CN104299655A - 冷却核反应堆的方法 - Google Patents

Abstract

一种冷却核反应堆的方法，包括：使主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩，其中主冷却剂的主流径经过紧邻在提升管周围的热交换器，以及其中主冷却剂进入下部管套；检测到失水事故或减压事件；将主冷却剂的流体液位降低到提升管的顶部下方，其中主冷却剂作为蒸汽离开所述提升管；使主冷却剂的辅助流径循环通过设置在反应堆罩中的辅助通道，其中主冷却剂的辅助流径离开反应堆罩而不经过热交换器；以及，将来自辅助流径的主冷却剂与进入下部管套的来自主流径的主冷却剂合并。主冷却剂的辅助流径循环通过辅助通道减小了反应堆罩内的主冷却剂中的非挥发性添加剂的浓度。

Description

冷却核反应堆的方法

本申请是于2009年11月17日提交的名称为“蒸汽发生器流动旁通系统”的发明专利申请200980153552.3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

在所设计的具有非能动运行系统(passive operating system)的核反应堆中，采用物理规律以确保在正常运行过程中维持核反应堆的安全运行，甚至在紧急状况中在没有操作者介入或者监督的情况下维持核反应堆的安全运行，至少维持某一预定时间段。核反应堆5包括由反应堆容器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。反应堆芯6进一步位于管套122中，管套122围绕在反应堆芯6的侧部周围。当由于核裂变事件导致水10被反应堆芯6加热时，水10从管套122被引导出并流出提升管124。这导致另一些水10被吸入反应堆芯6并且被反应堆芯6加热，所述反应堆芯6将更多的水吸入管套122中。自提升管124出现的水10被冷却且被引导朝向环123，然后这些水通过自然循环返回至反应堆容器2的底部。随着水10被加热，在反应堆容器2中产生加压蒸气11。

热交换器35使给水和蒸汽在二次冷却系统30中循环，从而用涡轮32和发生器34发电。给水经过热交换器35并且变成超热蒸汽。二次冷却系统30包括冷凝器36和给水泵38。二次冷却系统30中的蒸汽和给水与反应堆容器2中的水10隔离，使得不允许它们彼此混合或者彼此直接接触。

反应堆容器2被安全壳(containment)容器4围绕。安全壳容器4被设计为不允许来自反应堆容器2的水或蒸汽泄露进入周围环境中。提供一个蒸汽阀8以将来自反应堆容器2的蒸汽11排放进入安全壳容器4的上半部14。提供一个水下泄压阀18以将水10释放到包含次冷水的抑压池12中。

在丧失给水流时，核反应堆5被设计成通过急停反应堆芯6、对安全壳容器4注水或对反应堆容器2降压来响应。这些响应中的后两者造成核反应堆5停堆并且长时间不能发电。此外，在冷却剂被从反应堆容器2排出的失水状况中，通过反应堆芯6的冷却剂流减少。这增加了将反应堆芯温度降低至期望水平所需要的时间。

本发明解决这些以及其他问题。

附图说明

图1示出了一种核电系统。

图2示出了包括内部干燥的安全壳容器的动力模块组件。

图3示出了紧急运行时的图2的动力模块组件。

图4示出了紧急运行时的包括蒸汽发生器流动旁通系统的动力模块的一个实施方案。

图5示出了正常运行状况时的包括蒸汽发生器流动旁通系统的动力模块的一个实施方案。

图6A示出了正常运行状况时的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图6B示出了低功率运行时的图6A的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图7示出了包括直通通道(through-passage)的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图8示出了包括阀的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图9示出了包括一个或多个挡板的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图10示出了包括温度致动通道的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图11示出了包括球形止回阀的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图12示出了由控制棒致动的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。

图13示出了由控制棒致动的蒸汽发生器流动旁通系统的另一替代实施方案。

图14示出了使用蒸汽发生器流动旁通系统的冷却反应堆芯的一种新颖方法。

发明内容

公开了一种动力模块组件，包括：反应堆罩(housing)；反应堆芯，其位于反应堆罩的下部部分中；以及，热交换器，其紧邻在反应堆罩的上部部分周围。主冷却剂经由上部部分流出反应堆罩，以及主冷却剂经由下部部分流入反应堆罩。所述动力模块组件进一步包括设置在反应堆罩中在下部部分和上部部分中间的通道，其中所述通道被配置为将主冷却剂的辅助流提供至反应堆芯，从而增大流出反应堆罩的上部部分以及进入下部部分的主冷却剂的流量。

公开了一种核反应堆模块，包括：反应堆容器；以及，反应堆罩，其安装在所述反应堆容器内部，其中所述反应堆罩包括管套和位于所述管套上方的提升管。热交换器紧邻在所述提升管周围，以及反应堆芯位于所述管套中。所述核反应堆模块进一步包括蒸汽发生器旁通系统，其被配置为将主冷却剂的辅助流径提供至所述反应堆芯，从而增大流出所述提升管以及进入所述管套的主冷却剂的主流径，其中主冷却剂的辅助流径离开所述反应堆罩而不经过所述热交换器。

公开了一种冷却核反应堆的方法。主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩。主冷却剂的主流径流经紧邻在所述提升管周围的热交换器，以及所述主冷却剂进入所述下部管套。检测到失水事故(LOCA)或者减压事件，并且主冷却剂的流体液位降低到提升管的顶部下方。主冷却剂的主流径作为蒸汽离开提升管。主冷却剂的辅助流径循环通过设置在反应堆罩中的辅助通道，其中主冷却剂的辅助流径流出反应堆罩而不经过所述热交换器。来自辅助流径的主冷却剂与进入下部管套的来自主流径的主冷却剂相合并。

从下面参考附图继续进行的对本发明的优选实施方案的详细描述中，本发明将变得更加明了。

具体实施方式

本文公开或提及的各种实施方案可与在共同未决的美国申请第11/941,024号中获得的特征相符合地运行或者与其相结合运行，所述美国申请全文以引用的方式纳入本文。

图2示出了包括内部干燥的安全壳容器54的动力模块组件50。安全壳容器54是圆柱形形状，并且具有球形、拱形或椭圆形的上部末端或下部末端。整个动力模块组件50可被浸没在水池16中，所述水池用作有效的热阱。水池16和安全壳容器54可进一步位于地面9下方的反应堆舱(reactor bay)7中。安全壳容器54可被焊接或者密封至环境，使得液体和气体不能从动力模块组件50逸出或者进入动力模块组件50。安全壳容器54可在外表面受到支撑。

在一个实施方案中，安全壳容器54通过一个或多个安装连接件80悬挂在水池16中。反应堆容器52位于安全壳容器54内部或者被安装在安全壳容器54内部。反应堆容器52的内表面可暴露在包括冷却剂100或液体(例如，水)的潮湿环境中，以及外表面可暴露在干燥环境(例如，空气)中。反应堆容器52可由不锈钢或碳钢制成，可包括包壳，以及可被支撑在安全壳容器54内部。

动力模块组件50可具有这样的尺寸，使得它可在轨道车辆上运输。例如，安全壳容器54可被构造为直径约4.3米以及高度(长度)为17.7米。可通过如下方式来执行反应堆芯6的再加燃料：例如，通过轨道车辆或经由海道来运输整个动力模块组件50，以及将其更换为具有全新供给的燃料棒的新的或者翻新的动力模块组件。

安全壳容器54密封反应堆芯6，并且在一些情况下使反应堆芯6冷却。该安全壳容器相对较小，具有高强度，并且部分由于其较小的总体尺寸，它能够承受传统安全壳设计的六倍或者七倍的压力。假定动力模块组件50的主冷却系统破裂，不会有裂变产品被释放进入环境中。可在紧急状态下从动力模块组件50中移除衰变热。

反应堆芯6被示为浸没或者浸入在主冷却剂100(例如，水)中。反应堆容器52封装冷却剂100和反应堆芯6。反应堆罩20包括：管套22，其在反应堆罩20的下部部分；以及，提升管24，其在反应堆罩20的上部部分。管套22围绕在反应堆芯6的侧部周围，并且由于冷却剂100的自然循环，管套22用于引导冷却剂100(示出为冷却剂流65、67)向上通过位于反应堆容器52的上半部的提升管24。在一个实施方案中，反应堆容器52的直径为约2.7米并且包括13.7米的总体高度(长度)。反应堆容器52可包括具有椭圆形、拱形或球形的上部末端和下部末端的主体圆柱形形状。反应堆容器52通常处于运行压力和运行温度。安全壳容器54是内部干燥的，并且可在大气压力下运行且具有处于或者接近于水池16的温度的壁温。

安全壳容器54基本上围绕反应堆容器52，并且可提供干燥、空心或者气体环境，该环境被称为安全壳区域44。安全壳区域44可包括一份空气或者其他填充气体，例如氩气或者其他稀有气体。安全壳容器54包括邻接安全壳区域44的内表面55或内壁。安全壳区域44可包括代替空气的一种气体或多种气体，或者除了空气还包括一种气体或多种气体。在一个实施方案中，安全壳区域44被维持处于大气压力，或者被维持在大气压力以下，例如为局部真空。安全壳容器中的一种气体或多种气体可被去除，使得反应堆容器52位于安全壳区域44的完全真空或局部真空中。

在正常运行时，来自反应堆芯6中的核裂变事件的热能使得冷却剂100加热。随着冷却剂100升温，冷却剂100变得比较稀疏并且趋向于通过提升管24上升。随着冷却剂100的温度降低，冷却剂100变得比受热的冷却剂相对更稠，并且围绕环23的外部循环，向下流至反应堆容器52的底部，以及向上通过管套22,以再次被反应堆芯6加热。所述自然循环导致冷却剂100(示为冷却剂流65)循环通过热交换器35，该热交换器将热传递至二次冷却剂(例如图1的二次冷却系统30)以发电。

图3示出了紧急运行时的图2的动力模块组件50。紧急运行可包括例如对反应堆芯6的过热或者反应堆容器52的过度加压事件的响应。在一些紧急运行时，反应堆容器6可被配置以将冷却剂100释放进原本是干燥的安全壳容器54的安全壳区域44中。反应堆芯6的衰变热可通过冷却剂100在安全壳容器54的内表面55上的冷凝来去除。虽然安全壳容器54可被浸入水池16中，在紧急运行或过度加压事件之前，安全壳容器54的内表面可以是完全干燥的。

流量限制器58或蒸汽排气孔可安装在反应堆容器52上，用于在紧急运行时将冷却剂100排入安全壳容器54中。冷却剂100可作为蒸气41(例如，蒸汽)被释放进安全壳容器54中。流量限制器58可直接连接或者安装至反应堆容器52的外壁，而没有任何中间结构，例如管道系统或连接件。蒸气41的冷凝可能以如下速率减小安全壳容器54中的压力，该速率与所排放的蒸气41向安全壳容器54增加压力的速率近似相同。

被作为蒸气41释放进安全壳容器54中的冷却剂100在安全壳容器54的内表面55上冷凝为液体。蒸气41的冷凝使得安全壳容器54中的压力降低，因为蒸气41被转换为液态冷却剂100。通过蒸气41在安全壳容器的内表面55上的冷凝，可从动力模块组件50移除大量的热，从而控制从反应堆芯6移除衰变热。在一个实施方案中，甚至在紧急运行中，也不会从反应堆容器52中泄露液态冷却剂100。冷凝的冷却剂100降至安全壳容器54的底部，并且聚集为一滩液体。随着更多的蒸气41在内表面55上冷凝，安全壳容器54的底部中的冷却剂100的液位逐渐上升。蒸气41中所存储的热通过安全壳容器54的壁被传递进入水池16中，所述水池用作最终的热阱。存储在位于安全壳容器54的底部的冷却剂100中的热通过内表面55上的液体对流和传导热传递被传递。

通过在冷的安全壳容器54的内壁上的冷凝以及通过从热的冷却剂至内表面55的自然对流，从蒸汽或蒸气41移除的热可被传递至相对冷的内表面55。通过安全壳容器的壁的传导和安全壳容器54的外表面上的自然对流，热可被传递至水池16。在反应堆芯6变得过热之后以及在紧急运行时，冷却剂100仍被限定在动力模块组件50中。传递至水池16的热可在三天或更多天内在没有任何操作者介入的情况下提供足够的非能动衰变热移除。

安全壳容器54可被设计以承受在高压流体从反应堆容器52瞬态释放进入安全壳容器54中的情况下所产生的最大压力。安全壳容器54内的压力可被设计成和反应堆容器52内部的压力近似均衡，减少由压力差所导致的喷发流，并且最终形成如图3中示出的反应堆容器52中的冷却剂液位100A以及安全壳容器54中的冷却剂液位100B。由于流过下部阀57返回至反应堆容器52需要一定量的液压驱动力，所示出的冷却剂液位100B相对于冷却剂液位100A被升高。由于蒸汽流量阀58的压降而导致的反应堆容器52相对于安全壳容器54的压力差，冷却剂液位100A和100B之间的差值也可以存在。图3示出了，由于冷却剂液位的不平衡所产生的流体静压头，冷却剂液位100A和100B可均衡。反应堆容器52中的冷却剂液位100A仍在反应堆芯6的顶部上方，从而保持反应堆芯6始终覆盖有冷却剂100。冷却剂液位100A被从提升管24排放的蒸汽或者蒸气(示出为冷却剂流42)维持，所述蒸汽或蒸气在反应堆容器52的内表面55上冷凝后，在反应堆容器52的底部聚集以通过反应堆芯6进行再循环。

可提供流量阀57，以允许一旦实现冷却剂液位100A、100B的合适或者预定条件时，冷却剂100从安全壳容器54流动返回至反应堆容器52。允许通过流量阀57重新进入反应堆容器52的冷却剂100补充通过流量限制器58作为蒸气41排出的冷却剂100。冷却剂100流动通过流量阀57是通过由于如下原因导致的非能动系统的自然循环实现的，即，由于容器52、54中的温度差和阀冷却剂流动所形成的不同的冷却剂密度和冷却剂液位。

虽然绝对真空或完全真空在商业上或技术上可能都是难以实现或维持的，可在安全壳容器54中产生局部真空。因而应理解，本文中涉及的真空是局部真空或者绝对真空。在一个实施方案中，安全壳区域44被维持在如下真空压力下，其显著地减少了通过安全壳气体进行的对流热传递和传导热传递。通过大体上从安全壳区域44移除气体，例如通过维持安全壳容器54的真空，增大了蒸气41在内表面55上冷凝的初始速率以及随后的速率。增大冷凝速率增大了通过安全壳容器54的热传递速率。

在安全壳区域44丧失真空的情况下，所引入的蒸气或液体提供了另一非能动安全冷却机制，以通过自然对流在反应堆容器52和安全壳容器54之间进行热传递。例如，由于聚集在安全壳容器54的底部的冷凝的液态冷却剂100，通过减小热绝缘或者消除热绝缘(例如，由真空所提供)，可在紧急运行期间产生从反应堆容器52的更有效的热传递。热从反应堆容器52通过液态冷却剂100传递至安全壳容器54。

图4示出了动力模块组件40的一个实施方案，包括在紧急运行(例如失水事故(LOCA)或超压事件)时的蒸汽发生器流动旁通系统45。尽管动力模块组件40是参考图2-图3示出的实施方案被描述的，但应理解，许多特征或者全部特征也可被应用至关于图1所描述的核电系统以及传统的电力系统。

反应堆罩20被安装在反应堆容器52内部，其中反应堆罩20包括管套22和位于管套20上方的提升管24。热交换器35基本位于提升管24周围。反应堆芯6位于管套22中。所示出的提升管24被图解为通过上部附接构件41附接至反应堆容器52，而所示出的管套被图解为通过下部附接构件43附接至反应堆容器52。

蒸汽发生器流动旁通系统45被配置为将主冷却剂的辅助流48提供至反应堆芯6，从而增大流出提升管24以及进入管套22的主冷却剂100的流量。主冷却剂的辅助流48不经过热交换器35而离开反应堆罩20。蒸汽发生器流动旁通系统45可通过反应堆罩20的一个或多个部件来提供液压连接。在一个实施方案中，蒸汽发生器流动旁通系统45通过位于提升管24和管套22中间的环(参考图1中的123)提供液压连接。

流出反应堆罩20的上部部分(例如，提升管24)的冷却剂流42包括蒸汽，其中主冷却剂的辅助流48包括两相冷却剂(例如，沸水)的混合物。与正常运行(例如，满功率运行)时冷却剂流67(图2)相比较，离开提升管24的冷却剂流42可包括较小质量流率的冷却剂100。因而，辅助流48可用于补偿一些损失的流率，使得进入管套22的冷却剂流46被增大至或增大到接近于与正常运行时图2中的冷却剂流65相同的流率。

与正常运行状态时图2中示出的冷却剂液位100N位于提升管24的出口或顶部上方相比，在图4示出的实施方案中，在紧急运行时冷却剂液位100A被示为处于提升管24的顶部下方。虽然图2中示出反应堆罩20被完全浸入主冷却剂100中，但是图4中示出的反应堆罩20仅局部浸入冷却剂100中。在正常运行时，以及在非正常运行、停堆或紧急运行时(此时出现蒸汽发生器旁通)，主冷却剂100的液位保持在通道45上方。

在正常运行状态时，冷却剂流65可主要或仅仅由单相冷却剂组成，例如在压水反应堆设计(PWR)中。因此，单相冷却剂流以冷却剂流65循环通过反应堆芯6，并以冷却剂流67循环流出提升管24(参看图2和图5)。这在反应堆芯6中的燃料包壳的表面处提供了单相对流热传递。

当如图4所示，出现LOCA以及冷却剂液位100A下降到提升管24的顶部以下时，单相冷却剂的流动可被中断。当压力或温度变化提供了超过饱和条件的条件时，可发生相变热传递。随着冷却剂经过反应堆芯6，可形成两相冷却剂，所述两相冷却剂可作为蒸汽经由冷却剂流42离开反应堆罩20，所述蒸汽在反应堆容器52的内壁上冷凝。除了通过产生蒸汽进行的热传递，通过包括经由蒸汽发生器流动旁通系统45的辅助流48，对流热传递被提供至反应堆芯6。

在LOCA时，当动力模块达到平稳状态条件时，提升管24内的冷却剂100C的液位可降低至约等于反应堆罩20的外部(下降管)的冷凝剂液位100A的液位。当进入管套22的冷却剂流46等于离开提升管24的冷却剂流以及离开蒸汽发生器流动旁通系统45的辅助流48的合并流率时，可出现平稳状态条件。所述蒸汽发生器流动旁通系统45位于反应堆芯6的上方，以最优化通过燃料棒的冷却剂流。

在一个实施方案中，蒸汽发生器流动旁通系统45包括设置在反应堆罩20中在下部部分(例如，管套22)和上部部分(例如，提升管24)中间的通道，其中所述通道被配置为将主冷却剂的辅助流48提供至反应堆芯6，这增大了流出反应堆罩20的上部部分以及进入下部部分的主冷却剂100的流量。相应地，主冷却剂的辅助流48使热交换器35旁通，所述热交换器35接近于反应堆罩20的上部部分周围。

在动力模块组件40满功率运行时通道45可被闭合，但是在紧急运行过程中通道45被配置为打开。类似地，在停堆或者低功率运行(包括LOCA或超压事件)时，通道45可被配置为打开。在一个实施方案中，通道在所有运行模式中都保持打开，但是在动力模块组件40正常运行时，辅助流48基本上被最小化或者被减小至零。

图5示出了在正常运行状况时的包括蒸汽发生器流动旁通系统59的动力模块的一种实施方案。蒸汽发生器流动旁通系统59包括穿过反应堆罩120的开口或通道。例如，通道可位于提升管24的下部末端60和管套22的上部末端62之间，或者穿过提升管24的下部末端60和管套22的上部末端62。冷却剂流65经过位于管套22中的反应堆芯6之后，作为冷却剂流67离开提升管24。在正常运行时，很少的或者没有冷却剂流65通过蒸汽发生器流动旁通系统59逸出。通过禁止或减小穿过蒸汽发生器流动旁通系统59的流率，最大流量的冷却剂经过热交换器35，以移去反应堆芯6中的热。相应地，冷却剂流65的质量流率近似等于冷却剂流67的质量流率。

图6A示出了正常运行条件时(例如，当动力模块满功率运行时)的蒸汽发生器流动旁通系统69的一个实施方案。在正常运行时，动力模块生成通常高于与反应堆启动、反应堆停堆或者其他运行条件相关联的温度的运行温度。由于与热交换器35(图4)的相互作用，可在冷却剂100内的不同位置生成不同的温度。在正常运行温度时，冷却剂流65和67基本表现为关于图2和图5所描述的。由于运行温度的不同，或者由于各种部件的热性能的不同，反应堆罩20的不同部件可经受不同的热膨胀量。例如，一些部件可由不同的材料、组分或者量(例如，厚度)制成，使得一个部件可比另一部件膨胀或收缩至更大程度。

在一个实施方案中，管套22和提升管24的膨胀或收缩的方向在相反方向上。例如，当提升管24朝向反应堆容器52(图2)的底部膨胀时，管套22朝向反应堆容器52的顶部膨胀。这种关系分别通过提升管24的下部末端60处朝向下的箭头和管套22的上部末端62处朝向上的箭头图解示出。通过将提升管24附接至上部附接构件41以及相分离地将管套22附接至下部附接构件43(图4)，可实现部件沿相反方向的膨胀。

管套22的上部末端62中的通道63被示为与提升管24的下部末端60中的通道61错位。管套22和提升管24在热膨胀状况中的情况下，错位的通道61、63不对齐，使得很少或者没有冷却剂流65被允许经过蒸汽发生器流动旁通系统69。

图6B示出了在低功率运行时的图6A的蒸汽发生器流动旁通系统69的一个实施方案。低功率运行可包括例如反应堆停堆、事故保护停堆或SCRAM、LOCA或者超压事件。在低功率运行时，反应堆容器52(图2)中的温度趋向于降低，这导致了各种反应堆部件收缩或回缩。例如，当提升管24朝向反应堆容器(图2)的顶部收缩时，管套22朝向反应堆容器52的底部回缩。这种关系分别通过提升管24的下部末端60处的向上指引的箭头和管套22的上部末端62处的向下指引的箭头图解示出。对于相同的温度变化，提升管24和管套22可膨胀或收缩不同的量，在这种情况下，膨胀方向和收缩方向可能是相互相对的。

管套22的上部末端62中的通道63被示为与提升管24的下部末端60中的通道61对准，允许冷却剂的辅助流48穿过蒸汽发生器流动旁通系统69。管套22和提升管24在热回缩状态的情况下，协同定位的通道61、63对齐以形成直通通道，使得辅助流48与冷却剂流42相合并。在一个实施方案中，通道61、63由于反应堆容器52(图2)内的温度变化而打开，其中管套22和提升管24之间的热膨胀率的不同致使通道61、63打开。辅助流48的流率可根据温度的变化、通道61、63之间的对准程度或者设置在反应堆罩20中的通道数目而改变。冷却剂的辅助流48不经过或穿过热交换器35而离开反应堆罩20(图4)。

图7示出了包括直通通道70的蒸汽发生器流动旁通系统79的一个实施方案。直通通道70可在提升管24的下部末端60和管套22的上部末端62之间形成。下部末端60和上部末端62被示为彼此重叠，使得辅助流48循环通过直通通道70。图7可被理解为表示在停堆运行或低功率运行时的冷却剂的流动，其中冷却剂流42提供与图5的冷却剂流67相比减小的流率。在图5中，在动力模块40正常运行时，冷却剂流65、67可足够强，使得很少或者没有辅助流从蒸汽发生器流动旁通系统59逸出。通过提升管24的流径可在正常运行时提供最少阻力的路径。

在冷却剂流42可能减少的停堆运行或LOCA时，随着冷却剂流46超过冷却剂流42的流速，可允许辅助流48通过自然对流离开直通通道70。在一个实施方案中，由于主冷却剂的冷却剂流42流出提升管24的流率的减少，主冷却剂离开蒸汽发生器流动旁通系统79。流率的减少可相应地减少原本在正常运行状态时在直通通道70中形成的漩涡的量，允许冷却剂通过蒸汽发生器流动旁通系统79“沸溢”。

在图7中示出的实施方案以及本文所描述和示出的其他各种实施方案中，由于冷却剂的自然对流或自然循环，主冷却剂的辅助流48可离开反应堆罩20。冷却剂的两相态可促进冷却剂的辅助流48通过蒸汽发生器流动旁通系统，而当冷却剂在单相态时(例如，在正常运行状态时)，大多数或者所有冷却剂将以别的方式离开提升管24。非能动冷却反应堆芯6(图5)减少或消除了对于提供移动零件或机械零件(例如发动机)的需要。

在一个实施方案中，下部末端60和上部末端62的重叠部分之间的距离随着动力模块40的温度的改变而增大或减小。在反应堆温度减小时，力F1和F2可作用在提升管24和管套22的末端60、62，以增大直通通道70的尺寸并且提供辅助流48的增加。然而，在反应堆温度增大时，直通通道70的尺寸可随着末端60、62的重叠部分之间距离的减小而减小，造成辅助流48减小或者停止流动。辅助冷却剂48的流率可随着反应堆温度的改变、以及直通通道70的尺寸或流动面积的关联改变而改变。

图8示出了蒸汽发生器流动旁通系统89的一个实施方案，其包括位于提升管24的下部末端60和管套22的上部末端62附近的阀80。可允许辅助流48与关于图7的描述进行相似的流动，然而可提供阀80以将冷却剂流48的方向限定在单一方向上。在一个实施方案中，阀80是单向阀，其将冷却剂流48的方向限定为从反应堆罩20内部朝反应堆罩20外部。在一个实施方案中，阀80始终打开，以及辅助流48的速度被冷却剂流42、46或者冷却剂流65、67(图5)的流率控制。在另一实施方案中，例如一旦检测到停堆运行或反应堆急停，阀80被致动(例如，打开)，阀80在正常反应堆运行(例如，满功率)时原本闭合。

图9示出了水蒸汽发生器流动旁通系统99的一个实施方案，其包括一个或多个挡板90。通过挡板90的辅助流48可与涉及上面图4-图8中示出的实施方案所描述的进行相似的操作或动作。例如，在动力模块40正常运行时，很少或者没有辅助流48被允许通过一个或多个挡板90离开。在停堆运行时，可允许或者增大通过挡板90的辅助流48。

在一个实施方案中，一个或多个挡板90围绕枢轴旋转以打开或闭合。挡板90A示出了闭合位置上的挡板，而挡板90B示出了打开位置上的挡板。取决于冷却剂流42、46的流率，一个或多个挡板90可打开或闭合，因为这些流率可在一个或多个挡板90上施加压力P1、P2。如果流率或者压力P1、P2之间的压力差足够大，则一个或多个挡板90可闭合，并且禁止冷却剂流动通过蒸汽发生器流动旁通系统99。蒸汽发生器流动旁通系统99可进一步包括如下的复位机构(returnmechanism)，例如弹簧，使得当流率降至某一预定阈值以下时，使得一个或多个挡板90返回至打开位置。在一个实施方案中，蒸汽发生器流动旁通系统99包括具有微型遮板或挡板的屏，其允许沸腾冷却剂通过，但是禁止或者限制单相冷却剂通过。

图10示出包括温度致动通道100的蒸汽发生器流动旁通系统109的一个实施方案。通道100可被配置为由于反应堆容器52(图4)内的温度变化而打开。在一个实施方案中，蒸汽流动旁通系统109包括位于通道上方的双金属盖，其中所述双金属盖包括具有不同热膨胀率或热膨胀性能的材料。在一个实施方案中，通道形成在提升管24和管套22之间。温度致动通道100的第一末端可固定或者附接至反应堆罩20(图4)。由于不同的热膨胀性能，随着反应堆温度减小，温度致动通道100的第二末端可通过力Fo弯曲远离反应堆罩20。由此可形成穿过反应堆罩20的通道，其允许辅助流48离开蒸汽发生器流动旁通系统109。

随着反应堆温度的增加，温度致动通道100可松弛或者弯曲回去以覆盖通道(由参考数字100A示出)，从而减少或停止辅助流48离开反应堆罩20。

图11示出了包括球形止回阀100的蒸汽发生器流动旁通系统119的一个实施方案。球形止回阀110可在双向上移动，使得在一个位置上它允许辅助流48经过蒸汽发生器流动旁通系统119，而在第二位置上(例如，如参考数字110A所示)它限制或禁止辅助流48释放出反应堆罩20。

蒸汽发生器流动旁通系统119可包括复位弹簧115，其促使球形止回阀110朝向打开的第一位置。复位弹簧115所施加的力的大小可超出例如在停堆条件时由于冷却剂流48产生的力。在正常运行时，由于冷却剂流65产生(图5)的流率可克服由复位弹簧115所施加的力，并且将球形止回阀110放在闭合的第二位置110A上。在另一实施方案中，球形止回阀中的球的重量提供球形止回阀110向下的力，取代了对复位弹簧115的需要。

在另一实施方案中，弹簧位于球形止回阀110的底部附近，没有在图11中示出。由于温度增加，在正常运行时弹簧伸展，促使球形止回阀110朝向闭合的第二位置110A。在低功率状态时，由于温度减小，弹簧收缩，促使球形止回阀110朝向打开的第一位置。

图12示出了由控制棒125A、125B致动的蒸汽发生器流动旁通系统129的一个实施方案。蒸汽发生器流动旁通系统129可包括附接至反应堆罩20的一个或多个排气孔或阀120。在一个实施方案中，蒸汽发生器流动旁通系统129附接至反应堆罩20，位于管套22和提升管24中间。

当控制棒(由参考数字125B标示)从反应堆芯6移除时，蒸汽发生器流动旁通系统129可被致动为闭合，使得允许很少或者没有辅助流离开反应堆罩20。例如在动力模块40的正常或满功率运行时，蒸汽发生器流动旁通系统129可被闭合。当控制棒(由参考数字125A标示)插入反应堆芯6时，蒸汽发生器流动旁通系统129可被致动为打开，使得允许辅助流离开反应堆罩20。例如在动力模块40停堆或低功率运行时，蒸汽发生器流动旁通系统129可被打开。一个或多个开关或传感器可确定控制棒125A、125B何时被插入反应堆芯6或者从反应堆芯6移除，并且发出信号以致动蒸汽发生器流动旁通系统129。

图13示出了由控制棒135A、135B致动的蒸汽发生器流动旁通系统139的一个替代实施方案。蒸汽发生器流动旁通系统139可包括一个或多个控制棒，所述控制棒被设计为在抽回(135A)操作时它们妨碍旁通系统的流径，以及在低功率状态下被插入(135B)时它们为辅助冷却剂旁通流48提供打开通道。控制棒的位置135A、135B允许或阻止主冷却剂的辅助流经过外壳20。在一个实施方案中，蒸汽发生器流动旁通系统139附接至反应堆罩20，位于管套22和提升管24中间。

一个或多个开关或传感器可确定控制棒何时插入(135B)反应堆芯6或何时从反应堆芯6移除(135A)。

图14示出了使用蒸汽发生器流动旁通系统来冷却反应堆芯的一种新颖方法。该方法可被理解为与本文中图1-图13所描述的各种实施方案一起操作，但是并不限于这些实施方案。

在操作140，主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩，其中主冷却剂的主流径经过紧邻在所述提升管周围的热交换器，以及其中主冷却剂进入下部管套。

在操作150，检测到失水事故(LOCA)或减压事件。LOCA或减压事件可表明在反应堆容器中存在减少量的冷却剂或压力。

在操作160，主冷却剂的流体液位降低至提升管的顶部下方，其中主冷却剂作为蒸汽离开提升管。在一个实施方案中，作为蒸汽离开提升管的所述主冷却剂冷凝为液态冷却剂之后，与循环通过所述反应堆罩中的辅助通道的主冷却剂的辅助流径相合并。

在操作170，主冷却剂的辅助流径循环通过设置在反应堆罩中的辅助通道，其中主冷却剂的辅助流径离开反应堆罩而不经过热交换器。在一个实施方案中，由于通道任一侧上的流体静力差，主冷却剂的辅助流径循环通过辅助通道。

在操作180，来自辅助流径的主冷却剂与流入底部管套的来自主流径的主冷却剂相合并。

在一个实施方案中，可溶解在核反应堆的冷却剂中的化学添加剂与核反应堆的主冷却剂相合并，改变了冷却剂的核特性和化学特性。检测主冷却剂总量的损失，以及降低主冷却剂的流体液位使得标称流径被中断或减少。蒸汽的生成发生在芯区域中，并且作为蒸汽离开提升管。主冷却剂中的非挥发性添加剂集中在芯中，缺少非挥发性添加剂的冷却剂聚集在进行冷凝的区域中。主冷却剂循环通过设置在反应堆罩中的通道，其中缺少添加剂的冷却剂与具有增大浓度添加剂的冷却剂相合并，提供了冷却剂蒸汽的混合以及减弱了浓缩过程。主冷却剂的辅助流径循环通过辅助通道减小了反应堆罩内的主冷却剂中的非挥发性添加剂的浓度。

尽管本文提供的实施方案已经主要描述了压水反应堆，但是对本领域普通技术人员应明了的是，所述实施方案可如所述地或者通过一些明显的修改被应用至其他类型的核电力系统。例如，本发明的实施方案或其变体还可用于沸水反应堆，或者更一般地用于任何其他集成的非能动反应堆设计。

仅通过实施例的方式提供了冷却剂释放进入安全壳容器的速率、冷却剂冷凝为液体的速率，和安全壳容器中的压力增大的速率，以及本文所描述的其他速率和值。其他速率和值可通过例如构造全尺寸模型或比例模型的核反应堆的实验来确定。

在本发明的一个优选实施方案中描述和示出了本发明的原理，应明了的是，在不背离所述原理的前提下，可对本发明的布置和细节进行修改。我们要求享有在随后的权利要求的精神和范围内的所有修改和变化。

Claims (10)

1.一种冷却核反应堆的方法，包括：

使主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩，其中所述主冷却剂的主流径经过紧邻在所述提升管周围的热交换器，以及其中所述主冷却剂进入所述下部管套；

检测到失水事故或减压事件；

将所述主冷却剂的流体液位降低到所述提升管的顶部下方，其中所述主冷却剂作为蒸汽离开所述提升管；

使所述主冷却剂的辅助流径循环通过设置在所述反应堆罩中的辅助通道，其中所述主冷却剂的辅助流径离开所述反应堆罩而不经过所述热交换器；以及

将来自所述辅助流径的主冷却剂与进入所述下部管套的来自所述主流径的主冷却剂合并。

2.根据权利要求1所述的方法，其中作为蒸汽离开所述提升管的主冷却剂冷凝为液体冷却剂之后，与所述辅助流径的主冷却剂合并。

3.根据权利要求2所述的方法，其中由于在所述通道任一侧上的流体静力差，所述辅助流径的主冷却剂循环通过所述辅助通道。

4.根据权利要求1所述的方法，其中使所述主冷却剂的辅助流径循环通过所述辅助通道，这降低了在所述反应堆罩内的所述主冷却剂中的非挥发性添加剂的浓度。

5.根据权利要求1所述的方法，其中进入所述下部管套的主冷却剂流等于来自所述主流径的主冷却剂流和来自所述辅助流径的辅助冷却剂的合并流率。

6.根据权利要求1所述的方法，在失水事故或减压事件期间，打开所述辅助通道。

7.根据权利要求1所述的方法，还包括：

将控制棒插入芯；以及

基于插入的所述控制棒打开所述辅助通道。

8.根据权利要求6所述的方法，其中所述辅助通道由于温度的变化打开。

9.根据权利要求6所述方法，还包括：至少部分地基于所述主冷却剂的流率打开所述辅助通道。

10.根据权利要求1所述的方法，还包括：至少部分地基于所述套管和所述提升管之间的热膨胀率的不同打开所述辅助通道。