CN101933099A - 在应急系统中使用纳米颗粒的核电站及相关方法 - Google Patents

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Abstract

提供一种具有改进的冷却系统的核电站，该改进的冷却系统使用固态或液态的纳米颗粒。在应急核心冷却系统(50)的冷段蓄水器(60)和高压泵与低压泵(100、110)这样的位置输送纳米颗粒。马达驱动阀(204)和加压能够帮助这种输送。还提供用于供应纳米颗粒的方法。

Description

在应急系统中使用纳米颗粒的核电站及相关方法
背景技术
本发明涉及核电站。更具体地说，涉及这些电站的应急系统。
核电站通常具有核反应堆和用于消除来自反应堆的热量并产生电力的反应堆冷却剂系统(RCS)。反应堆的两种最常用类型，沸水反应堆(BWR)和压水反应堆(PWR)均基于水。在压水反应堆(PWR)中，来自反应堆冷却剂系统的加压、加热的水将热量传递给发电机，这个发电机包括使冷却剂沸腾为涡轮提供动力的二次冷却剂流。在BWR中，反应堆直接使反应堆冷却剂沸腾来产生用于发电机的蒸汽。发电机下游和反应堆上游的RCS段通常被称为冷段，而反应堆下游、发电机上游通常被称为热段。
如果在RCS中发生故障，在通常称为失去冷却剂事故(LOCA)的故障中，核核心未适当冷却，反应堆中的温度开始升高。核心内燃料元素的温度升高，如果不加阻止，会导致熔化并且有可能使反应堆报废，将熔化物释放到安全壳(containment)建筑中。在PWR和BWR中可能发生的一种LOCA是主蒸汽管道破裂。
在LOCA事故期间，安全壳内的压力和温度的标准演变过程为：在5～18小时内压力升高到数巴(bar)，最高温度约为150℃，在数天内，压力和温度降至大气压力和大气温度。核电站被设计为以相当高的安全容限来承受这样的事件。冷却过程的基础是水和空气在这些温度下的物理性质。
在LOCA事故期间，可以激活应急核心冷却系统(ECCS)，通过向RCS提供额外的水来使反应堆冷却。因此，ECCS通常包括通往RCS的高压泵，例如离心型注入泵/高压注入泵(CCP/HPIP泵)。高压泵可以将水从换料用水(refueling)贮存箱(RWST)(例如，安全壳内的RWST(IRWST))或安全壳贮水池(accumulator)抽取到RCS的冷段内。接受来自RCS的冷段通过热交换器的水的容积控制箱也可以向CCP/HPIP泵提供水。
ECCS通常还具有低压泵，例如余热排出泵或安全注入系统泵(RHR/SIS泵)，这种低压泵能够将来自RWST或安全壳贮水池的水提供给RCS的冷段和热段，并将水提供给安全壳喷淋系统。热交换器通常在RHR/SIS泵之后。
ECCS通常还具有连接到RCS的冷段的蓄水器，用于储存加压氮加压的水，还具有加压器，用于向RCS的热段提供额外压力，并提供膨胀容积来适应RCS的容积和温度的变化。
事故后的冷却处理必须应付LOCA事故之后空气的自然对流热传递现象和安全壳内的气相，以及LOCA状态期间在核心内的沸腾热传递。
标题为“In-Vessel Retention Enhancement through the Use of Nanofluids”的文献描述了在事故中使用纳米流体来改进容器内保持。概念上的纳米流体注入系统包括两个小型浓缩纳米流体箱，每个箱能够提供足够的纳米流体以提供计算模型所预测的改进。考虑在手动开启连接到注入管道的阀时进行这样的注入。需要将开启这些阀的指令放入严重事故程序内。据说这种注入是通过连接到这些箱的蓄水器所提供的重力和过压来驱动的。注入管道可以在反应堆空腔内终止，在循环管道内终止，或者在IRWST内终止，具体情况取决于安全壳内的物理空间限制。
发明内容
本发明的一个目标是增加来自核反应堆的热传递，并以有效的方式评估在严重事故情况下来自安全壳建筑的热。
本发明提供一种核电站，包括：反应堆；反应堆冷却剂系统；发电机，发电机由反应堆冷却剂系统提供动力；应急核心冷却系统，应急核心冷却系统包括具有蓄水器出口的蓄水器，蓄水器出口通往反应堆冷却剂系统；以及纳米颗粒供给装置，具有通往蓄水器的供给出口。
本发明还提供一种核电站，包括：反应堆；反应堆冷却剂系统；发电机，发电机由反应堆冷却剂系统提供动力；应急核心冷却系统，应急核心冷却系统包括换料用水贮存箱或安全壳贮水池以及泵，泵具有提供来自换料用水贮存箱或安全壳贮水池的水的泵入口，和将水提供给反应堆冷却剂系统的泵出口；以及纳米颗粒供给装置，具有在泵与换料用水贮存箱之间或者在泵与安全壳贮水池之间的供给出口。
本发明还提供一种核电站，包括：反应堆；反应堆冷却剂系统；发电机，发电机由反应堆冷却剂系统提供动力；应急核心冷却系统；以及加压的纳米颗粒供给装置，这个加压的纳米颗粒供给装置连接到应急核心冷却系统。
本发明还提供一种核电站，包括：反应堆；反应堆冷却剂系统；发电机，发电机由反应堆冷却剂系统提供动力；应急核心冷却系统；以及纳米颗粒供给装置，这个纳米颗粒供给装置连接到应急核心冷却系统，纳米颗粒供给装置包括马达驱动阀。
本发明还提供一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
在严重事故期间提供纳米颗粒，纳米颗粒能够与应急核心冷却系统的蓄水器的水一起被释放。
本发明还提供一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
在严重事故期间提供纳米颗粒，纳米颗粒能够在应急核心冷却系统泵的上游被释放到换料用水贮存箱或安全壳贮水池提供给泵的水内。
本发明还提供一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
提供纳米颗粒输送系统，纳米颗粒输送系统能够在向应急核心冷却系统输送纳米颗粒之前，对包含纳米颗粒的介质加压。
本发明还提供一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
提供纳米颗粒供给装置，在事故发生之后的阶段，当安全壳内的压力等于反应堆冷却剂系统的压力时，纳米颗粒供给装置能够输送纳米颗粒。
附图说明
下面将参照附图来描述本发明的一个优选实施例，其中：
图1示意性地示出根据本发明的具有应急核心冷却系统的核电站；
图2更详细地示出图1中的蓄水器的细节；
图3更详细地示出图1的高压泵区域的细节；以及
图4更详细地示出图1的低压泵的细节。
具体实施方式
图1示出具有反应堆10、反应堆冷却剂系统20和发电机30的核电站。在示出的PWR实施例中，发电机30包括二次冷却剂流和涡轮。反应堆冷却剂系统20包括发电机30与反应堆10之间的冷段22，反应堆10与发电机30之间的热段24，以及冷段22中的冷却剂泵26。示出的PWR实施例的反应堆冷却剂系统20还可以包括一个或更多加压器70。在BWR实施例中，发电机30通常包括涡轮，并且RCS 20包括冷凝器。
在正常工作期间，RCS 20使水进行循环，并且在优选实施例中，在正常工作期间，并不故意向RCS中添加纳米颗粒，因为这些纳米颗粒可能导致发电机和其它部件出现问题。
核电站还包括标示为50的应急核心冷却系统，应急核心冷却系统包括一个或更多蓄水器或核心浸水箱(core flooding tanks)60、换料用水贮存箱80、安全壳贮水池90、高压泵100以及低压泵110。
RWST 80通过管道120连接到泵100，泵100可以是离心型注入泵/高压注入泵。泵100还可以连接到容积控制箱124，容积控制箱124可以通过下泄热交换器(letdown heat exchanger)126从冷段22接收水。泵100可以在LOCA事故期间将来自RWST 80或安全壳贮水池90的水提供到RCS 20中。安全壳贮水池90因此在严重事故期间，例如在RWST 80已经变空之后，提供在安全壳内收集到的水。
可以是余热消除泵或安全注入系统泵的低压泵110将来自RWST 80或安全壳贮水池90的水提供给热交换器112，并且还提供给热段24、冷段22以及安全壳喷淋系统。
加压器70可以向从冷段22到热段24的水提供压力。
本实施例提供纳米颗粒供给装置200，它可以将浓缩的纳米流体或纳米颗粒提供到冷段蓄水器/核心浸水箱60内。这种应用能够增强中型或大型LOCA状况的初始阶段的冷却能力，在这种LOCA状况期间，可能由于没有蓄水器/核心浸水箱60输送的水，使核心开始变为未被浸没。
纳米颗粒供给装置210可以在RWST 80或安全壳贮水池90与泵100之间提供纳米颗粒。设计这种纳米颗粒注入位置来帮助另一种LOCA情形，在这种LOCA情形中，可以在更长的时间段内补偿RCS 20中的流体损失，使反应堆的核心保持为被浸没。
纳米颗粒供给装置220可以在RWST 80或安全壳贮水池90与泵110之间提供纳米颗粒。设计这种纳米颗粒注入位置来有利地帮助另一种LOCA情形，在这种LOCA情形中，不能再对来自RCS 20的流体损失进行补偿，使得反应堆的核心仅保持为部分被浸没。设计泵110和热交换器112来在发生任何LOCA或其它严重事故之后的数天内提供长期冷却。本发明因此具有这样的优点：当RCS 20中的压力与安全壳中的压力类似时，能够输送纳米颗粒。
相对于在反应堆空腔、循环管道或RWST内终止的供给装置，纳米颗粒供给装置200、210和220单独或组合在一起提供显著优点。因为在水被加压的位置处或在该位置之前散播纳米颗粒，所以这些纳米颗粒的扩散能力和有效性能够得到提高。能够减少关于纳米颗粒有效性的沉淀及其它问题。如同将要描述的一样，利用所有这三个供给装置，能够改善全部时间段期间LOCA事故的应急冷却。
图2更详细地示出蓄水器60和纳米颗粒供给装置200。称为注水阀(fillvalve)的马达开启阀204具有通往蓄水器60的出口。通过箱202提供浓缩形式的纳米流体或者包含纳米颗粒粉末的加压气体，通过阀204的入口到达蓄水器。冷段蓄水器60通过止回阀64将混合有纳米流体或纳米颗粒的水排入RCS 20。
马达驱动阀204可以将浓缩的纳米流体释放到蓄水器或核心浸水箱60中更大的流体容积内。在一个实施例中，稀释的纳米流体可能在蓄水器中残留很长一段时间。纳米流体的性质和稳定性将根据电站应急系统测试程序来予以检查，并且如果需要的话，可以开启马达阀204以按照需要允许箱202中拥有更多的浓缩纳米流体或纳米颗粒，用来维持蓄水箱60内所希望的浓度水平。注水源206可以向蓄水器60提供水，例如，如果箱60中的纳米颗粒浓度变得太大，则增加水的浓度。这样的操作可以首先通过由泄水阀66泄掉一些水/纳米颗粒溶液来实现。
在另一实施例中，源纳米材料可以保留在箱202中，并且仅当应急冷却程序需要蓄水器60中的水时才被应用。
纳米流体材料箱202可以包括多个箱，这些箱具有考虑各种操作策略的概率计算所获得的总容积和可操作性(maneuverability)。这些箱可以是将纳米粉末注入到出口的干性纳米粉末仓或者将液体注入到出口的浓缩纳米流体箱的组合。浓缩纳米流体箱或蓄水器60可以具有进料与排料系统，这一系统允许以给定间隔将纳米流体或纳米材料添加到箱中，以维持纳米流体悬浮液的质量。对于箱60或其它箱202，传感器68能够感测纳米颗粒的水平，并且控制器300能够开启泄水阀66和注水阀204(或者任何其它阀)来提供期望的浓度。作为传感器68的替换，操作者可以输入确定的蓄水器60中的纳米颗粒浓度和期望的浓度，而控制器300能够基于蓄水器容积的已知量和箱202中纳米颗粒的浓度来纠正该浓度。另外，可以手动维持蓄水器60或箱202中的纳米流体的整体质量。控制器300可以用来例如从控制室对整个严重事故过程中的阀和纳米颗粒的输送进行控制。
如果在长期存储期间浓缩的纳米流体未在蓄水器中，则可以刚好在释放蓄水器的流体之前注入进蓄水器内。
图3更详细地示出纳米颗粒供给装置210和高压泵100，并且在本实施例中示出位于CCP/HPIP泵100的入口102处的出口212，该CCP/HPIP泵100具有出口104。纳米颗粒供给装置210包括被注水阀218分隔开的纳米流体材料箱214和箱216。箱216可以包括多个箱，这些箱具有考虑各种操作策略的概率计算所获得的总容积和可操作性。箱216可以是将纳米粉末注入到箱214的干性纳米粉末仓或者将液体注入到同一出口214的浓缩纳米流体箱的组合。浓缩纳米流体箱214和或箱216可以具有进料与排料系统，该系统允许以给定间隔将纳米流体或纳米材料添加到箱中，以维持箱214和216中的纳米流体悬浮液的质量。因此，箱214还可以具有单独的用于水的输入和泄水阀217。马达操纵阀219可以位于箱214的下游，以向出口212提供纳米流体。还可以提供连接到控制器300的传感器211，控制器300(图2)还控制注水阀218和泄水阀217。
图4示出纳米颗粒供给装置220，它可以具有箱224和226，并且可以与图3的实施例类似。出口222可以位于低压泵110的入口112处，该低压泵110具有出口114。
可以通过惰性气体源215(例如氮气)对箱214加压，从而在操作阀219时，这些箱在压力下进入ECCS 50的离心型高压泵100或低压注入泵110的入口内而变空，并且可以包括薄膜或其它分离设备，以使得仅当例如这样的小型箱和泵入的口之间的压力差超过给定预设值时，箱才变空。
在LOCA事故期间，例如，主冷却剂可以从RCS 20出去进入安全壳。本发明然后提供以下情况：ECCS 50释放的蓄水器的水可以包含纳米颗粒，这些纳米颗粒或者与蓄水器的水一起存储或者在释放之前不久提供，从而在LOCA的初始阶段，提供给反应堆的蓄水器的水具有增强的热消除特性。
当释放RWST的水或者通过泵100馈给贮水池的水时，纳米颗粒供给装置210将更多纳米颗粒提供到ECCS内。流体或固体形式的纳米颗粒能够与剩下的流入流体迅速混合，从而使RWST的水也增强热消除特性。
当安全壳的水被循环并且低压泵110工作时，纳米颗粒供给装置220可以添加纳米颗粒，因此RCS的水和RWST以及象蓄水器的水这样的任何其它水具有充足的纳米颗粒供应。纳米颗粒的沉淀也可以被补偿。
纳米颗粒供给装置210和220优选地在入口处，即在相应泵100、110的头部，直接输送纳米颗粒或纳米流体。
相对于手动阀，马达驱动阀提供的优点为可以远程调整供给装置。
纳米颗粒供给装置200、210和220可以提供固态纳米粉末而非纳米流体，在具有气压的气瓶所提供的惰性气流的帮助下注入。当该小型气瓶和泵的入口之间的压力差超过给定的预设值时，包含流体流中的颗粒的气体被排入安全系统的大型箱或离心型高压泵或/和低压注入泵的入口。
纳米颗粒的大小为亚微米，优选地为10～300纳米。从放射场、温度和压力的角度考虑，纳米颗粒优选在严重事故状况下是耐磨、惰性并且稳定的。纳米材料可以包括但不限于ZrO2、C(金刚石)、Al2O3、SiO2、Fe3O4、Cu以及CuO。
纳米颗粒的输送可以被设计为：在严重事故之后的每个阶段，将反应堆的纳米颗粒浓度维持在小于每容积百分之0.002，例如百分之0.001。例如，可以将蓄水器的水维持在浓度约为百分之0.001(或者在释放之前进行注入以达到这一浓度)，这是因为在严重LOCA事件中，在不存在任何RCS的水的情况下，可以用蓄水器的水来馈送。对于高压泵纳米颗粒供应，因为可以在安全壳中找到来自LOCA的RCS的水并通过安全壳的贮水池对水进行循环，所以可以按照RWST容积和RCS容积来输送纳米颗粒。低压泵纳米颗粒供应可以在随后被开启，并且可以基于蓄水器的容积、RCS的容积与RWST的容积，以及纳米颗粒的沉淀率。这些仅仅是实例，可以根据纳米颗粒的类型、反应堆的设计、纳米颗粒的沉淀特性，和/或事故本身的类型与严重性(例如，LOCA是小事件还是大事件)，来确定释放的纳米颗粒的准确数量。

Claims (24)

1.一种核电站，包括：
反应堆；
反应堆冷却剂系统；
发电机，由所述反应堆冷却剂系统提供动力；
应急核心冷却系统，所述应急核心冷却系统包括具有蓄水器出口的蓄水器，所述蓄水器出口通往所述反应堆冷却剂系统；以及
纳米颗粒供给装置，具有通往所述蓄水器的供给出口。
2.如权利要求1所述的核电站，其中，所述纳米颗粒供给装置包括浓缩的纳米颗粒流体。
3.如权利要求1所述的核电站，其中，所述纳米颗粒供给装置被加压。
4.如权利要求1所述的核电站，其中，
所述应急核心冷却系统包括换料用水贮存箱或安全壳贮水池以及泵，所述泵具有提供来自所述换料用水贮存箱或安全壳贮水池的水的泵入口，以及将所述水提供给所述反应堆冷却剂系统的泵出口，并且
所述应急核心冷却系统还包括第二纳米颗粒供给装置，所述第二纳米颗粒供给装置具有在所述泵与所述换料用水贮存箱之间或者在所述泵与所述安全壳贮水池之间的第二供给出口。
5.如权利要求4所述的核电站，还包括：
第三纳米颗粒供给装置，所述第三纳米颗粒供给装置具有在所述泵与所述换料用水贮存箱之间或者在所述泵与所述安全壳贮水池之间的第三供给出口。
6.如权利要求1所述的核电站，其中，当所述反应堆工作在正常工作状况下时，所述蓄水器存储水和来自所述纳米颗粒供给装置的纳米颗粒的组合物。
7.如权利要求1所述的核反应堆，其中，当所述反应堆工作在正常工作状况下时，所述蓄水器单独存储水或者反应堆冷却剂。
8.如权利要求1所述的核反应堆，其中，所述蓄水器出口是所述发电机的下游和所述反应堆的上游。
9.一种核电站，包括：
反应堆；
反应堆冷却剂系统；
发电机，由所述反应堆冷却剂系统提供动力；
应急核心冷却系统，所述应急核心冷却系统包括换料用水贮存箱或安全壳贮水池以及泵，所述泵具有提供来自所述换料用水贮存箱或安全壳贮水池的水的泵入口，以及将所述水提供给所述反应堆冷却剂系统的泵出口；以及
纳米颗粒供给装置，具有在所述泵与所述换料用水贮存箱之间或者在所述泵与所述安全壳贮水池之间的供给出口。
10.如权利要求9所述的核电站，其中，所述供给出口位于所述泵入口处。
11.如权利要求9所述的核电站，其中，所述泵是高压泵。
12.如权利要求11所述的核反应堆，其中，所述泵出口连接到所述发电机下游和所述反应堆上游的所述反应堆冷却剂系统。
13.如权利要求9所述的核电站，其中，所述纳米颗粒供给装置是包含纳米颗粒的加压气体。
14.如权利要求9所述的核电站，其中，所述纳米颗粒供给装置包括纳米流体。
15.如权利要求9所述的核电站，其中，所述泵是低压泵。
16.如权利要求9所述的核电站，其中，所述应急核心冷却系统包括热交换器，所述泵出口连接到所述热交换器。
17.如权利要求9所述的核电站，其中，所述应急核心冷却系统包括第二泵，并且还包括第二纳米颗粒供给装置，所述第二纳米颗粒供给装置具有在所述第二泵与所述换料用水贮存箱之间或者在所述第二泵与所述安全壳贮水池之间的第二供给出口。
18.如权利要求17所述的核电站，其中，所述泵为高压泵，而所述第二泵为低压泵，并且所述应急核心冷却系统包括蓄水器，并且还包括通往所述蓄水器的第三纳米颗粒供给装置。
19.一种核电站，包括：
反应堆；
反应堆冷却剂系统；
发电机，由所述反应堆冷却剂系统提供动力；
应急核心冷却系统；以及
加压的纳米颗粒供给装置，向所述应急核心冷却系统提供纳米颗粒。
20.一种核电站，包括：
反应堆；
反应堆冷却剂系统；
发电机，由所述反应堆冷却剂系统提供动力；
应急核心冷却系统；以及
纳米颗粒供给装置，向所述应急核心冷却系统提供纳米颗粒，所述纳米颗粒供给装置包括马达驱动阀。
21.一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
在严重事故期间提供纳米颗粒，所述纳米颗粒能够与应急核心冷却系统的蓄水器的水一起被释放。
22.一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
在严重事故期间提供纳米颗粒，所述纳米颗粒能够在应急核心冷却系统泵的上游被释放到反应堆贮水箱或安全壳贮水池提供给所述泵的水内。
23.一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
提供纳米颗粒输送系统，所述纳米颗粒输送系统能够在向应急核心冷却系统输送之前，对包含纳米颗粒的介质加压。
24.一种用于核电站中提高严重事故热消除能力的方法，包括：
提供纳米颗粒供给装置，在事故发生之后的阶段，当安全壳内的压力等于反应堆冷却剂系统的压力时，所述纳米颗粒供给装置能够输送纳米颗粒。
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