能够使水发生运动的装置处的区域。

这些装置尤其是密封在由混凝土结构制成的初级回路的导管通道，并包括安装在反应堆堆坑6一侧上与其连通的腔体26。腔体26位于这个安全壳之中，并同时独立于反应堆安全壳，由此形成与反应堆安全壳巨大体积相关联的密封体积。

更特别地，收集腔体26与冷却剂通道16的上端连通。

安全壳内的这种划分分离了与其总体积相关联的反应堆安全壳的小体积。这种小体积容纳在反应堆堆坑中产生的蒸汽并使之产生局部过压以利用其作为动力。

这种腔体26收集正常情况下产生的热空气并在发生事故的情况下收集水蒸汽加上部分从冷却剂通道流出的水。例如，其由能够抵御与反应堆安全壳之间0.5巴压差的强化混凝土制成。腔体26在下部与朝向进口24的进口开口的导管28连通，该进口24确保在正常运转下向反应堆堆坑6供给新鲜空气并在发生事故的情形下向反应堆堆坑6供水，这将在后文中进行解释说明。

收集腔体26的上部包括用于排空蒸汽的出口30，该出口30装配有能够利用这些蒸汽驱动泵的装置32，所述装置32例如是涡轮或凸轮泵。

在有利的模式下，选择凸轮泵从蒸汽中回收能量，因为其尤其具有稳健性。事实上，其仅仅包含两个旋转的移动部件且不需要进行维护。而且，可以使用比那些需要进行维护的轴承具有更好性能的轴承从而进一步增加泵的耐用性。

另外，与涡轮不同，启动是自动进行的，甚至是在低蒸汽流速下也是如此。施加于叶片的压力直接传递至泵而加速容器周围的流体循环。

也可以设想采用蒸汽活塞驱动机。

收集腔体26也包括重力操作的安全阀36，确保不会达到过压上限，该上限例如是0.2巴至0.3巴。该安全阀36用来例如在其中凸轮泵或涡轮不工作而且会阻止蒸汽逸出反应堆安全壳的情况下工作。

收集腔体的下部包括具有连接至朝向反应堆堆坑6的基部开口的导管28。

在所提到的实施例中，收集腔体26能够与水储罐38连通，例如水储罐储存在能够在发生严重事故情况下淹没反应堆堆坑的池中，来自这些储罐中的水经由导管28流入反应堆堆坑6中。

收集腔体26与储罐38的连通处可以通过位于收集腔体26下部水平处并与反应堆堆坑安全壳连通的水平通道37来实现。

可以设想，反应堆堆坑6的填充通过重力产生，水的储备相对于该堆坑上升。

此外，还提供了调节堆坑中的液态水水平，从而尽管在蒸发之下也能够维持其基本恒定。

随后提供了：

-经由喷射液体进入堆坑以补偿由于蒸汽逸出产生的流体损失的凸轮泵由蒸汽驱动的泵，所喷射的最大量水应该约为10kg/s。在这种情况下，位于收集蒸汽的腔体26的下部水平处的水平通道37处具有单向阀39，以保证在腔体26中维持过压，

-利用从位于容器中必要水位之上约2～3m处的永久水储罐通过重力作用递送的水输入来补偿蒸发掉的水体积，这将确保即使系统内的内压较高也有水输入，系统的内压由于安全阀的配衡作用而至多为0.3巴。通过重力补偿所具优点是减少了移动部件数目，这对于在较差条件下的运转是有利的。

有利的是，在水供给中设置了过滤装置50以防止太大量的熔渣产生。实际上，在事故期间，这部分水来自安全壳内(壁上或经由螺旋环)及其上行至反应堆堆坑的蒸汽冷凝。在所提及的实施例中，过滤装置放置于水储罐中。

也可以在反应堆堆坑的基部设置沉淀区域52，该沉淀区域位于吸入进口24下方，该沉淀区域52有利地完成了装置50的过滤。

在所提及的实施例中，水储罐38被表示于收集腔体26的附近，但是显而易见的是其可以与收集腔体26相距一定的距离并通过导管连接。可以提供地理位置上独立的几个液体储罐。例如，可以提供某些储罐是在事故之初激活以淹没反应堆堆坑6的储罐，而其他储罐是用于在冷却容器期间收集跑掉的水的贮液器。在这种情况下，需要提供几个向反应堆堆坑供水的独立导管。

凸轮泵32机械连接于位于反应堆堆坑6基部中的循环泵40，循环泵40正好位于低于环形外壳18基部中的通道20，从而使冷却水产生强制对流。

凸轮泵32通过能够将凸轮泵或涡轮32的旋转传递至循环泵40的旋转中的机械传动机构42连接至循环泵。在所提及的实施例中，机械传动包括第一轴44、第二臂46和两个轴44、46之间的确保合适的齿轮减速的角度传动47。

第一臂44在第一端与凸轮泵或涡轮32发生啮合，并在第二端包含小伞齿轮45，和垂直于第一轴44的第二轴46，该第一轴44在第一端设置有与小伞齿轮45啮合的小伞齿轮48，并在第二端与循环泵40啮合。

很显然，传动机构可以是更复杂的形状并具有改进的效能，但是优选是能够在较差的条件下运行的稳健性机构。

由于循环泵40位于容器的基部，用来在温度稍微低于饱和温度下运行，因此其将会靠近气穴运行。因此，优选将其定位于回路中尽可能低的位置并选择具有较大的体积以便其产生较低的进口真空度。例如，可以选择带有罩的推进器作为循环泵。

有利地，使导管28与收集腔体26的连接呈漏斗形，这使得能够减小与管道连接体积相关的最大局部压头损失。实际上，在这点上，冷却水接近于饱和温度，因此，如果不对流动进行优化就会在这点上出现由蒸汽部分填充导管的气穴现象。通过选择这样的连接，降低了气穴的这种风险。

也可以设想将凸轮泵32连接至发电机(未示出)，与循环泵40并行，从而为附属系统供电，例如监控系统，如状态指示器，如温度或放射活性传感器，和其他备用系统。这有利地使其能够具有完全自动的系统。

现在将会解释根据本发明的安全系统的运行，现在将更一般地描述根据本发明的反应堆的行为。

在正常运行下，水以初级回路的方式在容器4中循环，这种水通过与反应堆芯进行热交换而被加热。加热的水通过与次级回路进行热交换而被冷却，在次级回路中产生的蒸汽用于致动涡轮并产生电能。由于反应堆堆芯和初级回路以及初级回路和次级回路之间发生热交换，反应堆堆芯的温度维持在确保燃料棒完整性的温度。

在堆芯冷却系统破裂的情况下，例如，在次级回路中和在备份冷却系统发生故障的情况下，尽管关闭了反应堆堆芯(控制棒降下)，初级回路的水也会沸腾导致其脱水，然后其温度达到导致燃料棒外壳熔化的温度，随后形成熔渣。通过自然对流进行的冷却并不充分。会产生容器壁穿孔的重大风险。

根据本发明的安全系统提供了用水填充反应堆堆坑6从而利用在液体储罐中所容纳的水淹没容器4的外部，这些水通过导管28或其他直接连接至安全液体储罐的导管流入到反应堆堆坑中。

容器4周围的水发生部分蒸发；由此形成的蒸汽被收集在收集腔体中，该腔体稍微过压，然后蒸汽经由收集腔体的排空出口流动，导致凸轮泵32旋转，经由传动机构42，驱动位于反应堆堆坑6基部的循环泵40。该泵40的致动随后使水产生强制对流，由此避免发生核沸腾的偏离；由此避免了容器的穿孔。

水的返回部分地通过外壳18和反应堆堆坑6的壁界定的通道以及部分地通过导管28经由收集腔体26来实施。蒸发的水的体积如前文所述被排空。

本发明所具有的优点是不中断传统冷却系统的运行。实际上，在正常运行下，冷却空气围绕着泵40，而在发生事故的情况下，如果泵没有工作，则水的自然对流会通过围绕泵40的叶片而正常发生。

现在将描述通过计算核能发电厂事故场景的欧洲软件程序ASTEC V1获得模拟结果，该软件已经适合用于处理带外部冷却的容器中安全壳的情况。

图2示出了熔渣浴在以单一流注入容器基部之后3349秒在容器壁的基部中K分布中的温度T。表示了容器基部的下部四分之一，X-轴给出了以米计的容器半径R，而Y轴给出了以米计的容器高度h。

对于模拟而言，考虑的是在厚度为15cm的冷却剂通道中的强制对流中循环容器外面的水。这种几何结构对应于高功率反应堆的结构。

可以观察到，由于采用了本发明，容器基部的温度维持在600～1000K，换句话说，低于蠕变温度，由此避免了容器穿孔。

图3A的曲线表示在强制对流下不同高度处根据本发明反应堆中冷却剂通道中以m/s计的水的速率V，其是以秒计的时间的函数；图3B表示在自然对流下不同高度处根据本发明反应堆中冷却剂通道中以m/s计的水的速率V，其是以秒计的时间的函数。所使用的参考符号I、II、III、IV和V从下到上标识不同的高度。

可以注意到，由于采用了本发明，在容器基部存在熔渣的区域中水的流动速率升高6倍。通过由循环泵40产生的过压，形成的越来越多的蒸汽并没有使流动状态(flow regime)中断。由于采用了本发明，最大容许通量获得了80％的增益，即从核沸腾出现偏离的通量，因为该通量的值取决于相对于三分之一功率的速率。

图4A的曲线表示在容器4的冷却剂通道16中根据本发明的系统中通过循环泵产生的不同高度处容器冷却剂通道16中以Pa计的压力P，其是以秒计的时间t的函数。表观上可以注意到，除其他因素之外，过压能够避免上升时形成蒸汽锁(vapour lock)，这改进了自然对流并由此产生冷却。所使用的参考符号I′、II′、III′、IV′和V′从下到上标识不同的高度。

采用以下内容进行模拟：

-在环形空间的上出口处的局部压头损失系数等于0.5，与在尖角处出来的导管的相同，在该点处将冷却水从容器移除，

-局部压头损失系数，在供给泵的下降通道的顶部设置等于0.03，与具有相对高的弯曲半径的环形收集器的相同。

图4B表示在不同高度处现有技术的反应堆冷却剂通道中所产生的压力。没有观察到过压。因此，蒸汽锁出现的风险高于根据本发明的反应堆。

应该注意到，蒸汽的收集并非高质量必需的，实际上因为放出的能量非常高，能够提供的回收蒸汽能量的系统能够是非常原始而且低效的，实际上由堆芯释放的残余功率最初是20MW的级别，随后降低，举例而言，其功率是蒸汽机车或轮渡的20倍；而且，与释放蒸汽的量相比，使循环泵40运转的必需能量较低。同样地，在初级回路水平的密封可以是粗略的，而不会不良地影响系统所需的功率。

当产生最强通量时，该系统的性能有利地增加，与仅在自然对流下工作的系统不同，那种系统当排空的热通量高时就达到了其极限值。根据本发明的冷却系统的总运行自动程度和其自动致动由此使得只要所产生的蒸汽的量充足，其就能取代自然对流的冷却。

举例而言，可以给出以下尺寸：对于一个直径为4m的容器，宽度为5cm至15cm的环形间隔16是合适的，关于处于强制对流的加热倾斜通道中从核沸腾产生的偏离研究，这个值已经通过在Grenoble的CEA实施的SULTAN实验获得。而且，还已知蒸汽能够达到10kg/s，即在工作压力下超过10m³/s，大体积的收集腔体26优选为例如10m³或更大。这也有利于维护操作。在几何结构更小的情况下，可在凸轮泵和安全阀上游增加水/蒸汽分离器装置。

本发明尤其适用于保持于容器内的反应堆，尤其是加压水反应堆(PWR)。

本发明适用于通过对流的水冷却反应堆，但是也可以适用于其他类型的反应堆，例如，尤其是沸水型反应堆。本发明也适用于任何类型的反应堆(加压水型(PWR)或其他类型)，为此，所设计的几何结构并未提供利用水的自然对流的容器的外部冷却。在这种情况下，由于不合适或几何结构太窄，只有以本发明的简单和稳健的方式获得的强制对流的水通道才能确保容器的完整性。

Claims

1.一种核反应堆，包括用于容纳反应堆堆芯的容器(4)、用于冷却所述反应堆的初级回路、其中放置有所述容器(4)的反应堆堆坑(6)、围绕所述反应堆堆坑(6)中的所述容器(4)的下部的环形通道(16)、能够用液体填充所述反应堆堆坑的装置、其中放置有所述反应堆堆坑和所述容器的反应堆安全壳(22)，其特征在于，所述核反应堆还包括用于收集所述反应堆堆坑(6)上端产生的蒸汽的装置(26)，所述收集装置位于所述安全壳内并界定了相对于所述反应堆安全壳(22)的体积的独立体积，从而使得能够产生额外的蒸汽压力；能够使所述环形通道(16)内的所述液体产生强制对流的装置(40)；和通过所述收集的蒸汽方式用于致动所述能够产生强制对流的装置(40)的装置(32，42)。

2.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，所述能够收集所述蒸汽的所述装置(26)通过独立于所述反应堆安全壳(22)的收集腔体而形成，并包括位于与所述收集腔体(26)和所述反应堆安全壳(22)连通的排空通道(30)，用于致动所述能够产生强制对流的装置(40)的所述装置(32，42)被插入到所述排空通道中，从而将收集的所述蒸汽的动能/势能转换成驱动能够产生强制对流的所述装置(40)的驱动功率。

3.根据权利要求1或2所述的核反应堆，其中，用于致动所述能够产生强制对流的装置(40)的所述装置(32，42)包括凸轮泵(32)和连接至所述能够产生强制对流的装置(40)的传动机构(42)。

4.根据权利要求1至3中任一项所述的核反应堆，其中，所述能够产生强制对流的装置(40)包括位于所述反应堆堆坑(6)下端的所述环形通道(16)的入口(20)水平处的循环泵。

5.根据结合权利要求3的权利要求4所述的核反应堆，其中，所述传动机构(42)包括分别啮合于所述凸轮泵和所述循环泵的第一轴(44)和第二轴(46)，以及所述第一轴(44)和第二轴(46)之间的角度传动(47)。

6.根据权利要求1至5中任一项所述的核反应堆，其中，用于利用液体填充所述反应堆堆坑(6)的所述装置包括液体储罐和将所述储罐连接至所述反应堆堆坑(6)的下端的导管(28)，所述导管(28)在正常工作下能够为所述反应堆堆坑(6)供给冷却空气。

7.根据权利要求6所述的核反应堆，其中，所述储罐能够与所述收集腔体(26)连通而所述导管(28)通过漏斗式连接器连接至所述收集腔体(26)。

8.根据权利要求6或7所述的核反应堆，其中，所述储罐被设置在超过所述反应堆堆坑高度的高度处，以使得所述液体从所述储罐向所述反应堆堆坑的流动通过重力而发生。

9.根据权利要求6或7所述的核反应堆，包括由用于致动所述能够产生强制对流的装置的所述装置(32)驱动的泵，其用于将所述液体从所述储罐输送至所述反应堆堆坑(6)。

10.根据权利要求1至9中任一项所述的核反应堆，其中，用于致动所述能够产生强制对流的装置(40)的所述装置也连接至用于将机械能转化为电能的设备。

11.根据结合权利要求2的前述权利要求之一所述的核反应堆，其中，所述收集腔体(26)包括当所述收集腔体中的过压超过例如0.3巴级别的给定值的事件出现时，能够向所述反应堆安全壳(22)排空所述蒸汽的安全阀(36)。

12.根据结合权利要求11的权利要求4所述的核反应堆，还包括所述泵和所述安全阀上游的液体/蒸汽分离器。

13.在发生事故的情况下，当其中放置有容器的反应堆堆坑被淹没时，反应堆堆坑中的核反应堆周围产生的蒸汽的动能/势能用于驱动能够在所述容器周围产生强制对流的装置的用途。

14.根据前一项权利要求所产生的蒸汽用于驱动向所述反应堆堆坑供给液体的泵的用途。

15.根据权利要求13或14所产生的蒸汽用于产生供给监控设备的电能的用途。