CN104520941A - 用于核反应堆系统中的衰变热去除的辅助冷凝器系统 - Google Patents

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Abstract

一种核反应堆包括内部蒸汽发生器和设置在安全壳结构中的核堆芯。冷凝器被设置在安全壳结构外部，并且包括：冷凝器入口管线，其在安全壳结构外部分接一蒸汽管线，该蒸汽管线连接到蒸汽发生器；和冷凝物注入管线，其将冷凝物从冷凝器传送到一体式蒸汽发生器。隔离阀位于安全壳结构外部，且在给水管线、蒸汽管线和冷凝物注入管线上。这些阀具有：操作配置，其中，在给水管线和蒸汽管线上的隔离阀是打开的并且在冷凝物注入管线上的隔离阀是关闭的；以及热去除配置，其中，在给水管线和蒸汽管线上的隔离阀是关闭的并且在冷凝物注入管线上的隔离阀是打开的。

Description

用于核反应堆系统中的衰变热去除的辅助冷凝器系统
本申请要求2012年4月17日提交的标题为“用于核反应堆系统中衰变热去除的辅助冷凝器系统”(“AUXILIARY CONDENSERSYSTEM FOR DECAY HEAT REMOVAL IN A NUCLEAR REACTORSYSTEM”)的美国临时申请S/N.61/625,174的优先权，该美国临时申请整体结合在此作为参考。
背景技术
下文涉及核反应堆技术、核反应堆操作技术、核发电技术、核反应堆安全技术和相关技术。
在压水型反应堆(PWR)中，包括可裂变材料(如：235U)的核反应堆堆芯(core)设置在压力容器内，并且浸在通常是水的主冷却剂中。主冷却剂向上流过反应堆堆芯，并且被放射性的堆芯加热。主冷却剂流过蒸汽发生器，在那里加热次冷却水，以将次冷却剂转换为蒸汽，蒸汽用于执行有用的工作，如：在核电厂的情况下，驱动涡轮。PWR设计相比诸如沸水反应堆(BWR)之类的其他一些系统的优势在于，次冷却剂不与核反应堆堆芯接触。通常，蒸汽发生器与PWR是分开的，并且主冷却剂回路在PWR压力容器和外部蒸汽发生器之间传导主冷却剂。这种主冷却剂回路引入了大直径管道，因此成为冷却剂损失事故(LOCA)的潜在位置。在一些PWR设计中，蒸汽发生器设置在压力容器内(有时被称为“一体式PWR”)。所部署的一体式PWR的示例是统一的核蒸汽发生器(CNSG)系统，该系统由Babcock&Wilcox公司开发，并被用在于1970年到1978年之间投入商业服务的德国核动力船N.S.Otto Hahn内。
冷却剂损失事故(如：LOCA)发生在主冷却剂回路基本上中断的时候，这种中断通常是由容器穿透至核反应堆压力容器中或者穿透至其外部的管路破裂所致。除LOCA之外，核电厂可能经历其他类型的异常操作事件，例如：站点停电或停水事件。当提供给核岛的外部电力中断时，站点停电发生。虽然核电厂发电，但是通常其依赖本地电网来获得电力，以操作诸如泵、冷水循环系统等之类的设备。当次冷却剂流动中断时，停水事件发生，次冷却水流动中断或是由管路破裂所致，或是由诸如涡轮事故停堆导致安全阀中断次冷却剂循环之类的事件所致。因为反应堆散热是由蒸汽发生器中从主冷却剂到次冷却剂的热传递所提供的，因此停水事件实际上是散热损失事件。
核电厂的安全系统是广泛的，包括(除了核反应堆的压力容器之外还有)：包围核反应堆的安全壳(containment)结构，其通常由混凝土、钢或钢筋混凝土制成；和应急堆芯冷却系统(ECC)，其设计成对压力容器和安全壳结构减压，并且将热从安全壳内部传递到包括位于安全壳外部的水体的最终散热器(UHS)。在典型的ECC响应中，反应堆压力容器中的任何过压被排入保护壳结构中，高压下的硼化水被注入压力容器，水被向下倒向压力容器的外部并且排入保护壳结构底部处的洪井(floodwell)，冷凝器系统使蒸汽凝结，将潜热排到UHS池。硼化水用作中子毒物，并且连同关机棒的紧急停堆一起，迅速熄灭核链式反应。然而，来自核链式反应的短半衰期的中间产物的残余衰变热继续在核反应堆堆芯中生成衰变热，并且堆芯的热输出以指数方式衰变。衰变热最初通过ECC冷凝器排到UHS池；在减压之后，低气压热交换器进行接管，以继续将衰变热排到UHS池。
在LOCA中，处于过冷状态中的主冷却剂急骤地蒸发成蒸汽，并且逃逸进入安全壳，在那里被ECC冷凝器凝结。在站点停电或散热损失事件中，由于主冷却剂循环的中断(例如：由于在站点停电中反应堆冷却剂泵的关机)和/或由于散热的中断(在停水事件的情况下)，压力容器内的温度和压力可能升高，如果压力容器中的压力过高，则减压阀将过量的蒸汽排向安全壳(例如：排进位于安全壳内的燃料再补充水存储箱(RWST))，并且ECC冷凝器调和安全壳结构内的任何压力升高。
所有这些都是异常事件，并且需要广泛的事后动作，如：在核反应堆能够被重启并且重新工作之前，进行：从安全壳结构中将放射性主冷却水去除，对压力容器中(剩余的)主冷却水的过滤以去除过量的可溶解的硼化合物，ECC冷凝器或其他ECC组件的更新或更换，RWST中净化水的更换，UHS池的补充等。此外，主冷却水逃逸进入安全壳结构中(甚至是通过所设计的减压阀)的任何事件是放射性主冷却剂达到由安全壳结构提供的“次级”安全壳等级的事件。
发明内容
在一个实施例中，一种系统包括：设置在安全壳结构中的核反应堆，该核反应堆包括内部蒸汽发生器和浸在主冷却水中的核堆芯，该核堆芯包括可裂变材料；蒸汽管线，其连接到蒸汽发生器的出口，并且经过安全壳结构以传送来自内部蒸汽发生器的蒸汽；给水管线，其连接到蒸汽发生器的入口，并且经过安全壳结构以将给水传递到内部蒸汽发生器内；设置在安全壳结构外部的冷凝器；冷凝器入口管线，其在安全壳结构外部某点处分接蒸汽管线并且连入冷凝器的入口；以及冷凝器注入管线，其将冷凝物从冷凝器的出口传送到蒸汽发生器中。
在另一个实施例中，一种系统包括：设置在安全壳结构中的核反应堆，该核反应堆包括内部蒸汽发生器和浸在主冷却水中的核堆芯，该核堆芯包括可裂变材料；设置在安全壳结构外部的冷凝器，该冷凝器包括冷凝器入口管线和冷凝物注入管线，该冷凝器入口管线分接一蒸汽管线，该蒸汽管线连接到内部蒸汽发生器，该冷凝物注入管线将冷凝物从冷凝器传送到一体式蒸汽发生器；以及位于安全壳结构外部、在给水管线上、在蒸汽管线上以及在冷凝物注入管线上的隔离阀。这些隔离阀具有：(1)操作配置，其中：在给水管线和蒸汽管线上的隔离阀是打开的，在冷凝物注入管线上的隔离阀是关闭的；以及(2)热去除配置，其中：在给水管线和蒸汽管线上的隔离阀是关闭的，在冷凝物注入管线上的隔离阀是打开的。
在另一个实施例中，一种系统包括：安全壳结构；设置在安全壳结构中的核反应堆，该核反应堆包括内部蒸汽发生器和含有设置在压力容器内的可裂变材料的核堆芯；与内部蒸汽发生器连接的蒸汽管线；与内部蒸汽发生器连接的给水管线；以及设置在安全壳结构外部的冷凝器，冷凝器入口与蒸汽管线通过阀相连，该冷凝器出口通过除蒸汽管线之外和除给水管线之外的管线与蒸汽发生器通过阀相连。在一些实施例中，该系统包括阀，这些阀具有：第一配置，其中，内部蒸汽发生器通过蒸汽管线与涡轮操作地连接；和第二配置，其中，在蒸汽发生器和冷凝器之间形成闭环。
根据另一个方面，一种方法包括：使用设置在一体式压水反应堆(一体式PWR)中的内部蒸汽发生器来驱动涡轮；以及通过关闭到内部蒸汽发生器的给水和蒸汽管线并且打开将蒸汽管线和蒸汽发生器与辅助冷凝器连接以在内部蒸汽发生器和辅助冷凝器之间形成闭环的管线，将内部蒸汽发生器与涡轮隔离开来。
附图说明
下文是附图简述，作出下列简述是为了说明而不是为了限制本文所公开的示范性实施例。
图1以图示方式示出正常操作状态下的核反应堆和辅助冷凝器系统(CNX)，在该状态下，核反应堆的内部蒸汽发生器驱动涡轮。
图2以图示方式示出包括两个图1所示类型的核反应堆的核岛。
图3-5分别示出CNX的辅助冷凝器的侧视图、立体图和俯视图。
图6以图示方式示出在热去除操作状态下的图1所示的核反应堆和CNX，在该状态下，CNX与内部蒸汽发生器闭环连接，以去除来自核反应堆的热。
图7以图示方式示出用于辅助冷凝器的操作曲线，其中，基于主冷却剂的温度来控制风扇速度。
具体实施方式
本文公开了“辅助”冷凝器系统(CNX)，该系统设计成在异常事件中提供被动式辅助散热，异常事件例如是站点停电或主冷却剂仍被限制在压力容器内的散热损失事件。CNX利用位于压力容器内的内部蒸汽发生器(即CNX与一体式PWR的蒸汽发生器一起操作)以提供仅采用次冷却剂(非主冷却剂)的辅助散热。CNX是闭环系统，利用在给水和蒸汽管线被关闭阀门后在内部蒸汽发生器中剩余的次冷却水。(关闭给水和蒸汽管线是多数异常响应协议中的例行部分，进行该操作是为了将核岛与涡轮岛以及与任何外部水源隔离开来)。用这种方法，异常事件(例如，站点停电或散热损失，其最初不涉及将主冷却剂释放至安全壳结构内)可以得到修复，而不向安全壳排入主冷却剂。
在一些实施例中，CNX将热排到除了最终散热(UHS)池之外的散热器中。例如，在说明性实施例中，CNX包括将热排到空气中的气冷式冷凝器。在这些实施例中，CNX不耗尽UHS池的热容量，并且相应地不会不利地影响应急堆芯冷却系统(ECC)的操作。
在一些实施例中，CNX设计成以受控方式去除热，使得压力容器中的主冷却水被保持在所设计的温度窗口内。在这些实施例中，通过将所设计的温度窗口与压力容器内的主冷却剂的自然循环高效操作时的温度对准，CNX能够作为辅助热去除系统进行操作，同时对ECC系统的操作没有任何不利影响。即便压力容器中的主冷却水的温度超过所设计的温度窗口，CNX继续进行操作，以便在这种可能发生的事中继续提供热去除。
现在转到图1，示出说明性小型模块化反应堆(SMR)100，其是压水反应堆(PWR)类型的。SMR单元100包括圆柱形压力容器102。说明性PWR 100在顶部具有一体式加压器110，并且在正常操作期间，压力容器102包含处于过冷状态中的主冷却水111，同时在加压器110中有蒸汽泡134。诸如加热器和喷洒器(未示出)之类的压力控制设备使得能够加热或冷却加压器110中的蒸汽泡134以便调节反应堆压力。在替代实施例中，一体式加压器110由通过合适的管道与压力容器连接的外部加压器取代。为了在SMR单元100的操作期间维持循环，多个反应堆冷却剂泵(RCP)包括驱动叶轮(未示出)的电机112。说明性RCP位于加压器110的周围；然而，也构想出RCP的其他放置，进一步地，在另一些实施例中，RCP完全在压力容器内部，而在另一些实施例中，RCP被完全省略(在这种情况下，反应堆通过自然循环进行操作)。
继续参考图1，图1以图示方式示出压力容器102以揭示内部组件，压力容器102包括设置在压力容器102的上部之内的一体式蒸汽发生器116。这样，PWR 100是具有内部蒸汽发生器116的一体式PWR。一体式蒸汽发生器116可以是诸如具有内部节约装置的一次通过(once-through)直管类型的(一些实施例在美国公开No.2012/0076254 A1中描述，该美国公开整体结合在此作为参考)，尽管也构想出螺旋形蒸汽发生器(一些实施例在美国公开2010/0316181 A1中描述，该美国公开整体结合在此作为参考)或其他类型的内部蒸汽发生器。给水(次冷却剂)通过给水入口118进入反应堆100，流过蒸汽发生器116内的管，其中，来自主冷却剂的热量加热了次冷却剂以将次冷却剂转换为蒸汽。蒸汽通过蒸汽出口124离开反应堆100以驱动涡轮(未示出)或执行某个其他有用的任务。
图1所示的SMR单元100进一步以图示方式指示在压力容器102的下部之中的核反应堆堆芯126以及同样设置在压力容器102内的内部控制棒驱动机构(CRDM)128和相关联的导向支承架130。反应堆堆芯126包括浸在主冷却剂111(如：水)中的可裂变材料(如：235U)。内部CRDM 128控制着控制棒(未示出)的插入以控制反应率；然而，反应堆100可以替代地采用外部CRDM。无论是内部的或外部的，CRDM包括：灰棒，其提供连续可调节的反应率控制；和关机棒，其能够跌落(如：被紧急停堆)以落入反应堆堆芯126，以便快速熄灭核链式反应(尽管在紧急停堆后，继续生成来自短半衰期的中间产物的衰变热)。在一些实施例中，通过使用分离的滚珠螺母或分离的栓扣，灰棒和关机棒的功能被集成进同一个CRDM(例如，包括分离的紧急停堆栓扣的CRDM在美国公开No.2010/0316177 A1和美国公开No.2011/0222640 A1中进行描述，这两篇美国公开整体结合在此作为参考)。导向支承架130引导平移的控制棒组件进入堆芯126。尽管在图1的图示中未示出，但是典型的控制棒组件包括含有中子吸收材料的一组控制棒，该组控制棒通过十字轴轭连(yoke)在一起，并且通过连接棒与CRDM连接。在说明性PWR 100中，圆柱形提升体132同轴地设置在压力容器102内(压力容器102在图1所示的说明性实施例中是圆柱形的)，并且下水管环(downcomer annulus)被限定在中央提升体132和压力容器102之间。蒸汽发生器116设置在该下水管环中。说明性反应堆100中的主冷却剂回路从核反应堆堆芯126向上流动，向上流过中央提升体132，经过设置在下水管环中的蒸汽发生器116向下流回，以返回反应堆堆芯126的底部。在说明性反应堆100中，主冷却剂流动由RCP 112驱动或辅助；此外，由反应堆堆芯126所产生的热所驱动的自然循环能够驱动主冷却剂循环。
图2示出核设施300的部分的截面图，核设施300包括两个此类SMR单元100(如：“两组式”)，每个SMR单元100设置在其自身的主安全壳结构302内(在图1中也以图示方式指示出)，主安全壳结构302转而设置在具有屋顶或其他次级结构的反应堆维护建筑内。说明性工厂采用地下的配置，但是也构想出部分或完全的地上工厂配置。安全壳结构302容纳SMR单元100，以防止任何放射性主冷却剂蒸汽逃逸进入外部环境。安全壳结构302合适地由混凝土或钢筋混凝土结构构建成，尽管也可以使用其他建筑材料。在说明性实施例中，最终散热器(UHS)306设置在安全壳结构302之上，并且在说明性实施例中，UHS 306通过例如UHS 306的地板(同时也是安全壳结构302的屋顶或顶部)与结构302热接触。替代地，UHS可以是池、湖、洋或其他水体，或者是流动蒸汽(其不流干)、冷却塔或其他具有合适大容量的散热器，以在设想的事故情境下驱散来自反应堆100(或在图2所示的两组式中的两个反应堆100)的热。说明性核反应堆设施也包括为两个反应堆100服务的废燃料箱307。
继续参考图2并进一步参考图3-5，说明性核岛300进一步包括位于在地下的安全壳结构302之上的地平面处的辅助冷凝器400。图3、图4和图5分别示出一个辅助冷凝器400的侧视图、立体图和俯视图。在说明性实施例中，辅助冷凝器400实现成具有蒸汽入口402和冷凝物出口404的气冷式冷凝器。多根冷凝器管408相对于一个或更多电机驱动的风扇406布置，使得风扇或多个风扇406进行操作以冷却冷凝器管408，从而使得从SMR单元100接收到的蒸汽或液态/蒸汽两相混合物被凝结以形成液态水(如：冷凝物)，液态水通过冷凝物出口404返回SMR单元100。冷凝器管408可以是U形的或具有其他几何形状。虽然说明性的辅助冷凝器400是气冷式冷凝器，但是辅助冷凝器也可以是水冷式的(如：设置在水源中的热交换器或与水源连接的热交换器)等。气冷式辅助冷凝器400有利地将热排向空气，而不排进UHS 306中，使得UHS 306不被耗尽，并且可用于驱散由诸如应急堆芯冷却系统(ECC)之类的其他系统产生的热输出，或者，在与安全壳302直接接触的说明性UHS 306的情况下，UHS 306可用于将热输出直接从安全壳驱散到UHS 306内。
在一些实施例中，辅助冷凝器400的冷却风扇406由电池、柴油发电机和/或其他独立的电源(未示出)供电。在一些实施例中，独立电源可以配置成维持辅助冷凝器400的操作8-10小时，直到需要应用外部电力。应当理解，此类时间范围为正常的SMR单位100的支持系统和功能的恢复留有余地，使得能够实现成功的重启或关机。在正常的SMR单元100的支持系统和功能的所述恢复期间，CNX为许多可信的诸如典型的散热损失或站点停电事件之类的异常事件处理衰变热去除，该衰变热去除是将反应堆堆芯126的温度维持在合适的温度等所必需的。如果SMR单元还没有被重启，并且独立电源已经熄灭，则衰变热去除在大于8-10小时期间继续进行，例如持续数天，利用跨越冷凝器管的自然空气循环，如：跨越烟囱、由气流驱动等。即便在此类更长期的事件中，在最初8-10小时期间CNX的操作辅助或完全提供了在衰变热输出最大的指数式衰变热输出的初期的热去除。这减小了对UHS 306的时间积分的负荷，延长了UHS 306在发生更长期事件时的有用操作寿命。
往回参考图1，并进一步参考图6，描述了辅助冷凝器系统500(如：CNX 500，图3-5所示的冷凝器400是CNX 500的主要组件)。在图1中，阀被示出为在其正常操作设置下，而图6以图示方式示出也在图1中示出的主要的CNX组件在阀被设置为用于CNX操作时的简化的代表图。在图示性的图1和图6中，安全壳结构302仅由将安全壳结构302的内部504(即“安全壳内部”体积504)与安全壳结构302的外部506(即“安全壳外部”体积506)分开的线以图示方式指示出。CNX系统500包括位于安全壳结构302外部(例如：安全壳外部506)的气冷式辅助冷凝器400，例如，在图2所示的说明性核岛300中的反应堆维护建筑的屋顶303上。如在图1和图6中以图示方式示出的那样，SMR单元100位于安全壳结构302内部(如：安全壳内部504)，压力容器102内的蒸汽发生器116通过进入安全壳302并与压力容器102上的给水入口118连接的给水进口管线508，由次冷却水(如给水)进行供给，并且通过压力容器102的蒸汽出口124，将次冷却剂输出以蒸汽的形式递送到离开安全壳302的蒸汽出口管线510。CNX 500通过将冷凝物递送到蒸汽发生器116内的冷凝物注入管线512和通过在安全壳外部506某点处分接蒸汽管线510的冷凝器入口管线514，与次冷却剂回路连接。这样，为了在CNX 500中增加而对次冷却剂回路作出的仅有的修改是向蒸汽管线510增加“T”形连接并且在蒸汽发生器116内增加附加输入515。使用附加输入515而不使用给水输入管线508是因为：优选地在相对高的点将冷凝物注入蒸汽发生器116，使得从蒸汽发生器116的次级到主侧的热传递有助于在主侧引起自然的循环。辅助冷凝器400的出口404连入冷凝物注入管线512，从而往回通到SMR单元100的蒸汽发生器116的次级侧，而冷凝器入口管线514连入辅助冷凝器400的入口402。安全壳隔离是由冷凝器入口管线514上的安全壳隔离阀516和冷凝物注入管线512上的一个(或者在说明性实施例中，两个冗余、并联的)安全壳隔离阀520提供的。如图6所示，这些隔离阀516和520位于安全壳外部506。在合适的实施例中，这些隔离阀516、520提供用于冷凝器入口管线514和冷凝物注入管线512的ASME第III部分等级2(ASMESection III Class 2)安全壳隔离。
特别参考图1，示出SMR单元100的正常操作期间的阀设置。给水隔离阀524和主蒸汽隔离阀518(两者都位于安全壳外部506)是打开的，以启用内部蒸汽发生器116的正常操作，该正常操作为SMR单元100提供正常的散热。在冷凝器入口管线514上的安全壳隔离阀516也是打开的，但是在冷凝物注入管线512上的(所示出的冗余的)安全壳隔离阀520是关闭的，以阻止辅助冷凝器400的操作，例如，阻止冷凝物注入进蒸汽发生器116。为了使辅助冷凝器400保持在“热”待机状态，在正常操作期间，隔离阀516是打开的，以将热蒸汽从蒸汽发生器116供给到辅助冷凝器400，并且温控放泄阀522是打开的，以允许小流量的冷凝物从冷凝物注入管线512流向给水管线508。
在正常操作期间，给水(即次冷却剂)从外部供应(如：冷却塔、水源等)通过给水管线508而进入SMR单元100的蒸汽发生器116。给水流过蒸汽发生器116，被向下流过蒸汽发生器116的主冷却剂加热，以转变成蒸汽。(注意，主冷却剂和次冷却剂在蒸汽发生器116中流过分开的、互相隔离的路径。例如，在壳状蒸汽发生器设计的内部的管中，主冷却剂可以向下流过蒸汽发生器116的管，同时次冷却剂沿着管的外层在“壳侧”向上流。例如，参见美国公开No.2012/0076254 A1，该美国公开整体结合在此作为参考。)蒸汽通过蒸汽出口124离开SMR单元100，进入主蒸汽管线510。
参考图6，示出CNX操作500期间的阀设置。万一发生站点停电或停水事件，导致SMR单元100的关机，控制棒被紧急停堆以熄灭链式反应，并且蒸汽阀518和给水阀524被关闭以隔离核岛。阀518、524的关闭隔离了次冷却剂回路，并且也使通过蒸汽发生器116的正常操作进行的散热停止了。连同阀518、524的关闭一起，冷凝物隔离阀520被打开以启动CNX 500的操作。辅助冷凝器400的电机526被打开以通过风扇406提供强制的气流。(优选地，未在图6中示出的放泄阀522也是关闭的。)冷凝器入口管线514上的安全壳隔离阀516保持为打开的(回想一下，在正常工厂操作期间，阀516是打开的，以将辅助冷凝器400维持在热待机状态)。这样，常闭的冷凝物隔离阀520的打开完成了CNX回路，并且允许来自蒸汽发生器116的蒸汽通过冷凝器入口管线514流进辅助冷凝器400，并且允许来自冷凝器400的冷凝物通过进入蒸汽发生器116的冷凝物注入管线512和附加输入515而往回注入到内部蒸汽发生器116中。用于CNX 500的操作的工作流体是剩余的次冷却剂，其剩在蒸汽发生器116中、在冷凝器入口管线514和冷凝器注入管线512中、在冷凝器400中以及在一直通到关闭阀524、518的次级回路管线508、510中。由于蒸汽发生器116和管线508、510通常在次冷却剂压力下被水或蒸汽完全充满，因此，尽管阀518、524关闭了，但是用于CNX操作的工作流体的量是非常大的。处于工作状态的CNX 500(即具有图6中所示的阀设置)是闭环系统，其只使用次冷却剂(不使用主冷却剂)进行操作，并且将从内部蒸汽发生器116获得的热排到反应堆维护建筑的屋顶303之上的空气。CNX 500利用内置的内部蒸汽发生器116，该内部蒸汽发生器116设计成高效提取来自压力容器102(图1)中的主冷却剂的热，而不从压力容器102排出主冷却剂。
CNX 500可以作为唯一的热去除系统进行操作，或者可以与ECC或其他热去除系统并行地进行操作。在后一种情况下，确保主冷却剂的温度得以保持以使自然循环保持高效是很有用的。
继续参考图1和图6，并进一步参考图7，为此目的，在一些实施例中，CNX 500设计成维持所期望的主冷却剂的温度窗口。在说明性实施例中，辅助冷凝器400的风扇406由操作地耦合到可变频驱动(VFD)单元528的一个或更多电机526驱动，VFD单元528可以以0％(如：风扇关闭)和100％(如：风扇以最大速度旋转)之间的任何速度操作风扇406。VFD单元528配置成(例如：包括或受控于被合适地编程的电子控制单元)操作这些电机526，从而以基于主冷却剂温度的速度驱动风扇406。如图7中以图示方式所示出的那样，在低于最低温度Tmin(在一个说明性示例中，Tmin＝560℉)的主冷却剂温度下，风扇速度是0％(风扇关闭)，并且随着主冷却剂温度一直增加到Tmax(在一个说明性示例中，Tmax＝570℉)，风扇速度线性地增加到100％(风扇速度最大)。对于低于Tmin的主冷却剂温度，风扇保持关闭(0％)，而对于高于Tmax的温度，风扇以最大速度(100％)进行操作。可以在压力容器102内测量主冷却剂的温度，或替代地可以在别处测量“替代的”主冷却剂的温度。用这种方法，主冷却剂的温度被保持在温度窗口[Tmin，Tmax]中，例如：在说明性示例中，在560华氏度和570华氏度之间。如果CNX 500不能够将温度保持在Tmax以下，其仍然继续以100％进行操作。如果温度降到Tmin以下，CNX 500“几乎”被关闭。(说“几乎”是因为即便风扇406关闭，辅助冷凝器400仍然将一些热通过辐射热传递和自然的空气对流排到空气)。替代地，在一些实施例中，可以在次级侧测量Tmax，例如：通过测量进入辅助冷凝器400的入口402的次冷却剂的温度。
虽然图7示出在Tmin和Tmax之间线性的风扇速度-主冷却剂温度曲线，但是也构想出其他响应曲线，例如：逐段的阶梯响应曲线(如：适用于不提供连续的速度控制的驱动单元)。也构想出二态操作，例如，在温度阈值以下以0％速度进行操作，在温度阈值以上以100％速度进行操作。此外，虽然参考图7所描述的温度控制方式是有利的，但是也构想出在CNX 500运行时采用恒定的(如：最大的)风扇速度，以在CNX运行时提供最大的热去除。
凭借合适的设计容量，可以预期，CNX 500不需要刻意的主冷却剂排出就能够修复非LOCA异常事件(即最初不涉及将主冷却剂排放进安全壳内的异常事件)。为此目的，辅助冷凝器400应当设计成具有足够的热容量，以在设计时期期间(如：8-10小时)排出衰变热。可选地，两个或更多辅助冷凝器可以与管线512、514(或与双线管线512、514)连接，以提供所期望的容量。另一方面，CNX优选地不应当“过度冷却”反应堆，“过度冷却”反应堆会取消主冷却剂的自然循环或导致诸如热应力之类的其他问题。使用本文中参考图7所描述的温度控制，或者通过设计辅助冷凝器400，使之具有足够低的热容量以确保不发生“过度冷却”，可以实现上述后一个目标。
CNX一般不作为安全关键性系统，并且期望提供分离的应急堆芯冷却系统(ECC)以修复LOCA或其他安全关键性情况。这就是说，在LOCA或其他安全关键性情况期间，CNX可以连同ECC或其他安全关键性系统一起进行操作，以提供附加的热去除。更一般地说，CNX以不调用ECC或其他安全关键性系统就能够恢复的方式提供一种处理诸如站点停电或散热损失之类的异常事件的机制。
虽然不是主要功能，但是也构想出在例行的反应堆关机操作(如：为反应堆重新加燃料作准备)期间采用CNX。例如，将CNX用于例行的反应堆关机可以使主涡轮冷凝器和给水系统比原本可能的时间更早地被取下管线，使得可以开始对主涡轮冷凝器和给水系统以及通过关闭阀518、524的关闭所隔离的其他系统进行维护。
已经参考示范性实施例说明并描述了本公开。显然，在阅读和理解前述详细描述时人们会想起修改和变更。旨在使本公开被解释成包括所有此类修改和变更，只要修改和变更进入所附权利要求或其等效物的范围之内。

Claims (22)

1.一种系统，包括：
设置在安全壳结构中的核反应堆，所述核反应堆包括内部蒸汽发生器和浸在主冷却水中的核堆芯，所述核堆芯包括可裂变材料；
蒸汽管线，所述蒸汽管线连接到所述蒸汽发生器的出口并且穿过所述安全壳结构以传送来自所述内部蒸汽发生器的蒸汽；
给水管线，所述给水管线连接到所述蒸汽发生器的入口并且穿过所述安全壳结构以将给水传送到所述内部蒸汽发生器内；
设置在所述安全壳结构外部的冷凝器；
冷凝器入口管线，所述冷凝器入口管线在所述安全壳结构外部的一点处分接所述蒸汽管线并且连入所述冷凝器的入口；以及
冷凝物注入管线，所述冷凝物注入管线将冷凝物从所述冷凝器的出口传送到所述蒸汽发生器内。
2.如权利要求1所示的系统，其特征在于，进一步包括在所述冷凝物注入管线上的阀以及位于所述安全壳结构外部且在所述给水管线上和所述蒸汽管线上的隔离阀，其中，这些阀具有：
操作配置，其中，在所述给水管线上和在所述蒸汽管线上的隔离阀是打开的，并且在所述冷凝物注入管线上的隔离阀是关闭的，以及
热去除配置，其中，在所述给水管线上和在所述蒸汽管线上的隔离阀是关闭的，并且在所述冷凝物注入管线上的隔离阀是打开的。
3.如权利要求2所述的系统，其特征在于，进一步包括将所述冷凝物注入管线与所述给水管线连接的放泄阀，所述放泄阀在所述操作配置中是打开的以使所述冷凝器保持在热待机状态，并且所述放泄阀在所述热去除配置中是关闭的。
4.如权利要求2所述的系统，其特征在于，所述冷凝器是气冷式冷凝器。
5.如权利要求4所述的系统，其特征在于，所述气冷式冷凝器包括风扇和速度控制驱动，所述速度控制驱动基于主冷却剂的温度来控制在所述热去除配置中的风扇速度。
6.如权利要求5所述的系统，其特征在于，所述速度控制驱动控制风扇速度以在主冷却剂温度低于最低温度时关闭所述风扇。
7.如权利要求6所述的系统，其特征在于，所述速度控制驱动控制风扇速度以在主冷却剂温度高于最高温度时以最大风扇速度进行操作。
8.如权利要求7所述的系统，其特征在于，所述最高温度大于所述最低温度。
9.如权利要求1所述的系统，其特征在于，所述冷凝器是由至少一个风扇进行冷却的气冷式冷凝器。
10.如权利要求9所述的系统，其特征在于，进一步包括向所述至少一个风扇提供电力的电池。
11.如权利要求7所述的系统，其特征在于，所述冷凝物注入管线在被提高的点处将所述冷凝物往回注入到所述内部蒸汽发生器。
12.一种系统，包括：
设置在安全壳结构中的核反应堆，所述核反应堆包括内部蒸汽发生器和浸在主冷却水中的核堆芯，所述核堆芯包括可裂变材料；
设置在所述安全壳结构外部的冷凝器，所述冷凝器包括冷凝器入口管线和冷凝物注入管线，所述冷凝器入口管线分接一蒸汽管线，所述蒸汽管线连接到所述内部蒸汽发生器，所述冷凝物注入管线将冷凝物从所述冷凝器传送到一体式蒸汽发生器；以及
隔离阀，所述隔离阀位于所述安全壳结构的外部且在给水管线上、在蒸汽管线上以及在冷凝物注入管线上其中，这些阀具有：
操作配置，其中，在所述给水管线上和在所述蒸汽管线上的隔离阀是打开的，并且在所述冷凝物注入管线上的隔离阀是关闭的，以及
热去除配置，其中，在所述给水管线上和在所述蒸汽管线上的隔离阀是关闭的，并且在所述冷凝物注入管线上的隔离阀是打开的。
13.如权利要求12所述的系统，其特征在于，由所述内部蒸汽发生器在正常的操作期间所提供的核反应堆的散热的损失发生时，衰变热去除配置自动开始。
14.如权利要求12所述的系统，其特征在于，在站点停电发生时，所述衰变热去除配置自动开始。
15.如权利要求12所述的系统，其特征在于，所述冷凝器是气冷式冷凝器。
16.如权利要求15所述的系统，其特征在于，所述气冷式冷凝器进一步包括至少一个风扇，所述至少一个风扇配置成以受主冷却水温度控制的速度进行操作。
17.一种系统，包括：
安全壳结构；
设置在所述安全壳结构中的核反应堆，所述核反应堆包括内部蒸汽发生器和含有设置在压力容器中的可裂变材料的核堆芯；
与所述内部蒸汽发生器连接的蒸汽管线；
与所述内部蒸汽发生器连接的给水管线；以及
设置在所述安全壳结构外部的冷凝器，冷凝器入口与所述蒸汽管线通过阀相连，冷凝器出口通过除了所述蒸汽管线之外和除了所述给水管线之外的管线而与所述蒸汽发生器通过阀相连。
18.如权利要求17所述的系统，其特征在于，所述系统包括阀，所述阀具有：第一配置，其中，所述内部蒸汽发生器通过所述蒸汽管线与涡轮操作地连接；和第二配置，其中，在所述蒸汽发生器和所述冷凝器之间形成闭环。
19.如权利要求18所述的系统，其特征在于，进一步包括：
主冷却剂，所述主冷却剂设置在所述压力容器内；和
次冷却剂，在所述阀的所述第一配置中所述次冷却剂从所述给水管线流过所述内部蒸汽发生器并且流出所述蒸汽管线；
其中，在所述阀的所述第二配置中，所述闭环包括次冷却剂并且定义被动式热传递系统，所述被动式热传递系统将热从所述压力容器传递到所述冷凝器。
20.如权利要求19所述的系统，其特征在于，所述冷凝器是气冷式冷凝器，用于将从所述压力容器传递到所述冷凝器的热排到空气中。
21.一种方法，包括：
使用设置在一体式压水反应堆(一体式PWR)中的内部蒸汽发生器来驱动涡轮；以及
将所述内部蒸汽发生器与所述涡轮隔离，所述隔离是通过下列操作实现的：关闭到所述内部蒸汽发生器的给水和蒸汽管线，并且打开将所述蒸汽管线和所述蒸汽发生器与辅助冷凝器连接以在所述内部蒸汽发生器和所述辅助冷凝器之间形成闭环的管线。
22.如权利要求21所述的方法，其特征在于，所述冷凝器是气冷式冷凝器，并且所述方法进一步包括：
在所述隔离之后，基于所述一体式PWR的主冷却剂温度，控制所述气冷式冷凝器的风扇的风扇速度。
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