CN104969301A - 压水反应堆减压系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开压水反应堆的被动冷却系统，所述压水反应堆的被动冷却系统依赖于减压系统以在发生冷却剂损失事故时降低反应堆容器中的压力并且在发生冷却剂损失事故之后的阶段排泄由反应堆堆芯的衰变热产生的蒸汽。减压引起反应堆容器和安全壳之间的低压力差异并且使得重力驱动的冷却系统注入至反应堆容器内。减压系统包括在反应堆容器壁中的孔内的连接至排泄管道的限流器，当排泄管道中的阀处于打开位置时所述排泄管道形成反应堆容器内部和安全壳环境之间的流动路径。优选地，限流器为文丘里管，所述文丘里管具有在流动路径区域中的渐进收缩部和渐进扩张部。

Description

压水反应堆减压系统

技术领域

本发明大体涉及核反应堆，并且具体地涉及具有被动安全特征的压水核反应堆系统，所述被动安全特征通过反应堆冷却剂回路的自动减压以有利于将额外的冷却水注入至冷却回路内。

背景技术

在用于发电的核反应堆(诸如压水反应堆)中，通过诸如浓缩铀的核燃料的裂变产生热量，并且被转移至流动穿过反应堆堆芯的冷却剂。堆芯包含彼此靠近地安装于燃料组件结构中的细长核燃料棒，冷却剂流动穿过所述燃料组件结构到其上方。燃料棒以共同延伸的平行阵列方式彼此间隔开。在给定燃料棒的核裂变过程中释放的一些中子和伽马射线穿过在燃料棒之间的水减速剂，并且撞击于在相邻的燃料棒中的裂变材料上，有助于核反应并且在堆芯内产生的热量。

可移动控制棒被散布于整个核堆芯中，从而能够通过吸收中子的一部分而控制裂变反应的总体速率，所述中子否则会有助于裂变反应。控制棒通常包括细长的中子吸收材料棒，并且装配至在燃料组件中的纵向开口或引导套管内，所述引导套管平行于燃料棒延伸且位于燃料棒之间。将控制棒进一步插入至堆芯内导致了更多的中子被吸收、而不有助于相邻燃料棒中的裂变反应；并且收回控制棒降低中子吸收幅度并且提高核反应速率和堆芯动力输出。

图1示出简化的常规核反应堆一级系统，包括具有封头顶盖12的大体圆柱形压力容器10，所述封头顶盖12封闭核堆芯14，所述核堆芯14支承包含裂变材料的燃料棒。诸如水或含硼水的液体冷却剂通过泵16被泵送至容器10内穿过堆芯14，在所述堆芯14处热量被吸收并且被排放至通常被称作蒸汽发生器的换热器18，在所述换热器中热量被转移至诸如蒸汽驱动涡轮发电机的利用回路(未示出)。反应堆冷却剂随后被返回至泵16，从而完成一级环路。通常来说，多个上述环路通过反应堆冷却剂管路20被连接至单个反应堆容器10。

采用这种设计的商业发电厂通常产生300MW至1700MW之间的电能。最近，Westinghouse Electric Company LLC已经提出了200兆瓦电量级别的小型模块化反应堆。小型模块化反应堆为全部一级环路部件定位于反应堆容器内侧的一体化压水反应堆。反应堆容器被紧凑的高压安全壳包围。由于安全壳内的有限空间以及对一体化加压轻水反应堆低成本的需求，在不折损安全性或功能性的情况下需要最小化辅助系统的总体数量。为此，理想的是维持大部分部件与紧凑高压安全壳内的反应堆系统的一级环路流体连通。

典型常规压水反应堆设计利用在事故之后依赖于紧急AC电源的主动安全系统，来给需要冷却反应堆和废燃料池的泵供电。由Westinghouse Electric Company LLC提供的类似于的改进的设计利用被动安全系统，所述被动安全系统仅依赖于自然的循环、沸腾和凝结以移除来自堆芯和废燃料池的衰变热。理想的是，将这些被动安全系统原理应用于小型模块化反应堆，并且优选地在维持安全边际的同时简化设计。一个这样的安全系统解决来自一级冷却剂回路的冷却剂损失事故。冷却剂损失事故可以仅涉及很小的量，由此能够来从相对小型的高压补水供给部注入额外的冷却剂，而不使得反应堆冷却剂回路减压。如果发生重大的冷却剂损失事故，那么有必要从含有大量水的较低压力供给部添加冷却剂。为了克服反应堆冷却剂回路的巨大压力，例如2250psi或15MPa，反应堆冷却剂回路被减压以使得冷却剂水能够被从安全壳内的低压补水箱添加。由于低压补水箱通过重力排空，因此不需要泵。将水排空至其上定位有反应堆容器的安全壳容器的底部内，形成了不依赖主动部件(诸如泵)而足以迫使水进入减压冷却回路内的安全壳中的水流体压头。一旦冷却回路大体上处于安全壳内的环境压力之下并且安全壳被充满，则水继续被迫进入反应堆容器内，在所述反应堆容器内水冷却核燃料。液态水连同在堆芯内产生的蒸汽从反应堆冷却剂回路逃逸。蒸汽被凝结于安全壳的内侧壁和安全壳内侧的其他金属表面上并且被排空返回，以被再次注入至反应堆冷却剂回路内。

在发生冷却剂损失事故情况下前述布置为有效的。然而，存在如下可能性：如果在较不极端情况下致动自动减压系统，那么没有必要充满安全壳。充满反应堆安全壳之后的减压需要反应堆停机以及大量清洁工作。这个问题已经在授予本发明申请人的美国专利No.5,268,943和美国专利申请出版物No.2012/0155597中部分地解决。

已经推定的是，在正常状态下自动减压系统的伪致动可能导致比已经分析过的更严重的事故。因此，需要进一步改进自动减压系统以最小化这种事故的不利影响。因此，本发明的目的为对反应堆冷却剂排放至安全壳添加流动阻力。

本发明的进一步的目的为在无需不利地影响减压系统运行的情况下添加这样的阻力，以使得待通过重力被添加至冷却剂回路的水能够从低压补水箱以足以使得反应堆堆芯被水覆盖的速率流动。

发明内容

通过一种核发电系统实现这些和其他目的，所述核发电系统包括包封于压力容器内的反应堆，所述压力容器容纳于安全壳内，反应堆在与安全壳中围绕反应堆的区域相比更高的压力下运行。反应堆包括减压系统，所述减压系统用于通过将反应堆内的冷却剂排至安全壳内而降低反应堆内的压力。减压系统基本上包括：压力容器内的孔，所述孔用于将压力容器内的冷却剂排至安全壳内；以及与孔(134)流动连通的限流器，所述限流器用于约束压力容器内的流体流出孔的临界流动速率，同时使得流体能够充分流动，以使得压力容器内的压力与压力容器外的压力大体上相等。理想地，限流器与减压系统的其他导管中的开口相比具有减小的开口，并且所述减小的开口被测定为提供减压系统所需的最小临界流动，以维持反应堆堆芯覆盖有冷却剂。优选地，限流器为文丘里管，所述文丘里管具有介于穿过文丘里管的开口的最大直径和最小直径之间的渐进过渡部，在所述文丘里管中减压被连通。

在一个实施例中，孔延伸穿过压力容器的壁并且包括导管，所述孔的导管从压力容器延伸至阀，所述阀用于隔离孔直至减压系统被致动为止。优选地，限流器被定位于穿过在压力容器壁中的孔，并且期望的是，限流器定位在压力容器壁中。有效的是，限流器的流动面积小于所述孔的导管或阀的流动面积。

在一个实施例中，核发电系统为常规商业压水反应堆。在另一个实施例中，核发电系统为与通常近似300至1700兆瓦电量之间的常规核反应堆相比小型的模块化压水反应堆。

附图说明

能够结合附图从优选的实施例的下列描述中获得本发明的进一步的理解，其中：

图1为常规核反应堆系统的简化示意图；

图2为部分地切除的立体图，示出纳入本发明的一个实施例的小型模块化一体化反应堆系统；

图3为在图2中示出的反应堆的放大视图；

图4为在图2中示出的反应堆安全壳以及一些辅助系统的示意图，这帮助理解堆芯补水箱、减压系统、安全壳内池的运行，包括小型模块化反应堆的被动安全系统的一个实施例的组合的被动残热移除系统和安全壳外池系统的外侧反应堆安全壳部件的运行；

图5为安全壳内的反应堆容器的示意图，示出了纳入本发明实施例的反应堆容器壁。

图6为在图5中示出的纳入本发明实施例的反应堆壁的剖视图；以及

图7、8和9为用于带有和不带有限流器的情况的图示，分别示出在不正确阀致动过程中限流器释放至安全壳内的总物质、释放至安全壳内的总能量、以及安全壳压力的降低。

具体实施方式

图2、3和4说明小型模块化反应堆设计，所述小型模块化反应堆设计具有从本发明受益的再循环系统、被动热移除系统、高压注水系统、和低压注水系统。图2示出能够应用本发明的模块化反应堆设计的安全壳的立体图。在图2中说明的反应堆安全壳被部分地切除，以示出反应堆压力容器及其整体内部部件。图3为在图2中示出的反应堆压力容器的放大视图。图4为包括延伸的被动堆芯冷却和冷却剂再循环系统的主要部件以及一些反应堆辅助系统(包括小型模块化反应堆的一个实施例的组合的被动热移除系统和高水头水注入系统的最终热阱和二级换热环路)的反应堆的一个实施例的详细示意图。在若干附图中使用类似的参考标记以识别相对应的部件。

在诸如在图2、3和4中说明的一体化压水反应堆中，通常与核蒸汽供给系统的一级侧相关联的几乎全部部件、连同与核蒸汽供给系统的一级侧相关联的部分安全系统都被包含于单个的反应堆压力容器10中，所述反应堆压力容器10通常被容纳于能够耐近似250Psig(1.7MPa)压力的高压安全壳容器34内。容纳于反应堆容器10内的主要部件包括蒸汽发生器的一级侧、反应堆冷却剂泵28、加压器22以及反应堆本身。在这个一体化反应堆设计中，商业反应堆的蒸汽发生器系统18被划分为两个部件，被定位于反应堆容器10中在反应堆上堆内构件30上方的换热器26、以及如图4中所示被维持于安全壳34外部的汽包32。在额定用于一级设计压力并且与反应堆堆芯14和其他常规反应堆内部部件共享的压力容器10/12内，蒸汽发生器换热器26包括两个管板54和56、热段管道24(也被称作热段立管)、在下管板54和上管板56之间延伸的传热管58、管支架60、用于指引二级流体介质在传热管58之间流动的二级流动挡板36、以及二级侧流动喷嘴44和50。

因此，在压力容器顶盖组件12内的换热器26被密封在安全壳34内。安全壳汽包32的外部(在图4中示出)包括额定用于二级设计压力的压力容器38。安全壳汽包32的外部包括离心式和人字形水份分离设备、给水分流装置和用于干蒸汽、给水、再循环液体和湿蒸汽的流动喷嘴，大部分如在常规的蒸汽发生器设计18中所见。

通过在图3的上部分中的箭头示出了一级反应堆冷却剂流动穿过容器10的顶盖12中的换热器26。如所示，流出反应堆堆芯14的受热反应堆冷却剂向上行进穿过热段立管24通过上管板56中心，在所述上管板56的中心处冷却剂进入热段歧管74，在所述热段歧管74处受热的冷却剂180°转向并且进入传热管58，所述传热管58延伸穿过上管板56并且向下延伸穿过下管板54。反应堆冷却剂随后向下行进通过延伸穿过下管板54的传热管58，从而将其热量转移至再循环液体和给水的混合物，所述再循环液体和给水的混合物以逆流动方式从外部汽包32通过过冷式再循环入口喷嘴50进入换热器。通过过冷式再循环入口喷嘴50进入换热器26的过冷式再循环液体和给水通过二级流动挡板36被向下指引至换热器的底部，并且被向上指引至换热器管58周围，并且在上管板56正下方转向至出口通路76内，在所述出口通路76处含水份的蒸汽被汇集至湿蒸汽出口44。湿饱和蒸汽随后被转送至外部汽包32，在所述外部汽包32处湿饱和蒸汽被传送通过用于将蒸汽与水份分离的汽水分离器。已分离的水份形成再循环液体，所述再循环液体与给水组合并且被回送至过冷式再循环入口喷嘴50，以重复循环。

常规的压水反应堆设计和改进的压水反应堆设计(诸如由Pennsylvania的Cranberry Township的Westinghouse ElectricCompany LLC提供的)均使用衰变热移除系统和高压注入系统以防止在事故过程中发生堆芯损坏。在图2、3和4中说明的Westinghouse小型模块化反应堆设计中，成本和空间约束条件限制了当前在较大的压力水反应堆中实施的这些系统的能力。在授予本申请的受托人的1993年11月2日提交的美国专利No.5,259,008中更加全面地描述了较大的反应堆系统。Westinghouse小型模块化反应堆将被动衰变热移除、高水头水注入、低水头水注入、以及再循环功能组合至单个简单一体化系统内。这种组合的安全系统与较大的压水反应堆安全系统相比极大地简化一体化反应堆设计，并且容许在事故过程中以降低的成本和更低的空间需求容许相当的反应堆保护能力。下文描述的小型模块化反应堆安全系统包括再循环系统设计，所述再循环系统设计能够连续地冷却反应堆堆芯大致七天而无需操作者干预或使用外部能量。通过重新补充在安全壳外侧的最终热阱池中的水可以进一步延长初始被动冷却时间，如将在下文中描述的。

如能够从图2-5中见到的，小型模块化反应堆的安全系统包括三个基本功能：高水头注水功能，其中压力下的水被迫在再循环回路中通过堆芯补水箱进入堆芯内；残热移除系统，所述残热移除系统冷却循环穿过堆芯补水箱的反应堆冷却剂；下水头注水系统；以及堆芯再循环系统，所述堆芯再循环系统持续地再循环穿过堆芯的冷却剂。能够通过参考图2-4理解组合的高水头注水功能和被动残热移除功能，所述图2-4示出定位于安全壳容器34内的组合的堆芯补水箱/被动残热移除换热器40/42，其中被动残热移除换热器42定位于堆芯补水箱40内。被动残热移除换热器42包括在堆芯补水箱的顶端处的入口室43以及在堆芯补水箱的下端部处的出口室46。上管板48将上入口室43与二级流体室64分离，并且下管板52将下出口室46与二级流体室64分离。换热管的管束62在上管板48和下管板52之间延伸。因此，来自堆芯82的热段且通过入口管道84供给的一级流体进入入口室43，通过管束62被转送至出口室46，并且通过出口管道88被返送至堆芯14的下水管78。穿过管束62的冷却剂将其热量转移至介于管板48和52之间的二级流体室64中的二级流体。二级流体通过二级流体入口管道66进入二级流体室64，吸收来自管束62的转移热量，并且通过二级流体出口管道68出去。堆芯补水箱40的高度(即堆芯补水箱被支承的水平高度)被最大化以有利于较高自然循环流动。在稳定状态运行过程中，被动残热移除换热器42的一级管侧和堆芯补水箱40填充有与在反应堆运行过程中反应堆冷却剂压力相同的冷含硼水。通过在堆芯补水箱40的底部上的出口管道88上的阀80而阻止该水流动至反应堆压力容器40内。

在意外状况过程中，反应堆保护系统和安全监测系统发出阀80的打开信号，从而容许堆芯补水箱中的冷含硼水流动穿过出口管道88并且进入反应堆压力容器10的下水管78内。与此同时，热的反应堆冷却剂从堆芯出口区域82穿过入口管道84流动至堆芯补水箱40内，并且随后流动至堆芯补水箱入口室43内。热的反应堆水随后向下流动穿过在被动残热移除换热器42的管束64内的管，并且被流动穿过二级流体室64的被动残热移除换热器的外壳侧的冷二级水冷却。

被加压以防止沸腾的二级水随后向上流动穿过管道68至最终热阱箱70中的第二换热器72，在所述第二换热器72处二级水将热量转移至最终热阱箱70中的冷水。当前被冷却的二级水向下流动穿过返回管道66，并且至换热器42的堆芯补水箱外壳侧64内，以重复过程。最终热阱环路和堆芯补水箱主要环路均通过自然循环流动进行驱动。即使在蒸汽进入堆芯补水箱入口管道84之后，堆芯补水箱一级环路流继续移除来自反应堆的热量。

在发生冷却剂从反应堆压力容器10损失的事故过程中，当被动残热移除换热器42从反应堆10移除衰变热时，反应堆容器中的水位下降。当水位下降至堆芯出口区域82中的堆芯补水箱入口管道进口下方时，蒸汽进入入口管道，并且打破自然循环周期。此时，堆芯补水箱(除了被动残热移除换热器的二级外壳侧64之外)的库存水在蒸汽压力下向下流动穿过出口管道88并且流动至反应堆压力容器下水管78内，从而有效地用作高水头注入。在2012年6月13日提交的申请序列号No.13/495,069中更加全面地描述这个来自堆芯补水箱和残热移除换热器组合的组合式高水头注入。

在图4中说明的实施例将组合的堆芯补水箱高水头注入和残热移除系统、自动减压系统、以及低水头注入的特征与安全壳内反应堆再循环系统相组合，所述安全壳内反应堆再循环系统无需外部能量就提供长时间的堆芯冷却，本发明能够应用至所述安全壳内反应堆再循环系统以降低减压系统的不慎致动的副作用。

在图4中说明的小型模块化反应堆系统的一个实施例中，一体化反应堆容器10在之前所述的小型高压安全壳容器34内侧。安全壳容器34被大体上淹没于水池90中以提供容器的外部冷却。在容器内侧为安全壳内池系统92，所述安全壳内池系统92包括连接至定位于反应堆堆芯14上方的水平高度处的安全壳内池箱96的安全壳内池贮存器94。安全壳内池贮存器94被划分为两个半部，每一个半部连接至一个安全壳内池箱96。第一组自动减压系统阀102连接至每一个堆芯补水箱的顶部。第二组自动减压系统阀103(由竖直箭头形象地示出)由独立的导管连接至反应堆容器10的堆芯出口区域82。这些阀的目的为使得反应堆减压、并且使得安全壳容积和反应堆容器容积之间的压力相等。必要的是以初始化低压注水系统(安全壳内池)并且在重力作用下将水从安全壳压力容器再循环至反应堆内。

安全壳内池系统92通过安全壳内池贮存器94连接至穿过止回阀104的集水槽注入喷嘴。止回阀容许从安全壳内池系统流动穿过安全壳内池贮存器94至反应堆冷却剂系统。安全壳内池系统92也通过止回阀101连接至安全壳内部容积或安全壳集水槽98的下部分。止回阀容许从安全壳集水槽98流动至安全壳内池系统92。容器内滞留阀容许在安全壳内池系统92中的水流动至反应堆容器腔内并且冷却反应堆容器的内部，从而防止堆芯熔化穿过反应堆容器壁。

蒸汽发生器二级侧108连接至外部汽包32，所述外部汽包32将来自蒸汽发生器换热器的湿蒸汽分离为干蒸汽和水。在事故之后也可以使用汽包中的水的除热能力。在2012年6月13日提交的申请序列号No.13/495,069中更加全面地描述蒸汽发生器的运行。能够通过关闭隔离阀110和112来隔离汽包32。

通过检查发生冷却剂损失的假定事故之后将发生的事件次序能够确证安全系统的运行。当安全壳内侧的一级管道破裂时发生冷却剂损失事故。当在一体化反应堆中不存在较大一级管道时，一级管道破裂将发生于连接至反应堆的辅助连接部上(例如在加压器22上的加压器喷射线)，或者发生于连接至堆芯补水箱40的连接部上(诸如集水槽注入线)。这些线将被限制为其直径小于6英寸。

冷却剂损失事故次序的第一步骤为通过保护和安全监测系统114诊断事件正在发生。保护和安全监测系统随后产生保护系统信号，所述保护系统信号导致控制棒插入至堆芯14内并且反应堆冷却剂泵28开动。通过切断从汽包至蒸汽发生器的给水再循环线112和湿蒸汽线110，汽包32将与蒸汽发生器隔离。

第二步骤为打开在堆芯补水箱40下方的阀80，这导致在堆芯补水箱中的冷含硼水被迫进入堆芯内，冷却堆芯，并且保持堆芯被覆盖。残热移除换热器也被致动，并且这使得自然循环冷却流开始从热段流动穿过换热器至下水管内。残热移除换热器的二级侧冷却环路将热量转移至最终热阱池70。这种冷却将持续，直至反应堆中的水位已经下降至反应堆容器10中的热段残热移除入口连接部下方。此时，堆芯补水箱中的水开始排空至下水管内。

堆芯补水箱中的低水位或另一个致动信号将致动自动减压系统阀102和103，使得反应堆容积和安全壳容积之间的压力相等。一旦反应堆中的压力足够低，则安全壳内池箱96(仅示出其中之一)将在重力作用下通过安全壳内池贮存器94和止回阀104排至反应堆内。通过自动减压系统阀102和103打开在安全壳内池箱96上的泄水阀120，从而允许箱排空。当反应堆中的水蒸发掉，从而通过自动减压系统阀102和103释放蒸汽至安全壳34内时，在安全壳内池库96中的水将重新补充堆芯中的水，从而保持堆芯被覆盖。

在安全壳34内的蒸汽随后凝结于被淹没于水池90中的冷的安全壳容器上，所述水池90被泄空的可移除辐射护罩124覆盖。凝结的蒸汽将被收集于安全壳底部的集水槽98中，且当更多的蒸汽被凝结于冷安全壳容器壁上时水位升高。当在安全壳内池箱96中的水位到达足够的高度时，止回阀将打开，从而容许在安全壳内的水从集水槽98流动至安全壳内池贮存器94内，并且通过集水槽注入喷嘴100返回至反应堆内。通过使得反应堆中的水沸腾和通过自动减压系统阀103将蒸汽释放至安全壳内，这创造持续的冷却环路。蒸汽凝结水随后在自然循环作用下通过安全壳内池系统92流动返回至反应堆内。通过这个过程，衰变热从堆芯转移至在安全壳34外侧的水。在安全壳外侧的水池90可以蒸发掉，但是能够从最终热阱池70穿过流动阀122进行重新补充。在最终热阱池70中和在安全壳池90外侧的组合的水足以冷却反应堆至少七天。之后，要么应当经由最终热阱池中的连接部补充最终热阱水，以容许增加库存以延长冷却运行，要么应当恢复AC电源以冷却最终热阱池。保护和安全监测系统114、容器内滞留阀106、汽包隔离阀110、112、安全壳内池箱泄水阀120、自动减压阀102、以及堆芯补水箱隔离阀80不依赖于AC电源的可用性。能够通过参考2012年6月13日提交的共同拥有的美国专利申请序列号No.13/495,083而获得小型模块化反应堆安全系统的更透彻的理解。

从上文可知能够理解的是，由重力驱动的低压注水由于受限的驱动水头而需要反应堆容器和安全壳之间的极小压力差异。本发明提供了一种减压构造，以迅速地降低反应堆容器中的压力并且维持反应堆容器和安全壳之间的较小压力差异，与此同时降低由减压系统自身的伪打开或破裂引起的副作用。一个实施例在图5和6中示出，并且将泄水管道126连接至在反应堆容器壁128中且穿过反应堆容器壁的孔134。因此根据这个实施例，减压系统包括管道126，如图5和6所示，所述管道126将反应堆容器10的内部和安全壳的内部与泄水管道126上的限流器130和阀132相连。如上所述，在正常运行中，反应堆容器被维持于高压(大于2200psi(15MPa))与此同时安全壳压力较低(小于15psi(0.1MPa))。在正常运行过程中，减压系统中的阀132被闭合以维持在反应堆容器10内的高压。在发生冷却剂损失事故时，在减压系统中的阀在指示冷却剂大量损失的一系列事件之后依据来自反应堆保护系统的电信号(例如低加压器压力)或另一个信号而打开，以将在反应堆容器10中的高压流体释放至安全壳34内，以进一步降低在反应堆容器中的压力。在减压之后，维持阀打开，以保持反应堆容器和安全壳之间的低压力差异。

因此，应当理解的是，减压系统自身的故障可以对在反应堆容器10内的反应堆堆芯和安全壳34产生安全挑战。本文认为的故障为在正常反应堆运行过程中阀132的不慎打开或者连接管道126的破裂。在任一情况下，反应堆容器和安全壳之间的高压差产生了从反应堆容器至安全壳的临界流动。临界流动速率依赖于遵循流体动力学的最小流动面积。根据本发明，如图6中所示，安装于减压系统的入口136处的限流器130降低了临界流动速率。限流器130的流动面积小于在减压系统中的连接管道126或阀132的流动面积；因此临界流动被限流器130的流动面积所限。对于带有限流器和不带有限流器情况来说，这在图7、8和9中的生成的安全壳压力图示中的总质量和能量释放中得到说明。强调的是示出的值被正态化。图示表明在阀不慎致动过程中，在有限流器130的情况下释放至安全壳34内的总能量和质量减少，导致安全壳峰值压力降低。

为了降低限流器130的流动阻力以确保减压系统以非临界流动模式有效地执行，采用了中心开口渐进收缩和渐进扩张的文丘里管型限流器，如所示，所述文丘里管型限流器在壁128中的开口中处于反应堆容器壁128和阀132之间的任何位置处。然而，为了最有效，文丘里管应当被放置于在反应堆容器壁128中的开口内，以确保即使在连接至反应堆容器壁128的管道126的连接部处发生破裂也将发挥功能。文丘里管的流动面积优选地为在减压系统中的最小流动面积。

虽然上述优选的实施例被应用于小型模块化压水反应堆，但是应当理解的是本文的发明能够有益于如下的任何反应堆系统(诸如)：所述反应堆系统采用在运行过程中与围绕反应堆容器外部的环境相比维持于更高压力下的反应堆容器内的流体冷却剂。

虽然已经详细地描述本发明的特定的实施例，但是应当被本领域的技术人员理解的是能够在本发明的总体指导下研发对于那些细节的各种修改和替代。因此，公开的具体的实施例仅意为说明性的并且对于本发明的范围非限制性的，所述本发明的范围被给出附属权利要求及其等价物中任一和全部的整个广度。

Claims (9)

1.一种核发电系统，所述核发电系统包括包封于压力容器(10)内的反应堆，所述压力容器容纳于安全壳(34)内，反应堆在与安全壳中围绕反应堆的区域相比更高的压力下运行，反应堆包括减压系统，所述减压系统用于降低反应堆内的压力，并且将反应堆内的冷却剂排至安全壳内，减压系统(136)包括：

压力容器(10)内的孔(134)，所述孔用于将压力容器内的冷却剂排至安全壳(34)内；以及

与孔(134)流动连通的限流器(130)，所述限流器(130)用于约束压力容器(10)内的流体流出孔的临界流动速率，同时使得流体能够充分流动，以使得压力容器内的压力与围绕反应堆的区域中的压力大体上相等。

2.根据权利要求1所述的核发电系统，其中，限流器(130)与减压系统的其他导管(126)中的开口相比具有减小的开口，并且所述减小的开口被测定为提供减压系统(136)所需的最小临界流动。

3.根据权利要求1所述的核发电系统，其中，限流器(130)为文丘里管。

4.根据权利要求3所述的核发电系统，其中，文丘里管(130)具有介于穿过文丘里管的开口的最大直径和最小直径之间的渐进过渡部，在所述文丘里管中连通了减压。

5.根据权利要求1所述的核发电系统，其中，孔(134)延伸穿过压力容器(10)的壁(128)并且包括导管(126)，所述孔的导管(126)从压力容器延伸至阀(132)，所述阀(132)用于隔离孔直至减压系统(136)被致动为止，其中限流器(130)被定位成穿过压力容器壁中的孔。

6.根据权利要求5所述的核发电系统，其中，限流器(130)的流动面积小于所述孔的导管(126)或阀(132)的流动面积。

7.根据权利要求5所述的核发电系统，其中，限流器(130)被定位于压力容器壁(128)内。

8.根据权利要求1所述的核发电系统，其中，反应堆(10)为压水反应堆。

9.根据权利要求8所述的核发电系统，其中，反应堆(10)为小型模块化压水反应堆。