CN104205238A - 用于排放压水核反应堆的残余能量的系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种用于排放核反应堆的残余能量的系统，包括：安全壳(101)，其包括具有堆芯(113)的初级安全壳(104)；储水器(102)；至少一个蒸汽源(119)，其中加热的初级水循环并且加热在所述第二蒸汽源(119)中循环的二级水；容纳在安全壳(101)中的至少一个冷凝器(105)，该冷凝器包括：回收单元(106)；冷凝器链路(107)，其链接到中间水回路(210)并且设计为确保所述中间水在储水器(102)与冷凝器(105)之间的循环；热链路(123)，其确保来自蒸汽源(119)的蒸汽到所述至少一个冷凝器(105)的自然循环；冷链路(124)，其确保来自冷凝器(105)的回收单元(146)的水通过重力到蒸汽源(119)的二级水入口的循环；定位在中间水回路(210)上的至少一个热回收单元(140)，所述至少一个热回收单元被供给水回路(148，248)横穿，所述供给水能够借助与循环通过所述热回收单元的中间水热接触而被加热。

Description

用于排放压水核反应堆的残余能量的系统

技术领域

本发明涉及压水核反应堆的领域并且更具体地说适用于在此反应堆关闭以后将来自此反应堆的堆芯的残余能量移除。

背景技术

通常来说，当通过将强负反应性引入堆芯关闭反应堆时，在几秒级别的期间以后在堆芯中的裂变的数量非常快地变得可忽略。在另一个方面，在其关闭时刻在正常操作期间在堆芯中发展的裂变产物的辐射性继续释放能够代表反应堆的操作能量的6-7％的高的能量。

当关闭以后经过几个小时的时候，残余能量仍是反应堆的操作能量的1-2％，并且然后随后相对缓慢地减少；此残余能量必须被移除。因此，在全部情形中移除此残余能量的装置都是必备的，否则存在堆芯熔毁的风险。已知这可以通过利用用于将残余能量从堆芯移除的特定设备实现，以在事故状况的情形中接替蒸汽发生器，该蒸汽发生器在反应堆的正常关闭期间使用。

在事故状况中核反应堆堆芯的残余能量通常地利用使用主动装置的备用系统移除，例如根据利用定位在二级上的蒸汽排放冷却初级冷却剂的原理，通过主动装置(泵)将水再供给到蒸汽发生器。

此利用泵式主动装置的安全冷却系统要求输入外部能量尤其使泵操作。由于反应堆被关闭，因此不再发电并且因此必须使用备用能量源(例如柴油发电机)以使泵能够操作。能够容易地理解的是这些主动的能源的天性将会降低这些安全冷却系统的操作可靠性。

完全被动设备是已知的，其可以在电能供给完全损失的逻辑中被用于移除残余能量。

因此，文献US6795518公开了集成压水反应堆(即，蒸汽发生器在反应堆安全壳中)的特征，其包括利用从反应堆安全壳中的蒸汽发生器的二级侧输出的蒸汽移除残余能量的被动设备。从蒸汽发生器输出的蒸汽通过包含在惯性水池中的水冷却而冷凝在冷凝器的管子上；源于惯性水池的水通过自然循环而循环，同时蒸汽还在SG与外部冷凝器之间自然地循环。此系统通过在没有任何外部能量输入的情况下打开的阀被动地触发。然而，此结构存在一些问题。

根据文献US6795518的被动残余能量移除系统利用隔离阀使冷凝器与安全壳隔离以防止辐射散布到安全壳外部的任何风险。作为提醒，安全壳包含主要的核蒸汽供应系统(NSSS)设备，保护此设备免受外部事故(地震、投射物、洪水等)并且形成防止辐射产物超越燃料包壳与反应堆容器释放到环境中的第三障碍物。如果在连接安全壳与冷凝器的链路上发生破裂，那么必须关闭隔离阀以防止二级水倾出安全壳(尤其是惯性水池中的)的外部。此关闭使残余能量移除系统自动地停止操作。类似地，如果没有电能供给，那么通过预设闭合隔离阀(以使安全壳隔离)；当阀闭合时，残余能量移除系统可能不再起作用。

只要残余能量移除系统需要启动阶段，即使其是被动的，那么就需要安装特定目的的监控系统以便周期性地测试能量移除系统以确保如果到堆芯冷却系统的电能供给损失它正确地操作。

其次，无论它们可以多么高效，系统启动阶段都引入不确定性使得监控系统决不能被完全地删除。

最后，当满足几个条件(温度、压力等)发生此能量移除系统的被动触发。因此，在当反应堆关闭与当满足激活条件之间在激活能量移除系统上存在延迟。此激活时间是几十分钟的级别，在此期间没有用于将残余能量从反应堆移除的冷却。

发明内容

在此上下文中，本发明公开了用于将残余能量从压水核反应堆移除的系统以及其中安装该系统的反应堆，以便移除残余能量，包括在供给涡轮机的蒸汽发生器中的二级水线损坏的情况下，所述系统在安全壳与冷凝器之间不具有隔离阀，可以在能量下在反应堆的操作过程中测试并且不需要任何激活时间或操作者动作。

为实现此，本发明公开了用于将残余能量从包括安全壳的核反应堆移除的系统，所述安全壳包括具有反应堆堆芯的初级安全壳，所述系统包括：

-储水器；

-适于容纳在反应堆安全壳中的至少一个蒸汽源，其中通过所述堆芯加热的初级水循环并且加热在所述蒸汽源中循环的所述二级水；

-设计为容纳在所述安全壳中的至少一个冷凝器，包括：

能够回收通过所述冷凝器冷凝的二级水的回收单元，以及；

冷凝器线路，其连接到中间水回路并且能够使所述中间水在储水器与冷凝器之间的闭合回路中循环；

-热线路，其承载从蒸汽源输出到所述至少一个冷凝器的蒸汽的自然循环，所述至少一个冷凝器能够通过与在所述冷凝器线路中循环的中间水热接触来冷凝在热线路中循环的蒸汽；

-冷线路，其通过重力将从冷凝器回收单元输出的水循环到蒸汽源的二级水入口；

-至少一个热回收单元，其布置在所述中间水回路上，给水回路经过所述至少一个热回收单元，所述给水可能通过与循环通过所述热回收单元的中间水热接触而被加热。

本发明的另一个目的是压水核反应堆，包括：

-安全壳，其包括具有反应堆堆芯的初级安全壳；

-来自所述核反应堆的残余能量移除系统，包括：

中间储水器；

至少一个蒸汽源，其容纳在反应堆的安全壳中，在其内部通过堆芯加热初级水并且通过初级水循环加热所述二级水；

至少一个冷凝器，其容纳在安全壳中并且布置在比蒸汽源更高的高度，所述冷凝器包括：

用于回收由冷凝器冷凝的二级水的回收单元；

冷凝器线路；

中间水回路，其用于使所述中间水在所述中间储水器与冷凝器之间的闭合回路中通过冷凝器线路循环；

热线路，其将来自蒸汽源的所述蒸汽出口与所述至少一个冷凝器连接，从而至少一个冷凝器使在热线路中循环的蒸汽通过与在所述冷凝器线路中循环的中间水热接触而冷凝；

冷链路，其将冷凝器回收单元与蒸汽源的二级水入口连接在一起；

给水回路；

至少一个热回收单元，其布置在所述中间水回路上并且布置在比所述冷凝器更高的高度处，给水回路经过所述至少一个热回收单元，所述给水通过与循环通过所述热回收单元的中间水热接触而被加热。

根据本发明的残余能量移除系统与反应堆还可以具有单独或以任何技术可能组合获得的以下特征的一个或几个：

所述至少一个热回收单元是冷凝器或热交换器或U形热交换器；

所述至少一个热回收单元适于容纳在安全壳外部；

所述至少一个热回收单元容纳在储水器中；

所述至少一个热回收单元包括热绝缘壁；

所述蒸汽源是一次通过蒸汽发生器和/或系统类型蒸汽发生器和/或微通道蒸汽发生器；

所述系统适于只要反应堆在操作就持久地操作，在反应堆的操作期间产生少于3％额定能量并且有利地在反应堆操作期间少于1％额定能量的热效率损失；

所述蒸汽源布置在堆芯上方的初级安全壳中以促使初级水的自然循环；

所述储水器布置在所述安全壳的侧面上或上方；

所述蒸汽源容纳在反应堆的初级安全壳中；

所述蒸汽源是专用源；

所述系统设计为使得其可以消散少于或等于3％的反应堆的额定能量的残余能量；

所述冷凝器定位在所述安全壳的侧壁附近；由此，邻近表示冷凝器与安全壳的壁之间的距离等于1米或者甚至小于1米的级别。

应该指出的是残余能量移除系统不具有在从正常操作改变到事故操作期间打开的被动或主动打开/闭合阀，在此期间特别是正常堆芯冷却系统是不可用的(例如，在电能供给损失的情形中)，本发明的原理依赖于残余能量移除系统的持久操作。

本发明的另一个目的是核反应堆，其包括含有初级安全壳的安全壳，初级安全壳包括反应堆堆芯与根据本发明的残余能量移除系统，所述反应堆的特征在于所述冷凝器容纳在所述安全壳的所述侧壁附近。

附图说明

在阅读提供用于引导并且绝非限定的下面提供的描述以后本发明的其它特征与优点将变得清楚：

图1示意性示出了集成在核反应堆中的根据本发明的被动残余能量移除系统的第一实施方式；

图2示出了图1中示出的第一实施方式的变型；

图3示意性示出了集成在核反应堆中的根据本发明的被动残余能量移除系统的第二实施方式。

具体实施方式

因此图1示意性地示出了根据本发明的核反应堆100，其包括两个主元件：

-安全壳101；

-储水器102。

在此附图中储水器102示出在安全壳101的侧面上但是应该理解的是其可以布置在安全壳101周围或上方。在此第一实施方式中，储水器102不是直接地邻近安全壳101。此通常的储水器102必须含有大量水103，特别大量因为此目的是延迟任何人的动作。在储水器102中的水是普通水使得当空置时可以填充储水器；这通过使用干管道(未示出)实现以方便远程填充。应该指出的是储水器102不在压力下使得在此储水器102中的最高高度处的水大约位于大气压力。

安全壳101包括：

-初级安全壳104；

-至少一个冷凝器105。

如上所述，安全壳含有NSSS的主要元件，保护它们免受外部事故(地震、投射物、洪水等)并且形成防止核辐射产物释放到环境中的第三障碍物。

冷凝器105由回收单元106(即，能够接收来自冷凝器的冷凝水的容器)与定位在回收单元106内部的冷凝器线路107形成。冷凝器线路107的两端连接到喷嘴110和111，组件形成中间水循环环路210，其中端部109和108穿入储水器102中，端部109比端部108更高。

初级安全壳104形成核反应堆100的压力安全壳；核反应堆100一般地是集成式反应堆、环路式反应堆或紧凑式反应堆。

根据图1中示出的第一实施方式，核反应堆100是集成式反应堆使得反应堆安全壳104以已知的方式包括以下：

由核燃料组件组成的反应堆堆芯113定位在初级安全壳104的底部附近并且在中部中；

位于初级安全壳104的周边附近的堆芯113上方的至少一个蒸汽发生器114。

在反应堆100的正常操作期间(即，当反应堆在能量操作中以产生蒸汽时)，在称作“初级系统”中的初级水循环布置在初级安全壳104内部以将热量从堆芯疏散到蒸汽发生器114。因此存在连续地经过堆芯113并且然后通过定位在蒸汽发生器114的上部上的初级入口116进入蒸汽发生器114的冷却剂的向上的中心移动(箭头115)，然后冷却剂围绕其周边返回到初级安全壳104中以沿着向下的周边移动(箭头117)下落到中心堆芯以下。

初级循环泵(未示出)安装在初级安全壳104中或周围以提供对于初级水来说必要的能量，以使其贯穿整个初级安全壳104循环。

二级回路118将蒸汽发生器114连接到驱动交流发电机以将来自初级系统的热量转换成电流的涡轮机。更准确地说，在蒸汽发生器114中的此热量将在由二级泵驱动的二级回路118中循环的水转换成蒸汽。然后驱动涡轮机的蒸汽在冷凝器(未示出)中返回到液态。

根据本发明的第一实施方式，初级安全壳104还包括蒸汽源119，例如诸如蒸汽发生器(SG)，也定位在初级安全壳104的周边并且更精确地在堆芯113上方的其顶部附近。

在此第一实施方式中，此蒸汽源119是不同的在于其专用于移除残余能量；换句话说，专用蒸汽源119不参与将蒸汽供给到涡轮机。

在此第一实施方式中，蒸汽源119优选的是一次通过蒸汽发生器。一次通过蒸汽发生器表示其中二级水(当其在发生器中循环时)经过蒸汽发生器一次的蒸汽发生器；换句话说，全部二级水(以蒸汽和/或液体形式)进入并且离开发生器一次并且在蒸汽发生器中不能使其再循环；例如，此种类型的一次通过发生器与由U形管的捆组成并且被含有旋风分离器的圆柱形壳体围绕的发生器不同；在多次通过(或再循环)蒸汽发生器的情形中，定位在壳体与管子之间的二级水的一部分被蒸发，同时其它未蒸发部分返回到壳体的环形空间中。此类型的多次通过发生器具有极大的弊端在于其非常大并且由此不适于用作仅用于排放残余能量的专用发生器。

一次通过蒸汽发生器119优选的是系统蒸汽发生器；系统蒸汽发生器是其中初级水与二级水流沿着相对方向循环的发生器。后面我们将讨论系统蒸汽发生器。

蒸汽发生器119优选的是由扩散焊接到彼此的雕刻板的组件形成的微型通道蒸汽发生器。

在能量下的反应堆的正常操作期间，通过堆芯113加热的初级水沿着其向上移动(箭头115)并且然后还通过定位在蒸汽源119的顶部上的初级输入120进入专用蒸汽源119，然后流体返回到初级安全壳104的周边附近以通过周边向下移动(箭头117)下落到堆芯113下方。

与蒸汽发生器114不同，穿过蒸汽源119的二级环路122未连接到涡轮机。在另一个方面，此二级环路122将蒸汽源119与冷凝器105连接在一起，其中位于回收单元106中的二级水可以在闭合环路中循环。

二级环路122包括热管段123与冷管段124。

根据本发明的另一个实施方式，通过在二级回路118的热管段与冷管段上作出将蒸汽发生器114连接到涡轮机(未示出)的分支连接获得蒸汽源119。在此实施方式中，在二级回路118的热管段与冷管段上的分支连接被连接到冷凝器105以便形成中间环路。

应该指出的是冷凝器105的回收单元106定位在蒸汽源119的上方(即，更高)使得来自回收单元106的水经由重力下落通过冷管段124进入到蒸汽源119中。

因此，在能量下的反应堆的操作过程中，通过堆芯115加热的初级水穿过蒸汽源119并且与在所述源内部循环的二级水交换热量。

来自回收单元106并且在冷管段124中循环的“冷”的二级水渗入到蒸汽源119中并且与由堆芯115加热的初级水接触蒸发。然后二级蒸汽在热管段123中上升。源于蒸汽源119的蒸汽通过与来自储水器102并且在冷凝器线107中循环通过中间水回路210的中间水热接触而与冷凝器线路107接触冷凝；冷凝的蒸汽回收在回收单元106中并且然后再喷射到蒸汽源119中。

由于蒸汽温度高(取决于300℃级别的初级水温度)，因此其将触发来自储水器102的在冷凝器线路107中循环的中间水的部分沸腾。部分沸腾使得能够通过在由喷嘴108、110、冷凝器线路107和喷嘴111、109形成的其中循环中间水的中间环路210中的自然对流来循环中间水。

在喷嘴111(即，在从冷凝器105的出口处)中循环的中间水是处于其两相形式中的水。该中间水经过热回收单元140，该热回收单元140与在称作供给环路的第四环路148中循环的水交换热量。

在图1中示出的此第一实施方式中，热回收单元140是冷凝器，所述冷凝器包括回收单元146(即，能够接收通过冷凝器冷凝的中间水的接收器)与容纳在回收单元146内部的冷凝器线路147。冷凝器线路147的两个端部连接到喷嘴141和142，并且此组件形成称作供给环路的第四环路148。

根据另一个实施方式，热回收单元是热交换器，该热交换器包括多个管子，中间水在其内部循环，所述管子浸入通过热交换器的给水中。

因此，在能量下的反应堆的操作期间，通过经由冷凝器105的二级水加热的两相中间水经过冷凝器140并且与在冷凝器线路147内部循环的给水交换热量。

两相中间水通过与在供给环路148中循环的给水热接触而与冷凝器线路147接触冷凝。冷凝并且由此冷却的中间水回收在回收单元146中，并且然后通过形成中间环路210的端部的喷嘴109再注入到储水器102中。因此，在来自热回收单元140的出口(即在喷嘴141中)的给水是加热水，该加热水可以被利用并且用于多种应用。

应该指出的是储水器102中的水位103在中间水环路210的下喷嘴108与上喷嘴109上方以获得最大水量并且由此确保如果正常反应堆冷却系统被关闭尽可能长地中间水供给到中间环路210。

在反应堆的正常操作过程中，由于注入到储存器102中的中间水是冷却水因此不存在容纳在储水器102中的水103的局部沸腾。

因此，残余能量移除系统通过四个环路操作，其中三个是自然循环环路：存在初级环路，其中初级水循环通过堆芯以及蒸汽发生器119的初级侧，二级回路，其中二级水循环通过蒸汽发生器119的二级侧以及冷凝器105，以及称作中间环路的三级回路，来自储水器102的中间水在其中循环。第四环路是给水环路，其通过泵(未示出)循环。

总之，在能量下的正常操作过程中，初级水在初级安全壳104中循环，通过与反应堆堆芯113的热交换来加热此初级水。加热的初级水通过与其中产生的蒸汽用于致动涡轮机以及发电的蒸汽发生器114，以及与持久操作残余能量移除系统的蒸汽发生器119热交换而冷却。

因此，由于通过反应堆堆芯113产生的热量的一部分通过残余能量移除系统移除并且不用于电能的产生，因此在能量下反应堆的正常操作期间持久操作的此能量移除系统降低了涡轮机的效率。根据本发明的能量移除系统尺寸设计为致使有限的效率损失,例如在反应堆的操作期间额定能量的2-3％的级别。

然而，通过使用热回收单元140使此效率的损失最小化，这使得能够在反应堆的操作过程中利用通过残余能量移除系统消散的能量。因此，通过根据本发明的系统消散的能量的再利用可以使得效率的损失可忽略，即少于反应堆的额定能量的1％。

如果通常的堆芯冷却系统(未在说明书中描述)不可用，例如在事故以后的电能供给损失的情形中，通过控制杆下落触发堆芯关闭以将强的负反应性引入到堆芯；在堆芯中裂变的数量在几秒的周期的末端非常快速地下降。在另一个方面在正常操作期间在堆芯中发展的裂变产物的辐射性继续释放通过术语堆芯衰变热量表示的高的能量。

在反应堆关闭的时刻，此衰变热量代表反应堆的操作能量的6％至7％。通过根据本发明的用于衰变热量的排放的被动系统，由于初级水、二级水与三级水的自然循环，因此只要反应堆关闭(即，没有任何激活时间)，系统就能够移除反应堆的操作能量的2％至3％量级的热量。

如果电能供给损失，那么除了由于到给水循环泵的能量供给的损失将不再在供给环路中循环的给水以外，根据本发明的移除系统将继续根据如上所述的用于反应堆的正常操作的相同原理操作。然后重新注入到储水器102中的中间水将不再被冷却，这可以造成储水器中的水103的局部沸腾以及由此的水位103下降。当储水器102的高度下降时，储水器102将简单地加满普通水(处理或未处理的)使得水高度保持在冷凝器105上方。由此，保存通过重力供给到冷凝器105的中间水。

因此，当反应堆关闭时，该系统将不再能够移除全部残余能量(等于反应堆的操作能量的6-7％)。因此，换句话说只要反应堆残留能量大于根据本发明系统的残余能量排放容量，堆芯温度将增加几个小时。

在另一个方面，在关闭以后的几个小时，残余能量仅占反应堆操作能量的1-2％。从此刻开始，根据本发明的此残余能量移除系统将能够被动地连续地冷却堆芯。

在关闭以后的最初几个小时期间，反应堆的温度将增加到有限的范围但是将保持在正好多个临界阈值以下。

根据此第一实施方式的一个变型实施方式，可以特别地通过改进热回收单元140内部的热交换使反应堆的效率的损失有利地最小化。

图2示出了此变型。可以通过借助于例如混合流动式或轴向流动式泵的泵301加压中间环路210中的中间水来改进给水与中间水之间的热交换。此泵301可以使中间回路加压到约2-3巴或者甚至更多，以便获得大于100℃的中间水沸腾温度。中间水可以由此存储与二级水接触的更多的热量并且由此通过热回收单元140将更多热量恢复到给水。从回收单元交换器140的下游的隔膜302将确保要求的加压使流体温度上升到100℃以上。此使用变型对于电/热的共生的应用来说是特别有利的。

如果发生事故，并且到中间水加压泵301的电能供给损失，残余能量移除系统处于与如上所述(即，参照图1)相同的构造中并且通过热虹吸现象(即，没有加压)建立在中间环路中的中间水的循环。

图3示出了根据本发明的能量移除系统的第二实施方式。除了下面描述的特征以外，图3中示出的残余能量移除系统200与先前参照图1描述的残余能量移除系统100相同。除非另外提及，与上述第一实施方式中共同的元件具有相同的附图标记。

在此第二实施方式中，在储水器102中的水103与安全壳101接触。通过与前面实施方式相同的方式，在安全壳101的侧面上示出了该储水器102，但是明显地是其可以布置在安全壳101的全部周围或者上方。

在此第二实施方式中，热回收单元240是直接地沉浸在储水器102中的水103中的热交换器。因此，其设有热绝缘壁以防止任何来自在交换器240内部循环的中间水的热量的消散，而水103在储水器102中，目的是从中间水回收最大量的热量。类似地，浸没在储水器中的水102中的喷嘴111的部分也是热绝缘的。

热交换器240由给水在其内部循环的多个管子形成。这些管子浸没在经过热交换器240的中间水中。

适于容纳给水的管子246连接到喷嘴241和242并且由此形成给水环路248。喷嘴241和242浸没在储水器102中的水103中并且连接到储水器102外部的供给回路。喷嘴241和242有利地包括绝缘装置以防止在喷嘴241、242中循环的给水与储水器102中的周围水103之间的热交换。例如，绝缘装置可以是围绕每个喷嘴或围绕两个喷嘴形成干燥导管的绝缘喷嘴(未示出)。

管子246的数量，以及管子246的长度与直径确定为使得在管子246内部循环的给水不太快地循环以使与中间水的热交换最优化。根据一个非限制性实施方式，管子的数量与直径限定为使得给水流的循环速率处于水的湍流速率的极限。

根据热交换器240的一个实施方式，管子246是U形的。此形状使热交换面积最大化同时使储水器102中的热交换器240的尺寸并且尤其是高度最小化。

如上所述，蒸汽源119优选地是系统蒸汽发生器。由于初级与二级流体在它们最大温度处交叉，因此通过使用交叉流，蒸汽在从蒸汽发生器的出口过度加热。此布置还提高了该系统的热交换效率。

根据本发明的一个实施方式，蒸汽发生器114的结构与专用蒸汽源119的结构相同。

冷凝器105优选地布置为尽可能靠近安全壳101的壁以限制由于外部侵入而在喷嘴110和111上损坏的风险。此外，这些喷嘴110、111的直径将选择为实现充分流动以转移残余能量并且促进在二级环路中的自然循环的启动与保持。

明显地，本发明不限于已经描述的实施方式。

因此，尽管已经描述了单个冷凝器，显而易见的是本发明可适用于几个冷凝器定位在安全壳中的情形，从而可以通过应用限定的故障情形或线路维护情形来处理事故情形。

类似地，根据本发明的反应堆可以包括几个专用蒸汽源与几个蒸汽发生器。

本发明已经被描述特别地用于集成核反应堆。然而，本发明还适用于环路核反应堆。除了用于残余能量移除系统的蒸汽源与用于反应堆的通常冷却系统的蒸汽发生器定位在初级安全壳的外部的事实以外，该生产原理与上面描述的相同。通过与上述实施方式相同的方式，残余能量移除系统的蒸汽源可以是专用源或者其可以通过在用于蒸汽产生的蒸汽发生器的二级回路的热管段与冷管段上作出的分支连接形成。

总结本发明的优点，提出的解决方案以在闭合环路中在可以或可以不专用于残余能量排放功能(定位在反应堆的初级安全壳的内部或外部)的一次通过系统蒸汽源与NSSS单元外部并且定位在安全壳中的冷凝器之间的自然循环的持久冷却(即，在操作期间以及在反应堆的关闭期间)为基础。此冷凝器是通过在安全壳外部的大型水体(例如附近的湖)以自然循环而自冷却的。二级流体保持限定在蒸汽源与冷凝器之间。被动地且持久地实现了此残余能量排放功能。因此，根据本发明的系统可以消除：

-系统激活时间；

-关于系统激活的不确定性，这可能被可能犯错的操作者的决定，或者受到故障的自动系统而危及；

-并且更通常地关于系统的正确操作的不确定性。

此外，由于根据本发明的系统的持久操作，因此无需执行特定的周期测试或者提供用于测试此系统的设备；如果该系统发生故障，由于系统持久地操作因此将会快速地识别它；在此情形中：

-反应堆被关闭；

-系统被修复；

-随后恢复反应堆的正常操作。

Claims (11)

1.一种压水核反应堆(100)，包括：

-安全壳(101)，其包括具有反应堆堆芯的初级安全壳(100)；

-来自所述核反应堆的残余能量移除系统，包括：

○中间储水器(102)；

○至少一个蒸汽源(119),其容纳在所述反应堆(100)的所述安全壳(101)中，通过所述堆芯(113)加热的初级水以及通过所述初级水加热的二级水在所述至少一个蒸汽源(119)内部循环；

○至少一个冷凝器(105)，其容纳在所述安全壳(101)中并且布置在比所述蒸汽源更高的高度，所述冷凝器(105)包括：

■用于回收由所述冷凝器(105)冷凝的二级水的回收单元(106)；

■冷凝器线路(107)；

○中间水回路(210)，其用于使所述中间水在所述中间储水器(102)与所述冷凝器(105)之间的闭合回路中通过所述冷凝器线路(107)循环；

○热线路(123)，其将来自所述蒸汽源(119)的蒸汽出口与所述至少一个冷凝器(105)连接，从而所述至少一个冷凝器(105)使在所述热线路(123)中循环的蒸汽通过与在所述冷凝器线路(107)中循环的中间水热接触而冷凝；

○冷线路(124)，其将所述冷凝器(105)回收单元(146)与所述蒸汽源(119)的所述二级水入口连接在一起；

○给水回路(148,248)；

-至少一个热回收单元(140,240)，其设置在所述中间水回路(210)上并且布置在比所述冷凝器(105)更高的高度处，给水回路(148,248)经过所述至少一个热回收单元，所述给水通过与循环通过所述热回收单元的所述中间水热接触而被加热。

2.根据上述权利要求所述的核反应堆(100)，其特征在于所述至少一个热回收单元是冷凝器(140)或热交换器(240)或U形热交换器。

3.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述至少一个热回收单元(140,240)被容纳在所述安全壳(101)的外部。

4.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述至少一个热回收单元(140,240)被容纳在所述储水器(102)中。

5.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述至少一个热回收单元包括热绝缘壁。

6.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述蒸汽源(119)是一次通过蒸汽发生器和/或系统式蒸汽发生器和/或微通道蒸汽发生器。

7.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述蒸汽源(119)布置在所述初级安全壳(104)中所述堆芯(113)上方以迫使所述初级水的自然循环。

8.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述储水器(102)布置在所述安全壳(101)的侧面上或者上方。

9.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述蒸汽源(119)被容纳在所述反应堆(100)的所述初级安全壳(104)中。

10.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述蒸汽源(119)是专用源。

11.根据上述权利要求中任一项所述的核反应堆(100)，其特征在于所述冷凝器定位在所述安全壳的所述侧壁附近。