CN102870165B - 用于从气冷快堆产生能量的设施 - Google Patents

Abstract

本发明涉及包括一回路的一种发电设施，其中一回路包括经过核反应堆（12）、第一换热器（14）和风机（16’）的气体。二回路（17’）包括经过第一换热器（14）并经过安装在同一轴（24’）上的涡轮机（18）和压缩机（22）的不凝结气体。风机由前述轴驱动。一回路和二回路中的气体具有相同的性质，二回路中的压力由一回路中的压力自动调节。

Description

用于从气冷快堆产生能量的设施

技术领域

本发明涉及第四代核反应堆，特别是被称为GFR（代表气冷快堆（gas-cooled fast reactor））的反应堆。本发明更特别地涉及这种反应堆在意外情况下的冷却。

所谓“快堆”是利用了不减慢由核反应堆释放的中子的速度且不包括慢化剂（moderator）的冷却剂的反应堆。

背景技术

图1描述了电力产生设施，其来自在论文“CATHARE SIMULATION OFTRANSIENTS FOR THE 2400 MW GAS FAST REACTOR CONCEPT”（theconference Proceedings of ICAPP’09,Tokyo,Japan,10-14 May 2009,P 9378）所研究的一类联合间接循环GFR。一回路10（以纯氦作为冷却剂）经过核反应堆12的核芯并经由换热器14。通过电力供应的风机16（其置于回路中，且在换热器14的出口和反应堆12的入口之间），氦被被保持循环流动。氦处于大约70bar的压力下。

这种类型的间接循环反应堆不同于直接循环反应堆，原因是它的一回路不包括涡轮机。一回路只是用于将热量从堆心12传送至换热器14这一目的，其促进反应堆和一回路的部件的封闭，从而限制了活化作用的风险以及因进水口和涡轮机叶片的损失造成的凝结（missiles）的风险。

二回路17（其以氦和氮的混合物作为冷却剂基础）相继地经过换热器14、汽轮机18、第二换热器20和压缩机22。涡轮机18和压缩机22装配在同一轴24上，所述轴24还驱动交流发电机26。

氦和氮的混合物包括50%至70%体积分数的氦，其余为氧。混合物的压力在涡轮机18的入口处大约为65bar，在涡轮机18的出口处大约为40bar。

三回路28（其基础为蒸汽状态和液态的水）相继经过换热器20、蒸汽涡轮机30和泵32。蒸汽涡轮机驱动交流发电机36，从而完成交流发电机26的发电。联合间接循环（combined indirect cycle）由于这样双重的发电来源而得名。

在交流发电机26和36的水平下所产生电量的分配分别为1/3和2/3。

该设施具有应急冷却系统38。基于氦的应急一回路40经过反应堆12、换热器42以及风机44。在正常运行下，该应急一回路被阀46切断，风机44被关闭。基于水的应急二回路48经过换热器42，且在装满水的水槽50中。总之，提供了若干冗余的应急系统。

反应堆12和一回路10和40被置于内安全壳52中，内安全壳52本身置于外安全壳（未示出）中。内安全壳被设计成在出现裂口后保证足够的回降压力(fall-back pressure)（约5-10bar），外安全壳被设计成容纳任何可能被反应堆激活而向外泄漏的元件。

在发生影响反应堆一回路的事故的情况下，例如反应堆入口处的管道出现裂口，内安全壳和一回路的压力变得相等。内安全壳的压升被检测到，通过将控制棒插入堆芯中使得反应堆关闭。主回路的所有电气线路被关闭，原因是其耗费大功率且因而由发电系统供电，然而应急冷却系统38其本身是低功率的，因此被假定为能够被独立的电源（发电机组或电池）支持。控制棒立即停止核反应，但是反应堆中继续产生残留的热量且需要被去除。应急冷却系统的阀46打开，风机44被打开。残留的热量因而被氦回路38、换热器42和水回路48导出至水箱50。

因此在出现事故时，这种设施需要执行一定数量的操作。这些操作自然可以是自动化的，但是它们带来了故障的风险，相关的元件和操作的数目越大该风险越大。

由于需要依靠正常情况下始终不被使用的应急冷却设施，故障的风险被增大。为了限制该风险，需要对冷却设施进行定期检查和维护操作，因而增大了运行成本。

发明内容

可以看出，必须为气冷堆提供几乎不需要维护、不会对可靠性造成致命影响的应急冷却系统。

为了满足这个要求，提供了包括一回路和二回路的一种发电设施，一回路包括经过核反应堆、第一换热器和风机的气体。二回路包括不可冷凝气体，其经过第一换热器，并经过安装在同一轴上的涡轮机和压缩机。风机由前述的轴驱动。一回路和二回路中的气体有相同的性质，二回路中的压力由一回路的压力自动调节。

附图说明

从下面的仅用于非限制性例子的目的，并以附图的方式进行阐述的具体实施例的描述中可以看出，其他的优势和特性更加明显。

图1如前所述代表具有联合间接循环GFR核反应堆的传统设施。

图2示意性地代表具有自发应急冷却能力的GFR设施；

图3A至图3D描述了图2所示的设施在事故影响的情况下各种参数变化的曲线图。

具体实施方式

图2描述了具有自发和被动应急冷却能力的设施，相同的元件可以在图1中找到，且采用相同的附图标记标示。“自发冷却能力”是指设施能够将残余热量从关闭的反应堆（例如在出现事故后）中移除，而在反应堆关闭和断开交流发电机以外不需要操作人员或控制器的具体干预。为了实现这些，在设施的正常运行中为发电目的服务的部件被用来冷却反应堆。

相对于图1中的设施的一个差别是一回路（primary circuit）的风机10（在这里用附图标记16’标出），是由二回路（secondary circuit）17’中连接涡轮机18和压缩机22的同一轴24’驱动的。因此风机16’总是与二回路的涡轮机18联结，尤其是当反应堆在事故情况下关闭时。

除了设施的简化（由于不再需要单独的马达来使风机16’运转）以外，下面将看到，这种配置去除了图1中的常规设施对应急冷却系统38的需求。由于正常运行中使用的部件被用于应急冷却，所以可以确保这些部件始终运行。这避免了必须对仅预计在意外情况下运行的系统进行检查和维护操作。

优选地，与图1的设施不同，二回路中的气体与一回路中相同（为纯氦），且具有相同的压力（例如70bar）。通过这样的选择，降低了对密封部的气密性约束，且其设计可以更简单。

此外，对于在任何情况（包括在事故情形中）下都将承受几乎为0的压差的密封部来说，二回路压力由一回路压力自动调节。这种伺服-控制例如通过连接一回路和二回路的简单的阀来实现。在额定工况下，该阀是关闭的。在发生一回路52被减压的这类事故情况下，该阀每一侧上的压差大于阀的机械校准压力，导致阀开启。在一个替换方案中，一套更复杂的阀门可通过将二回路的管17’中的过量气体释放到封闭舱52中，使得回路17’的压力伺服于回路10的压力。

为了能够处理任何计划外的风险，应急冷却系统优选为冗余的。因此，在图2的范围内，优选地围绕任一反应堆12设置若干对（例如三对）一回路和二回路。冗余的一回路10b和10c的两个出口已被标记。一回路10，10b和10c在反应堆中彼此连通。由于可行性原因，这三个一回路在反应堆中不是相互隔离的，这导致其中一个系统的裂口必然地影响其他两个系统。

每一个冗余的二回路有其自己的涡轮机18、压缩机22和交流发电机26，其与驱动相应冗余一回路中风机16’的轴24’联结。三回路28自身不需要是冗余的。其能够经过所有冗余二回路共用的换热器20，或是经过多个换热器20（其中每一个换热器分别与相应的冗余二回路相关联）。

考虑到可能发生的最严重的事故之一是一回路10的“冷”段（即从换热器14回到反应堆12的一段）出现25cm的裂口。由于出于热优化的原因对应热段的管道通常被置于冷段管道的内部，因此不摄设想系统“热”段的裂口。裂口的直径对应连接一回路的主管道的最大管道直径。

图3A至3D代表在设施的一个例子（其包括三对冗余一回路和二回路）中，在出现前述类型的事故后若干参数在时间t内的变化。这些结果通过使用热工水力事故系统软件CATHARE2 V25_2进行模拟得到。

图3A代表在其中一个一回路出现裂口之后一回路的压力p10和内封闭舱（inner confinement）内压力p52的变化。图3B代表反应堆功率的变化。图3C代表轴24’的转速的变化。图3D代表堆芯中燃料包覆层的最高温度Th、反应堆出口的氦气温度To和反应堆入口的氦气温度Ti的变化。

作为示例，上述设施在如下参数下运行：

●一回路和二回路：70bar压力的纯氦；

●反应堆功率：2400MW；

●每个轴24’的额定转速：5900rpm；

●轴24’产生的（总）功率：134MW；

●温度（℃）：

○反应堆出口：780°

○反应堆入口：400°

○涡轮机18入口：750°

○压气机22入口：232°

●一回路的（总）流量：1216kg/s

●二回路的（总）流量：1122kg/s

在上述参数下，通过CEA CYCLOP软件的模拟，得到了45.6%的效率。

在图3A中，从t=0时刻开始，一回路10的泄漏导致压力p10的迅速降低。该泄漏被局限在封闭舱52中，其压力p52开始增加，80s后增加至与压力p10相等。二回路的压力被伺服为一回路的压力，二回路的压力跟随压力p10的变化。

该压降立即被控制器检测到，所述控制器通过将控制棒插入堆芯中而停止反应堆。反应堆功率在数秒内降低到额定功率的少许百分比的残余功率，如图3B所示。然而残余功率必须被移除。

一回路的气体的质量流量与压力的下降成比例地降低。气体的加热功率也相应降低。这与反应堆的功率降低一起导致了传输到二回路中的功率降低，趋于使涡轮机18的转速降低，如图3C所示。

然而，由于气体加热功率的降低比反应堆功率的降低更慢，换热器维持有效，从而反应堆的温度开始下降，如图3D所示。

80秒后，当一回路中气体的压力达到其最低值时，涡轮机18的转速也达到其最低水平。从反应堆移除热量的状况变得不适宜，反应堆温度开始上升。

然而，由于涡轮机18的转速相比其额定值降低了，所以交流发电机26开始作为电动机运行（其消耗电网的电力），这被控制器检测为是禁止的事件。该控制器将电动机与电网断开。从这时起，涡轮机不能再向交流发电机输送任何功率，其仍在产生的所有功率被输送至压缩机22和风机16’。损坏的一回路从反应堆向二回路输送的少量功率足以加速涡轮机的转动，从而加速风机16’的转动，并重新启动从从反应堆的一回路向二回路的热量传递。

由于涡轮机的转速逐步增大，涡轮机的转速达到一个接近于额定值的稳定值时，反应堆（图3D）的温度经过最大值并开始再次下降至达到一个稳定的低值。从此刻起，设施在由反应堆残余热量维持的不孕运行状况下正常运行。

可以发现，在这样的事故阶段堆芯达到的最大温度要低于正常运行时的核芯额定温度。因此在事故阶段的任何时候都不会接近危险情况。

此外，限制了处理事故需要执行的操作。仍然需要执行的唯一操作包括在通过插入控制棒关闭反应堆。无论如何，包括将交流发电机从电网断开的操作是无论如何都需在正常运行中设定的操作，以使设施适应电网电力需求的波动。

文献“GAS TURBINE POWER CONVERSION SYSTEMS FORHELIUM COOLED BREEDER REACTORS”（Proceedings of Gas-CooledReactor Information Meeting,Oak Ridge National Laboratory,27-30 April 1970）描述了一个反应堆设施，其包括具有氦的一回路和具有液态和气态二氧化碳的二回路。在上述设施中，二回路中的专用涡轮机驱动一回路的风机。交流发电机和压缩机由独立于专用于风机的涡轮机的第二涡轮机驱动，其。

需要注意的是，这种设施不具有自动应急冷却的能力。当发生事故后反应堆功率出现下降时，传输至二回路的热量事实上不足以将二氧化碳维持在气态。涡轮机被淹没（尤其是专用于风机的涡轮机）且风机停止，从而一回路不再能够将残余热量从反应堆中移除。

图2的设施中二回路使用的气体因此优选为不可凝结气体，例如氦。

回到图2，可以发现轴24’从二回路17’经过达到一回路10以驱动风机16’。通常，该轴应当具有使一回路和二回路相互隔离的旋转式密封部。在上述例子的范围内，风机16’消耗约17MW的功率。轴24’具有相应的直径，其转速相对较快（约6000rpm），且必须需要承受高温（400°）。在常规设施（图1）的一回路和二回路所使用的压力下，该密封部进一步需要承受约5bar的压差。设计这样的密封部是困难的。

由于二回路中使用纯氦而不是图1中的氦气/氮气混合物，且二回路的压力与一回路的压力相等，所以在二回路与三回路之间使用与图1中不同的功率分配，以优化机器的尺寸和效率。因而二回路中产生小于20%的功率（优选为大约15%），剩余的功率在三回路中产生。

此处描述的实施例的多种变化和修改对本领域技术人员而言是显而易见的。尽管氦被描述为冷却气体，也可以使用其他任何满足必要要求的气体，尤其是二回路中不会凝结的气体。

Claims (6)

1.一种发电设施，其包括：

一回路（10），其包括经过核反应堆（12）、第一换热器（14）和风机（16’）的第一气体，所述风机被轴（24’）驱动；

二回路（17’），其包括经过第一换热器（14）、涡轮机（18）和压缩机（22）的不可凝结气体；

其特征在于，风机（16’）、涡轮机（18）和压缩机（22）由所述轴（24’）驱动。

2.如权利要求1所述的设施，其特征在于，一回路和二回路（10、17’）被配置为使得第一气体和不可凝结气体处于相同的压力。

3.如权利要求2所述的设施，其特征在于，阀门连接一回路（10）与二回路（17’）且被配置为使得二回路（17’）的压力由一回路（10）的压力自动调节。

4.如权利要求2所述的设施，特征在于，其包括：

第二换热器（20），其置于二回路（17’）中，其中二回路（17’）中的不凝结气体为纯氦；

三回路（28），其包括经过第二换热器（20），涡轮机（30）和泵（32）的可凝结流体；

其中通过上述部件，三回路（28）的涡轮机（30）的轴产生的能量超过产生的总能量的80%。

5.如权利要求2所述的设施，其特征在于，一回路（10）中的第一气体和二回路（17’）中的不可凝结气体为压力大约为70bar的氦。

6.如权利要求1所述的设施，其特征在于，其包括冗余的多对的一回路和二回路（10a、10b、10c、17’），其中的一回路（10、10b和10c）经过相同的核反应堆（12）。