CN103165199A

CN103165199A - 采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统（eccs）

Info

Publication number: CN103165199A
Application number: CN2012104854346A
Authority: CN
Inventors: B·E·宾汉姆
Original assignee: Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
Current assignee: BWXT Nuclear Energy Inc
Priority date: 2011-12-14
Filing date: 2012-11-26
Publication date: 2013-06-19
Also published as: WO2013115883A1; EP2791943A4; JP2015508486A; CA2859179A1; US20130156143A1; KR20140100974A; EP2791943B1; TW201333970A; EP2791943A1

Abstract

本发明涉及采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统。其中，外壳结构包含内部容积，而核反应堆设置在内部容积内。最终热阱池设置在外壳结构外。冷凝器包括具有第一端部和相对第二端部的多个闭合路径热管或闭合路径热虹吸管。闭合路径热管或热虹吸管埋设于外壳结构内，第一端部突出到内部容积内，而第二端部突出到外壳结构的外部。

Description

采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统(ECCS)

技术领域

下文涉及核反应堆领域、核发电领域、核安全领域和相关领域。

背景技术

核反应堆安全性集中于将放射性堆芯保持在浸没状态下，并去除足够的热量。在正常操作过程中，反应堆堆芯设置在密封的反应堆压力容器内，该压力容器填充有（或多半填充有）主冷却剂（例如，在轻水反应堆的情况下是轻水）。通过使主冷却剂经“热阱”的循环来去除热量。在核电站的情况下，“热阱”通常呈蒸汽发生器或涡轮机的形式。在传统的沸水反应堆（BWR）中，主冷却剂转化成压力容器内的蒸汽，并经管道输出以直接驱动涡轮机，其中，对涡轮机作有用功的动作使蒸汽冷却。在传统的压水堆（PWR）中，处于过冷液相的主冷却剂经管道输入外部蒸汽发生器内，其中，将热量传递到又驱动涡轮机的二次冷却剂。在集成的PWR设计中，“集成的”蒸汽发生器位于压力容器内部。在此变型设计中，二次冷却剂给水经管道输入蒸汽发生器内，而二次冷却剂蒸汽则经管道输出蒸汽发生器。

设计安全系统以补救各种会危及将反应堆堆芯保持浸没在主冷却剂内并适当冷却这一目的的可能的事件。安全系统所处理的两种可能的事件是：冷却剂丧失事故（LOCA）；以及热阱丧失事故。通常，安全系统包括：(1)钢外壳结构，该钢外壳结构包围着压力容器，并有足够的结构强度，以包含释放出的主冷却剂蒸汽；(2)最终热阱（UHS），该最终热阱包括位于外壳结构之外的水池；以及(3)紧急堆芯冷却系统（ECCS），该紧急堆芯冷却系统包括冷凝器的组合，以将蒸汽冷凝成水并将热量排到UHS。此外，位于外壳结构内部以在换料操作过程中供水的换料用水储存箱（RWST）还能在紧急情况下用作水源。由冷凝器重新捕获的蒸汽可选地反馈回到RWST内或反应堆冷却剂装载或净化系统（RCIPS）。UHS设计成包含足够的供水，以在指定的时间段内（例如，72小时或者在一些法规规定中为两周）从反应堆散热，而不在UHS内补水。

在LOCA中，压力容器或连接管道（例如，将主冷却剂从外部涡轮机或蒸汽发生器传导/传导至外部涡轮机或蒸汽发生器的管路）内的破裂会引起压力容器降压，并可能泄漏主冷却剂。对LOCA的补救包括(1)包含和冷凝主冷却剂蒸汽，以使系统降压；以及(2)将水补到压力容器内，以保持反应堆堆芯浸没。RWST提供补充水，而ECCS冷凝器使蒸汽冷凝，以控制外壳结构内的压力。

在热阱丧失事故中，通过流到涡轮机（BWR中）或外部蒸汽发生器（PWR中）的主冷却剂流的丧失或者通过向蒸汽发生器（在PWR或集成的PWR中）给水的丧失而丧失“热阱”。对热阱丧失的应对包括将蒸汽从压力容器排到ECCS冷凝器，以去除热量并可控地使压力容器降压。理想地，这将采用闭合系统来执行，在该闭合系统中，将来自压力容器的蒸汽排入冷凝器。然而，如果由于热阱丧失而造成压力升高过快，则有必要排入外壳结构内（实际上是将热阱丧失事故转换成受控的LOCA）。

ECCS冷凝器的高压（即，蒸汽）环路在热阱丧失事故中与压力容器连接，和/或在由压力容器排入外壳结构的热阱事故或LOCA中连接到外壳结构内。ECCS冷凝器的低压（即，冷却剂流体）环路经由合适的管道与UHS连接，该管道必须经过外壳结构，以提供外壳结构内的ECCS冷凝器和外壳结构外部的UHS之间的流体连通。由于管路内的破裂会造成从外壳结构的主要泄漏，这种管道具有潜在的安全危害。在LOCA中，这会造成辐射性主冷却剂蒸汽排入外部大气。

发明内容

在本发明的一方面，核反应堆包括压力容器和包含于压力容器内的核反应堆堆芯。外壳结构包含核反应堆。最终热阱池设置在外壳结构外部。冷凝器包括具有第一端部和相对第二端部的多个闭合路径的热管或闭合路径的热虹吸管。闭合路径热管或热虹吸管埋设于外壳结构内，第一端部包含在外壳结构内部，而第二端部设置在外壳结构外部。第二端部与最终热阱池热连通。

在本发明的另一方面，冷凝器包括具有第一端部和相对第二端部的多个闭合路径热管或闭合路径热虹吸管，以及包含第一端部的气室。气室具有流体入口和流体出口。

在本发明的又一方面，外壳结构包含内部容积，而核反应堆设置在内部容积内。最终热阱池设置在外壳结构外部。冷凝器包括具有第一端部和相对第二端部的多个闭合路径的热管或闭合路径的热虹吸管。闭合路径热管或闭合路径热虹吸管埋设于外壳结构内，第一端部突出到内部容积内，而第二端部突出到外壳结构的外部。

附图说明

本发明可呈各种部件和各部件的布置以及各种过程操作和过程操作的布置的形式。附图仅用于说明较佳的实施例，并不理解为限制本发明。

图1示意地示出核反应堆设备的侧向剖视图，该核反应堆设备如文中所述包括冷凝器实施例。

图2和3分别示意地示出文中所述的另一冷凝器实施例的侧向剖视图和俯视图。

图4示意地示出如文中所述的另一冷凝器实施例的侧向剖视图。

图5示意地示出核反应堆设备的侧向剖视图，该核反应堆设备如文中所述包括另一冷凝器实施例。

具体实施方式

参照图1，说明性的压水堆（PWR）型核反应堆10包括压力容器12，该压力容器在所示实施例中是圆筒形垂直安装的容器。（注意，如在此所用的术语“圆筒形”不需要是数学上精确的圆筒，而是允许诸如沿圆筒轴线长度的直径变化、包括容器贯穿件或其它局部特征等的偏离。）反应堆堆芯14设置在压力容器12的下部内。（注意，在示意的图1中，反应堆堆芯14通过压力容器12内的剖切部16来显露。）反应堆堆芯14包括大量裂变材料，诸如在适当的基质材料内所含的富含裂变²³⁵U同位素的氧化铀（UO₂）的材料。在典型构造中，裂变材料设置在堆芯吊篮内的“燃料棒”。压力容器12包含过冷状态下的主冷却水（通常是轻水，即H₂O，尽管也可设想用重水，即D₂O）。

PWR 10包括未示出的、本领域中已知的其它部件，诸如支承压力容器12内的反应堆堆芯14的“吊篮”或其它结构、通过控制棒驱动机构（CFDM）选择性地插入反应堆堆芯14以控制核链式反应的中子吸收控制棒、限定主冷却剂压力界限的中央上升管、主冷却剂泵等。这些各种部件可不同地设置在压力容器内或外。例如，CRDM可以如通常的情况那样在外部，或者可位于压力容器内部，比如，在2010年12月16日公开的Stambaugh等人的美国专利公开No.2010/0316177A1，题为“Control Rod Drive Mechanism forNuclear Reactor（用于核反应堆的控制棒驱动机构）”，本文以参见方式引入其全部内容；以及在2010年12月16日公开的Stambaugh等人的国际专利公开WO 2010/144563A1，题为“Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor（用于核反应堆的控制棒驱动机构）”，本文以参见方式引入其全部内容。反应堆冷却剂泵可以在内部或外部，并且在一些实施例中可整个省去，在此情况下，由反应堆堆芯14产生的热量经由自然循环来驱动主冷却剂流。

说明性的PWR 10是集成的PWR设计，这是指内部蒸汽发生器设置在压力容器12内。由于压力容器12不透明，所安装的蒸汽发生器并未示出；然而，图1示意地示出被移出的内部蒸汽发生器20，为了进行维护而从压力容器12移出该内部蒸汽发生器，或者在安装到压力容器12内之前如所示那样定位该内部蒸汽发生器等等。未示出附加的传统部件，诸如用于提升上压力容器部段以打开压力容器12和用于使蒸汽发生器20移动的吊车；用于人员移动的各种脚手架、走道等，各种辅助设备和电子器件等。

PWR 10包含在外壳结构22内。外壳结构22通常是钢结构，以提供结构强度。对钢结构的使用还提供高导热性，以便于从外壳结构22内去除热量。代替钢，还可设想其它材料用于外壳结构22。例如，外壳结构22的一部分或全部可由钢加强的混凝土制成，诸如具有嵌有纳米微粒以加强导热性等的钢基质之类的复合材料。

说明性外壳结构22为大致圆筒形，并还包括下充注井24和上拱顶26。下充注井24包含压力容器12的包括反应堆堆芯14的下部分。充注井24使压力容器12的下部分能在一定紧急情况下充满水，以有助于冷却反应堆堆芯14。上拱顶26提供加强的结构强度，并在一定紧急情况下用作蒸汽冷凝表面。外壳结构22大到足以容纳PWR 10，并附加地提供用于诸如在安装和/或维护期间移除蒸汽发生器20之类操作的空间。

说明性外壳结构22是在地下的，这是指外壳结构22的至少一部分位于地面以下，即，至少部分地位于地平面30以下。次级外壳结构32包含（主）外壳结构22。次级外壳结构32通常由混凝土、钢加强的混凝土或另一种适当的牢固建筑材料制成。说明性次级外壳结构32也是在地下的，以“包含”在地下的主外壳结构22。次级外壳结构32的上“顶部”位于地面之上。在一些实施例中，上顶部34包括通气孔80，这些通气孔设置成允许UHS池40的蒸发或汽化的水从次级外壳结构32逸出。再填充入口82还可用于再次填充和/或保持最终热阱水位。

在图1的说明性系统中，最终热阱（UHS）池40位于地面处（即，位于地平面处），并与外壳结构22的上拱顶26热连通。实际上，在所示结构中，上拱顶26形成用作UHS池40的“底部”和/或“侧面”的至少一部分的壁或顶部。拱顶26的内表面44用作被UHS池40冷却的冷凝表面。UHS池40由限定池40的“底部”和/或“侧面”的至少一部分的上拱顶26连同侧壁46以及在所示实施例中附加的底部48所包含，该附加的底部与上拱顶26焊接起来（或以其它方式与上拱顶密封连接）。在一些实施例中，可省去附加的底部48，并且侧壁46替代地直接与上拱顶26焊接（或以其它方式与上拱顶密封连接）。

选择性地省去次级外壳结构32的上部分（即，顶部34）。包括顶部34使得能够对UHS池40的组分（例如，化学组分）进行更好的控制，并防止碎屑落入UHS池40内。在一些实施例中，UHS池设有与次级外壳结构分开的盖子。另一方面，在一些实施例中，UHS池的侧壁46和可选的底部48可形成次级外壳结构的一部分。更具体地，一方面可设想UHS池的侧壁46和底部48之间的各种集成和/或分离程度和水平，以及另一方面可设想次级外壳结构32的壁和顶部之间的各种集成和/或分离程度和水平。如果不影响安全性，并且不违背可应用的核能规章标准，还可设想整个地省去次级外壳结构32。

UHS池40如下地提供被动的排热。从压力容器12释放的主冷却剂（无论是在不受控的LOCA，或诸如可在热阱丧失事故的情况下执行的受控方式）自然上升，并与拱顶26的内表面44接触。与拱顶26（或更具体地与外壳结构22的壁和/或顶部）接触的UHS池40将拱顶26保持于外部环境温度下（或更具体地大约处于UHS池40内的水温，该水温等于或接近外部环境温度）。由此，主冷却剂蒸汽冷凝到拱顶26的内表面44上以形成冷凝物，并且它的潜热和任何附加的动能通过拱顶26传递到UHS池40。

冷凝物呈附着于拱顶26内表面44的水（或水滴）的形式。此水在重力影响下沿表面向下落下或蔓延。有利地，这会造成流入充注井24内的相当一部分冷凝水有助于充满充注井24。替代地，可设置挡板50来引导冷凝水流。在说明性实施例中，挡板50设置成将冷凝水引导到换料储水箱（RWST）52内，该换料储水箱在一些紧急情况下（诸如一些LOCA事件）用于补充压力容器12内的水。

在2011年8月25日提交的美国专利申请序列号13/217,941的“Pressurized Water Reactor With Compact Passive Safety Systems（具有紧凑的被动式安全系统的压水反应堆）”中更详细地公开了诸如图1中所示的结构，其中，UHS池40与外壳结构22接触，而外壳结构22的侧面和/或顶部形成UHS池40的底部和/或侧面的一部分。2011年8月25日提交的美国专利申请序列号13/217,941的全部内容以参见的方式纳入本文。

继续参照图1，多个闭合路径热管或闭合路径热虹吸管60埋设于外壳结构22，并更具体地是埋设于形成UHS池40的底部或侧面的一部分的顶部或壁（例如，拱顶26）内。闭合路径热管或闭合路径热虹吸管60具有第一端部和相对的第二端部，并且被埋设于成它们第一端部包含于外壳结构22内，而它们的第二端部设置在外壳结构22外部并浸没在UHS池40内。

闭合路径热虹吸管是包含诸如液态水的工作流体的闭合管。当热虹吸管的一个端部相对于相对的端部被加热时，这形成热虹吸管内的工作流体的自然对流，这将热量经由对流从较热的端部传递到较冷的端部。在热虹吸管内的对流流部分地由重力加速度限定，并由此热虹吸管通常在垂直定向（如对应于重力场所限定的）时操作最有效，其中，较热端部向下，而较冷端部向上。在正常操作时，热虹吸管内的工作流体一般为单相（例如，液态水）。然而，当热虹吸管的热端部处的工作流体温度超过其沸点时，会发生相变（例如，液态水在热虹吸管内的沸腾）。这有时被称为热虹吸管的“再沸”工作模式。在此情况下，气相与液相相比较高的浮力有助于驱动提供传热的对流。

热管也是包含工作流体的闭合管。然而，热管不通过对流、而是通过进行蒸发/冷凝循环来传热，工作流体的蒸发发生在较热的端部处，而工作流体的冷凝发生在相对的较冷端部处。可通过重力来驱动冷凝物质量传递回到较热的端部，在此情况下，热管具有高度定向依赖性，最有效的操作发生在垂直定向时，其中，较热端部向下，而较冷端部向上。可选地，芯吸结构可设置在热管内部，以提供冷凝物通过毛细作用质量传递到较热端部。芯吸结构大幅减少传热对热管定向的依赖性，并且实际上，具有合适的芯吸结构的热管即便在水平位置也可以有效地操作。

术语“闭合路径”（即，“闭合路径的热管或闭合路径热虹吸管”）表明热管或热虹吸管是作为闭合系统而工作，该管子被密封并且没有入口和出口。换言之，工作流体被永久地捕获在闭合路径热虹吸管或热管内。

继续参照图1，在LOCA过程中，较热的主冷却剂作为热蒸汽从压力容器逸出到外壳结构22的内部容积内。此热蒸汽与闭合路径热管或闭合路径热虹吸管60的第一端部接触，因而，第一端部是较热的端部，而浸没在UHS池40内的第二端部是较冷的端部。由此，通过对流（在闭合路径热虹吸管60的情况下）或通过蒸发/冷凝循环（在闭合路径热管60的情况下），热量从蒸汽传递到UHS池40。

闭合路径热管或闭合路径热虹吸管260是闭合传热通道60，这与传统的冷凝器结构不同，在传统的冷凝器结构中，来自UHS池的水经管道通过外壳结构的壁（或顶部）而传递到外壳结构的内部，并从该外壳结构流出。在此公开的闭合传热通路的单个破裂不能破坏外壳结构。相反，为了破坏外壳结构，需要在单个热虹吸管或热管60内有最少两处破裂：突出到外壳结构22内的第一端部的破裂，以及突出到外壳结构22外的第二端部的破裂。这是由于热虹吸管或热管60是闭合路径，即，在两端处密封。与此相对，将水传导到UHS池或从UHS池传导的管路会由于单个管破裂而破坏外壳结构。

图1中所示的方法使整个拱顶26或拱顶26的至少一部分与UHS池40接触，并与闭合传热路径60协作，以用作冷凝器。然而，该冷凝器仅作为整体在外壳结构22的内部容积上操作。在一些应用场合中，可期望将蒸汽通过管路传递到冷凝器并冷凝而离开冷凝器。例如，在不包括冷却剂丧失的热阱丧失事故的情况下，较佳的是将蒸汽从压力容器经管路传递到冷凝器内，以控制压力上升，而不是使蒸汽逸出到外壳结构22的内部容积内（并污染内部容积）。

为此，参照图2和3，另一实施例包括如下核反应堆，该核反应堆包括压力容器112，在图2的局部图中仅可见该压力容器的上部分。压力容器112的可见部分描绘了限定内部增压器113的上气室。还在图2中示出反应堆冷却剂泵114，该反应堆冷却剂泵安装在压力容器的顶部附近、接近于内部增压器113。在2011年5月17日提交的、题为“Pressurized Water ReactorWith Upper Vessel Section Providing Both Pressure and Flow Control（具有提供压力和流量控制的上容器部段的压水反应堆）”的美国专利申请序列号13/109,120中更详细地公开了一种具有如下结构的集成PWR，该结构包括内部增压器和附近的反应堆冷却剂泵。2011年5月17日提交的美国专利申请序列号13/109,120的全部内容以参见的方式纳入本文。图2的反应堆设置在外壳结构122内，该外壳结构122类似于图1的外壳结构22，除了该外壳结构包括形成内壁124的水平环形架123之外。外壳结构122包括延伸到内侧壁124内的拱顶126。可设置类似于图1的实施例的次级外壳结构32的次级外壳结构，但未在图2中示出。最终热阱（UHS）池140类似于图1的UHS池40，并具有环形侧壁146和底部148。外壳结构122的底部148和环形架123一起限定环形UHS池140的环形底板。UHS池140的内边界由次级环形侧壁149限定，该次级环形侧壁与图1的实施例不相类似。（它的功能有效地由UHS池40的水位碰到拱顶处的点来限定。）

在图2和3的实施例中，限定八个不同的冷凝器，在图2的侧剖视图中仅可看到其中一个。尽管示出八个冷凝器，但可使用多于或少于八个的冷凝器。每个冷凝器包括垂直地定向并埋设于外壳结构122的环形架123内的闭合路径热管或闭合路径热虹吸管160。闭合路径热管或闭合路径热虹吸管160包括第一端部160₁以及相对的第二端部160₂，该第一端部向下突出到由外壳结构122所包含的内部容积内，而第二端部向上突出到外壳结构122的外部。第二端部160₂浸没在UHS池140内。附加地，气室162设置在外壳结构122内，并包围着第一端部160₁。气室162包括用于允许蒸汽进入的入口164和用于排出冷凝物的出口166。出口166应位于气室162的最低点处或附近，以使冷凝物排入出口166。

图2和3的冷凝器有利地可以连接到各种端口，以提供受控的冷凝器作用。在说明性图2中，入口164通过管道170连接到内部增压器113，而出口166通过管道172连接到反应堆冷却剂泵114的泵吸室。当阀组件174打开时，此构造适于补救热阱丧失事故。热阱丧失造成在压力容器112内、并且特别是内部增压器113内建立蒸汽压力。当阀组件174打开时，此蒸汽经管道170流到入口164，其中，闭合路径热管或闭合路径热虹吸管160将热量有效地传递到UHS池140内。这种传热使蒸汽冷凝，并且将冷凝物经出口166和管道172排到反应堆冷却剂泵114的泵吸室。（此构造的另一优点是泵114的吸入作用可有助于将冷凝物从气室162抽出。）应理解到可采用各种管道结构；例如，可添加“T”形连接件和合适的阀，以使入口164能连接到外壳结构122的内部容积，以在LOCA过程中冷凝释放到该容积内的蒸汽。

参照图4，示出替代的实施例，其中，冷凝器安装在外壳结构122的内侧壁124上，而不是环形架123上。沿此定向，闭合路径热管160水平定向。假定热虹吸管和无芯吸的热管的定向依赖性较强，在图4的实施例中，闭合路径热管160较佳地是包括芯吸的闭合路径热管160。

可以各种方式来完成将热管埋设于外壳结构的壁或顶部内。如果外壳结构由钢加强的混凝土制成，则可以在形成混凝土过程中埋设热管。如果外壳结构是钢制的，则一个合适的方法是采用管板，该管板可形成外壳结构的壁或顶部的一部分，而闭合路径热管或闭合路径热虹吸管适当地埋设于管板的开口内。如果气室用于限定第一端部周围的受控容积（例如，包围着第一端部160₁的气室162），则管板还可限定气室的一部分。用于热虹吸管或热管的工作流体适当地是水，尽管还可设想其它工作流体或流体混合物。一般来说，工作流体可定制成覆盖在任何确实的事故状况下预计达到的温度和压力范围。还值得注意的是，由在此公开的闭合传热通道提供的隔热良好地适应于外壳结构内的氢气燃烧。

图14的实施例采用与外壳结构22、122接触的UHS池40、140。在更传统的设计中，UHS池与外壳结构间隔开，并且通常管道穿过外壳结构的壁或顶部，以使UHS池与定位在外壳结构内的冷凝器连接。这通过如下方式在公开的方法中容易地容纳，即，在远离外壳结构突出的第二端部周围添加气室，并使UHS池水流入气室内。

参照图5，示出这种实施例。该实施例基本上类似于图1的实施例，除了图1的UHS池40被与外壳结构22间隔开的UHS池40R代替之外。闭合路径热管或闭合路径热虹吸管260埋设于管板261内，该管板形成外壳结构拱顶26的一小部分。第一气室262设置在外壳结构22内并包围着第一端部，而第二气室263设置在外壳结构22外并包围着第二端部。管道270将蒸汽从压力容器12的内部增压器传递到气室262的入口，而管道272将来自气室262的冷凝物排回到压力容器12。这些类似于图2的管道170、172操作，除了管道272将冷凝物返回到压力容器12的中间凸缘位置周围之外。

在较冷侧，管道280将水从UHS池40R传送到气室263的入口，在此，它接收来自闭合路径热管或闭合路径热虹吸管260的第二端部的热量。加热的水或蒸汽经由管道282流回到UHS池40R，以完成环路。

这里已经图示和描述了优选的实施例。显然，其他人在阅读和理解了前面的详细描述之后将会想到各种修改和替换。只要这些修改和替换落入附后权利要求书或其等价物的范围之内，那么，就要认为本发明包括所有如此的修改和替换。

Claims

1.一种设备，包括：

核反应堆，所述核反应堆包括压力容器和包含于所述压力容器内的核反应堆堆芯；

外壳结构，所述外壳结构包含所述核反应堆；

最终热阱池，所述最终热阱池设置在所述外壳结构外；以及

冷凝器，所述冷凝器包括具有第一端部和相对第二端部的多个闭合路径热管或闭合路径热虹吸管；

其中，所述闭合路径热管或热虹吸管埋设于所述外壳结构内，所述第一端部包含在所述外壳结构内部，而所述第二端部设置在所述外壳结构外部；以及

其中，所述第二端部与所述最终热阱池热连通。

2.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述第二端部设置在所述最终热阱池内。

3.如权利要求2所述的设备，其特征在于，

所述外壳结构至少部分地在地下，并具有限定所述最终热阱池的一部分的热阱顶部或侧部，以及

所述热管埋设于所述热阱顶部或侧部，所述第一端部包含于所述外壳结构内，而所述第二端部设置在所述最终热阱池内。

4.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管包括：

垂直定向的闭合路径热虹吸管。

5.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管包括：

闭合路径热管。

6.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述冷凝器还包括：

气室，所述气室包含于所述外壳结构内，并包围着所述第一端部，所述气室具有用于允许蒸汽进入的入口和用于排出冷凝物的出口。

7.如权利要求6所述的设备，其特征在于，还包括：

管道，所述管道提供所述核反应堆的增压器和所述冷凝器的所述气室的所述入口之间的流体连通，所述管道包括用于打开或关闭所述流体连通的阀。

8.如权利要求7所述的设备，其特征在于，所述核反应堆是压水反应堆、即PWR，且所述核反应堆的所述增压器包括由压力容器的上气室限定的内部增压器。

9.如权利要求6所述的设备，其特征在于，还包括：

管道，所述管道提供所述冷凝器的所述气室的所述出口与所述核反应堆的所述压力容器之间的流体连通，所述管道包括用于打开或关闭所述流体连通的阀。

10.如权利要求6所述的设备，其特征在于，所述第二端部设置在所述最终热阱池内。

11.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述冷凝器还包括：

管板，所述管板形成所述外壳结构的一部分，其中所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管埋设于所述管板的所述开口内，所述第一端部包含于所述外壳结构内，而所述第二端部设置在所述包含结构外。

12.一种设备，包括：

冷凝器，所述冷凝器包括：

多个闭合路径的热管或闭合路径的热虹吸管，所述多个闭合路径的热管或闭合路径的热虹吸管具有第一端部和相对的第二端部，以及

气室，所述气室包含所述第一端部，所述气室具有流体入口和流体出口。

13.如权利要求12所述的设备，其特征在于，所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管包括闭合路径热管。

14.如权利要求12所述的设备，其特征在于，所述冷凝器还包括：

管板，所述管板形成所述气室的一部分，其中，所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管埋设于所述管板的所述开口内，所述第一端部包含于所述气室内，而所述第二端部远离所述气室并远离所述管板而延伸。

15.如权利要求14所述的设备，其特征在于，还包括：

外壳结构，所述冷凝器安装在所述外壳结构的壁或顶部处，所述管板形成所述壁或顶部的一部分。

16.如权利要求15所述的设备，其特征在于，还包括：

核反应堆，所述核反应堆设置在所述外壳结构内。

17.如权利要求16所述的设备，其特征在于，所述核反应堆的增压器与所述气室的所述流体入口连接。

18.如权利要求12所述的设备，其特征在于，还包括：

外壳结构，所述外壳结构包含内部容积；

所述闭合路径热管或热虹吸管埋设于所述外壳结构的壁或顶部内，第一端部突出到所述内部容积内，而第二端部远离所述外壳结构而突出。

19.如权利要求18所述的设备，其特征在于，还包括：

核反应堆，所述核反应堆设在所述内部容积内，并由所述外壳结构所容纳。

20.如权利要求18所述的设备，其特征在于，还包括：

热阱池，所述热阱池设置在所述外壳结构外部，所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管的所述第二端部延伸到所述热阱池内。

21.一种设备，包括：

外壳结构，所述外壳结构包含内部容积；

核反应堆，所述核反应堆设置在所述内部容积内；

最终热阱池，所述最终热阱池设置在所述外壳结构的外部；以及

冷凝器，所述冷凝器包括具有第一端部和相对的第二端部的多个闭合路径热管或闭合路径热虹吸管；

其中，所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管埋设于所述外壳结构内，所述第一端部突出到所述内部容积内，而所述第二端部突出到所述外壳结构的外部。

22.如权利要求21所述的设备，其特征在于，所述第二端部浸没在所述最终热阱池内，而所述最终热阱池设置在所述外壳结构外部。

23.如权利要求21所述的设备，其特征在于，所述最终热阱池与所述外壳结构间隔开，且所述冷凝器还包括：

气室，所述气室围绕所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管的所述第二端部；

管道，所述管道使所述最终热阱池和所述气室相连接，所述气室包围着所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管的所述第二端部。

24.如权利要求23所述的设备，其特征在于，所述冷凝器还包括：

气室，所述气室设置在所述内部容积内，并包围着所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管的所述第一端部。

25.如权利要求21所述的设备，其特征在于，所述冷凝器还包括：

气室，所述气室设置在所述内部容积内，并包围着所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管的所述第一端部，所述气室具有用于允许蒸汽进入的入口和用于排出冷凝物的出口。

26.如权利要求25所述的设备，其特征在于，包围着所述闭合路径热管或闭合路径热虹吸管的所述第一端部的所述气室的所述入口与设置在所述外壳结构的所述内部容积内的核反应堆增压器连接。