CN102822902A - 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆 - Google Patents

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Abstract

在所示实施例中，压水反应堆(PWR)包括压力容器(12、14、16)、设置在压力容器内的核反应堆堆芯(10)、以及设置在压力容器内核反应堆堆芯上方的垂直定向的中空的中心上升管(36)。设置在PWR压力容器内的直流蒸汽发生器(OTSG)(30)包括布置在由中心上升管和压力容器形成的环形容积中的垂直管(32)。OTSG还包括包围垂直管并具有给水入口(50)和蒸汽出口(52)的流体流动容积。PWR具有运行状态，在该运行状态中，在给水入口处被注入流体流动容积内的给水由在OTSG的管子内流动的一次冷却剂所发出的热量而转化为蒸汽，该蒸汽在蒸汽出口处从流体流动容积中排出。

Description

带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆
技术领域
以下涉及核反应堆技术、蒸汽发生器和蒸汽发生技术、发电技术和相关技术。
背景技术
众所周知，紧凑型的核反应堆用于海上和陆上的发电应用以及其它的应用中。在某些如此的核反应堆中，一体化的蒸汽发生器位于反应堆压力容器内，其具有如下的优点：紧凑性；由于压力容器贯穿件的数量和/大小减小，严重的冷却剂丧失事故(LOCA)发生的可能性降低；将放射性的一次冷却剂完全保持在反应堆压力容器之内等。
在此披露的是进一步的改进，这些改进提供了成本降低、制造简化、以及技术人员在阅读以下介绍后将会明白的其它益处。
发明内容
在本发明的一个方面，一种装置包括：大致圆柱形的的压力容器，该压力容器限定有圆柱轴线；设置在大致圆柱形压力容器内的核反应堆堆芯；同轴地设置在大致圆柱形压力容器内的中心上升管，该中心上升管为中空的并具有靠近核反应堆堆芯的底部端，以接纳由核反应堆堆芯加热的一次冷却剂，该中心上升管具有远离核反应堆堆芯的顶端；以及直流蒸汽发生器(OTSG)，该直流蒸汽发生器包括多个平行于圆柱轴线布置的管子，布置在中心上升管和大致圆柱形压力容器之间形成的环形容积内，从中心上升管顶端排出的一次冷却剂在管子内流向核反应堆堆芯，OTSG还包括具有给水入口和蒸汽出口的流体流动容积，其中，在给水入口处被注入流体流动容积内并在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的流体在管子外沿着大致与管子内一次冷却剂的流动相反的方向流动。
在本发明的另一个方面，装置包括：压水反应堆(PWR)，该核反应堆包括压力容器、设置在压力容器内的核反应堆堆芯，以及设置在压力容器内核反应堆堆芯上方的垂直定向的中空中心上升管；以及设置在PWR压力容器内的直流蒸汽发生器(OTSG)，该OTSG包括布置在以下所述之一中的垂直管：(i)中心上升管，和(ii)由中心上升管和压力容器形成的环形容积，OTSG还包括包围垂直管的流体流动容积；其中，PWR具有运行状态，在该运行状态中，在给水入口处被注入流体流动容积内的给水通过在OTSG管内流动的一次冷却剂所发出的热量而转化为蒸汽，蒸汽在蒸汽出口处从流体流动容积排出。
在本发明的另一个方面，一种方法包括：构造直流蒸汽发生器(OTSG)，该构造包括在轴向张力下安装OTSG的管子；以及在管子处于轴向压缩下的升高了的温度下运行OTSG。
附图说明
本发明可采取不同部件和部件布置的形式，并为各种工艺运行和工艺运行布置。附图只是为了说明优选的实施例并不可认为限制本发明。
图1示意性地示出包括如文中披露的一体化蒸汽发生器的核反应堆的局部剖视立体图。
图2示意性地示出图1核反应堆的容器上部的侧视剖视图，略去蒸汽发生器的管子以强调下降管容积。
图3示意性地示出图2中所示的截面D-D。
图4示意性地示出一次冷却剂流体和二次冷却剂流体在图1的一体化蒸汽发生器内的流动。
图5示意性地示出制造和配置图1的一体化蒸汽发生器的说明性工艺。
图6示意性地示出一变体实施例的压力容器的上部。
具体实施方式
参照图1，局部剖视立体图示出了说明性的核反应。核反应堆堆芯10设置在大致圆柱形压力容器内。在所示的实施例中，压力容器包括容纳核反应堆堆芯10的压力容器下部或下段12、容器上部或上段14以及中间法兰区域16。这仅是一个说明性的构造，压力容器总体上可构造成少至单个部分或段，或两个部分或段、三个部分或段(如图所示)、四个部分或段(例如，包括与上部或段分开的第四上部“帽”部分或段)等。压力容器12、14、16包含一次冷却剂，其在轻水反应堆的说明性情形中为水(H2O)，可供选择地可包括诸如硼化合物(例如，“硼水”)那样用于反应性控制的其它添加剂。在其它考虑的实施例中，一次冷却剂可以是诸如重水(D2O)那样的另一种流体。一次冷却剂填满压力容器12、14、16的大部分或全部的容积。反应堆入口环腔18包围反应堆堆芯10，以使一次冷却剂流到反应堆堆芯10。设置在反应堆入口环腔18内的可供选择的屏蔽或围板20提供对反应堆堆芯10额外的辐照屏蔽。所示反应堆是压水反应堆(PWR)，其中，一次冷却剂是欠热的轻水，其保持在升高的压力和低于运行压力下沸点的温度(饱和温度)下；然而，也可考虑沸水反应堆(BWR)，其中，一次冷却剂在饱和温度和升高的压力下运行，或可考虑诸如采用重水的构造的其它反应堆构造。
反应堆控制由上部的吸收中子的内部控制棒22以及控制棒驱动机构(CRAM)24提供，控制棒驱动机构(CRAM)构造成可控制地将控制棒插入和拔出核反应堆堆芯10。示意的图1仅指出两个图示的控制棒22；然而，在某些实施例中，控制棒数量可以是几打或几百个，其插入点在空间上横贯反应堆堆芯区域分布，以便共同地提供均匀的反应控制。CRDM24可分为多个单元(细节未示出)，每个单元控制着一个或多个控制棒。例如，多个控制棒可通过连接杆/蛛状结构组件或其它合适的联接件(细节未示出)可操作地与单一的CRDM联接。在某些图示的实施例中，CRDM单元包括驱动导螺杆的电动机，导螺杆通过连接杆/蛛状结构组件可操作地连接到控制棒，这样，电动机的运行致使包括导螺杆、连接杆、蛛状结构和控制棒的组件线性平移。如此的CRDM单元提供通过导螺杆的对控制棒精确地插入反应堆堆芯10内的精细控制，因此，适于“灰棒”的操作，其提供精细的增量反应控制。在某些图示的实施例中，CRDM单元可包括提升活塞，该活塞将包括连接杆、蛛状结构和控制棒的组件提出反应堆堆芯10之外，在SCRAM(紧急停堆)过程中，移去提升力以使控制棒通过重力和可供选择的水压力而下落到反应堆堆芯10内。如此的CRDM单元适用于“停堆棒”的操作，其作为反应堆安全系统的一部分。在还有的其它图示实施例中，灰棒和停堆棒功能集成在单个CRDM单元中，例如，使用与导螺杆联接的可分开的球螺母，使得CRDM单元在正常情况下提供灰棒功能，但在SCRAM过程中，球螺母分开而将控制棒释放到反应堆堆芯10内。CRDM单元的某些其它图示的实施例在以下的专利申请中有阐述：2010年3月12日提交的申请系列号12/722,662，其题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”，以及2010年3月12日提交的相关的申请系列号12/722,696，其题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”，本文以参见方式引入该两个专利的全部内容。这些申请披露了提供灰棒/停堆棒功能的CRDM单元，其中，电动机和导螺杆之间的连接不可释放，但在导螺杆和连接杆之间设置分离的锁闩，以实现SCRAM。在这些替代的结构中，导螺杆不进行SCRAM，但仅解除锁定的连接杆和控制棒朝向反应堆堆芯一起进行SCRAM，同时导螺杆保持与电动机啮合。
示意性的CRDM 24可包括一个或多个CRDM单元，CRDM单元为所述类型的CRDM单元的各种组合，或是提供灰棒和/或停堆棒功能的其它CRDM单元的各种组合。图示的CRDM 24是一体的CRDM，其中，包括电动机、导螺杆、连接杆等的所有机械的和电磁驱动的部件都设置在压力容器12、14、16内，只有电线、液力管线或其它动力线或控制引线与这些部件连接。在其它构思的实施例中，CRDM可采用外部的CRDM单元，其中，电动机安装在压力容器外面，例如在压力容器上方或下方。
继续参照图1，由于因一次冷却剂在运行的核反应堆堆芯10附近加热而形成的自然对流，所以一次冷却剂可以自然地循环。附加地或替代地，一次冷却剂循环可由可选的反应堆冷却剂泵26驱动或辅助。示意地图示的冷却剂泵26是内部泵，其具有位于压力容器12、14、16内的转子和定子元件。替代地，也可采用外部泵，例如，具有外部定子和转子，泵通过合适的导管或管子而联接到压力容器容积，或者可完全省略循环泵，就如自然对流的反应堆实施例那样。
继续参照图1并还参照图2和3来进一步描述核反应堆。图2示出上部容器14和其中选定的部件的侧视剖视图，而图3示出图2中所指出的截面D-D。如图1所示，所示的核反应堆是一体化的核反应堆，所谓一体化核反应堆是指蒸汽发生器30集成在压力容器12、14、16内。在所示的实例中，压力容器12、14、16大致为圆柱形，并限定出圆柱轴线A(仅在图2中标示)。蒸汽发生器30是设置在上部容器14内的直管直流蒸汽发生器(OTSG)30。该OTSG 30包括垂直地平行于圆柱轴线A布置在环形“下降管”容积34内的直管32，所述“下降管”容积34形成在以下两者之间：(i)同轴地设置在大致圆柱形压力容器的上部14内的中空中心上升管36，以及(ii)大致圆柱形压力容器的上部14。中空的中心上升管36形成中心上升管36内的中心上升管流道38。OTSG 30还包括包围设置在下水容积34内的管子32的外围板40，以及设置在中心上升管36和管子32之间的内围板42(注意，在图2和3中，显示和标示了OTSG的围板40、42，但管子32被略去，以便更清楚地显示图2和3中的环形下降管容积34)。
所示反应堆内的一次冷却剂流道如下。中心上升管36具有靠近核反应堆堆芯10的底部端，以接纳被核反应堆堆芯10加热的一次冷却剂，并具有远离核反应堆堆芯10的顶部端。由核反应堆堆芯10加热的一次冷却剂向上流过中心上升管36内的中心上升管流道38。在中心上升管36的顶部处，一次冷却剂流动转过180°(即，从大致向上的流动变化到大致向下的流动)。一次冷却剂进入OTSG 30的管子32内，并向下流过管子32。一次冷却剂从管子32的下端排入一次出口腔室44内，其将一次冷却剂流送回到反应堆入口环腔18并回到反应堆堆芯10。
继续参照图1-3，并还参照图4，OTSG 30的外和内围板40、42形成围板40、42之间的OTSG 30流体流动容积。该流体流动容积包围管子32，并具有给水入口50和蒸汽出口52。应注意到，尽管示出的是单个入口50和单个出口52，但在其它的实施例中，可有多个入口和/或多个出口，以提供冗余性和/或在横向于轴线A的平面内的改进的径向对称性。流体(例如，给水)在给水入口50处被注入到流体流动容积内，并在蒸汽出口52处从流体流动容积中(例如，作为蒸汽)排出。而在流体流动容积中，流体在OTSG 30的管子32外面沿大致向上的方向流动，基本上与管子32内的一次冷却剂流动相反。
继续参照图1-3并还参照图4，在图示的PWR的运行状态中，在给水入口50处注入到OTSG 30的流体流动容积内的给水通过从OTSG 30的管子32内流动的一次冷却剂所发出的热量转换为蒸汽，该蒸汽在蒸汽出口52处从流体流动容积中排出。这示意地显示在图4中，该图示出携带向下的一次冷却剂流(F一次)的三个图示管子32的一部分。通过指示出形成OTSG 30的流体流动容积的外和内围板40、42的一部分，图4中示意地示出了OTSG 30的流体流动容积。为了便于与图1-3相关联，对应于大致圆柱形压力容器轴线A的轴向也图示在图4中。在OTSG 30的流体流动容积中流动的流体有时在文中被称为“二次”冷却剂，而二次冷却剂在OTSG 30的流体流动容积中大致向上的“逆”流动在示意的图4中标示为二次冷却剂流(F二次)。在向上的流动，从一次冷却剂流F一次中发出的热传递到二次冷却剂流F二次，致使二次冷却剂加热，直到它转换为具有蒸汽流(S二次)形式的二次冷却剂流。(蒸汽流S二次也在图4中使用虚线箭头示意地表示)。尽管未予示出，从蒸汽出口52流出的蒸汽流S二次合适地起作工作蒸汽，其流入和运行汽轮机或其它用蒸汽运行的装置。
在所示的实施例中，OTSG 30的流体流动容积由外和内围板40、42形成，围板40、42与中心上升管36和压力容器的上部14分离开。有利的是，这使OTSG 30构造为包括管子32并包围围板40、42的单元，然后作为一个单元安装在压力容器的上部14内。然而，还可考虑内围板实施为中心上升管36的外表面，和/或外围板实施为压力容器上部14的内表面。
在包括与压力容器上部14相分离的外围板40的实施例(如所示的实施例)中，外围板40和压力容器上部14之间的环形空间可选地被用作有用的用途。在所示的实例中，外围板40和压力容器上部14之间的环形空间形成了OTSG30的外围板40和压力容器(上部14)之间的给水环腔60，缓冲在给水入口50处注入流体流动容积内的给水。同样地，在OTSG 30的外围板40和压力容器(上部14)之间的蒸汽环腔62缓冲在蒸汽出口52处从流体流动容积中排出的蒸汽。
在某些实施例中，给水环腔和蒸汽环腔具有相同的内直径和相同的外直径。在如此的实施例中，外围板和相关的压力容器部分具有在环腔轴向长度上的恒定直径。然而，在所示实施例中，给水环腔60具有比蒸汽环腔62大的外直径。这一点可通过相对于包围蒸汽环腔62的压力容器上部14的直径来增加包围给水环腔60的压力容器上部14的直径来获得。在所示实施例中，外围板40的直径在环腔60、62的轴向长度上保持恒定。该结构允许水有较大的局部存量，这样，在给水丧失(LOFW)事故的事件中提供给蒸汽发生器汽化的时间相对较长。
参照图1和2，如上所述，一次冷却剂的流动回路包括当一次冷却剂从中心上升管36内的中心上升管流道38中排出并流入OTSG 30的管子32顶端内时作的180°流动反向。可选地，提供流动转向器70来促使流动反向。图示的流动转向器70设置在大致圆柱形的压力容器14内，并具有面向中心上升管顶端的流动转向表面72，其呈斜坡或(如图所示)呈弧形，以将从中心上升管36顶端排出的一次冷却剂朝向OTSG 30的管子32的入口再导向。流动转向器70通过一次入口环腔74与中心上升管36的顶部间隔开。
如上所述，图示的核反应堆是压水反应堆(PWR)，其中，一次冷却剂是欠热的并保持在正压之下。在某些实施例中，对一次冷却剂的加压是由外部稳压器提供。然而，在所示的实施例中，对一次冷却剂的加压是由内部稳压器提供。在该构造中，流动转向器70还起作分隔板70的一部分，该分隔板通过上述一次入口环腔74与中心上升管36顶部间隔开。大致圆柱形的压力容器12、14、16(更准确地说，压力容器上部14)包括密封的顶部78，其与分隔板70合作而形成一体的稳压器容积80，其通过分隔板70与大致圆柱形的压力容器12、14、16的其余内部容积分离开。在PWR的运行状态中，一体的稳压器容积80包含流体(饱和的一次冷却剂液体和蒸汽)，其温度高于大致圆柱形的压力容器12、14、16的其余内部容积内的一次冷却剂的温度。在该实施例中，饱和温度由稳压器的加热元件82(仅在图1中示出)保持，而稳压器的喷雾嘴84提供降压的机构，通过冷凝容积80内的一些蒸汽来达到降压。分隔板70合适地包括开口(未示出)，开口在一体的稳压器容积80和大致圆柱形的压力容器12、14、16的其余内部容积之间提供液力流体连通。该液力流体连通在大致圆柱形的压力容器12、14、16的其余内部容积内建立起压力水平。由于横贯分隔板70而在稳压器容积80和一次入口环腔74之间存在有温差，所以大致圆柱形的压力容器12、14、16的内部容积内的其余一次流体保持在欠热的液态中，其温度近似为11℃(20℉)，低于稳压器容积80内的饱和温度。这一水平的欠热液体防止反应堆堆芯10内的一次流体经受饱和的容积沸腾，该种沸腾是比通常存在于压水反应堆堆芯内的欠热泡核沸腾高得多的蒸汽容积量。稳压器(80、82、84、78和70)有可能阻止PWR堆芯内的该种容积沸腾，远离泡核沸腾(DNB)会增加燃料芯块和燃料包壳的温度，通过使远离泡核沸腾(DNB)的可能性为最小对于核反应堆燃料棒的完整性是有利的。
阐述了如图1-4中所示实例的说明性的一体化PWR后，下面将阐述某些其它附加的方面和变体。
在一个图示的定量的实例中，运行状态中的反应堆堆芯10在425MW热功率下运行。反应堆的热冷却剂水在被称之为“热段”的回路内流动，热段包括堆芯上方围绕CRDM 24流动的空间。热段向上沿中心上升管36延伸到入口环腔74，其中，反应堆冷却剂其后经中心上升管流道38进入直管型OTSG 30的管子32内。直管型OTSG 30环绕中心上升管36，并包括介于中心上升管36和OTSG 30的外围板40之间设置在环腔内的蒸汽发生器管子32环形阵列。该结构的优点在于，中心上升管36是高压部件，该部件使1900psia(在该说明性的定量实施例中)的高压反应堆一次冷却剂与该实例中825psia的低压二次冷却剂分开。通过中心上升管36来对内压部分的使用可达到紧凑和有效的设计，因为一次压力边界在蒸汽发生器30的内部，并起作形成用于热段的流道38的上升管的双重用途。一种设计考虑是，中心上升管38、管子32和上部容器14之间存在着不同的热膨胀。不同的热膨胀还因给水环腔60变得复杂，该给水环腔60含有比蒸汽环腔62内的蒸汽温度低得多的温度的给水，这导致上部容器14内的一个温度范围，致使产生附加的热应力。
一种减轻这些不同应力效应的方法是，平衡蒸汽发生器运行和非运行范围的工况上的应力。在一个图示的实例中，管子32用奥氏体镍-铬基合金制造，诸如InconelTM 690合金，管子32固定在钢制的支撑件上。该支撑件包括上管板90和下管板92(示意地显示在图2中)。通常，奥氏体镍-铬基合金具有比钢高的热膨胀系数。通过使管子32胀管到上和下管板90、92的匹配孔中，使InconelTM 690的蒸汽发生器管子32产生预应力，就可在运行和非运行范围的工况上合适地达到应力平衡。这一胀管通过泊松效应(Poisson effect)曳拉管子而实现张紧。一般地，该概念在于，在核反应堆的运行状态中，在OTSG 30管子32内流动的一次冷却剂处于相对高的温度下，例如至少为500℃的温度，OTSG 30的管子32设计为在高温下在该运行状态中处于轴向压缩作用之下。另一方面，OTSG 30的管子32设计为在核反应堆的非运行状态中处于轴向张紧状态之下，其中，管子32处于诸如室温那样的低温，例如，合适地量化为低于100℃的温度。通过在室温下(例如，在某些实施例中，低于100℃)对管子32施加预应力来达到轴向张紧，从而随着温度上升到运行温度、例如在某些实施例中上升到至少为500℃，InconelTM 690的蒸汽发生器管子32和中心上升管36和容器14的钢材之间的热膨胀差造成管子从轴向张紧过渡到轴向压缩。通过管板支承90、92处的部件14、32和36共同连接而在这些部件中形成这些不同的热应力，通过让给水管嘴50定位在压力容器下部而留下较长的蒸汽出口环腔62，以用高温的出口蒸汽围住容器，并通过使给水环腔60采用较大的半径来减小给水环腔60的轴向长度，由此也可选地减小上述不同的热应力。
简要地参照图5，进一步来描述对管子32施加预应力的制造顺序，以使管子达到轴向张紧。在操作100中，膨胀管端以使它们固定到管板90、92上，由此将管子32安装在OTSG框架或支撑件的管板90、92中。其后的操作102是这对管子32施加轴向张紧。在操作104中，将包括预应力管子32的OTSG
30安装到压力容器12、14、16上，以构成图1-4的一体化PWR。在操作106中，一体化的PWR启动和进入运行状态，其效果是将OTSG 30管子32内流动的一次冷却剂的温度提升到至少为500℃的运行温度(在所示实例中)。其后的操作108是这对管子32施加轴向压缩，这是因为与通过管板90、92相连接的中心上升管36和容器14的钢材相比，管子32的奥氏体镍-铬基合金有相对较高的热膨胀系数。
在某些实施例中，在运行状态中，OTSG 30形成一体的节能器，该节能器将给水入口50处注入到流体流动容积内的给水加热到等于或低于给水沸点的温度。在如此的实施例中，直管型的OTSG 30是一体化的节能器(IEOTSG)设计，因为给水由管子32外面的流动所加热。给水通过给水管嘴50而进入，分布到整个给水环腔60内分布，并通过管束围板40和下管板92之间的间隙或其它通道(未示出)进入管子32。在运行模式中，给水在管子32外面流动，并且存在从一次冷却剂流到给水流强制对流传热，其后是欠热和饱和沸腾，以形成蒸汽流。一旦临界热流量达到近似95％的蒸汽质量，蒸汽通过过渡进入稳定的膜沸腾，其后是干燥到100％蒸汽质量。此后，在管束中，对蒸汽的强制对流将温度提升到过热状态，在该过热状态中，蒸汽通过蒸汽出口环腔62和蒸汽出口管嘴5流出蒸汽发生器。在将蒸汽递送到汽轮机之前，过热蒸汽不需要汽水分离器(虽然在某些实施例中可考虑包括汽水分离器)。
下面描述一体化稳压器的某些进一步的方面。稳压器通过稳压器加热元件82和稳压器喷雾管嘴84来控制一次冷却剂的压力。为了提高系统压力，反应堆控制系统(未示出)对加热元件82通电。为了降低压力，喷雾管嘴84通过较小的外部管线(未示出)从反应堆冷却剂泵26排出侧上的反应堆入口环腔18顶部喷注冷段的水。稳压器容积80由分隔板70形成，分隔板分隔一次入口环腔74和稳压器容积80之间的空间。通过包括有孔圆柱体124(图6，分隔板顶部未示出)或锥形的流动转向器表面72(图2)或其它弧形或倾斜的表面，分隔板70还可选地起作流动转向器，这些有孔圆柱体或表面在一次冷却剂进入OTSG 30的管子32的上端之前，帮助入口环腔74内的一次冷却剂流动转向，建立管子30内的向下流动。所示的包括稳压器容积80和压力控制结构82、84的稳压器有利地是完全一体化的稳压器(即，它是压力容器12、14、16的一部分)，并有利地没有用于外部CRDM或其它部件的贯通件。
中心上升管36形成用于使一次冷却剂流离开反应堆堆芯10而到达蒸汽发生器30的一次入口环腔74的通道38。在该实施例中，为此目的没有设水平走向的管道。结果，如果反应堆在反应堆冷却剂泵26关闭的自然循环模式中运行(如在致使泵26停止运行的故障或失电期间可能发生的)，则热的且上升的一次冷却剂仅受上部堆内构件(例如，CRDM24)的阻碍。与堆芯10和蒸汽发生器管子32的流动阻力相比，该流动阻力不大，因为流动面积相对较大。中心上升管36的流动阻力也是总阻力的相对小的百分数，因为通道38的直径较大。
在某些现有的核蒸汽供应系统中，在冷却剂丧失事故(LOCA)之后，蒸汽和不可冷凝的气体会集中在反应堆冷却剂管道的高点处，并会阻碍反应堆堆芯和蒸汽发生器之间的自然循环回路。有利的是，带有本文披露的一体化的稳压器容积80的直管型OTSG 30会从一次冷却剂循环回路中自动地除去不可冷凝的气体，因为在稳压器容积80仅有在顶部处的一个高点。浮力致使不可冷凝气体和蒸汽进入到稳压器容积80的顶部，在那里，这些气体和蒸汽干扰自然循环的回路。
所披露的直管型OTSG 30的另一优点在于，它可选地在多个模式中运行，以从反应堆堆芯10中移去衰变热。从正常运行状态开始，如果反应堆冷却剂泵26停止运行，则一次冷却剂水继续循环，不过现在是通过自然循环，以通过堆芯10和通过蒸汽发生器管子32。只要存在对蒸汽发生器30的入口50的给水供应，就有大的管子表面积来从堆芯10除去放射性裂变产物的热量。如果在LOCA期间一次冷却剂液位下落到低于一次入口环腔74的液位，那么直管型OTSG 30可作为冷凝器运行。在该模式中，来自反应堆堆芯10内沸水的蒸汽上升而填充一次入口环腔74和稳压器容积80。二次侧上(即，由围板40、42在管子32外形成的流体流动容积内)的低温水和蒸汽致使蒸汽发生器管子30内发生冷凝。仅通过重力，冷凝物流出蒸汽发生器管子32，流入一次出口环腔44内，在那里，冷凝物返回到堆芯10。
在直管型OTSG 30中，一次冷却剂压力是在管子32内。一次冷却剂处于比流过由围板40、42而形成在管子32外面的流体流动容积的二次冷却剂的压力高得多的压力下。在某些实施例中，在核反应堆运行状态中，在管子32内流动的一次冷却剂处于至少是流体流动容积内二次冷却剂(给水或蒸汽)压力的两倍的压力之下。这使得在张紧情况下能够使用较薄的管壁。相比之下，如果一次冷却剂在管子外面流动，则管子受压缩，因此通常需要较厚的管壁。有些分析已经指出，本OTSG实施例的张紧设计中的管壁可做得大约是处于压缩下的管子所需管子壁厚的一半厚度(对于可比的管子直径来说)。
使用较薄的管壁使得OTSG 30轻得多，并包括用于管子32的InconelTM 690或其它镍-铬基的合金材料要少得多。对于一体化的核反应堆来说，对直管型OTSG 30重量的减轻是有利的。例如，在图1-3所示的实施例中，在换料期间，移去蒸汽发生器30就可进入堆芯10。这通过中间法兰16可使OTSG 30脱开与压力容器下部12的连接。重量轻的直管型OTSG 30有利地减小了安全壳结构内吊车所需的尺寸大小，该吊车在换料期间用来提升蒸汽发生器30而将其吊到一边。
直管型OTSG 30还具有保养和维护的优点。人孔方便地靠近稳压器容积80和一次入口环腔74设置，以提供进行保养的入口。在核电厂停运期间，通过一次入口环腔74就可进行对管子32的检查，无需从压力容器移去蒸汽发生器30。由此进行涡流检查可发现管子的减薄和管子裂缝。如果如此的检查表明需要堵管，则在核电厂停运期间可移去蒸汽发生器30，可将管塞安装在下管板92和上管板90上。在另一种方法中，在换料期间，当蒸汽发生器30取下放置在反应堆旁边上时，可同时进行管子检查和堵管。在此情形中，从底部有一个容易进入的入口来进行管子检查和堵管。
参照图6，描述变体的实施例。该变体实施例包括IEOTSG 30，它的管子32安装在上和下管板90、92上。在该变体实施例中，修改的压力容器上部14’与压力容器上部14的不同之处在于，它不具有比蒸汽环腔大的直径以提供有较大外直径的给水环腔。相反，在图6的变体实施例中，与给水入口50相连的给水环腔60’具有与连接到蒸汽出口52的蒸汽环腔62相同的外直径。修改的压力容器上部14’与压力容器上部14的不同之处还在于，它不包括一体的密封顶部78。相反，提供一分开的密封顶部78’，其通过上法兰120固定到修改的压力容器上部14’。还有，变体的实施例还不包括一体的稳压器容积或转向板70。相反，密封的顶部78’形成修改的一次入口环腔74’(但不形成稳压器容积)，密封的顶部78’包括弧形表面122，其与中心上升管36的顶部处的圆柱形开口124合作，以执行一次冷却剂流的转向功能。
由于在图6的变体实施例中省略了图1-3实施例的稳压器容积80，所以，合适地由自行加压来提供对图6的实施例的一次冷却剂加压。在该方法中，来自反应堆堆芯的蒸汽集中在蒸汽发生器容器的顶部，即，集中在一次入口环腔74’内。充满在穹顶容积74’内蒸汽的可压缩性调节着一次冷却剂的压力。为了提升功率，增加流入给水入口50的给水流，这增长了管子32内沸腾的长度。反应堆堆芯10通过负的慢化剂反应性系数来提高功率以跟从载荷的要求，因为此时来自蒸汽发生器30的堆芯入口温度下降。堆芯出口温度保持在接近恒定的温度，该温度由蒸汽穹顶容积74’的压力和饱和温度进行调节。因此，对于功率的提高，横贯反应堆堆芯10的温升增大，而反应堆流量保持恒定，该流量由反应堆冷却剂泵26确定。功率的下降可采用相类似的过程。
作为另一说明性的变体(未示出)，OTSG的管子可放置在压力容器内的不同部位。在图1-3和6所示的实施例中，包括管子32的OTSG 30完全设置在下降管的容积34内。然而，更一般地说，管子可设置在下降管容积(如图所示)内，或设置在中心上升管36内的中心上升管流道38内，或设置在该两个容积34、36内。
就其它说明性的变化来说，业已指出，分开的内围板42可替代地实施为中心上升管36的外表面，和/或分开的外围板40可替代地实施为压力容器上部14的内表面。此外，可考虑下管板92与中间法兰16集成在一起。
已经图示和描述了多个优选实施例。显然，其它技术人员在阅读和理解以上详细描述后将会想到各种修改和替代方案。本发明应被认为包括所有如此的修改和替代，只要它们落入附后权利要求书或其等价物的范围之内。

Claims (31)

1.一种装置包括：
大致圆柱形的限定有圆柱轴线的压力容器；
设置在大致圆柱形压力容器内的核反应堆堆芯；
同轴地设置在大致圆柱形压力容器内的中心上升管，该中心上升管为中空的并具有靠近核反应堆堆芯的底部端，以接纳由核反应堆堆芯加热的一次冷却剂，该中心上升管具有远离核反应堆堆芯的顶端；以及
直流蒸汽发生器(OTSG)，该直流蒸汽发生器包括平行于圆柱轴线布置的管子，布置在中心上升管和大致圆柱形的压力容器之间形成的环形容积内，从中心上升管顶端排出的一次冷却剂在管子内流向核反应堆堆芯，OTSG还包括具有给水入口和蒸汽出口的流体流动容积，其中，在给水入口处被注入流体流动容积内并在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的流体在管子外沿着大致与管子内一次冷却剂的流动相反的方向流动。
2.如权利要求1所述的装置，其特征在于，
在OTSG外围板和压力容器之间的给水环腔缓冲在给水入口处被注入流体流动容积内的流体；
在OTSG外围板和压力容器之间的蒸汽环腔缓冲在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的流体；
给水环腔具有比蒸汽环腔大的外直径。
3.如权利要求2所述的装置，其特征在于，OTSG的外围板包括具有恒定外直径的圆柱形外围板，给水环腔和蒸汽环腔具有相同的内直径，该内直径由OTSG的圆柱形外围板的恒定外直径所限定。
4.如权利要求1所述的装置，其特征在于，所述装置包括具有运行状态的核反应堆，在该运行状态中，包括在给水入口处被注入到流体流动容积内的给水的流体通过来自在管子内流动的一次冷却剂的热传递而转换为在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的蒸汽。
5.如权利要求4所述的装置，其特征在于，在运行状态中，OTSG形成一体的节能器，该节能器将在给水入口处被注入到流体流动容积内的给水加热到给水的沸点或低于沸点的温度。
6.如权利要求4所述的装置，其特征在于，
在OTSG外围板和压力容器之间的给水环腔缓冲在给水入口处被注入流体流动容积内的给水；
在OTSG外围板和压力容器之间的蒸汽环腔缓冲在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的蒸汽；以及
给水环腔具有比蒸汽环腔大的外直径。
7.如权利要求6所述的装置，其特征在于，OTSG的外围板包括具有恒定外直径的圆柱形外围板，给水环腔和蒸汽环腔具有相同的内直径，该内直径由OTSG的圆柱形外围板的恒定外直径所限定。
8.如权利要求4所述的装置，其特征在于，还包括：
设置在大致圆柱形压力容器内的流动转向器，该流动转向器具有面向中心上升管顶端的流动转向表面，该流动转向表面是斜坡和弧形中的至少一种，以将从中心上升管顶端排出的一次冷却剂朝向OTSG管子的入口再导向。
9.如权利要求4所述的装置，其特征在于，还包括：
设置在大致圆柱形压力容器内的有孔圆柱形流动转向器，其中，打有孔圆柱形流动转向器从中心上升管的上部垂直地延伸
10.如权利要求4所述的装置，其特征在于，还包括：
与中心上升管的顶端间距开的分隔板；
其中，大致圆柱形压力容器包括密封顶部，该密封顶部与分隔板合作而形成一体的稳压器容积，分隔板将稳压器容积与大致圆柱形压力容器的其余内部容积分开；以及
其中，在核反应堆的运行状态中，反应堆包括压水反应堆(PWR)，一体的稳压器容积包含流体，该流体处于比大致圆柱形压力容器的其余内部容积内的一次冷却剂的温度要高的温度。
11.如权利要求10所述的装置，其特征在于，分隔板包括：
具有面向中心上升管顶端的流动转向表面的流动转向器，该流动转向表面是斜坡和弧形中的至少一种，以将从中心上升管顶端排出的一次冷却剂朝向OTSG管子的入口再导向。
12.如权利要求10所述的装置，其特征在于，还包括：
吸收中子的控制棒；以及
控制棒驱动机构(CRDM)，该控制棒驱动机构构造成可控制地将控制棒插入和拔出核反应堆堆芯；
其中，CRDM没有一部分是设置在一体的稳压器容积内或穿过一体的稳压器容积。
13.如权利要求4所述的装置，其特征在于，OTSG的管子在核反应堆的非运行状态下处于轴向张紧，其中，OTSG的管子的温度低于100℃。
14.如权利要求13所述的装置，其特征在于，
在核反应堆的运行状态下，在OTSG的管子内流动的一次冷却剂的温度至少为500℃，以及
在运行状态下，OTSG的管子处于轴向压缩。
15.如权利要求14所述的装置，其特征在于，OTSG的管子由奥氏体镍-铬基合金制成，管子固定在附连于中心上升管和压力容器的管板支撑件上，其中，中心上升管和压力容器由钢材制成，其中，奥氏体镍-铬基合金具有比钢材高的热膨胀系数。
16.如权利要求13所述的装置，其特征在于，
OTSG的管子固定在附连于中心上升管和压力容器的管板支撑件上，其中，中心上升管和压力容器由支承材料制成，而OTSG的管子由热膨胀系数高于支承材料的热膨胀系数的材料制成；以及
管端进行胀管以固定到支撑件上，由此，管子由于泊松效应而处于轴向张紧。
17.如权利要求4所述的装置，其特征在于，
在核反应堆的运行状态下，在管内流动的一次冷却剂的压力高于流体流动容积内流体压力。
18.如权利要求4所述的装置，其特征在于，
在核反应堆的运行状态下，在管内流动的一次冷却剂的压力至少是流体流动容积内流体压力的两倍。
19.一种装置包括：
压水核反应堆(PWR)，该压水核反应堆包括压力容器、设置在压力容器内的核反应堆堆芯，以及设置在压力容器内核反应堆堆芯上方的垂直定向的中空的中心上升管；以及
设置在PWR压力容器内的直流蒸汽发生器(OTSG)，该OTSG包括布置在以下所述之一中的垂直管：(i)中心上升管，和(ii)由中心上升管和压力容器形成的环形容积，OTSG还包括包围垂直管的流体流动容积；
其中，PWR具有运行状态，在该运行状态中，在给水入口处被注入流体流动容积内的给水由在OTSG的管子内流动的一次冷却剂所发出的热量而转化为蒸汽，蒸汽在蒸汽出口处从流体流动容积排出。
20.如权利要求19所述的装置，其特征在于，
OTSG还包括OTSG的外围板，该外围板包围布置在由中心上升管和压力容器所形成的环形容积内的OTSG的垂直管，以及
在OTSG外围板和压力容器之间的给水环腔缓冲在给水入口处被注入流体流动容积内的给水；
在OTSG外围板和压力容器之间的蒸汽环腔缓冲在蒸汽出口处从流体流动容积中排出的蒸汽；
给水环腔具有比蒸汽环腔大的外直径。
21.如权利要求19所述的装置，其特征在于，在运行状态中，OTSG形成一体的节能器，该节能器将在给水入口处被注入到流体流动容积内的给水加热到给水的沸点或低于沸点的温度。
22.如权利要求19所述的装置，其特征在于，还包括：
设置在大致圆柱形压力容器内在中心上升管上方的流动转向器，该流动转向器具有面向中心上升管顶端的流动转向表面，该流动转向表面是斜坡和弧形中的至少一种，以将从中心上升管顶端排出的一次冷却剂朝向OTSG管子的入口再导向。
23.如权利要求22所述的装置，其特征在于，流动转向器将压力容器分为上部一体稳压器容积和其余的下部内容积，在运行状态下，上部一体稳压器容积含有的流体温度高于压力容器其余的下部内容积内一次冷却剂的温度。
24.如权利要求19所述的装置，其特征在于，压力容器被分为上部一体稳压器容积和其余的下部内容积，在运行状态下，上部一体稳压器容积含有的流体温度高于压力容器其余的下部内容积内一次冷却剂的温度。
25.如权利要求24所述的装置，其特征在于，还包括：
吸收中子的控制棒；以及
控制棒驱动机构(CRDM)，该控制棒驱动机构构造成可控制地将控制棒插入和拔出核反应堆堆芯；
其中，CRDM没有一部分是设置在一体稳压器容积内或穿过一体稳压器容积。
26.如权利要求19所述的装置，其特征在于，OTSG的管子在PWR的非运行状态下处于轴向张紧，在该非运行状态中，OTSG的管子的温度低于100℃。
27.如权利要求26所述的装置，其特征在于，
在PWR的运行状态下，在OTSG的管子内流动的一次冷却剂的温度至少为500℃，以及
在运行状态下，OTSG的管子处于轴向压缩。
28.如权利要求19所述的装置，其特征在于，
在核反应堆的运行状态下，在管内流动的一次冷却剂处于比流体流动容积内流体压力高的压力下。
29.一种方法包括：
构造直流蒸汽发生器(OTSG)，该构造包括在轴向张紧状态下安装OTSG的管子；以及
在升高了的温度下运行OTSG，在该升高了的温度下，管子处于轴向压缩。
30.如权利要求29所述的方法，其特征在于，管子的安装包括对管端进行胀管以将所述管端固定到管板，该胀管对管子施加轴向张力。
31.如权利要求29所述的方法，其特征在于，还包括：
在核反应堆内安装OTSG以形成一体的核反应堆，该操作包括运行一体的核反应堆。
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