CN102859606A - 具有初级冷却剂的自然循环的核反应堆系统 - Google Patents

Abstract

一种核反应堆系统，在一种实施方式中，该核反应堆系统利用自然循环（即热虹吸）来使得初级冷却剂以单相通过反应堆芯部和热交换子系统进行循环。热交换子系统位于核反应堆压力容器的外部，且在一些实施方式中，热交换子系统被设计以便不造成初级冷却剂在热交换子系统内部的流动的任何明显的压力下降，所述热交换子系统被用于蒸发二级冷却剂。在另一种实施方式中，一种核反应堆系统被公开，所述核反应堆系统的芯部位于地面下方，所有进入反应堆压力容器的贯穿部都位于地面上方。

Description

具有初级冷却剂的自然循环的核反应堆系统

相关申请的交叉引用

本申请要求享有2010年11月24日递交的美国临时专利申请No.61/416,954、2010年5月11日递交的美国临时专利申请No.61/333,551和2010年2月5日递交的美国临时专利申请No.61/302,069的权益，对其全部内容通过参引合并于本文中。

技术领域

本发明总体涉及一种核反应堆系统，具体涉及一种利用单相的初级冷却剂的自然循环的核反应堆系统，例如加压水反应堆（“PWR”）。

背景技术

近年来，在商业性地发展利用自然循环现象（也被称为热虹吸效应）使初级冷却剂循环来冷却核反应堆并将二级冷却剂蒸发形成移动的蒸汽的可实施的加压水反应堆（PWR）中，已经有相当数量的利益增长。

CAREM（阿根廷）是一种100MW(e)的PWR反应堆设计，其具有形成一体的自加压的初级系统，通过所述的自加压的初级系统依靠自然循环而实现初级冷却剂的循环。CAREM设计结合了多个被动安全性系统。包括堆芯、蒸汽发生器、初级冷却剂和蒸汽拱形的整个初级系统被容纳在单独的压力容器的内部。反应度的较大的负温度系数提高了自控特征。反应堆在实践中是自控制的，对控制棒运动的需要被最小化。为了在整个运行周期保持反应度的较大的负温度系数，不必利用可溶解的硼作燃烧补偿。燃烧的反应度补偿通过可燃毒物获得，即分散在二氧化铀燃料中的氧化钆。初级冷却剂从较低的稳压室进入堆芯。初级冷却剂被加热后离开堆芯并向上流经上升通道而到达上部拱形。在上部部分，初级冷却剂通过侧窗离开上升通道而进入外部区域，然后向下流过模块化蒸汽发生器，通过在蒸汽发生器中将热量传递给二级冷却剂来降低其焓。最终，初级冷却剂离开内部蒸汽发生器并通过下降通道流下到达较低的稳压室，闭合回路。CAREM使用单程直管蒸汽发生器。十二个蒸汽发生器在堆芯上方的压力容器内部的被以环形阵列布置。初级冷却剂流经管的内部，二级冷却剂流过管的外部。壳和两个管板形成初级冷却剂和二级冷却剂的流动回路之间的屏障。

AST-500（俄罗斯）是一种500MW(th)的反应堆设计，该设计用于生成低温度的热量用于地区供暖和城市的热水供应。AST-500是具有初级部件和初级冷却剂自然循环的整体设计的加压水反应堆。AST-500的特征包括在减小的工作参数下的初级冷却剂的自然循环，以及整体的反应堆的特殊特征，例如：嵌入式的蒸汽燃气压力保持装置、用于紧急去除热量的反应堆内热交换器，和外部防护容器。

V-500SKDI*（俄罗斯）是一种500MW(e)的轻水整体反应堆设计，具有在直径小于5米的容器内的初级冷却剂的自然循环。反应堆堆芯和蒸汽发生器被容纳在钢制的压力容器（即反应堆压力容器）内部。堆芯具有121个无遮蔽燃料组件，所述燃料组件具有18个控制棒组。三十六个燃料组件具有可燃毒物棒。热的初级冷却剂从堆芯移动通过上升通道和上部遮蔽窗而进入位于下降通道的蒸汽发生器中。冷却剂的流动是由于在上升和下降通道中的冷却剂的密度差。压力保持装置通过两个管道被连接到反应堆压力容器和水清洁系统。

NHR-200（中国）是用于为地区供暖、工业加工和海水脱盐提供热量的设计。反应堆功率是200MW(th)。反应堆堆芯位于反应堆压力容器（RPV）的底部。系统压力通过氮气和蒸汽被保持。反应堆容器为圆筒形。反应堆压力容器（RPV）直径为4.8米，高度为14米，重量为197吨。防护容器由直径为5米的圆筒形部分和最大直径为7米的上部圆锥形部分组成。防护容器高度为15.1米，重量为233吨。堆芯通过从全功率运行到残余热量排除的自然循环而冷却。在堆芯的出口有长的上升通道来提高自然循环能力。上升通道的高度大约为6米。即使在由于LOCA造成初级回路中的自然循环中断的情况下，堆芯的残余热量可以通过在初级热交换器的未被覆盖的管表面处冷凝的蒸汽而被传递。

虽然上述加压水反应堆利用初级冷却剂的自然循环来冷却反应堆堆芯并加热二级冷却剂，但是所有这些自然循环的加压水反应堆具有这样的缺点：热交换设备与反应堆压力容器合为一体并且位于反应堆压力容器内部。这样的布置方式不仅使得热交换系统的维修和/或维护困难，而且也使得设备处于易腐蚀的状态。另外，将热交换设备布置在反应堆压力容器的内部造成复杂性提高和潜在的反应堆压力容器的贯穿部的数量增加。但是，在本发明之前，热交换设备位于反应堆压力容器的内部似乎被认为是初级冷却剂在加压水反应堆周期实现自然循环所须的。

现有技术中存在的其它压水反应堆的缺点是反应堆压力容器在反应堆压力容器的顶部和底部都具有贯穿部。现有的压水反应堆的另一个缺点是：相当长度的管和大量的接头被用于从反应堆压力容器向热交换设备输送初级冷却剂，因此增加了由于管路破裂情况造成失效的危险。

发明内容

这些以及其它的缺点通过本发明解决。此处提出一种核反应堆系统，在一种实施方式中，该核反应堆系统利用自然循环（即热虹吸）来使得初级冷却剂以单相通过反应堆堆芯和热交换子系统进行循环，其中，热交换子系统位于核反应堆压力容器的外部。在一些实施方式中，热交换子系统被设计成不引起初级冷却剂在热交换子系统内部的流动中的任何显著的压力下降，所述热交换子系统被用于蒸发二级冷却剂。在另一种实施方式中，一种核反应堆系统被公开，其中，所述反应堆的堆芯位于地面下方，反应堆压力容器上的所有贯穿部都位于地面上方。在某种实施方式中，本发明的核反应堆系统是加压水反应堆系统。

在一种实施方式中，本发明可以是一种自然循环的核反应堆系统，所述核反应堆系统包括：具有内部空腔的反应堆压力容器；包括核燃料的反应堆堆芯，所述核燃料被布置在所述反应堆压力容器底部的内部空腔内；位于反应堆压力容器外部的热交换子系统；闭环初级冷却剂回路，所述闭环初级冷却剂回路使得初级冷却剂流过所述反应堆压力容器以冷却反应堆堆芯，并流过所述热交换子系统以将热量传递到二级冷却剂；其中，所述反应堆堆芯的运行引起初级冷却剂以单相通过所述闭环初级冷却剂回路的自然循环。

在另一种实施方式中，本发明可以是一种核反应堆系统，所述核反应堆系统包括：具有内部空腔的长形的反应堆压力容器，所述内部空腔容纳初级冷却剂，所述反应堆压力容器沿着基本竖直的轴线延伸，所述反应堆压力容器的轴向长度的主要部分位于地面下方；反应堆堆芯，所述反应堆堆芯包括核燃料，所述核燃料被布置在所述反应堆压力容器反应堆的底部的内部空腔内并位于地面下方；反应堆压力容器，所述反应堆压力容器包括位于地面上方的初级冷却剂出口；反应堆压力容器，所述反应堆压力容器包括位于地面上方的初级冷却剂入口；热交换子系统，所述热交换子系统位于所述反应堆压力容器的外部并位于地面上方，所述热交换子系统的进热管段流体地联接到所述初级冷却剂出口，所述热交换子系统的出冷管段流体地联接到所述初级冷却剂入口；其中，所述反应堆压力容器的主要部分没有贯穿部。

在另一种实施方式中，本发明可以是一种核反应堆系统，所述核反应堆系统包括：具有内部空腔的长形的反应堆压力容器，所述内部空腔容纳初级冷却剂，所述反应堆压力容器沿着基本竖直的轴线延伸；反应堆堆芯，所述反应堆堆芯包括核燃料，所述核燃料被布置在所述反应堆压力容器反应堆的底部的内部空腔内部；分隔部，所述分隔部将所述反应堆压力容器的内部空腔分成初级冷却剂上升通道和初级冷却剂下降通道，所述反应堆堆芯被布置在所述初级冷却剂上升通道的内部；所述反应堆压力容器包括与所述初级冷却剂上升通道的顶部流体连通的初级冷却剂出口；所述反应堆压力容器包括与所述初级冷却剂下降通道的顶部流体连通的初级冷却剂入口；至少一个蒸汽发生器，所述蒸汽发生器位于所述反应堆压力容器的外部，蒸汽发生器的进热管段流体联接到所述初级冷却剂出口，蒸汽发生器的出冷管段流体联接到所述初级冷却剂入口；其中，所述蒸汽发生器不引起所述初级冷却剂通过所述蒸汽发生器的流动中由于高度的增加而产生的任何显著的压力下降。

通过下文提供的详细描述，本发明的应用的其他方面会变得清晰。应当理解，用于表明本发明的优选的实施方式的详细的描述和具体的例子，只用于说明目的而不限制本发明的范围。

附图说明

通过详细说明以及附图，本发明能被更充分地理解，其中：

图1是根据本发明的一种实施方式的自然循环核反应堆系统的示意图。

图2是能够用在图1所示的自然循环反应堆系统中的热交换子系统的实施方式的示意图。

图3A是根据本发明的实施方式的单程水平蒸汽发生器的俯视示意图。

图3B是图3A所示的单程水平蒸汽发生器的侧面示意图。

图4是根据一种结构性实施方式的自然循环核反应堆系统的一部分的侧面图。

图5是根据一种结构性实施方式的图1所示的自然循环核反应堆系统的一部分的俯视等距视图。

具体实施方式

优选实施方式的下文描述只是示意性的而不以任何方式试图限制本发明、其应用或用途。

在详细讨论图1-5之前，将进行本发明的自然循环反应堆系统的一种具体实施方式及其运行方式的概述。本领域的技术人员将理解所述概述是针对一种非常具体的实施方式，其细节在所有实施方式中都不限制本发明。另外，本领域的技术人员会理解所述概述如何应用于后续的图1-5的详细讨论。

Ⅰ.一种潜在的商用实施方式的概述

在一种潜在的商用实施方式中，本发明的核反应堆系统是被设计用于提供从核裂变得到的经济的和安全的清洁能源的145MWe核反应堆。本发明的核反应堆系统的优点包括它的内在的安全性和运行的简单化。本发明的核反应堆系统的运行的简单化以及建立和运转该系统所需要的不多的费用使其有可能将无污染的核能的成果惠及全球的大量的目前无法得到可靠能源或充沛的电能输送系统的人类。在每兆瓦的基础上与大型核反应堆相比，本发明的核反应堆系统被设计成随着增加的资本支出而逐渐增加供给符合用户基数的发电能力。由于其内在的运行的简化，本发明的核反应堆系统需要最少量的受训练的人员来运行电站。本发明的核反应堆系统的多个单元能够被集中在一个地点或者在每兆瓦建造费用没有明显增加的情况下在地域上分散布置。地域性的分散和地下构造作为9/11（9.11事件）后考虑的自然的除害手段。本发明的核反应堆系统的适度的能量输出，使其成为可靠电能或者向城市提供加热蒸汽或向工厂提供生产用蒸汽的协同工厂的可行的候选来源。

作为具有维护安全、方便以及极好安全性的加压水反应堆型被动小型模块化反应堆，本发明的核反应堆系统理想地适合用作任何国家的战略国有资产的可靠能源。本发明的核反应堆系统的关于其内在安全性和可靠性的设计特征是：

1.反应堆堆芯深入地下

反应堆堆芯位于地下深处的厚壁反应堆压力容器（RPV）中，所述容器由符合美国机械工程师协会规范的材料制成，所述材料具有经过证实的在大型加压水反应堆（PWR）和沸水反应堆(BWR)中保持反应堆完整性的几十年的效能。所有被反应堆冷却剂浸湿的表面都由不锈钢或因康镍合金（Inconel）制成，这消除了在反应堆容器内杂质聚集的主要来源。

2.反应堆冷却剂的自然循环

本发明的核反应堆系统不依赖任何主动部件，例如反应堆冷却剂泵，来通过闭环初级冷却剂回路循环初级冷却剂，所述闭环初级冷却剂回路包括流过反应堆堆芯及热交换子系统的流。作为替代，初级冷却剂通过反应堆压力容器、水平蒸汽发生器和其它不同的设备的流动是通过闭环初级冷却剂回路的热段和冷段中流过的水的密度差而产生的压头而发生。作为原动力的重力的可靠性巩固了本发明的核反应堆系统的内在的安全性。在某些实施方式中，初级冷却剂的运动不需要泵、阀或任何类型的移动机构。

3.不依赖外部电源

用于关闭本发明的核反应堆系统的外部电源并不是必不可少的。在关机期间对于反应堆残余热量的抑制也依靠自然循环发生。这样，消除了对于作为核电站所考虑的重要问题的现场紧急关闭电源的需求。

4.在反应堆堆芯的周围和上部保证有大量的水

本发明的核反应堆系统的反应堆压力容器在其地下部分不具有贯穿部，所述地下部分可以是100英尺的底部，这意味着反应堆堆芯会保持浸没在大量的水中。反应堆压力容器的所有贯穿部都位于反应堆压力容器的地上部分或顶部并且尺寸较小。在闭环初级冷却剂回路不存在大的管路，这消除了“大破裂”LOCA事件的潜在危险。

5.所有关键部件容易接近

包括蒸汽发生器的热交换子系统和控制棒驱动系统都位于反应堆压力容器的外部的方便容易接近的高度，使其预防性的维护和修理成为便于执行的活动。每个蒸汽发生器是具有方便接近和塞管的嵌入式设计特征的水平压力容器。

6.软化水

初级冷却剂（还可以被称作反应堆冷却剂）是软化水，由于其较强的负反应梯度，该软化水能够促进临界安全性。不使用搀硼酸的水由于省去了保持和控制初级冷却剂中的硼的含量的所需的系统和设备，因此简化了核蒸汽供应系统（NSSS）。纯水和抗腐蚀的初级冷却剂的循环有助于将反应堆压力容器聚集的杂质量降到最少。

7.模块化

人们可以在一处只建立本发明的一个核反应堆系统，或者建立多个核反应堆系统。在一处集中建立多个本发明的核反应堆系统会降低总体的运行和维护费用。

8.运行周期长

本发明的核反应堆系统在需要再加料前会运行大约3.5年。

9.建造周期短

事实上本发明的核反应堆系统的所有部件都是车间制造的。现场工作被限于加强的混凝土结构和有限数量焊接以组装的车间制造的设备和零部件。结果，从在地面上动工开始在24个月内完成一个本发明的核反应堆系统的建造是可能的。

10.高效的蒸汽循环

一对两个水平蒸汽发生器被串联布置并被整体焊接到反应堆压力容器。本发明的核反应堆系统的能量循环的效率及其紧凑性通过整体焊接到水平蒸汽发生器的过热器被进一步提高。一个过热器附接到一个蒸汽发生器上，所述过热器提高循环效率，也保护高压涡轮和低压涡轮不受潮湿蒸汽的有害作用。

11.整体的压力保持装置

反应堆压力容器的设计结合了占据反应堆压力容器上端部分的整体的压力保持装置。压力保持装置用于控制反应堆容器中的压力。

12.适合缺水的地区

本发明的核反应堆系统能够被安装在可利用水有限的地区，例如不足够供应大型反应堆的小溪和小河。通过使用气冷式冷凝器技术来抑制电站的废热，本发明的核反应堆系统在缺水的地区能够同样好地运行。当然，使用空气代替水会造成电站费用的少量增加。

12.安全和已证实的范围内的系统参数

反应堆压力容器内的运行压力和温度是在加压水反应堆的已证实范围内。为获得提高的热-液压控制（请见下表）和提高的反应堆堆芯中的偏离泡核沸腾的裕度，堆芯能量密度低于用在较大的加压水反应堆中的堆芯能量密度。

13.最小化的管道流动和主动部件的最低限度的使用以提高可靠性和成本竞争力

本发明的核反应堆系统的闭环初级冷却剂回路和二级冷却剂回路中的管道的数量是市面上的任何核电站设计中最少的，泵和阀的数量也是如此。

14.运行中的检查

初级系统中的包括那些在反应堆压力容器壁上的焊缝在内的所有焊缝在任何时间都可以进行检查。尤其是，在发电期间反应堆压力容器中的焊缝能够通过操作配备有在运行中进行检查的器件的操纵器进行检查。这样，本发明的核反应堆系统超过了美国机械工程师协会规范的第Ⅺ部分所期望的运行中的检查能力。

15.防地震硬度设计

事实上本发明的核反应堆系统的所有主要设备位于地下或者水平安装以抵抗强地震运动。这包括反应堆压力容器、燃料池、反应堆贮水箱（都位于地下）和在地上安装的水平蒸汽发生器、水平过热器和水平釜形再沸器。

16.飞行器冲击防护外壳

本发明的核反应系统的外壳结构被设计来抵抗战斗机和商务航班的冲击而不遭受穿破壁的裂口。

Ⅱ.细节

下面参考图1，自然循环核反应堆系统1000（下文中称“核反应堆系统1000”）根据本发明的一种实施方式进行说明。核反应堆系统1000总体上包括核反应堆压力容器100和热交换子系统200。反应堆压力容器100容纳初级冷却剂101，所述初级冷却剂101用于冷却反应堆堆芯102以及加热在热交换子系统200内的二级冷却剂。反应堆压力容器100通过初级冷却剂出口103流体联接到热交换子系统200的进热管段201。类似地，核反应堆压力容器100还通过初级冷却剂入口104流体联接到热交换子系统200的出冷管段202。结果，形成闭环的初级冷却剂回路300，初级冷却剂101单向流动通过所述闭环初级冷却剂回路300。如下文更加详细的描述，初级冷却剂101通过闭环初级冷却剂回路的流动是由反应堆堆芯102的正常运行所散发的热量所引起的自然循环流动。

在某些实施方式中，所述核反应堆压力容器100的内部空腔105被保持在足够的压力下，使得尽管反应堆压力容器100内部高温，初级冷却剂101仍然被维持在液相状态下。在示例的实施方式中，压力控制子系统50（通常在本领域中作为压力保持装置）位于反应堆压力容器100的定部，被构造成控制反应堆压力容器100的内部空腔105的压力。压力控制子系统50与反应堆压力容器100的可移动头部106为一个整体以防止管路断裂并提供更紧凑的反应堆系统1000。压力保持装置为本领域所熟知的，任何标准的压力保持装置可以被用作压力控制子系统50。在一种实施方式中，反应堆压力容器100的内部空腔105被保持在2000psia到2500pisa的压力范围内。在一种更具体的实施方式中，反应堆压力容器100的内部空腔105被保持在压力范围在2200psia到2300pisa。当然，除非特别要求，否则在反应堆压力容器100的内部空腔105内保持的确切压力不受本发明限制。

反应堆压力容器100是由美国机械工程师协会认可的材料，例如不锈钢制成的长形管状压力容器。反应堆压力容器100沿着基本竖直的轴线A-A从底端107延伸到顶端108，由此限定反应堆压力容器100的轴向长度。在一种实施方式中，反应堆压力容器100具有超过100英尺的轴向长度以便促进在初级冷却剂101出于自然循环（在本领域还被称作热虹吸）的再循环中达到足够水平的湍流。在某些其它的实施方式中，反应堆压力容器100具有轴向长度的范围在100英尺到150英尺。当然，本发明在某些替代实施方式中并不如此限制。

反应堆压力容器100总体包括拱形头部106和体部109。拱形头部106可拆卸地联接到体部109的顶端以便可从其拆除来加料或者维护。拱形头部106能通过使用任何适当的紧固件被联接到体部109上，所述紧固件包括螺栓、夹具或类似装置。在示例的实施方式中，体部109包括上部凸缘110，拱形头部106包括下部凸缘111，所述下部凸缘提供配合结构，螺栓114（图4）通过所述配合结构延伸以将拱形头部106联接至体部109。当拱形头部106被联接到体部109上时，通过使用垫圈或其它适当的形状的结合部在所述的联接之间形成密封。

反应堆压力容器100的体部109包括直立的管状壁112和拱形底部113，所述拱形底部113不透气地密封反应堆压力容器100的底端107。在所说明的实施方式中，管状壁112具有圆形的横截面轮廓，但如果需要可以采用其它形状。在示例的实施方式中，拱形底部113与管状壁112是整体和形成一体的。当然，在其它实施方式中，拱形底部113可以是通过焊接或其它密封连接技术紧固到管状壁112上的单独结构，所述密封连接例如是上文描述的用在拱形头部106和体部109的凸缘技术。但是，在某些实施方式中，拱形底部113和体部109的整体和形成一体的结构是优选的，因为这消除了存在破裂可能性的接合处和/或结合部。

反应堆压力容器100形成内部安置有反应堆堆芯102的内部空腔105。反应堆堆芯102包括燃料组件形式的核燃料，如本领域已知的。反应堆堆芯102的结构细节不受本发明的限制，反应堆系统1000能够使用任何类型的反应堆堆芯或核燃料。反应堆堆芯102被放置在反应堆压力容器100的底部115。在一种实施方式中，反应堆堆芯102在其运行时具有400MWt到600MWt的堆芯热功率。

在一种实施方式中，反应堆堆芯102由竖直排列的燃料组件组成。所述燃料组件间的间隔通过这样的设计目的来调整：所述设计目的是保持在反应堆压力容器100的所有位置的反应度（中子倍增系数）为1.0。在轴向的临界控制通过在燃料棒中的嵌入式的中子毒物（被Westinghouse称作IFBAs）提供，或者能够通过控制棒提供。

反应堆压力容器100的内部空腔105内设置有分隔部120，所述分隔部120把内部空腔分隔成初级冷却剂上升通道105A和初级冷却剂下降通道105B。两个通道105A和105B是形成闭环初级冷却剂回路300的一部分的轴向延伸的竖直通道。

在示例的实施方式中，分隔部120包括竖直的管状壁部分120A和横向壁部分120B。管状壁部分120A是环形管，所述环形管安装在反应堆压力容器100的内部空腔内105，以便于相对于反应堆压力容器100的直立壁112同心地布置。结果，初级冷却剂下降通道105B是沿周向围绕初级冷却剂上升通道105A的环形通道。初级冷却剂下降通道105B是在分隔部120的竖直管状壁部分120A的外表面121和反应堆压力容器100的直立壁112的内表面116之间形成的。初级冷却剂上升通道105B是由分隔部120的竖直管状壁部分120A的内表面122形成的。

横向壁部分120B为在一端连接到分隔部120的直立管状壁部分120A的顶端而在另一端连接到反应堆压力容器100的直立壁112的环状板。横向壁部分120B用作在反应堆压力容器100的顶部117内阻止初级冷却剂101在初级冷却剂上升通道105A和初级冷却剂下降通道105B之间的交叉流动的分隔器元件。本质上，横向壁部分120B形成初级冷却剂下降通道105B的顶部，其阻止通过初级冷却剂出口103离开反应堆压力容器100的加热的初级冷却剂101与通过初级冷却剂入口104进入反应堆压力容器100的冷却的初级冷却剂101的混合，反之亦然。初级冷却剂101在初级冷却剂上升通道105A和初级冷却剂下降通道105B之间的横向流动被分隔部120的直立管状壁部分120A阻止。

除了上文讨论的在初级冷却剂下降和上升通道105A和105B内物理性地分离加热的和冷却的初级冷却剂101，分隔部120还使得初级冷却剂下降通道105B内的冷却的初级冷却剂101与初级冷却剂上升通道105A内的加热的冷却的初级冷却剂101在热方面隔绝。简单地说，人们不希望热量通过分隔部120自由传递。这样，优选地是分隔部120是这种意义上的绝热的分隔壁：其有效热传导系数（从初级冷却剂上升通道105A到初级冷却剂下降通道105B径向地测量）低于初级冷却剂101的热传导系数。

使分隔部120的有效热传导系数低于初级冷却剂101的热传导系数能保证在初级冷却剂下降通道105B的初级冷却剂101保持比在初级上升通道105A的初级冷却剂101温度低，因此使得通过闭环初级冷却剂回路300的初级冷却剂101的自然循环率最大化。在非常简单的构造中，这能够通过由具有低的热传导系数的单一的固体材料制成的分隔部120来实现。但是，必须要考虑到：这种材料在反应堆压力容器100的运行温度和压力下应该既不劣化又不变形。在这样的实施方式中，有效热传导系数只是所述单一固体材料的热传导系数。

在示例的实施方式中，分隔部120的较低的热传导系数通过将分隔部120制成多层结构来实现。如同示例的，分隔部120包括被夹在两个外部层125A和125B之间的隔热层124。在一种实施方式中，隔热层124是耐热材料而外部层125A和125B是不锈钢或另一种耐腐蚀材料。在某些实施方式中，隔热层124被完全包在外部层125A和125B中。

反应堆压力容器100的内部空腔115在反应堆压力容器100的底部115还包括稳压室（plenum）118，所述稳压室118允许初级冷却剂101从初级冷却剂下降通道105B横向流动到初级冷却剂上升通道105A。在示例的实施方式中，稳压室118是通过分隔部120的竖直管形壁部分120A的底端123与拱形底部113的内表面119分隔开这一事实来形成的，因此产生开放的通道。在替代的实施方式中，分隔部120可以整个延伸到拱形底部113的内表面119。在这种实施方式中，稳压室118通过在分隔部120中设置多个孔/开口来形成以便允许希望的横向流动。

内部空腔105还包括在反应堆压力容器100的顶部117的稳压室126。稳压室126允许在初级冷却剂上升通道105A内上升的被加热的初级冷却剂101在反应堆压力容器100的顶部117聚集，然后从竖直轴线A-A并通过初级冷却剂出口103横向流出。

反应堆堆芯102位于底部稳压室118上方的初级冷却剂上升通道105A内。在反应堆堆芯102的运行期间，反应堆堆芯102产生的热能被传递进入邻近反应堆堆芯102的初级冷却剂上升通道105A的初级冷却剂101中，从而被加热。由于其减小的密度，该加热的初级冷却剂101在初级冷却剂上升通道105A内向上升高。此加热的初级冷却剂101在顶部稳压室126聚集，并通过初级冷却剂出口103离开反应堆压力容器100，在所述的初级冷却剂出口103进入作为进热管段201的热交换子系统200。在一种实施方式中，进入热交换器的进热管段201的加热的初级冷却剂101具有至少570°F的温度，在另外一种实施方式中温度在570°F到620°F范围内。

被加热的初级冷却剂101流经热交换子系统200，其热能在所述热交换子系统200内被传递到二级冷却剂（在下文中参考图2更加详细地描述），由此变冷并通过冷段202离开热交换子系统200。在一种实施方式中，当离开热交换子系统的冷段202时，该被冷却的初级冷却剂101具有范围在300°F到400°F的温度。在另一种实施方式中，热交换子系统200被设计成使得在热段201中的被加热的初级冷却剂和在冷段的被冷却的初级冷却剂的温度差至少是220°F。

离开热交换子系统200的冷段的冷却的初级冷却剂101随后通过初级冷却剂入口104进入反应堆压力容器100，由此流动进入初级冷却剂下降通道105B的顶部127。一旦在初级冷却剂下降通道105B的内部，冷却的初级冷却剂101（具有大于在初级冷却剂上升通道105A的加热的初级冷却剂101的密度）向下流动通过初级冷却剂下降通道105B进入底部稳压室118，在所述的底部稳压室118向上抽吸返回进入初级冷却剂上升通道105A并再次被反应堆堆芯102加热，由此通过闭环初级冷却回路300完成循环。

如上文所描述的，反应堆堆芯102的运行，由于在初级冷却剂上升通道105A内产生上升水柱和在初级冷却剂下降通道105B内产生下降水柱，引起初级冷却剂101通过闭环初级冷却回路300的自然循环。在一种实施方式中，上升水柱和下降水柱具有范围在80英尺到150英尺的竖直高度，更加优选地从80英尺到120英尺。自然循环（热虹吸流动）的强度根据两个水柱的高度（因反应堆设计而固定）和两个水柱的总体温度差（水SES和下降间隔）而确定。例如，水在2200psia和580°F下具有密度44.6磅/立方英尺。如果温度降低到250°F，则这一密度增加到60.5磅/立方英尺。60英尺高的热水柱和冷水柱会产生6.6psi的压头，此压头可用于驱动初级冷却剂101通过闭环初级冷却回路300的自然循环。90英尺高的水柱会产生高50%的压头（即9.9psi）。

作为通过水柱和重力实现的初级冷却剂101的自然循环的结果，反应堆系统1000没有诸如泵或风扇之类的主动设备以用于迫使初级冷却剂通过闭环初级冷却剂回路的循环。

在图1所示的实施方式中，初级冷却剂出口103位于稍低于初级冷却剂入口104的高度的位置（1-3英尺）。但是，在其它的实施方式中，初级冷却剂出口103和初级冷却剂入口104将位于基本相同的高度（见图4和图5）。当初级冷却剂出口103和初级冷却剂入口104在基本相同的高度时，分隔部120将被适当地设计。另外，作为在此使用的，术语“口”只包括孔或开口。

在一种实施方式中，初级冷却剂101是具有负反应度系数的液体。因此，如果通向热交换子系统200的散热路径在假定的情境下丧失，那么在反应堆堆芯102的链式反应会自动停止。这样，反应堆系统1000会固有地安全。在一种具体的实施方式中，初级冷却剂101是软化水。所有用于在典型加压水反应堆的反应堆容器中保持硼浓度的系统和控制被从反应堆系统1000排除。另外，作为初级冷却剂101的软化水的使用和反应堆压力容器100的抗腐蚀表面的存在帮助将杂质聚集保持在最低限度。反应堆堆芯102中的反应度控制通过一组控制元件（可燃毒物）被保持，所述控制元件被竖直悬挂并在燃料组件中及其周围占据关键位置以便控制中子通量并使中子通量均匀化。

下面同时参考图1、4和5，能够看到反应堆压力容器100的轴向长度上的主要部分130位于地面400下方，而反应堆压力容器100的轴向长度上的较小部分131在地面400上方延伸。这样，反应堆堆芯102位于深入地面400下方而热交换子系统200位于地面400上方。在一种实施方式中，热交换子系统200位于高度从80英尺到150英尺的位置，优选地位于80英尺到120英尺，高于反应堆堆芯102的高度。

反应堆压力容器100的较小部分131包括体部109的顶部132和拱形头部106。初级冷却剂出口103和初级冷却剂入口104位于在地面400上方的反应堆压力容器100的较小部分131。更加具体地，初级冷却剂出口103和初级冷却剂入口104位于在地面400上方的反应堆压力容器100的体部109的顶部132上。

主要部分130包括体部109的大部分和拱形底部113。在某些实施方式中，反应堆压力容器130的主要部分130至少是反应堆压力容器100的轴向长度的75%。在其它的实施方式中，反应堆压力容器130的主要部分130在反应堆压力容器100的轴向长度的60%到95%之间。在另一种实施方式中，反应堆压力容器130的主要部分130在反应堆压力容器100的轴向长度的70%到95%之间。

反应堆压力容器100包括反应堆凸缘150。反应堆压力容器100的体部109的顶部132被焊接到反应堆凸缘150上，所述凸缘150是大而重的上部锻件。所述反应堆凸缘150还提供初级冷却剂入口104和初级冷却剂出口103的位置（图4和图5）以及与热交换子系统200的连接（和用于应对不同假定的突发情境的工程安全系统）。所述反应堆凸缘150包含竖直的焊接凸起，以便以竖直方向的悬臂的方式（图1）在反应堆井410中支撑反应堆压力容器100的重量。结果，反应堆压力容器100与反应堆井410的壁表面411和地表面412隔离开，因而在运行中当反应堆堆芯102加热并造成反应堆压力容器100热膨胀时，允许反应堆压力容器100在轴向和径向上膨胀。

另外，反应堆压力容器100的主要部分130没有贯穿部。换句话说，反应堆压力容器100的主要部分130不包括孔、洞、开口或其他敞开的或者管或其它管道所附接的贯穿部。所有在反应堆压力容器100上的贯穿部（例如初级冷却剂入口和出口103、104）都位于地面上方的较小部分131，更具体地，在反应堆压力容器100的体部109的顶部132。在一种实施方式中，进一步优选地，主要部分130是没有连接、接头或焊接部的整体结构。

反应堆压力容器100的底部115通过侧向地震约束系统160被侧向约束。所述侧相地震约束系统160横跨反应堆压力容器100的体部109和反应堆井410的壁表面411以承受地震事件。地震抑制系统160——其包括多个回弹性可压缩的支杆161——允许反应堆容器的自由的轴向和直径方向的热膨胀。反应堆井410的底部容纳工程加固的特征来用水将其充满以提供对（假定的，非机械性的）产生反应堆的容纳物的焓迅速升高的突发状况的深度防御。因为反应堆系统1000被设计来防止初级冷却剂101的由于泄漏或破裂造成的损失，并且反应堆井410能被任意浸没，反应堆压力容器100被熔化燃料（真皮）烧穿能够作为一个可靠地假设被排除。这种固有安全的方面简化了反应堆系统1000的设计和分析。

下面同时参考图2和图4-5，描述了热交换子系统200的实施方式。热交换子系统200的具体的实施方式会在其中进行描述，要理解在替代的实施方式中，如果需要，可以省略一个或多个部件。例如，在某些实施方式中，水平过热器205、206中的一个或两个可以省略。在某些其它的实施方式中，水平蒸汽发生器203、204中的一个可以被省略和/或组合到另一个水平蒸汽发生器203、204中。另外，只要初级冷却剂101通过闭环初级冷却剂回路300的自然循环不被较大的压头损失所阻止，那么如果需要，可以结合附加的设备。

如上文所提到的，热交换子系统200包括进热管段201和出冷管段202，所述进热管段201将加热的初级冷却剂引入到通过热交换子系统200的闭环初级冷却剂回路300的一部分，所述出冷管段202将冷却的初级冷却剂从通过热交换子系统200的闭环初级冷却剂回路300的一部分排出。为了使由初级冷却剂流动的高度增加而造成的闭环初级冷却剂回路300的压力损失最小化（在一些实施方式中消除），水平蒸汽发生器203、204和水平过热器205、206全都是水平的类型（即输送初级冷却剂的管基本上水平延伸通过换热器壳的侧部的流体），如果可能的话相互之间水平对齐。

在热交换子系统200内，闭环初级冷却剂回路300的初级冷却剂流动在分流器215处被分开进入两个通道211、212。分流器210可以是三通阀、三通质量流量控制器或者简单的Y型管道接头。承载初级冷却剂流量的大部分的第一通道211经由第一水平蒸汽发生器203，然后通过第二水平蒸汽发生器204。同时，承载初级冷却剂流量的小部分的第二通道212行进通过第一水平过热器205，然后通过第二水平过热器206。在流过第一和第二水平蒸汽发生器203、204和第一和第二水平过热器205、206之后，第一和第二通道211、212在流体集合器216中汇集，所述流体集合器216将第一个和第二通道211、212的初级冷却剂流体联合起来并将联合流体输送到出冷管段202。与分流器215一样，流体集合器216可以是三通阀、三通质量流量控制器或者简单的Y型管道接头。

在一种实施方式中，通过进热管段201进入热交换子系统200的进入的初级冷却剂流的10%到15%被引导进第二通道212，而进入的初级冷却剂流的其余的85%到90%被引导进第一通道211。在一个具体的例子中，通过进热管段201进入热交换子系统200的进入的初级冷却剂具有5百万磅/小时-7百万磅/小时的流速。在该例子中，0.6百万磅/小时-1百万磅/小时的初级冷却剂被引导到第二通道212而其余的初级冷却剂流动被引导到第一通道211。

第一和第二水平蒸汽发生器203、204沿着闭环初级冷却剂回路300的第一通道211相互串联联接。两个水平蒸汽发生器203、204都是水平布置的管壳式热交换器。第一水平蒸汽发生器203是高压蒸汽发生器而第二水平蒸汽发生器204是低压蒸汽发生器（与高压蒸汽发生器相比而言是这样）。沿着闭环初级冷却剂回路300，高压第一蒸汽发生器203位于第二水平蒸汽发生器204的上游。类似地，第一和第二水平过热器205、206沿着闭环初级冷却剂回路300的第二通道212相互串联联接。第一水平过热器205是高压过热器而第二水平过热器206是低压过热器（相比高压过热器是这样）。沿着闭环初级冷却剂回路300，高压第一蒸汽过热器205位于第二水平过热器206的上游。另外，沿着闭环初级冷却剂回路300，第一和第二过热器205、206与第一和第二水平蒸汽发生器203、204并联。

另外，第一和第二水平蒸汽发生器203、204通过回流集管相互连接，以致进入第一水平蒸汽发生器203的热初级冷却剂加热二级冷却剂，以便为高压涡轮220生成蒸汽，然后以极小压力损失地进入第二水平蒸汽发生器204，为低压涡轮221生成蒸汽。

通过在第一和第二水平蒸汽发生器203、204内热量由初级冷却剂传递到二级冷却剂，初级冷却剂在通道211内的流动被用于将流过第一和第二水平蒸汽发生器203、204的壳体侧部的二级冷却剂由液相转化成气相。因为初级冷却剂通过第一和水平第二蒸汽发生器203、204的流动本质上基本水平，所以初级冷却剂通过第一通道211的流动在闭环初级冷却剂回路300内不造成任何由于高度的增加产生的较大的压力下降。另外，因为第一和第二水平蒸汽发生器203、204相互之间以及与反应堆压力容器100的初级冷却剂出口和入口103、104水平对齐（图5），从反应堆压力容器100的初级冷却剂出口103沿着第一通道211流到反应堆压力容器100的初级冷却剂入口104的初级冷却剂流动在闭环初级冷却剂回路300内不造成任何由于高度的增加产生的较大的压力下降。尽管在闭环初级冷却剂回路300内由于高度的增加产生的基本零压力下降的实现根据水平流动被举例说明，这种基本零压力下降能够在初级冷却剂在闭环初级冷却剂回路300内向下游流动时能够通过高度的下降而实现。

初级冷却剂在第二通道212内的流动被用于分别通过第一和第二水平过热器205、206过度加热离开第一和第二水平蒸汽发生器203、204的二级冷却剂的蒸汽相，由此进一步使二级冷却剂的蒸汽相干燥。如果水平过热器提高涡轮循环的热动力效率，这一应用在高压涡轮220和低压涡轮221上得以实现。

第一和第二水平过热器205、206是直接位于第一和第二蒸汽发生器203、204的上部的（且串联）水平布置的管壳式热交换器（图5）。但是，由于过热器203、204的位置在第一和第二水平蒸汽发生器203、204的上部造成的过热器205、206的高度稍微增加，初级冷却剂在第二通道212的流动确实造成在闭环初级冷却剂回路300内由于高度增加而产生的一些压力下降。但是，因为流过热交换子系统200的全部初级冷却剂中只有少量（10%到15%）被引导进入第二通道212并通过水平过热器205、206，所以压力下降不明显影响所需的自然循环。另外，与驱动水柱的流动高度相比，该高度的增加是可以忽略的。在这一实施方式中，通过热交换子系统200的初级冷却剂流中的至少85%从初级冷却剂出口103到初级冷却剂入口104仍然完全水平，不造成在闭环初级冷却剂回路300内由于高度的增加而产生的任何较大的压力下降。另外，在某些替代实施方式中，水平过热器205、206可以被除去和/或重新定位，以使其与水平蒸汽发生器203、204水平对齐。

如图5所示，第一和第二水平蒸汽发生器203、204直接相互联接并联接到反应堆压力容器100。更具体地，第一水平蒸汽发生器203的入口被直接联接到反应堆压力容器100的初级冷却剂出口103，而第一水平蒸汽发生器203的出口被直接联接到第二水平蒸汽发生器204的入口。第二水平蒸汽发生器204的出口又直接联接到反应堆压力容器100的初级冷却剂入口104。第一和第二水平蒸汽发生器203、204被布置成基本相互平行延伸，由此共同地形成总体上为U型的结构。这样，第一通道211也采取总体为U型。在某些实施方式中，第一和第二水平蒸汽发生器203、204被整体焊接到反应堆容器100上并且相互之间焊接。

下面参考图2和图3A-3B，第一和第二水平蒸汽发生器203、204的每一个包括预热区208、210和沸腾区207、209。第一和第二水平蒸汽发生器203、204都是单向型，其中第一通道211中的初级冷却剂流动是管程流体。每个单向管330基本水平地延伸通过预热区208、210和沸腾区207、209。二级冷却剂回路具有主给水入水管501和到冷凝器出口502的回路，其分别进入或流出热交换子系统200。

处于液相505的二级冷却剂，沿着管线503进入每个第一和第二水平蒸汽发生器203、204。二级冷却剂的进来的液相505在第一和第二水平蒸汽发生器203、204的预热区208、210内被预热。处于液相的二级冷却剂505作为壳体侧部的流体在预热区208、210内流过弯曲的路径，然后进入沸腾区207、209，在所述沸腾区207、209内被流过管330的初级冷却剂流动进一步加热。在沸腾区207、209，液相的二级冷却剂505蒸发并作为高压和低压蒸汽504离开第一和第二水平蒸汽发生器203、204，所述高压和低压蒸汽504分别提供给高压和低压涡轮220、221。

水平蒸汽发生器203、204和水平过热器205、206的壳体提供抵抗潜在的大破裂LOCAs的附加的屏障，如转向的稳压器和将水平蒸汽发生器203、204连接到反应堆压力容器100的偏心凸缘，如图4和图5所示。所有连接到反应堆容器100的系统使用类似的方法来确保没有大破裂LOCAs的潜在危险，所述大破裂LOCAs会迅速使水从反应堆容器100排出并露出反应堆堆芯102。只要反应堆堆芯102在所有运行的潜在工况和假设的突发事故的情况下都被覆盖，那么放射性材料向公众的释放被最小化。

如前面提到的，反应堆系统1000是本质上安全的反应堆，所述反应堆系统1000被设计成如果在反应堆防泄漏系统建筑物的外部或反应堆防泄漏系统内部出现问题，则在有自然循环冷却的安全模式下自动关闭。但是，为逐渐获得最大的把握，可以设计一些冗余安全系统，以便在假设的未知或不可知的突发事故情境下，即不能通过机械论而进行假设的突发事故情境下，保护公众健康和安全。在非正常工况下——当通过蒸汽发生器的正常的热传递路径不可用时，那么反应堆容器100的压力会开始增加。在这种情况下，安全膜会裂开以允许反应堆冷却剂流进位于上面的釜形再沸器。所述釜会具有大量存水，所述存水被用于从反应堆冷却剂提取热量，直到系统关闭为止。不同的系统使用不同的物理原理和设备来执行同样/双重的或重叠的功能以确保普通方式的失效不可能。

在整个使用中，多个范围被用作描述所述范围内的各个和每个值的简略形式。所述范围内的任何值能够被选作所述范围的端点。另外，此处所有引用的参考都以整体参引的形式被结合于此。如果本公开内容的定义与引用的参考发生冲突，那么本公开的内容具有控制权。

本发明已就关于包括执行本发明的目前的优选的模式进行了描述，本领域的技术人员将理解有很多上文描述的系统和技术的变型和改变。需要理解在不脱离本发明的范围的前提下可以使用其它的实施方式，以及在结构和功能上做出更改。这样，本发明的精神和范围应该如在所附权利要求所描述的而被广义地理解。

Claims (56)

1.一种自然循环的核反应堆系统，包括：

具有内部空腔的反应堆压力容器；

反应堆堆芯，所述反应堆堆芯包括布置在所述反应堆压力容器的底部的所述内部空腔内的核燃料；

位于反应堆压力容器外部的热交换子系统；

闭环初级冷却剂回路，所述闭环初级冷却剂回路使得初级冷却剂流过所述反应堆压力容器以冷却所述反应堆堆芯并流过所述热交换子系统以将热传递到二级冷却剂；并且

其中，所述反应堆堆芯的运行引起初级冷却剂以单相流过所述闭环初级冷却剂回路的自然循环。

2.根据权利要求1所述的自然循环的核反应堆系统，还包括：

分隔部，所述分隔部将所述反应堆压力容器的所述内部空腔分成初级冷却剂上升通道和初级冷却剂下降通道，反应堆堆芯设置在所述初级冷却剂上升通道内，其中，所述反应堆堆芯的运行引起所述初级冷却剂在所述初级冷却剂上升通道内上升；

所述反应堆压力容器包括位于所述反应堆压力容器的顶部处的初级冷却剂出口，所述初级冷却剂出口与所述初级冷却剂上升通道流体连通；

所述反应堆压力容器包括位于所述反应堆压力容器的顶部处的初级冷却剂入口，所述初级冷却剂入口与所述初级冷却剂下降通道流体连通；以及

稳压室，所述稳压室位于所述反应堆压力容器的底部，所述稳压室允许所述初级冷却剂从所述初级冷却剂下降通道到所述初级冷却剂上升通道的横向流动。

3.根据权利要求2所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述分隔部被构造成阻止在所述反应堆压力容器的顶部处所述初级冷却剂在所述初级冷却剂下降通道和所述初级冷却剂上升通道之间的交叉流动。

4.根据权利要求2到3中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述分隔部具有从所述初级冷却剂上升通道到所述初级冷却剂下降通道测量的有效热传导系数，所述分隔部的所述有效热传导系数低于所述初级冷却剂的有效热传导系数。

5.根据权利要求2到4中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述分隔部是具有内表面和外表面的管状结构，所述管状结构的内表面形成所述初级冷却剂上升通道，而所述初级冷却剂下降通道在所述管状结构的外表面和所述反应堆压力容器的内表面之间形成，所述初级冷却剂下降通道为沿周向围绕所述初级冷却剂上升通道的环形通道。

6.根据权利要求2到5中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述初级冷却剂出口和所述初级冷却剂入口位于基本相同的高度。

7.根据权利要求1到6中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述二级冷却剂在所述热交换子系统内通过从所述初级冷却剂传递的热而从液相转变为气相。

8.根据权利要求7的自然循环的核反应堆系统，其中，将所述二级冷却剂从液相转变为气相的在所述热交换子系统内的初级冷却剂流不引起任何在所述闭环初级冷却剂回路内由于高度的增加而产生的明显的压力下降。

9.根据权利要求1到8中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述反应堆压力容器沿着基本竖直的轴线延伸，所述反应堆压力容器的轴向长度上的大部分都位于地面下方，并且，所述反应堆堆芯位于地面下方且所述热交换子系统位于地面上方。

10.根据权利要求9所述的自然循环的核反应堆系统还包括：

分隔部，所述分隔部将所述反应堆压力容器的所述内部空腔分成初级冷却剂上升通道和初级冷却剂下降通道，所述反应堆堆芯设置在初级冷却剂上升通道内；

所述反应堆压力容器包括位于地面上方的所述反应堆压力容器的顶部处的初级冷却剂出口，所述初级冷却剂出口与所述初级冷却剂上升通道流体连通，所述初级冷却剂出口流体联接到所述热交换子系统以便形成热交换子系统的初级冷却剂的进热管段；并且

所述反应堆压力容器包括位于地面上方的所述反应堆压力容器的顶部处的初级冷却剂入口，所述初级冷却剂入口与所述初级冷却剂下降通道流体连通，所述初级冷却剂入口流体联接到所述热交换子系统以便形成热交换子系统的初级冷却剂的出冷管段。

11.根据权利要求10所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述初级冷却剂在所述进热管段具有第一高温、且在所述出冷管段具有二级低温，所述第一高温比所述第二低温高至少220°F。

12.根据权利要求10所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述初级冷却剂在所述进热管段具有范围在570°F到620°F的第一高温，并且在所述出冷管段具有范围在300°F到400°F的第二低温。

13.根据权利要求9到12中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述反应堆压力容器的主要部分没有贯穿部。

14.根据权利要求9到13中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述反应堆压力容器的主要部分至少为所述反应堆压力容器的轴向长度的75%。

15.根据权利要求9到13中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述反应堆压力容器包括凸缘部分，所述凸缘部分将位于地面下方的所述反应堆压力容器的主要部分以竖直取向的悬臂的方式支撑在反应堆井内。

16.根据权利要求15所述的自然循环的核反应堆系统，还包括一个或多个地震抑制装置，所述地震抑制装置从所述反应堆压力容器的所述主要部分的外表面延伸到所述反应堆井的壁表面。

17.根据权利要求1到17中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，至少85%的通过所述热交换子系统的初级冷却剂流是基本水平的。

18.根据权利要求1到17中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，至少85%的通过所述热交换子系统的初级冷却剂流不引起任何在所述闭环初级冷却剂回路内由于高度的增加而产生的明显的压力下降。

19.根据权利要求1到18中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述热交换子系统将所述初级冷却剂的温度降低至少220°F。

20.根据权利要求1到19中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述热交换子系统包括第一水平蒸汽发生器和第二水平蒸汽发生器，所述第一和第二蒸汽发生器沿着所述闭环初级冷却剂回路可操作地相互串联联接，所述第一和第二蒸汽发生器通过从所述初级冷却剂传递的热将所述二级冷却剂从液相转变成气相。

21.根据权利要求20所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述第一水平蒸汽发生器是高压蒸汽发生器，所述第二水平蒸汽发生器是低压蒸汽发生器，所述高压蒸汽发生器沿着所述闭环初级冷却剂回路位于所述低压蒸汽发生器的上游。

22.根据权利要求20到21中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，还包括高压涡轮和低压涡轮，所述高压涡轮从所述高压蒸汽发生器接收所述二级冷却剂的蒸汽相，而所述低压涡轮从所述低压蒸汽发生器接收所述二级冷却剂的蒸汽相，其中，离开高压涡轮的所述二级冷却剂的蒸汽相被供送至所述低压涡轮。

23.根据权利要求20到22中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述第一和第二水平蒸汽发生器是单向热交换器，所述初级冷却剂在所述第一和第二水平蒸汽发生器内为管程流体，其中,所述第一和第二水平蒸汽发生器不引起任何在所述闭环初级冷却剂回路内由于高度的增加而产生的明显的压力下降。

24.根据权利要求20到23中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述第一和第二蒸汽发生器分别包括预热部分和蒸汽生成部分。

25.根据权利要求20到24中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述第一水平蒸汽发生器的入口直接联接到所述反应堆压力容器的初级冷却剂出口，所述第一水平蒸汽发生器的出口直接联接到所述第二水平蒸汽发生器的入口，且所述第二水平蒸汽发生器的出口直接联接到所述反应堆压力容器的初级冷却剂入口。

26.根据权利要求20到25中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述第一和第二水平蒸汽发生器基本相互平行地延伸。

27.根据权利要求20到25中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述第一和第二水平蒸汽发生器被整体地焊接到所述反应堆容器上。

28.根据权利要求20到27中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述热交换子系统包括第一过热器和第二过热器，所述第一过热器被构造成加热从所述第一蒸汽发生器离开的所述二级冷却剂的蒸汽相，且所述第二过热器被构造成加热从所述第二蒸汽发生器离开的所述二级冷却剂的蒸汽相，其中，所述第一和第二过热器沿着所述闭环初级冷却剂回路可操作地相互串联联接，并且所述第一和第二过热器沿着所述闭环初级冷却剂回路与所述第一和第二蒸汽发生器并联联接。

29.根据权利要求28所述的自然循环的核反应堆系统，其中，10%到15%的通过所述热交换子系统的初级冷却剂流被导向通过所述第一和第二过热器，其余的通过所述热交换子系统的初级冷却剂流被导向通过所述第一和第二蒸汽发生器。

30.根据权利要求1到29中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述自然循环的核反应堆系统没有用于迫使所述初级冷却剂循环通过所述闭环初级冷却剂回路的主动部件。

31.根据权利要求1到30中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述反应堆堆芯的运行通过在所述反应堆压力容器的所述内部空腔内产生上升水柱和下降水柱而引起所述初级冷却剂的自然循环，所述上升水柱和下降水柱具有80英尺到120英尺范围的竖直高度。

32.根据权利要求1到31中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述初级冷却剂具有负反应度系数。

33.根据权利要求32所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述初级冷却剂是软化水。

34.根据权利要求1到33中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，还包括压力控制子系统，所述压力控制子系统位于所述反应堆压力容器的顶部区域内，所述压力控制子系统被构造成控制所述反应堆压力容器的所述内部空腔的压力。

35.根据权利要求1到34中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述反应堆压力容器的所述内部空腔的压力被维持在2000psia到2500psia的范围。

36.根据权利要求1到35中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述反应堆堆芯在其运行期间具有400MWt到600MWt的堆芯热功率。

37.根据权利要求1到36中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述热交换子系统位于比所述反应堆堆芯高度高80英尺到120英尺的高度上。

38.根据权利要求1到37中的任何一项所述的自然循环的核反应堆系统，其中，所述单相是液相。

39.一种核反应堆系统，包括：

长形的反应堆压力容器，所述反应堆压力容器具有内部空腔，所述内部空腔容纳初级冷却剂，所述反应堆压力容器沿着基本竖直的轴线延伸，所述反应堆压力容器的轴向长度的主要部分位于地面下方；

反应堆堆芯，所述反应堆堆芯包括核燃料，所述核燃料被布置在所述反应堆压力容器的底部的所述内部空腔内并位于地面下方；

所述反应堆压力容器包括位于地面上方的初级冷却剂出口；

所述反应堆压力容器包括位于地面上方的初级冷却剂入口；

热交换子系统，所述热交换子系统位于所述反应堆压力容器的外部并位于地面上方，所述热交换子系统的进热管段流体联接到所述初级冷却剂出口，并且所述热交换系统的出冷管段流体联接到所述初级冷却剂入口；并且

其中，所述反应堆压力容器的主要部分没有贯穿部。

40.根据权利要求39所述的核反应堆系统还包括：

分隔部，所述分隔部将所述反应堆压力容器的所述内部空腔分成初级冷却剂上升通道和初级冷却剂下降通道，所述反应堆堆芯被布置在所述初级冷却剂上升通道内；

与所述初级冷却剂上升通道的顶部流体连通的所述初级冷却剂出口；和

与所述初级冷却剂下降通道的顶部流体连通的所述初级冷却剂入口。

41.根据权利要求40所述的核反应堆系统，其中，所述分隔部具有从所述初级冷却剂上升通道到所述初级冷却剂下降通道测量的有效热传导系数，所述分隔部的所述有效热传导系数低于所述初级冷却剂的有效热传导系数。

42.根据权利要求40到41中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述初级冷却剂在所述进热管段具有第一高温、且在所述出冷管段具有第二低温，所述第一高温比所述第二低温高至少220°F。

43.根据权利要求39到42中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述反应堆压力容器的所述主要部分为所述反应堆压力容器的轴向长度的至少75%。

44.根据权利要求39到43中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述反应堆压力容器的所述主要部分在反应堆井内被以竖直取向的悬臂的方式支撑在地面下方。

45.根据权利要求44所述的核反应堆系统，还包括一个或多个地震抑制装置，所述地震抑制装置从所述反应堆压力容器的所述主要部分的外表面延伸到所述反应堆井的壁表面。

46.根据权利要求39到45中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述热交换子系统和所述反应堆压力容器的所述内部空腔共同形成闭环初级冷却剂回路，所述闭环初级冷却剂回路使所述初级冷却剂流过所述反应堆压力容器来冷却所述反应堆堆芯、并流过所述热交换子系统以便向所述二级冷却剂传递热，其中，所述反应堆堆芯的运行引起所述初级冷却剂以单相流过所述闭环初级冷却剂回路的自然循环，并且其中，所述二级冷却剂在所述热交换子系统内通过从所述初级冷却剂传递的热从液相转变至气相。

47.根据权利要求46所述的核反应堆系统，其中，将所述二级冷却剂从液相转变到气相的在所述热交换子系统内的初级冷却剂流不引起任何在所述闭环初级冷却剂回路内由于高度的增加而产生的明显的压力下降。

48.根据权利要求46到47中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述热交换子系统包括第一水平蒸汽发生器和第二水平蒸汽发生器，所述第一和第二蒸汽发生器沿着闭环初级冷却剂回路可操作地相互串联联接，所述第一和第二蒸汽发生器通过从所述初级冷却剂传递的热将所述二级冷却剂从液相转化成气相。

49.根据权利要求48所述的核反应堆系统，其中，所述第一和第二水平蒸汽发生器是单向热交换器，所述初级冷却剂在所述第一和第二水平蒸汽发生器内为管程流体，并且其中，所述第一和第二水平蒸汽发生器不引起任何在所述闭环初级冷却剂回路内由于高度的增加而产生的明显的压力下降。

50.根据权利要求48到49中的任何一项所述的核反应堆，其中，所述第一水平蒸汽发生器的入口直接联接到所述反应堆压力容器的所述初级冷却剂出口，所述第一水平蒸汽发生器的出口直接联接到所述第二水平蒸汽发生器的入口，且所述第二水平蒸汽发生器的出口直接联接到所述反应堆压力容器的所述初级冷却剂入口。

51.根据权利要求48到50中的任何一项所述的核反应堆，其中，所述第一和第二水平蒸汽发生器相互基本平行地延伸。

52.根据权利要求46到51中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述反应堆堆芯的运行通过在所述反应堆压力容器的所述内部空腔内产生上升水柱和下降水柱而引起所述初级冷却剂的自然循环，所述上升水柱和下降水柱具有80英尺到120英尺范围的竖直高度。

53.根据权利要求39到46中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述初级冷却剂具有负反应度系数。

54.一种核反应堆系统，包括：

长形的反应堆压力容器，所述反应堆压力容器具有内部空腔，所述内部空腔容纳初级冷却剂，所述反应堆压力容器沿着基本竖直的轴线延伸；

反应堆堆芯，所述反应堆堆芯包括核燃料，所述核燃料被布置在所述反应堆压力容器的底部的所述内部空腔内；

分隔部，所述分隔部将所述反应堆压力容器的所述内部空腔分成初级冷却剂上升通道和所述初级冷却剂下降通道，所述反应堆堆芯被布置在所述初级冷却剂上升通道内；

所述反应堆压力容器包括初级冷却剂出口，所述初级冷却剂出口与所述初级冷却剂上升通道的顶部流体连通；

所述反应堆压力容器包括初级冷却剂入口，所述初级冷却剂入口与所述初级冷却剂下降通道的顶部流体连通；

至少一个蒸汽发生器，所述蒸汽发生器位于所述反应堆压力容器的外部，所述蒸汽发生器的进热管段流体联接到所述初级冷却剂出口，且所述蒸汽发生器的出冷管段流体联接到所述初级冷却剂入口；并且

其中，所述蒸汽发生器不引起任何在通过所述蒸汽发生器的初级冷却剂流中由于高度的增加而产生的明显的压力下降。

55.根据权利要求54所述的核反应堆系统，其中，所述反应堆堆芯的运行引起所述初级冷却剂通过所述闭环初级冷却剂回路的自然循环，所述闭环初级冷却剂回路包括所述蒸汽发生器、所述初级冷却剂上升通道和所述初级冷却剂下降通道。

56.根据权利要求54到55中的任何一项所述的核反应堆系统，其中，所述蒸汽发生器是单向水平蒸汽发生器。

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