CN103477394A - 用于核反应堆的排热系统和方法 - Google Patents
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Abstract
一种核反应堆，包括反应堆容器、围绕所述反应堆容器的安全壳，以及接受来自反应堆容器内的冷却剂的冷凝器。所述安全壳和所述冷凝器至少部分地浸没在反应堆的公共液体池内。
Description
背景技术
在核反应堆中，核材料芯被限制在该反应堆内的一个小体积中，从而可能发生反应。在许多情况下，受控的核反应可能持续很长的时间，其可达几年时间才需要对核芯补给。因此，当核反应堆用作热源以将大量水转化为蒸汽时，设计恰当的核反应堆可提供一种无碳的、稳定和高可靠的能量源。
两个或更多个核反应堆位于一个反应堆场地，可以增加能量输出的稳定性和可靠性。在这种布置中，当第一反应堆离线进行补给、维护、维修等时，第二反应堆可以继续起到输出额定功率的功能。当附加的反应堆集成在反应堆场地中时，能量输出的稳定性和可靠性可以得到进一步增强。
多个反应堆单元除了作为用于提供稳定的输出功率的方式，，在一个场地里操作的每个单独的核反应堆单元还可以设计为提升高安全性及高可靠性的方式。例如，反应堆单元可以结合一些特征，这些特征能在可能劣化（degrade）核反应堆的主冷却系统的功能的事件发生期间和之后提供保护。当这种情形发生时，可以使用衰变排热系统，来保证特定反应堆保持稳定状况。
发明内容
在一个实施例中，核反应堆包括反应堆容器，围绕所述反应堆容器的安全壳，以及接受来自反应堆容器内的冷却剂的第一冷凝器，其中所述安全壳和所述第一冷凝器至少部分地浸没在公共池中。
在另一实施例中，一种去除核反应堆热量的方法，包括开启控制装置,以及响应于控制装置的开启，通过冷凝器传输汽化的冷却剂，其中所述冷凝器和核反应堆的安全壳至少部分地浸没在公共池中，并且其中所述冷凝器和所述安全壳直接与公共池液体接触。
在另一实施例中，一种配置核反应堆和所用相关冷凝器的方法，该方法包括结构上或流体上将冷凝器联接于核反应堆，并且将所述冷凝器和所述核反应堆至少部分地浸没在公共液体池中，其中该至少部分浸没的冷凝器使得直接接触公共池液体。
在另一实施例中，一种排热系统，包括：冷凝器，其可操作地去除核反应堆的热量，其中所述冷凝器至少部分地浸没在围绕核反应堆的池中。该系统还包括检测核反应堆的冷却能力劣化现象的装置，以及响应于来自所述检测冷却能力劣化现象的装置的输出信号，控制汽化的冷却剂流向冷凝器的装置。
附图说明
结合下述附图，描述了非限制性和非完全详尽的方面，其中相同的附图标记在各附图中指示相同的部分。
附图1是根据第一实施例，采用排热系统的核反应堆图。
附图2A示出了附图1中的核反应堆的一部分，其冷凝器输入压力值相对于时间的函数如附图2B中图表所示。
附图3是核反应堆及相关的排热系统的第二实施例图。
附图4是使用几种排热系统实施例的核反应堆图。
附图5是一个用于将反应堆安置在维修装置(service fixture)上的安全壳的端视图。
具体实施方式
用于从核反应堆中排热的方法和系统进行了描述。在一个实施例中，冷凝器结构上连接（如贴附、安装、紧固、焊接等）至安全壳，并且至少部分地浸没在反应堆隔间的水中。然后，当反应堆从反应堆隔间提升并置于维修装置上时，冷凝器和安全壳可以与反应堆一起运输。因此，即使从填充有水的反应器隔间中移除反应堆，冷凝器可以继续提供除热功能，以排除在反应堆壳内产生的过剩热量。
在另一实施例中，排热冷凝器在结构上连接到一个结构的内表面(例如墙壁，地板，或其它内部部分)，其界定了反应池的形状。这样，所述冷凝器和所述反应堆可以是部分或全部地浸泡在公共液体池中，它用作冷凝器和反应器两者的散热器。在一个示例中，所述冷凝器和所述反应堆通过导管或其他管道流体联通，允许液体和/或蒸汽在所述冷凝器和所述反应堆之间流动。从反应堆隔间取出之前，所述冷凝器可以与反应堆分离。
如在这里使用的及随后更详细描述的，本发明的实施例可以包括各种核反应堆技术。因此，有些实施例可包括采用高压水的反应堆技术，其可包括硼和/或其它化学物或混合物，沸水，液体金属冷却，气体冷却，熔盐冷却，和/或其它冷却方法。实施例还可包括采用铀氧化物、铀氢化物、铀氮化物、铀碳化物、混合氧化物和/或其它类型的放射性燃料的核反应堆。应当注意，各实施例不限于任何特定类型的反应器冷却机构，也不限于任何特定类型的用来在核反应中或与核反应相关的产生热量的燃料。
在一些实施例中，在控制装置输入端口显示的信号被开启，以允许冷却剂从反应堆容器内的热交换器流至冷凝器，该冷凝器结构上连接至安全壳或反应池的内表面，其界定了反应池的形状。至少部分地由于在输入端口处的信号，控制装置可以被开启，该信号来自劣化传感器的输出端口，该传感器检测标称冷却能力的劣化现象。冷却能力的降低可能由给水的损失、非现场功率损失、冷却剂泵内的故障、承载给水的导管或其它管道的中断，给水加热器的损失，或其它任何与冷却相关的从而影响、退化或减小冷却剂流到反应堆堆芯的事件带来。
例如，在特定实施例中，汽化的冷却剂从热交换器被输送到冷凝器，所述冷凝器至少部分地浸没在液体池中，核反应堆也可以至少部分地浸没在液体池中。包含在反应池中的液体，可以直接与围绕反应堆容器的安全壳接触，也直接与部分浸没其中的冷凝器接触。汽化的高温冷却剂可以通过在所述冷凝器和所述液体反应池之间的热交换的方式冷凝。
附图1是采用根据第一实施例的排热系统的核反应堆示意图。在附图1中，反应堆堆芯105位于圆柱状或胶囊状的反应堆容器110的底部。反应堆堆芯105包括一定量的裂变材料，其可以在数年的时期内产生受控的反应。尽管未明确示于图1，但可以采用控制杆来控制反应堆堆芯105中裂变的速率。控制杆可以包含银、铟、镉、硼、钴、铪、镝、钆、钐、铒、铕，或它们的合金和化合物。然而，这些仅仅是许多可能的控制棒材料中的几种。
在实施例中，一个圆柱形的或胶囊形状的安全壳100围绕反应器容器110，并部分或完全浸没在反应池中，如低于吃水线199。反应器容器110和安全壳100之间的体积可以部分地或完全地抽真空，以减少从反应器容器110到所述反应池的热量传递。然而，在其它实施例中，在反应器容器110和安全壳100之间的体积可以至少部分地填充有气体和/或液体，其增加反应器和安全壳之间的热量传递。
在特定实施例中，反应堆堆芯105浸没在液体内，如水，其可以包括硼或其它添加剂，该液体在与反应堆堆芯表面接触后上升进入通道130。在附图1中，箭头135代表加热后的冷却剂在通道130中的向上运动。冷却剂传输经过热交换器140和145的顶部，并通过对流的方式沿着反应堆容器110的内壁向下拉，从而使冷却剂能够把热量传递给热交换器140和145。在到达反应器容器的底部后，与反应堆堆芯105的接触导致对冷却剂加热，其再次上升通过通道130。
尽管附图1中示出了热交换器140和145为两个不同的元件，热交换器140和145可以表示围绕通道130的多个螺旋线圈。在另一实施例中，其它数量的螺旋线圈可沿相反方向围绕通道130，其中例如，第一螺旋线圈以逆时针方向螺旋缠绕，而第二螺旋线圈沿顺时针方向螺旋缠绕。然而，并不限制使用不同的配置和/或不同位置的热交换器，并且各实施例并不局限于这一点。此外，尽管水位线160示为仅位于热交换器140和145的上部，在其它实施例中，反应堆容器110可以包括更少或更多量的水。
在附图1中，核反应堆的正常操作以这种方式实施，其中加热的冷却剂上升通过通道130并与热交换器140和145接触。在接触热交换器140和145后，冷却剂通过诱发热虹吸过程的方式，沉向反应堆容器110的底部。在附图1的实施例中，反应堆容器110中的冷却剂保持大于大气压的一定压力，因此允许冷却剂不汽化且维持高温（如沸腾）。
当热交换器140和145中的冷却剂温度上升，冷却剂可能开始沸腾。当沸腾开始，汽化的冷却剂通过主蒸汽隔离阀（MSIV）180和主蒸汽隔离阀（MSIV）185流走。汽化的冷却剂，如水蒸气，可以用于驱动一个或多个涡轮机，将水蒸气的热势能转化为电能。冷凝后，冷却剂通过控制装置，如主给水隔离阀（MFIV）170和主给水隔离阀（MFIV）175，分别返回至热交换器140和145。在附图1的实施例中，排热隔离阀（HRIV）120和排热隔离阀（HRIV）125和/或主蒸汽隔离阀（MSIV）180和185维持冷凝器150和155处于相对隔离状态，其中水蒸气和水都不传输至冷凝器。在一个示例中，冷凝器150和155结构上连接至安全壳100。
主蒸汽隔离阀（MSIV）180和185,主给水隔离阀(MFIV)170和175,和排热隔离阀(HRIV)120和125代表几种类型的控制设备的任何一个，其响应于输入端口处的信号，用于响应于接收到的信号后将输入端口连接至输出端口。例如，劣化传感器115可以响应于在满足某些标准的主蒸汽隔离阀（MSIV）180或185的输入端口和/或输出端口检测到的压降，在输出端口产生信号。然而，在其他实施例中，控制装置(例如主蒸汽隔离阀MSIV,主给水隔离阀MFIV和排热隔离阀HRIV)可以由装置输入端口出现的其他激励开启。
在附图1的实施例中，劣化传感器115在输出端口产生信号，其识别与冷却有关的事件的发生，其中包括给水损失、非现场功率损失、冷却剂泵内的故障，承载给水的导管或其它管道的中断，给水加热器的损失，或其它任何阻碍，劣化，或减少冷却剂在反应堆容器中向蒸汽发生器中流动的事件。结果，一个或多个主蒸汽隔离阀（MSIV）180和185和/或主给水隔离阀（MFIV）170和175调整为隔离一个或多个冷凝器150和155。另外，来自劣化传感器115输出端口的信号，导致排热隔离阀（HRIV）120和125调整以允许流体通过冷凝器150和155。然而，在其它示例中，一个或多个主蒸汽隔离阀（MSIV）180和185和/或主给水隔离阀（MFIV）170和175，和/或排热隔离阀（HRIV）120和125可以根据其他条件调整。
附图2A示出了附图1中的核反应堆的一部分，其冷凝器输入压力值相对于时间的函数如附图2B中图表所示。在附图2A中，附图1所示的核反应堆的各个部分已经被去除或减小尺寸，以便阐明该反应堆的操作部分。如图2B所示，时间t0代表冷却相关事件发生之前的时间。因此，在冷凝器150和/或155输入端口的压力可以表示为p0，并且对应于正常或稳态压力。如图2A所示，在时间t0处，热交换器140和145的液体冷却剂含量为Lh0。同样在时间t0处，存在于冷凝器150和155的液体冷却剂含量可以表示为Lc0。也应当注意到，在某些实施例中，在时间t0处冷却剂含量甚至可能增加至大于Lc0，或许增至靠近附图2中的吃水线199。
在附图2A的实施例中，如果与冷却有关的事件发生，主蒸汽隔离阀（MSIV）180可以以这样的方式关闭，即阻塞来自热交换器的汽化的冷却剂。冷却相关的事件也可导致主给水隔离阀（MFIV）170的关闭，以及排热隔离阀（HRIV）120开关切换，以允许冷凝器150输出端口的冷却剂流向反应堆容器110内热交换器140的输入端口。冷却相关的事件导致主蒸汽隔离阀（MSIV）185关闭，这导致允许冷却剂从热交换器145的输出端口流向冷凝器155的输入端口。冷却相关的事件也可导致排热隔离阀（HRIV）120的开关切换，这允许冷却剂从冷凝器155的输出端口流到热交换器145的输入端口。
在一个示例中，在时间t1处，其对应于发生与冷却相关的事件之后的时间，存在于热交换器140和145的液体冷却剂量，从相对较高水平如Lh0，减小至相对较低水平，示为Lh1。由于相对大量的冷却剂被从液相转变成气相，热交换器中和在冷凝器150和155的输入端口处的压力增至附图2B所示的p1值。由于允许来自热交换器140和145的高压汽化的冷却剂流向冷凝器150和155，至少一些液体冷却剂从冷凝器150和155被带动，因此液体冷却剂量从Lc0减小至LC1。
由于来自热交换器140和145输出端口的汽化的冷却剂被输送到冷凝器150和155的输入端口，作为热量从冷凝器向周围的液体中传递的结果，冷却剂经历从气态到液体的相变，其中该反应堆和冷凝器至少部分地浸没在周围的液体中。因此，在时间t2处，与冷凝器150和155内的压力一样，热交换器140和145内的相应压力从p1返回到大约p0值。由于汽化的冷却剂发生进一步冷凝，存在于热交换器140和155中冷却剂量可以从Lh1增至Lh2。在附图2A中，冷凝器150和155中液体冷却剂量Lc2，显示为基本等于Lc1。然而，在其他实施例中，Lc2可以表示为大于或小于Lc1。
附图3是核反应堆及相应的的排热系统的的第二实施例图。在附图3中，安全壳200围绕反应堆容器210，其包括反应堆堆芯205。当反应堆堆芯205内产生热量，液体冷却剂如箭头235所示，上升通过通道230且经过热交换器240和245的上部。当冷却剂沿反应堆容器210的周边向下运行时，冷却剂传递热量至热交换器240和245上。例如，反应堆容器210内的冷却剂填充到水平线260。
在一个实施例中，与冷凝器250和255一起的安全壳200部分地浸没在反应堆隔间的吃水线299下，其中冷凝器在结构上连接到反应堆隔间壁290和295。例如，在冷却相关的事件中，一个或多个主蒸汽隔离阀（MSIV）280和285和/或主给水隔离阀（MFIV）270和275中的一个或多个，调整为到阻止来自热交换器240和245的冷却剂流动。另外，排热隔离阀（HRIV）220和225调整以允许流体通过冷凝器250和255流向热交换器240和245的输入端口。然而，应当注意，一个或多个主蒸汽隔离阀（MSIV）280和285、主给水隔离阀（MFIV）270和275和/或排热隔离阀（HRIV）220和225可以根据其他条件调整，并且各实施例在这一点上没有限制。
附图4是使用几种而且可能是分离的实施例中的排热系统的核反应堆示意图。附图4中，安全壳300远大于反应堆容器310。反应堆堆芯305示出为在反应堆容器310内将要接触冷却剂，该冷却剂由于反应堆堆芯的热量而上升。在第一示例中，冷凝器351位于在反应堆容器310和安全壳300之间，并从吃水线360以下的位置抽出冷却液。通过冷凝器351后，冷却剂被送回至反应容器310接近反应堆堆芯305的位置，从而提供了去除来自反应堆容器310内主循环回路的冷却剂的热量的能力。在第二循环回路中，至少部分浸没在吃水线399以下的冷凝器350，流体联通于冷凝器351，以提供去除冷凝器351中热量的能力。
在第二示例中，也如附图4所示，冷凝器352的输入端口和输出端口内直接与反应堆容器310的冷却剂交接。在第三示例中，也如附图4所示，连同安全壳300，冷凝器352至少部分地浸没在反应堆隔间中的公共液体池中。在另一示例中，冷凝器353和安全壳300至少部分浸没在公共液体池的吃水线399内。冷凝器353接收来自热交换器345的冷却剂，并提供降低的温度下的冷却剂至反应堆容器310内的热交换器。
附图5是一个用于将反应堆安置在维修装置上的安全壳的端视图。附图5中，安全壳415安置在维修装置420上。在圆柱形或胶囊形的安全壳的一侧，冷凝器405和410两者在结构上彼此相邻连接。通过将冷凝器安装到所述安全壳成为整体结构，这整个结构能从水填充的反应堆隔间中取出，并放置在维修装置420上，以进行运送、燃料补给、修复和/或其他维护。
虽然已经示出和描述了几个实施例，本领域技术人员应当理解，不脱离所附权利要求书的范围可以进行各种其它修改、以及有多种的等效物可以取代。
Claims (20)
1.一种核反应堆，包括：
反应堆容器；
安全壳，其围绕所述反应堆容器；
及第一冷凝器，其接收来自反应堆容器内的冷却液；
其中所述安全壳和所述第一冷凝器至少部分地浸没在一公共池中。
2.如权利要求1所述的核反应堆，其中所述公共池包括液体冷却剂。
3.如权利要求1所述的核反应堆，其中第一冷凝器结构上连接于所述安全壳。
4.如权利要求1所述的核反应堆，其中在所述安全壳的圆柱部分,第二冷凝器结构上邻接于第一冷凝器。
5.如权利要求1所述的核反应堆，还包括：
控制装置，其可调整为允许冷却液从第一冷凝器流向反应堆容器内的热交换器的第一端部。
6.如权利要求5所述的核反应堆，还包括：
控制装置，其可调整为允许冷却液从反应堆容器内的热交换器的第二端部流向第一冷凝器。
7.如权利要求6所述的核反应堆，还包括：
劣化传感器，其能响应于核反应堆的冷却系统的劣化，
所述劣化传感器产生输出信号至控制装置的输入端口；以及所述控制装置可调整为允许冷却液从第一冷凝器流向反应堆容器内的热交换器。
8.如权利要求1所述的核反应堆，其中所述冷凝器结构上连接于一个结构的内表面，此结构至少部分地界定了公共池的形状。
9.一种去除核反应堆热量的方法，包括：
开启控制装置；
以及响应于控制装置的开启，传输汽化的冷却剂通过冷凝器，其中
所述冷凝器和核反应堆的安全壳至少部分地浸没在公共池中，并且其中
所述冷凝器和所述安全壳直接与公共池液体接触。
10.如权利要求9所述的方法，其中所述传输包括:
传输汽化的冷却剂至冷凝器，其中所述冷凝器结构上与安全壳连接。
11.如权利要求9所述的方法，其中所述传输包括：与汽化的冷却剂流体联通的冷凝器，结构上连接至一个结构的表面，此结构至少部分地界定了所述公共池的形状。
12.如权利要求9所述的方法，还包括在开启控制装置之前，检测核反应堆冷却能力的劣化现象。
13.如权利要求12所述的方法，其中所述检测的结果至少部分地来自：给水损失、非现场功率损失、冷却液泵内的故障、承载给水的管道中断、给水加热器损失，以及上述情况的任何组合。
14.一种配置核反应堆和所用相关冷凝器的方法，该方法包括：
结构上或流体上将冷凝器联接于核反应堆；
并且将所述冷凝器和所述核反应堆至少部分地浸没在公共液体池中，其中
该至少部分浸没的冷凝器使得直接接触公共池液体。
15.如权利要求14所述的方法，其中所述联接包括：
将冷凝器贴附于容置所述核反应堆的安全壳。
16.如权利要求15所述的方法，其中所述联接包括：
将承载冷却剂的管道流体联接至所述冷凝器的输入端口，其中
所述冷凝器结构上连接至一表面，其至少部分界定了公共液体池的形状。
17.一种排热系统，包括：
冷凝器，其可操作地去除核反应堆的热量，所述冷凝器至少部分地浸没在围绕核反应堆的池中；
检测核反应堆的冷却能力劣化现象的装置；
以及响应于来自所述检测冷却能力劣化现象的装置的输出信号，控制汽化的冷却剂流向冷凝器的装置。
18.如权利要求17所述的排热系统，其中所述冷凝器结构上连接至一个结构的表面，此结构至少部分地界定了围绕核反应堆的池的形状。
19.如权利要求17所述的排热系统，其中所述冷凝器结构上连接至容置核反应堆的安全壳。
20.如权利要求17所述的排热系统，其中所述冷凝器结构上连接至所述安全壳的外表面。
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| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| C14 | Grant of patent or utility model | ||
| GR01 | Patent grant |