CN104170018A - 核燃料和核反应堆的紧急与备用冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明提出实施例使用液态氮，一种密度最大且有利于运输形式的氮，和将液态氮从容器中释放出来时所产生的冷氮气对核燃料棒、核反应堆及围阻体进行紧急冷却。

Description

核燃料和核反应堆的紧急与备用冷却系统

相关申请的交叉引用

本申请要求于2012年3月16日提交的美国临时申请No.61/611585的优先权权益，其全部内容以引用的方式并入本文。

背景技术

在核发电设施中，核反应堆芯(a/k/a，反应炉)内有核燃料棒，并且可以启动、控制和维持核燃料棒中的核连锁反应以产生热量。由核反应产生的热量由浸没核燃料棒的主循环冷却剂吸收，以保持稳定的操作温度。循环冷却剂限制了操作温度，从而控制核反应；在控制下的核反应所产生的热量，由循环冷却剂带走用于产生高压蒸汽以驱动涡轮机，涡轮机又驱动发电机产生电力。最常见类型的核反应堆使用闭式循环净化水作为主冷却剂，在沸水式反应炉中，净化水通过核反应煮沸成蒸汽以驱动涡轮机，再经外部循环冷却水冷凝回液相。外部循环冷却水来自大水体，例如海洋、河流或湖泊。在旧式的核反应堆设计，压水式反应炉(PWR)将反应炉的冷却剂与生成蒸汽以驱动涡轮机的热水分开。

核燃料包覆在不受辐射影响的锆合金管状棒中。这个组合称为燃料棒。在发电模式下的核反应堆操作期间，燃料棒包覆层的表面温度通常保持在约280℃。核反应尚可由控制棒调节，插在燃料棒之间的控制棒可吸收燃料棒中核反应生成的中子，以缓和并控制核反应。锆合金对于中子而言是透明的，这便是其用作核燃料的包覆层材料的原因。不幸的是，当加热至550℃或以上时，锆与蒸汽发生反应并生成氢，氢在高温和存在氧的情况下极易爆炸。在这类情况下，在核反应堆中或周围发生的爆炸必定会向环境中喷出极其危险的放射性物质。此外，燃料包覆层的崩解导致核燃料掉落到反应炉的底部，造成失控的核反应和持续升高的温度，这称为核熔毁。

即使关闭反应炉，并且停止激发连锁反应，核燃料也会继续其内在的衰变与核反应，由此生成的热量会自发地提高核反应速度直到用尽剩余的核反应材料。因此，冷却核材料至关重要，以期控制核反应低于可引发自行加速的阈值之下。高于该阈值时，核反应过程会自行加速而失控，并产生有害辐射，以及将放射性副产品释放到周遭环境。因此，无论核燃料棒是保存在反应炉中或是储存在反应炉外，始终都需要持续冷却核燃料棒。即使是用尽的核燃料，通常储存在冷水池中持续冷却若干年，才可安全移至干式的永久储存区。传统是用电动泵循环主冷却水与次冷却水，以冷却浸没其中的燃料棒；当事故发生、设备故障、停电或操作员失误时候，反应炉失去冷却功能时，燃料棒会迅速升温，导致自我推进式的持续增温和加速核反应，燃料棒会很快达到临界温度550℃及更高，此时，锆包覆层会与蒸汽发生反应。当燃料棒附近有水蒸汽时，锆和蒸汽立即发生反应而产生大量有爆炸性的热氢气。当热氢气与环境中任何形式的氧接触时，就会发生灾难性的爆炸，直到锆和核燃料都耗尽、或者环境彻底摧毁、直到启动了安全冷却系统，并且控制了温度。

Zr+4H₂O～550C＝Zr(OH)₄+4H₂

另外，当锆合金壳在其与蒸汽发生反应期间崩裂时，核燃料芯块会掉落至钢质反应炉的底部，常规的控制机构无法控制它。在这种情况下，核燃料温度会更快速地持续升高，直到核燃料熔化并在反应炉底部形成核燃料池，这可烧穿反应炉壁进入围阻体的地面，甚至熔穿围阻体地面，暴露出熔融的核燃料，及其持续进行的核反应，并且释放大量放射性副产品到周遭环境中。这称为炉心熔毁。

在最近日本的福岛核反应堆危机的案例，电动冷却系统因为地震而故障，而备用的发电机也因海啸洪灾而故障。在六个反应炉中的燃料棒和储存用过燃料的冷水池都失去了冷却功能。

在海啸过后，日本政府和TEPCO(东京电力公司)经营者使用便携式发电机和泵将海水泵入电厂和反应炉以冷却过热的燃料棒。由于担心海水的高腐蚀性，在日本政府的要求下，美国军舰向福岛核电站运送了大量纯化水用于冷却核反应堆。不幸的是，无论是由海水或是纯化水生成的大量蒸汽与燃料棒上过热的锆包覆层(大于或等于550℃)相互作用，从而产生了大量氢气，导致重复性爆炸。

附图说明

图1是沸水式核反应堆及其冷却系统的侧面示意图；

图2根据本发明的实体实施例：液态氮(LN)容器连接至反应炉的冷却剂入口/出口；

图3根据本发明的实体实施例：液态氮容器通过热致动阀连接至核反应堆；

图4根据本发明的实体实施例：液态氮大容器先连接至液态氮小容器，再经过热致动阀连接至核反应堆；

图5根据本发明的实体实施例：液态氮制作设施。

具体实施方式

元件索引

1.反应炉或反应压力炉(RPV)   9.低压涡轮机

2.核燃料组件(棒)            10.发电机

3.控制棒                    11.励磁机

4.循环泵                    12.冷凝器

5.控制棒马达                13.冷却剂

6.蒸汽                      14.预热器

7.给水                      15.给水泵

8.高压涡轮机(HPT)           16.冷水泵

17.混凝土包覆、围阻体      20.带控制阀的冷却剂进口或出口

18.与电网连接              21.带控制阀的冷却剂进口或出口

19.压力释放出口和控制阀

一个或多个实体实施例使用液态氮(密度最大且有利于运输形式的氮)，和将液态氮从容器中释放出来时所产生的冷氮气，对燃料棒和核反应室进行紧急冷却。除了现有的水冷系统之外，实体实施例还包括待安装在如今的核电站中的液态氮备用冷却系统以提高核能反应炉的安全性。

氮气是惰性的。在一大气压下，其沸点为-196℃。液态氮是装在隔热性能良好的加压容器中以维持其液相。将液态氮从其容器释放至较温暖或较小压力的环境，不需要电力或泵送作用，所以，在无电力可用时，或是核反应堆和燃料已经过热时，使用液态氮是一种高效、安全和快速的冷却剂。此外，硼粉可结合液态氮或压缩冷氮气吸收掉从核燃料释放出来的中子，从而进一步抑制并减缓核反应。

液态氮是一种极紧实、极冷和极易运输的惰性氮气源。而且，它在大气压下的温度为-196℃，远低于水的冰点，使得它在许多种类的应用(包括用作开放式循环致冷剂或冷却剂)中极为有用。

液态氮和氮气均具有化学惰性，不与其它物质发生反应。接触高温物体后，液态氮蒸发产生的大量氮气可以稀释并替代其它在现场的气体，诸如氢气或氧气，使其成为能够灭火的窒息性气体，但是由于氧气含量被稀释，它可能对呼吸有害。

液态氮在其容器中会自我加压。将液态氮从其容器中释放出来时，液态氮会喷出来。容器内压力越高，则喷力越大，其射程也越远。

在一个紧急冷却的实施例中，当电力中断、反应炉和燃料棒可能过热的时候，可立即喷洒反应炉的外部，通过对流降低炉内的温度。同时，应准备将液态氮注入反应炉，并且对准燃料棒将液态氮直接注入反应炉，以确保液态氮尽快到达燃料棒。这两项措施均不需泵与电力。一种措施可将足够大的、加压的液态氮容器的出口连接至隔热软管。软管用于喷洒反应炉的外部，也可连结反应炉的水/冷却剂入口，并且可打开液态氮容器的出口阀。如果反应炉的冷却剂入口的入口阀尚未打开，则也应打开该阀。在核事故发生之后，当该地区已经出现放射性物质时，这些活动应利用机器人或者由配有适当保护装备的训练有素的操作者完成。

当出口阀打开时，在LN容器中的加压液态氮会自动从容器中喷到外在环境，或者经软管进入反应炉中。如上所述，不需泵与电力达成这种喷射。也可将液态氮从其容器释放到围阻体内，以冷氮气围住反应炉。或者，可使用压缩氮气桶来实现该目的。液态氮极易取得，其产生的氮气远大于它的容器；因此，它比压缩氮气更易运输。将氮气注入有氧气和氢气的环境中，大大地稀释了氧气和氢气的密度和接近度，因此可防止由氢气和氧气之间的化学作用而引起的爆炸。

注入反应炉的加压液态氮和由液态氮得到的极冷氮气会快速淬灭燃料棒，冷凝水蒸汽，并且冻结炉内的残留水。在注入液态氮之前可能已经有氢聚集在炉内，此冷却法将氢气爆炸风险几乎降低至零，并且防止再生成氢气。在冷却燃料棒和反应炉的过程中，从液态氮产生的氮气也非常冷，并且，当其释放至反应炉外的大气环境中时，氮气会稀释并置换了环境中的氧气，从而大大降低了任何现场氢气的爆炸风险。

此外，可在装入液态氮之前，将硼粉或其它中子吸收材料或化合物置于液态氮容器内部。通过利用液态氮的喷力，将混合后的硼粉与液态氮注入反应炉。硼粉可吸收由核燃料衰变与核反应所生成的中子，以减缓甚致中止核反应。

在实施例中，一种方法是将用于核电厂的LN小容器的两端安装阀门及入口/出口。随后，先将硼粉加入该具空的LN小容器中，再将LN装入LN小容器。将其中一个入口连接至大液态氮源，并将另一个出口连接至目标核反应堆。首先，打开LN小容器出口阀门通往目标核反应堆室的入口阀门。接着，打开LN小容器的入口阀门，使来自LN大容器的LN流入装有硼粉的LN小容器中。LN从大容器加压喷出，通过装有硼粉的小容器，接着进入反应炉，这会将硼粉喷洒入反应炉并涂覆在反应炉内的物体上。在实施例中，将LN小容器先装入部分硼粉，并且将容器绕着它的轴旋转，藉由重力供料和LN喷力的结合，将硼粉连同LN一起喷入反应室涂覆在燃料棒上。只需更换用尽的LN/硼容器就可重复该过程，直到燃料棒冷却至足够冷的温度，而且核活性足够低。

本发明的另一实施例是在核能反应炉中安装自动液态氮备用冷却系统，其中，液态氮容器内置或外接温度和/或压力致动阀，该温度和/或压力致动阀在预定阈值温度或压力下打开，注入LN到反应炉。为此目的而构成的LN容器还可包含两个埠。一个埠可连接至核反应堆室或围阻体，且配备有预先设定了阈值温度温度，和/或预先设定了阈值压力的压力致动阀。第二埠可连接至现场可再装填的LN大储存罐。该埠可为通往大储存罐的开放连接，或配备有压力致动阀，当LN小容器中大部份的LN注入到反应炉而显示压力下降时，就会打开该阀。

可视情况用氮化硼等陶瓷隔热体涂覆反应炉，隔离注入反应炉的氮与外部环境温度，以利维持其低温。

另一实施例是预先装入LN隔热容器(杜瓦瓶)所需量的硼粉。

另一实施例是现场备有额外的LN大储存罐，该LN大储存罐可以自动装填LN至连在反应炉上的LN小容器，该容器将LN注入反应炉。

本发明的另一实施例可包括通过温度计将装满LN的容器连接至围阻体。现场额外的LN大储存罐可连接至LN容器(该LN容器可连接至围阻体)，并且当连在围阻体上的LN杜瓦瓶的LN流入围阻体而变空时，该LN大储存罐自动装填LN到LN杜瓦瓶。

另一实施例是一个现场LN大储存罐以压力自动将LN送入连在反应炉上的LN杜瓦瓶，及连在围阻体上的LN杜瓦瓶。

含有用过燃料的水池壁也可用隔热材料涂覆，并且安装隔热池盖。当需要快速冷却时，可将灌有LN的液态氮或硼注入池中以冷却用过燃料。即使没有池壁上的隔热涂层和池盖，用过燃料池仍可安装温度致动的备用LN冷却设备。

另一实施例为安装LN制作厂，该LN制作厂自动制造并装满LN大储存罐和LN小容器，这些LN小容器彼此直接连接以装满反应炉、围阻体和用过燃料池。在断电的情况下，LN制作厂可由位于更高处的备用发电机和电池来供电。这对具有多个反应炉的核电站尤其有益，诸如福岛核电站。

无论采用什么冷却方法(即使是水冷)，都会产生大量需要释放的气体。福岛核电站的爆炸是因为从反应炉释放出来的热氢气与环境中的氧气发生反应所引起的。在实施例中，可采用“净气器”带走来自排气管和泄压出口的很多放射性成分和氢气等危险气体。净气器用在半导体产业中用于清洁废气，十分有效地消除或至少限制释放到环境中的危险排放气体。

图1展示了沸水核(BWN)反应炉及其冷却系统的概念示意图。如图中标记的，1-18均为常规BWN反应炉中的常见部件。控制额外冷却剂入口/出口20和21的通风孔19和阀门在常规BWN反应炉中可有、可无。如果有，则20和/或21可用于将(1)液态氮和(2)从液态氮得到的冷氮气，注入反应炉以冷却炉体及炉内的燃料棒。如果19、20和21不存在，则蒸汽出口6可与涡轮机断开连接并且用作紧急过压泄放出口，冷却剂水出口7可用于将液态氮和冷氮气注入到反应炉。相同的原理和操作可用于所有其它类型的核反应堆。

在常规核电站中，断电时，备用冷却系统由连接至其常规冷却系统的备用电源驱动。

图2：在紧急冷却期间，将液态氮容器22放置就位并连接至反应炉的冷却剂入口/出口20。如果可行，则第二LN容器23可连接至入口/出口21。或者，真空容器可连接至出口21，并用于接收来自反应炉的过压氮气。

图3：在预安装备用液态氮冷却系统中，至少一个装满液态氮的容器24通过热致动阀25连接至反应炉。当反应炉内的环境温度升高至预定安全阈值温度时，容器中的液态氮释放到反应炉中以快速地降低反应炉和燃料棒的温度。液态氮容器还可预装部分硼粉以帮助减缓核连锁反应。

图4展示一个非常大的液态氮储存容器41，它通过一个或数个热致动阀25连接至核反应堆或围阻体的液态氮小容器40。当LN小容器40中大部份的LN注入到反应炉或围阻体中时，大储存容器41自动装满LN小容器40。

图5展示LN制作设施50，该LN制作设施50在现场生产液态氮装满至少一个非常大的液态氮储存容器51，该液态氮储存容器51连结到液态氮小容器52，再经至少一个热致动阀25连接至核反应堆或围阻体。LN制作厂自动装满大储存罐，当连接至反应炉或围阻体的LN小容器中的大部份LN注入到反应炉或围阻体后，该大储存罐自动装满LN小容器。

虽然已经采用优选实施例对本发明进行了描述，但本领域中的技术人员要理解，本发明的精神和范围不限于这些实施例，而是延伸至依此技术方案所作的各种修改和等效系统。

Claims (7)

1.一种核燃料和核反应堆的冷却系统，包括：

有入口部的核反应堆；以及

至少一个装有液态氮的容器，至少一个所述容器有入口部流体连通的出口部，以使液态氮可从所述至少一个容器流入所述核反应堆中。

2.如权利要求1所述的核燃料和核反应堆的冷却系统，其中，至少一个所述容器还含有硼粉。

3.如权利要求1所述的核燃料和核反应堆的冷却系统，还包括热致动阀，它控制液态氮进入核反应堆的流量。

4.如权利要求1所述的核燃料和核反应堆的冷却系统，其中，至少一个所述容器具有基本的容积；该系统还包括装有液态氮的大容器，该大容器有大于基本容积的第二容积，该大容器与至少一个所述容器可以连通流体。

5.如权利要求1所述的核燃料和核反应堆的冷却系统，还配置有产生液态氮的设备，该设备与至少一个所述容器可以连通流体。

6.一种核燃料和核反应堆室的冷却系统，其结合了本文上述的原理。

7.一种核燃料和核反应堆室的冷却方法，其结合了本文上述的原理。