CN104051033B - 用于核反应堆的浸没式安全壳 - Google Patents

Abstract

一种动力模块组件包括一个浸入在冷却剂中的反应堆芯，以及一个容纳所述冷却剂和反应堆芯的反应堆容器。一个内部干燥的、浸没在液体中的安全壳在气态环境中基本围绕所述反应堆容器。在过压事件期间，该反应堆容器被配置为将所述冷却剂释放至所述安全壳内且通过该冷却剂在所述安全壳的内壁上的冷凝来移除该反应堆芯的衰变热。

Description

用于核反应堆的浸没式安全壳

本申请是申请日为2008年11月6日、名称为“用于核反应堆的浸没式安全壳”的第200880118524.3号发明专利申请的分案申请。

技术领域

本发明涉及一种用于从核反应堆移除衰变热的系统。

背景技术

为了得到廉价且可靠的能源，已设计了一些以被动操作为目标的核反应堆。在这些被动系统中，应用物理规律以确保在正常运行期间，或者甚至在应急情况下没有操作者干预或监督的情况下的至少某一段预定时间内，维持核反应堆的安全运行。该被动操作系统的一个目标是使常规被依赖用于运行核反应堆的电动机、泵或其他电气或机械装置的数量最小化。

在爱达荷国家工程与环境实验室(Idaho National Engineering andEnvironmental Laboratory)、NEXANT和俄勒冈州立大学核能工程系(NuclearEngineering Department of Oregon State University)支持下实施的多用途小型轻水反应堆(Multi-Application Small Light Water Reactor)项目寻求开发一种安全且经济的自然轻水反应堆。图1示出了源于此项目的一个核反应堆设计20。

该核反应堆设计20包括一个被反应堆容器2围绕的反应堆芯6。反应堆容器2中的水10围绕反应堆芯6。该反应堆芯6还放置在屏蔽罩(shroud)22中，该屏蔽罩22绕反应堆芯6的侧面围绕该反应堆芯6。当水10由于裂变事件而被反应堆芯6加热时，水10被从屏蔽罩22中向上引导至位于反应堆芯6上方的环形空间(annulus)23内，且排出上升管(riser)24。这导致进一步的水10被吸入屏蔽罩22以相应地被反应堆芯6加热，从而将更多的水10吸入到屏蔽罩22中。自上升管24排出的水10被冷却且被朝向反应堆容器2的外侧引导，接着通过自然循环返回至反应堆容器2的底部。由于水10被加热，在反应堆容器2中产生了加压蒸汽11。

热交换器35使给水和蒸汽在辅助冷却系统30中循环，以用涡轮32和发电机34产生电力。给水流过热交换器35且变成过热蒸汽(super heated steam)。辅助冷却系统30包括一冷凝器36和给水泵38。辅助冷却系统30中的蒸汽和给水与反应堆容器2中的水10隔离，使得它们不得混合或彼此直接接触。

反应堆容器2被安全壳(containment vessel)4围绕。该安全壳4被放置在水池16中。水池16和安全壳4位于反应堆舱26中的地面28以下。安全壳4不允许来自反应堆容器2的任何水或蒸汽逃逸到水池16或周围环境中。在应急情况下，蒸汽11通过蒸汽阀8从反应堆容器2泄放到安全壳4的上半部14中，并且水10在其通过位于抑压池12中的浸没的排放阀(blowdown valve)18被释放时急骤蒸发(flash)。该抑压池12包括过冷水。因此，通过将蒸汽11经蒸汽阀8释放至安全壳4，以及将水10经排放阀18释放至安全壳4，降低了反应堆容器2的过压。蒸汽11和水10至安全壳4的释放速率根据反应堆容器2内的压力而变化。通过蒸汽11的冷凝和水10向抑压水池12的能量传递的结合来从核反应堆芯6移除衰变热。

在安全壳4内冷却剂损失或管道破裂的情况下，抑压池12内的水提供压力抑制以及液体补充(liquid makeup)性能。然而，这同时意味着安全壳4内的电气和机械部件经常地承受腐蚀性环境，腐蚀性环境引发了可靠性问题。当放置在潮湿或湿润环境中时，围绕反应堆容器2的绝缘体损失了部分其绝缘特性，且可能需要定期地更换。昂贵且珍奇的(exotic)材料可用于反应堆容器的绝缘体。另外，必须对电气和机械部件进行维护、监测和检查以确保它们持续运行的可靠性。

本发明致力于解决这些以及其他问题。

附图说明

图1示出了本领域中已知的一个核动力系统。

图2示出了一个包括一内部干燥的安全壳的新型动力模块组件。

图3示出了在应急运行期间图2中的动力模块组件。

图4示出了水蒸气被释放至安全壳内的示例性冷凝速率。

图5示出了在过压事件下在安全壳中的示例性压力波动。

图6示出了一动力模块组件的替代实施方案，该动力模块组件包括具有散热片(cooling fins)的安全壳。

图7示出了包括多个安全壳区域的动力模块组件的实施方案。

图8示出了冷却一动力模块组件的新型方法。

发明内容

一种动力模块组件在此公开为包括一个浸入在冷却剂中的反应堆芯，以及一个容纳所述冷却剂和反应堆芯的反应堆容器。一个内部干燥的安全壳被浸没在液体中且在气态环境中基本围绕所述反应堆容器。在过压事件期间，该反应堆容器被配置为将所述冷却剂释放至所述安全壳内且通过该冷却剂在所述安全壳的内壁上的冷凝来移除该反应堆芯的衰变热。

一种核反应堆模块在此公开为包括一个被设计为抑制液体释放的安全壳，以及一个安装在所述安全壳内侧的反应堆容器，其中该反应堆容器的外表面被暴露在低于大气压力的情况。该核反应堆模块还包括一个浸没在所述液体中的反应堆芯，以及一个连接至所述反应堆容器的蒸汽出口(steam vent)，其中当所述反应堆芯变得过热时，该蒸汽出口配置为将蒸汽泄放至所述安全壳内。

在此公开一种冷却核反应堆的方法，其中该方法包括：在反应堆容器内显示高压事件的情况下，紧急停止该核反应堆，以及将冷却剂释放至位于安全壳和所述反应堆容器之间的安全壳区域(containment region)。该安全壳区域围绕所述反应堆容器并且在所述高压事件之前基本上是干燥的。该方法还包括：将所述冷却剂在所述安全壳的内壁上冷凝；向围绕所述安全壳的液体介质传递衰变热；以及通过该冷却剂在内壁上的冷凝将所述安全壳区域内的压力维持在设计限值之内。

从参考附图进行的对本发明的一个优选实施方案的下列详细描述中，本发明将更易于理解。

具体实施方式

常规核设施的许可和建造非常昂贵，还有前期巨大的投资成本以及延迟的利润回报。除了能量成本考虑、效率需求以及可靠性问题，如今的核反应堆设计也必须考虑核扩散、恐怖活动以及增强的环境管理意识的问题。

原本可以在很大程度上受益于核动力的发展中国家经常地采用其他能源，诸如产生大量污染或具有其他有害环境影响的煤、气体或水电发电机。这些发展中国家可能不具有能够使他们建造核电站的技术或自然资源。已经发展核动力的国家出于担心对核原料或技术的失控，可能犹豫将这些技术引入发展中国家。

被动的安全核动力系统帮助解决了部分的上述担心。进一步的系统改进以及创新的设计有望开启核动力作为全球可行的主要能源的新时代。

图2示出了一个新型动力模块组件50，其包括一内部干燥的安全壳54。该安全壳54是圆柱形形状，且具有球形的上端和下端。整个动力模块组件50可被浸没到用作有效热阱(heat sink)的水池16中。安全壳54可被焊接或以其它方式与环境密封，使得液体和气体不能从该动力模块组件50中逃逸出来或者进入到该动力模块组件50中。安全壳54可以是底部支撑的、顶部支撑的或绕其中心支撑的。在顶部支撑安全壳54可便利于动力模块组件50从水池16的维护和移除。

在一个实施方案中，安全壳54由一个或多个装配连接件80悬置在水池16中。该装配连接件80可附接至安全壳54的上部。该装配连接件80可以是帮助安全壳54定位在大致水池16中央的刚性或柔性构件。在地震活动诸如地震期间，水池16用作在安全壳54周围的保护缓冲(cushion)以避免如果安全壳54与反应堆舱26接触可能导致的损坏。附接至反应堆舱26壁的柔性装配连接件诸如链条或缆线，可能减小原本可传递至安全壳54的振动或压力(stress)的量。在一个实施方案中，一柔性系紧的连接件被附接至安全壳54的底部以减小摇摆或横向运动。该动力模块组件50可被布置为浮在水池16中以使支撑需求降至最低程度且提供抗震性。一个支撑基座可设置在安全壳54的底部以支撑动力模块组件50处于直立位置。

一个反应堆容器52位于或安装在安全壳54的内侧。反应堆容器52的内表面可暴露在包括冷却剂100或诸如水的液体的潮湿环境中，且外表面可暴露在诸如空气的干燥环境中。反应堆容器52可以是由不锈钢或碳钢制成的，可包括覆层，以及可支撑在安全壳54之内。

动力模块系统50可以被定尺寸以使得其可以在机动轨道车上运输。例如，安全壳54可被构造为直径约4.3米且高度(长度)约17.7米。通过完全密封安全壳54，可以限制进入反应堆芯6。任何不被允许的进入或干预都可被监督。此外，核动力系统的地下轮廓使其不易被看到且更容易隐藏。水池16可以由防护罩(未示出)覆盖，以进一步将动力模块组件50与外部威胁或空运(airborne)物体诸如飞机或导弹隔离。

反应堆芯6的补给燃料可以通过以下方式进行：例如由机动轨道车或海运来运输整个动力模块组件50，且用具有新供应的燃料棒的新的或翻新的(refurbished)动力模块组件来替换该动力模块组件50。补给燃料和维护操作可通过打开(unbolting)法兰(flanges)或在圆柱形部分高于反应堆芯6的高度处切开容器来进行。根据燃料类型和系统规格，补给燃料可以每2-10年或更长时间进行一次。

安全壳54封装反应堆芯6，且在一些情况下冷却反应堆芯6。该安全壳54是一个相对小的、具有高强度以及部分地由于其更小的整体尺寸而能承受六或七倍于常规安全壳设计的压力。即使动力模块组件50的主要冷却系统出现中断，也不会有核裂变产物被释放到环境中。可以在应急情况下从动力模块组件50移除衰变热。

反应堆芯6示出为浸没或浸入在主冷却剂100——诸如水——中。反应堆容器52容纳冷却剂100和反应堆芯6。一个屏蔽罩22绕反应堆芯6的侧面围绕该反应堆芯6，且用于将冷却剂100引导向上流过环形空间23，并从位于反应堆容器52上半部的上升管24中流出，作为冷却剂100自然循环的结果。在一个实施方案中，该反应堆容器52的直径为约2.7米且具有总高度(长度)为约13.7米。该反应堆容器52可包括一个圆柱形为主的形状，且带有球形的上端和下端。反应堆容器52通常处于运行的压力和温度。安全壳54是内部干燥的且可以具有处于或接近水池16温度的墙壁温度、在大气压力下运行。

安全壳54主要在被认为是安全壳区域44的干燥或气态环境中围绕反应堆容器52。安全壳区域44可以充满空气。安全壳54包括邻近于安全壳区域44的内表面55或内壁。安全壳区域44可包括替代空气或除空气之外的一种或多种气体。在一个实施方案中，安全壳区域被维持在低于大气压力的情况，例如局部真空的状态。安全壳中的一种或多种气体可以被移除使得反应堆容器52处于完全或局部真空的安全壳区域44内。

在正常运行期间，来自反应堆芯6中裂变事件的热能导致冷却剂100被加热。随着冷却剂100的加热升温，其变得不那么稠密且趋于通过环形空间23上升以及从上升管24流出。随着冷却剂100的冷却降温，其变得比被加热的冷却剂相对更稠密，且绕环形空间23的外侧循环、下降到反应堆容器52的底部以及通过屏蔽罩22上升，以再次地被反应堆芯6加热。这种自然循环导致冷却剂100穿过反应堆芯6循环，将热量传递至辅助冷却系统——诸如图1中的辅助冷却系统30——从而发电。

该自然循环可以通过在上升管24中设置冷却剂100的两相工况(two-phasecondition)来增强。在一个实施方案中，气体被注入到反应堆芯6之内或附近以产生或增强所述两相工况，且增大冷却剂100通过上升管24的流动速率。尽管反应堆芯6的排出(voiding)会产生负反应性引入(negative insertion of reactivity)，遵循非排出工况的稳态工况可能导致正反应性引入(positive insertion of reactivity)。在一个实施方案中，该反应性还通过管理控制棒插入速率和温度感应控制棒行程(trips)的组合来进行控制。

图3示出了在应急运行期间图2中的动力模块组件50。该应急运行可以包括例如对反应堆芯6的过加热或反应堆容器52的过压事件的响应。在应急运行期间，反应堆容器6可配置为将冷却剂100释放到原本干燥的安全壳54的安全壳区域44中。反应堆芯6的衰变热可以通过冷却剂100在安全壳54的内表面55上冷凝来被移除。尽管安全壳54可被浸入到水池16中，安全壳54的内表面55在应急运行前或过压事件前可能是完全干燥的。例如，图1中的抑压池12在正常运行期间不存在于安全壳54中。

流量限制器58或蒸汽出口可以设置在反应堆容器52上以在应急运行期间将冷却剂100泄放至安全壳54中。冷却剂100可作为一种气体或水蒸气41例如蒸汽被释放至安全壳54中。流量限制器58可被直接连接或安装至反应堆容器52的外壁，而无需任何中介结构(intervening structures)诸如管道或连接件。在一个实施方案中，该流量限制器58被直接焊接至反应堆容器52，以将任何泄漏或结构故障的可能性降至最低程度。该流量限制器58可以是一个文丘里(Venturi)流量阀，该文丘里流量阀被定尺寸为将冷却剂100以受控速率释放至安全壳54。在一个实施方案中，冷却剂100仅以来自反应堆容器52的蒸汽或水蒸气形式释放。水蒸气41的冷凝可能以与被泄放的水蒸气41向安全壳54增加压力大约相同的速率来降低安全壳54内的压力。在一个实施方案中，流量限制器58被配置为释放包含在水蒸气41中的约5兆瓦特的热量。

以水蒸气41形式释放至安全壳54内的冷却剂100在安全壳54的内表面55上冷凝为一种液体诸如水。由于水蒸气41被转变成液态冷却剂100，水蒸气41的冷凝导致安全壳54内的压力降低。可以通过水蒸气41在安全壳的内表面55上冷凝来从动力模块组件50移除足够大量的热量，以实现管理从反应堆芯6移除衰变热。在一个实施方案中，没有液态冷却剂100从反应堆容器52释放，甚至是在应急运行期间。该冷凝的冷却剂100下降到安全壳54的底部且聚集为一池液体。随着越来越多的水蒸气41在内表面55上冷凝，安全壳54底部的冷却剂100的高度逐渐上升。存储在水蒸气41中的热量通过安全壳54的壁被传递至作为最终热阱(ultimate heat sink)的水池16。存储在位于安全壳54底部的冷却剂100中的热量通过液体对流和传导传热被传递至内表面55上。

从蒸汽或水蒸气41移除的热量可以通过在冷安全壳54的内壁上的冷凝以及通过从热冷却剂至内表面55的自然对流来被传递至相对冷的内表面55。热量可以由通过安全壳壁的传导以及通过安全壳54外表面上的自然对流被传递至水池16。在反应堆芯6变得过热之后以及在应急运行期间，冷却剂100保持被限定在动力模块组件50之内。被传递至水池16的热量可以提供用于三天或更多天的足够的被动衰变热移除，而无需操作者的任何干预。

安全壳54可被设计为承受假定高压流体从反应堆容器52瞬时释放至安全壳54将引起的最大压力。安全壳54内的压力可被设计为与反应堆容器52内的压力平衡，使得由压力差引起的排放流动(break flow)停止。久而久之，可以使得安全壳54内的压力值与反应堆容器52内的压力值相等，导致了如图3所示的反应堆容器52内的冷却剂高度100A和安全壳54内的冷却剂高度100B。由于反应堆容器52内的冷却剂温度与安全壳54内的温度相比更高，冷却剂高度100B显示为相对于冷却剂高度100A被提升了。图3显示了冷却剂高度100A和100B可以平衡使得反应堆容器52中的冷却剂高度100A保持在反应堆芯6的顶部之上，使得反应堆芯6一直被冷却剂100覆盖。

流量阀57可被设置为一旦达到冷却剂高度100A、100B的稳态工况，将允许冷却剂100从安全壳54回流至反应堆容器52。允许通过流量阀57再进入反应堆容器52的冷却剂100补充被作为水蒸气41通过流量限制器58泄放的冷却剂100。通过流量阀57的冷却剂100的流动可以通过被动系统的自然循环——其源于容器52、54中的温度差引起的不同水密度——来实现。不需要机械或电气泵或电动机。在一个实施方案中，流量阀57将冷却剂100的流动限制在单一方向——从安全壳54流至反应堆容器52。

当反应堆芯6变得过热时，流量限制器58或蒸汽出口被配置为将冷却剂100——例如以蒸汽或水蒸气41形式——以在稳态工况期间维持安全壳54内近似恒定压力的速率泄放至安全壳54中。在一个实施方案中，安全壳54在达到稳态工况之前经受初始压力尖峰(spike)。通过控制安全壳54内压力增长的速率，安全壳壁的厚度可设计成由于其内较低的、受控的压力而具有较小的材料强度。减小壁厚度可以减轻动力模块组件50的运输重量，且降低制造和运输成本。

尽管完全的或真正的真空的达到或维持在商业上或技术上可能是不切实际的，但在安全壳54内可能产生局部的真空。因此，在此涉及的真空应理解为局部或完全的真空。在一个实施方案中，安全壳区域44在通过安全壳气体(containment gases)以显著降低对流和传导传热的真空压力下被维持。通过从安全壳区域44大量地移除气体，例如通过维持安全壳54内的真空，增加了水蒸气41在内表面55上冷凝的初始速率。冷凝速率的增加使得通过安全壳54的传热速率增加。

安全壳区域44内的真空在正常运行期间作为一种类型的热绝缘，由此保持反应堆容器52内可继续利用的热量和能量。为此，在反应堆容器52的设计中可使用较少的绝缘材料。在一个实施方案中，一个反射绝缘体被用来替代常规热绝缘体或附加于常规热绝缘体。该反射绝缘体可以设置在反应堆容器52或安全壳54之一或两者上。该反射绝缘体与常规热绝缘体相比可以更好地抵抗水损(water damage)。另外，该反射绝缘体在应急工况期间不会阻止热量从反应堆容器52像常规热绝缘体一样多的传递。因此，真空和反射绝缘体的组合提供在正常运行期间的热绝缘体，且促进热量在应急工况期间远离反应堆芯6传递。

在安全壳区域44内真空损失的情况下，被引入的气体或液体提供另一被动安全冷却机构以在反应堆容器52和安全壳54之间通过自然循环来传递热量。例如，通过降低或消除常规热绝缘体，由于聚集在安全壳54底部的冷凝液态冷却剂100，可以在应急运行期间形成一种更有效的从反应堆容器52的热传递。热量能够从反应堆容器52通过液态冷却剂100被传递至安全壳54。

另外，从安全壳区域44移除空气和其他气体可以降低或完全消除对任何氢复合器(hydrogen recombiner)的需求，所述氢复合器通常用于减少原本可开发的易燃气体混合物。在应急运行期间，蒸汽可与燃料棒发生化学反应以产生一种高水平(level)的氢气。当氢气与空气或氧气混合时，可以产生一种易燃混合物。通过从安全壳54移除大部分的空气或氧气，允许混合的氢气和氧气的量被减至最低程度或消除。在一个实施方案中，当检测到应急工况时，留在安全壳区域44中的任何空气或其他气体被移除或排出。

图4示出了冷却剂100释放至安全壳54的示例性冷凝速率。如前所述，冷却剂100可以作为在安全壳54的内表面55上冷凝的蒸汽或水蒸气41的形式被泄放。流量限制器58控制冷却剂100以水蒸气41的形式至安全壳54的释放速率，使得安全壳54内冷却剂高度100B的增长速率可以被确定或管理。根据图4中的图表，约110英寸的冷却剂100可以在9500秒或约2小时38分钟后收集在安全壳54的底部。当然，冷却剂高度100B的这一增长速率除了取决于流量限制器58的设计外，将取决于反应堆容器52和安全壳54的尺寸。

在一个实施方案中，一旦反应堆容器52和安全壳54内压力相等或达到稳态，冷却剂高度100B的增长速率在一接近恒定的值处变平。冷却剂100通过图3中的流量阀57至反应堆容器52的流动可以移除在安全壳54的内表面55上冷凝为液体的大约相同量的冷却剂100。

连接至反应堆容器52的流量限制器58可以以在稳态工况期间维持安全壳54内约恒定压力的速率泄放水蒸气41。图5示出了在过压事件期间安全壳54内的示例性压力波动。在一个实施方案中，安全壳54内的压力在过压事件之前可以处于或接近大气压力。在另一实施方案中，安全壳内的压力维持为真空。安全壳54可以接着经受一个压力尖峰，其将压力提高至某一预定上限值。

在一个实施方案中，该上限压力值为约300磅/英寸2(psia)。一旦压力达到该上限值，流量限制器58可以关闭或抑制冷却剂100作为水蒸气41进一步释放至安全壳54。由于水蒸气41冷凝成液体，安全壳54内的压力接着降低。该压力可被允许降低至某一预定下限值。在一个实施方案中，该下限压力值小于150磅/英寸²。一旦压力达到该下限值，流量限制器58可以打开或以其它方式允许额外的冷却剂100释放至安全壳54。安全壳54内的压力接着上升，直到再次达到上限值，继续加压和减压循环同时从反应堆芯6移除衰变热。因此，安全壳54内的压力可以被维持在上限值和下限值之间。

流量限制器58的蒸汽喷嘴流动面积可以根据安全壳54内蒸汽冷凝速率、从安全壳54的能量移除速率以及图3中水池16的加热速率的测量值或估计值来计算。在一个实施方案中，安全壳54内液体高度变化率可以为约.0074英寸/秒。根据质量守恒定律，蒸汽冷凝成液体的质量流动速率可以根据以下方程式来确定：

(1)dM_L/dt＝ρ_LA_C(dL/dt)_C＝m

向安全壳54的内表面55的传热速率可以根据以下方程式来给定：

(2)q＝mh_fg

用于水池16的加热速率可以使用以下方程式确定：

(3)MC_P dT/dt＝q

假定冷却池质量、恒定压力下的冷却池水比热、以及热量输入是恒定的，根据以下方程式使人可以结合方程式(2)获得加热水池16的所需时间：

(4)Δt＝MC_PΔT/q

在一个实施方案中，水池16的上限温度(upper temperature)设定为低于沸点，诸如200度(华氏温度)。最终地，用于蒸汽扼流(choke flow)的方程式可以通过以下方程式来给定：

(5)m＝C_dA[Kg_cρ_gP]^(1/2)

其中C_d是约为0.95的排放系数，以及其中

K＝γ[2/(γ+1)]^{(γ+1)/(γ-1)}

在第一个100秒的蒸汽排放情况期间，可以由主冷却系统经受最初6％的衰变热，然而在稳态工况下这将平缓至约2％或3％。向安全壳54释放压力可导致约3％的衰变热从反应堆容器52被传递，这包括了在稳态阶段释放的大量衰变热。这是通过在此描述的被动应急给水和衰变热移除系统来实现的，而不需要位于安全壳54内的预先存在的水源或抑压池。

图6示出了动力模块组件60的替代实施方案，该动力模块组件60包括一个具有散热片65以增大冷却表面面积的安全壳64。该散热片65可以被附接至安全壳64的外壁以在应急运行期间移除反应堆芯的衰变热。在动力模块组件60的正常运行期间，安全壳64的内侧保持干燥，而反应堆容器62包含反应堆芯以及冷却剂。在一个实施方案中，安全壳64在正常运行工况期间处于减压或真空状态。该冷却剂可以是液体或气体。在应急操作运行中，诸如反应堆容器62的过压，冷却剂从流量限制器68流出释放至安全壳64。该冷却剂在安全壳64内循环且向安全壳64的壁释放热量。该热量接着从安全壳通过对流或传导被移除至围绕的热阱66。

热阱66可以是一种流体诸如水或气体。在一个实施方案中，该热阱由完全围绕安全壳66的土地(例如石头、土壤或其他固体材料)组成。散热片65可被附接至安全壳64且提供用于向热阱66传递衰变热的额外表面面积。散热片65可以环绕安全壳64。在一个实施方案中，散热片65被定向在水平面内。热阱66可以被包含在安全壳结构61——诸如混凝土——中。一个也可由混凝土制成的盖子63可以完全地封闭动力模块组件60和热阱66。该安全壳结构61和盖子63可用于保护免受外来发射物的影响，也可以作为一种生物屏蔽。

图7示出了包括多个安全壳区域71、72的动力模块组件70的实施方案。该安全壳区域可以被划分成第一安全壳区域71和第二安全壳区域72。该第一安全壳区域71可位于安全壳74的上部，第二安全壳区域72可位于安全壳74的下部。该第一安全壳区域71可被维持处于大气压力，而第二安全壳区域72可被维持处于大气压力以下。

一个或多个阀75可设置在第一和第二安全壳区域71、72之间。在应急工况的事件中可以运行阀75以释放压力。在一个实施方案中，阀75运行以将在第一安全壳区域71内冷凝的液态冷却剂传递，使得其被收集在第二安全壳区域72内。在一个实施方案中，常规热绝缘体76被包括在第一安全壳区域71内，而反射绝缘体78被包括在第二安全壳区域72内。可以设置任何数量的安全壳区域，这些安全些区域中的一些或全部可被维持为真空状态。

图8示出了冷却动力系统——诸如图3中的动力模块组件50——的新型方法。在操作810中，在反应堆容器——诸如图3中的反应堆容器52——中显示高压事件下，紧急停止动力模块组件50。

在操作820中，冷却剂被释放至安全壳区域，例如位于安全壳——诸如图3中的安全壳54——和反应堆容器52之间的图3中的安全壳区域44。该安全壳区域54围绕反应堆容器52，且在高压事件之前可以是基本上干燥的。该冷却剂——诸如冷却剂100——可以以水蒸气41或蒸汽形式释放至安全壳54。在一个实施方案中，由于故障或整体压力损失而从图1中的辅助冷却系统30释放的蒸汽也可以泄放至安全壳54。

在操作830中，水蒸气41在内壁——诸如安全壳54的内壁55——上冷凝。该水蒸气41可以冷凝成一种液体，诸如水。

在操作840中，向围绕安全壳54的液体介质传递衰变热。该衰变热可以经由水蒸气41的冷凝以及冷凝液体的对流和传导来被传递。

在操作850中，通过冷却剂在内壁上的冷凝将安全壳区域44内的压力限制或维持在设计限值内。一蒸汽流量限制器——诸如图3中的流量限制器58——可以是定尺寸的以限制安全壳54内压力上升的速率。压力上升的速率可以主要通过水蒸气41冷凝成液体来抵消。该蒸汽流量限制器58可以选择性地或间歇地打开，使得安全壳54内的压力被限制为一个最大值且允许当流量限制器58关闭时减压。

水蒸气41的冷凝可以将安全壳区域44内的压力降低与被释放冷却剂增大安全壳区域44内压力的大约相同的量。冷却剂100可以以水蒸气41或蒸汽形式被释放至安全壳区域44，且反应堆芯6的衰变热可以从动力模块组件50通过水蒸气41在安全壳54的内壁55上冷凝来被移除。

尽管在此提供的实施方案主要描述了加压水反应堆，但对本领域技术人员来说明显的是，这些实施方案可如所描述地或以一些明显变型，应用于其它类型的核动力系统。例如，还可使这些实施方案或其变体可用于沸水反应堆。沸水反应堆可能需要更大的容器以产生相同的能量输出。

将冷却剂释放至安全壳内的速率、将冷却剂冷凝成液体的速率和安全壳内压力上升速率以及在此描述的其他速率和值仅以示例性的方式提供。可通过实验——例如构造核反应堆的实尺模型或成比例模型——确定其他速率和值。

已经以本发明优选实施方案的形式描述和举例说明了其原理，应明白的是，在不偏离这些原理的情况下，可在布置和细节上对本发明进行修改。我们要求保护所有落入所附权利要求的主旨和范围内的改型和变体。

Claims (18)

1.一种动力模块组件，包括：

一个安全壳；以及

一个容纳在所述安全壳中的反应堆容器，其中一个安全壳区域位于所述反应堆容器和所述安全壳之间，其中所述反应堆容器被配置为在所述动力模块组件的应急运行期间可控制地将冷却剂释放到所述安全壳区域中，其中在所述动力模块组件的正常运行期间，所述安全壳区域的至少一部分被维持处于低于大气压力的压力，并且其中所述低于大气压力的压力基本防止所述反应堆容器与所述安全壳之间的对流传热，其中在所述应急运行之前，所述安全壳的整个内表面是干燥的。

2.根据权利要求1所述的动力模块组件，其中所述安全壳被一个热阱围绕。

3.根据权利要求2所述的动力模块组件，还包括附接至所述安全壳的外壁并与所述热阱接触的散热片。

4.根据权利要求2所述的动力模块组件，其中所述热阱包括水或气体。

5.根据权利要求1所述的动力模块组件，其中所述安全壳区域包括第一安全壳区域和第二安全壳区域，其中所述第一安全壳区域被维持处于大气压力，其中所述第二安全壳区域被维持处于低于大气压力的压力，并且其中在所述应急运行之前，所述第一安全壳区域和所述第二区域都是内部干燥的。

6.根据权利要求5所述的动力模块组件，其中在所述应急运行期间所述冷却剂被以蒸汽形式释放到所述第一安全壳区域中，并且其中所述蒸汽在所述安全壳中冷凝为液态冷却剂。

7.根据权利要求6所述的动力模块组件，还包括一个或多个阀，所述一个或多个阀将所述第一安全壳区域连接至所述第二安全壳区域，其中所述一个或多个阀被可操作地配置以将所述液态冷却剂从所述第一安全壳区域传递至所述第二安全壳区域。

8.根据权利要求6所述的动力模块组件，其中所述反应堆容器由在所述第一安全壳区域和所述第二安全壳区域之间不同的两种类型的热绝缘进行绝缘，并且其中所述反应堆容器由位于所述第二安全壳区域中的反射绝缘体进行绝缘。

9.根据权利要求1所述的动力模块组件，还包括位于所述反应堆容器与所述安全壳之间的反射绝缘体，其中所述反应堆容器的基本所有的热绝缘由所述低于大气压力的压力和所述反射绝缘体的组合提供。

10.一种动力模块组件，包括：

用于使主冷却剂循环通过一个反应堆芯的装置，其中所述反应堆芯和所述主冷却剂被容纳在一个反应堆容器中；

用于响应于所述反应堆容器内的高压事件而可控制地将所述主冷却剂以蒸汽形式释放到一个安全壳中的装置，其中在将所述主冷却剂以蒸汽形式释放到所述安全壳中之前，所述安全壳的至少一部分被维持处于局部真空，其中所述蒸汽冷凝在所述安全壳的内表面上以形成一池主冷却剂，并且其中所述局部真空基本运行以防止所述反应堆容器与所述安全壳之间的对流传热；以及

用于使所述一池主冷却剂循环回到所述反应堆容器中并穿过所述反应堆芯的装置，其中在所述高压事件之前所述安全壳的整个内表面是干燥的，并且其中在所述高压事件之前所述一池主冷却剂不存在。

11.根据权利要求10所述的动力模块组件，其中冷凝后的蒸汽形成在所述反应堆容器的外壁与所述安全壳的内表面之间延伸的一池主冷却剂，并且其中这一池主冷却剂完全由所述冷凝后的蒸汽组成。

12.根据权利要求10所述的动力模块组件，其中所述蒸汽的冷凝使所述安全壳内的压力降低的量与被释放的蒸汽使所述安全壳内的压力增大的量相同。

13.根据权利要求12所述的动力模块组件，其中在所述高压事件之后，所述安全壳被维持处于高于大气压力的状态。

14.根据权利要求10所述的动力模块组件，其中所述安全壳基本围绕所述反应堆容器。

15.根据权利要求10所述的动力模块组件，其中在将所述主冷却剂以蒸汽形式释放到所述安全壳中之前，所述反应堆容器的基本所有的热绝缘是由所述局部真空提供的。

16.根据权利要求10所述的动力模块组件，其中所述反应堆容器的外表面包括一钢制壳体，并且其中没有绝缘材料被放置在所述钢制壳体与所述局部真空之间。

17.根据权利要求10所述的动力模块组件，其中所述安全壳包括第一安全壳区域和第二安全壳区域，其中所述第一安全壳区域被维持处于大气压力，其中所述第二安全壳区域被维持处于低于大气压力的压力，并且其中在所述高压情况之前，所述第一安全壳区域和所述第二区域都是内部干燥的。

18.根据权利要求17所述的动力模块组件，其中在所述高压情况期间，所述冷却剂被以蒸汽形式释放到所述第一安全壳区域中，其中所述蒸汽在所述第一安全壳区域中冷凝为液态冷却剂，并且其中所述动力模块组件还包括用于将所述液态冷却剂从所述第一安全壳区域传递至所述第二安全壳区域的装置。