CN105321584A - 用于水冷却慢化核反应堆的安全壳 - Google Patents

Abstract

本发明公开了用于水冷却慢化核反应堆的新型安全壳，该新型安全壳包含两个或更多个分离的安全壳区域。这些区域以下述方式构造：位于一个区域内的反应堆冷却剂系统中的泄漏或破裂将保持受限制于这个特定区域内，使得不利的压力、温度以及湿度的环境状况将不会蔓延至任何其他区域。区域之间的分离通过使隔板从安全壳封套的内表面的圆周朝向反应堆冷却剂系统的外表面延伸来获得，其中，隔板附接至反应堆冷却剂系统的主要部件中的一个主要部件。例如，如一些实施方式中所呈现的，主要部件可以是反应堆压力容器。隔板被设计为具有与安全壳容器封套相同的压力以及温度状况，使得能够确保相邻区域之间大体上密封以及永久的分离。

Description

用于水冷却慢化核反应堆的安全壳

背景技术

下面是一些相关现有技术参考文献的列表。

现如今运转的水冷却慢化核电站配备有安全壳，该安全壳用作在反应堆冷却剂系统泄漏或破裂的情况下容纳放射性物质的释放。在正常操作中，反应堆冷却剂系统将使高压水和/或蒸汽循环以便将产生于反应堆芯中的热量传递至发电设施，比如，蒸汽轮机及其发电机。

若干种类的安全壳在现有技术中是已知的。在当前运行的电站中使用最多的两类安全壳是压力抑制安全壳以及全压力安全壳。压力抑制安全壳被用于所谓的沸水反应堆(BWR)，同时，全压力安全壳和压力抑制型安全壳两者都用于增压水反应堆(PWR)。BWR与PWR都使用轻水作为反应堆冷却剂和慢化剂。重水冷却剂和慢化剂被用于重水反应堆，并且这些已采用全压力型安全壳。

在BWR中，处于高压(大约70巴)下的水在反应堆芯中沸腾，并且产生的蒸汽被直接送至蒸汽轮机设施。容置有反应堆芯的压力容器(反应堆压力容器)连同其相应的主要和辅助管路连接件位于安全壳厂房的一个隔间——通常被称为干井——内。在反应堆冷却剂系统泄漏或破裂的情况下，排放入干井中的高压蒸汽连同通常存在于干井中不可凝的气体将经由适当的通风管道被指引朝向安全壳厂房的第二个隔间，该安全壳厂房的第二个隔间由于其包含通常保持在环境压力和温度下的大量水而通常被称为湿井。从干井中排放的蒸汽在与湿井中的水团混合之后将被压缩。在从反应堆冷却剂系统排污结束之后，湿井和干井内的压力达到与安全壳厂房设计相兼容的稳态平衡水平。同时，紧急关闭和冷却系统将已经启动以确保反应堆芯的继续冷却。

在PWR中，在反应堆芯中产生的能量被用于加热高压水流(通常被称为初级水流)，该高压水流接着被送至一个或若干个热交换器——通常被称为蒸汽发生器，在一个或若干个热交换器中，其热量被传递至第二水流(被称为次级水流)，从而允许第二水流沸腾(处于大约70巴的压强)并且因此产生蒸汽以被引导至蒸汽轮机设施。在蒸汽发生器初级侧的出口处，初级水流通过使用反应堆冷却剂泵重新引导返回至反应堆芯。分离部件——被称为增压器——连接至反应堆冷却剂系统并且用作保持反应堆冷却剂系统内的压力处于饱和压力之上。这通过使用安装在增压器的下部中的液位下方的电加热器在增压器的上部中产生蒸汽泡而实现。反应堆压力容器、增压器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、连接这些主要部件的管道部段以及各种相关的辅助管道和设备全部位于安全壳厂房中。如在大多数(但不是全部，见下文)PWR设施中采用的全压力安全壳中，在泄漏或破裂的情况下会从反应堆冷却剂系统中排出的高压蒸汽被允许膨胀，使得所述高压蒸汽更够充满安全壳厂房的整个容积。在反应堆冷却剂系统的排污端处，安全壳气氛将被升高至大约5巴的压强并且温度接近这个压强下的饱和温度。

确保在反应堆冷却剂系统的排污端处安全壳设计压力将不会超过的所需用于全压力安全壳的总厂房容积通常大于压力抑制型安全壳中的总容积。因此，一些PWR设施建设项目也已经采用压力抑制概念，例如冰冷凝器型安全壳(参见美国专利no3423286),以及目前仍然在俄国和东欧运行的俄国设计的早期PWR设施(指定为VVER型，特别地是VVER-414模型)。

以上简单描述的基本设计概念的修改与改进已经被提出。例如，美国专利号3937651、4131509以及8126107涉及将全压力型安全壳分隔成两个区域或隔室的实践，其中一个区域或隔室容置反应堆冷却剂系统以及其主要部件。在反应堆的动力操作期间，这个第一区域对设施操作人员来说是不可进入的。包括消耗燃料存储池和各种辅助系统及设备的第二区域在反应堆动力操作期间是可进入的。在反应堆冷却剂系统破裂的情况下，无论怎样，对于经由安装在两个区域之间的分隔封套中的合适的排污面板排放的蒸汽膨胀而言整个安全壳容积是可供使用的。

具有不同隔室的安全壳设计的其他示例是美国专利4587080和6173027。在US4587080的全压力PWR安全壳中，分离的隔室设置在安全壳的下部中以便改进在冷却剂回路下方来自反应堆冷却剂系统中断流动以及来自随该流动流出的蒸汽的冷凝的溢出水收集的控制。此外，对于蒸汽排放的膨胀整个安全壳容积保持可用，因为隔室具有至安全壳的上部区域的通风口。在美国专利6173027的BWR压力抑制安全壳中，干井空间被分隔为两个区域，上部区域和下部区域，并且在这两个区域中的一个区域泄漏或破裂的情况下，使另一个干井空间可用作用于湿井的膨胀容积，因此，增大整个湿井膨胀容积并且允许对整个厂房容积进行相应的节省。

在所描述的另一示例的设计选项中，旨在用于PWR设施安全壳概念的美国专利no5388130，蒸汽发生器安装在分离的隔室(在美国专利no5388130中还称为“结构”)中并且仅反应堆压力容器位于“初级”安全壳中。冗余的快速作用以及自动隔离的阀安装在反应堆压力容器与蒸汽发生器之间的管道连接件中。由于自动隔离特征，蒸汽发生器隔室不需要与完整的反应堆冷却剂系统排污瞬态相关的全压力保留能力。对这些隔室提供有防爆板或蒸汽释放阀以避免超过隔室的设计压力限制。由于蒸汽发生器的自动隔离，需要用于容置反应堆芯和反应堆压力容器的全压力初级安全壳的总容积可以减小。在所需的建造容积方面的减小是以复杂化为代价实现的，该复杂化是由于对可靠的自动隔离阀(用于每个蒸汽发生器的4个隔离阀)的需要以及在大直径初级冷却剂管道布置与安全壳管道贯穿件的设计中所增加的复杂性。

如今的水冷却慢化操作设施以及以上简要回顾的所有变型的安全壳设计选项将导致由来自反应堆冷却剂系统中的破裂或泄漏，或者——在PWR情况下——来自反应堆冷却剂系统或者次级冷却剂蒸汽或给水管道的蒸汽排放造成的安全壳内部的压力、温度以及湿度的严峻的环境状况。这些状况通常为大约5巴、150摄氏度以及100％的饱和湿度。需要用于紧急关闭以及用于反应堆芯的冷却的安全系统的部件——还包括用于事故后情况监测的仪器——将需要可靠地承受这样的操作环境。它们的操作能力需要用适当的测试以及质量确保程序来证明。

现有技术还包括到目前为止在操作设施中还未被采用的新版安全壳的提案。特殊意义之一在于小容积、高压力安全壳概念。在这种类型的设计中，反应堆冷却剂系统排污导致安全壳压力更快并且更显著的增大，并且这个增大的背压导致了在更高的平衡压力下以及保持在反应堆压力容器中的足够的冷却剂水物料量的情况下排污阶段的更早结束，以确保堆芯保持被覆盖并且堆芯冷却保持有效。因此，对于被设置用于应急堆芯冷却的安全系统的需求可以减少。美国专利no3984282和4050983根据用于当前操作设施(例如，3800MW堆芯热功率、常规的再循环BWR堆芯设计以及常规的四回路PWR)中普遍使用的功率级和设施构型的反应堆设计的这种概念，描述了分别用于PWR和BWR的反应堆设施设计。这种设施概念中的小容积安全壳将必然导致对于空间和通道设备的容限减少，并且因此将意味着更难以进行设备维护与运行中检查(参见美国专利3984282中指出的说明，19页，左列，29至36行)。

小容积、高压力安全壳还被提出用于美国专利no6795518和美国专利申请公开no20090161812中所谓的集成的或一体式PWR概念，或者用于其他所谓的PWR类型的小型模块化反应堆(SMR)。在这些一体的PWR概念中，反应堆冷却剂系统的所有主要部件——比如反应堆芯、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵——容置在单个的反应堆压力容器中。

美国专利申请公开no20090161812呈现了排空安全壳概念，在该排空安全壳概念中，正常设施操作下，在正常气氛压力下或者在部分真空下的干燥空气气氛保持在安全壳区域中，因此，允许对紧急情况下衰变热移除进行改进。这个概念的示例实施方式的描述包括下述一个示例：在这个示例中，安全壳包括多个区域，该多个区域的一些区域通常处于大气压力，同时，其他区域处于部分真空。然而，在紧急情况下，区域之间的连通是预见的以允许这些区域之间的压力释放以及冷却剂流动，使得在紧急情况下，整个安全壳构成一个单一容积。

在法国专利no9608479(国际公开noWO9801863)中提出的构型呈现出获得大大简化并且紧凑的反应堆设施布置的另一方法。通过采用利用连接反应堆压力容器与蒸汽发生器的同轴双管道组件的反应堆冷却剂系统构型、此外使用来自美国专利no3356583的增压概念使这个成为可能。反应堆冷却剂系统中的压力因此通过处于饱和情况下的堆芯出口温度以及通过反应堆压力容器头部中的蒸汽圆顶件来保持，从而消除了对分离的增压器容器的需要，该分离的增压器容器在标准PWR设施中用于反应堆冷却剂压力的控制。这个紧凑的反应堆冷却剂系统构型然后还可以配备有小容积、高压力安全壳。然而，在FR-9608479中，为了适应不同的热膨胀，在所提出的安全壳中固有的结构限制使安全壳容器壳体的某些部分中的波纹管式连接成为必要。在安全壳边界中的这种灵活的连接将呈现较低的安全密封可靠性。

高压安全壳中的排污瞬态将——以与上文所提及的用于当前操作设施的低压安全壳相同的方式——导致压力、温度以及湿度的严峻的环境状况。但除此之外，更高的安全壳压力将引起比在更低压力安全壳中遇到的5巴和150摄氏度更严峻的周围环境。对于在这些小容积、高压力安全壳的一些中所观察的20巴最大安全壳压力，对应的饱和温度将是212摄氏度。如上所述，在现有技术提案的回顾中，在高压力安全壳中，需要用于应急堆芯冷却以及用于必要的设施参数的监测的部件和设备的数量及复杂度可能大大减少。然而，例如必要的使用仪器功能、用于至关重要的服务的阀操作器等的一些至关重要的功能仍然需要。更严峻的环境状况最起码将要求进行设备的仔细的合格性测试，并且可能对其可靠性、操作寿命以及成本具有负面影响。

发明内容

在本发明中，公开了用于水冷却慢化核反应堆的新型安全壳，该新型安全壳由两个或更多个分离的安全壳区域组成。这些区域以下述方式构造：位于一个区域内的反应堆冷却剂系统中的泄漏或破裂将保持限制在这个特定区域内，使得不会将压力、温度以及湿度的不利的环境状况蔓延至任何其他区域。区域之间的分离通过具有从安全壳封套的内表面的圆周朝向反应堆冷却剂系统的外表面延伸的隔板来获得，其中，隔板附接至反应堆冷却剂系统的主要部件中的一个主要部件。例如，如一些实施方式中所呈现的，这可以是反应堆压力容器。隔板被设计成与安全壳容器封套相同的压力和温度状况，使得能够确保相邻区域之间大体上密封以及永久的分离。

优点

具有一个或更多个分离的区域的安全壳构型的各个方面呈现了优点，比如用于安全壳内部应急堆芯冷却功能的至关重要的设备及部件的定位的灵活性：这些可以以下述方式设置，该方式允许使安全壳区域中至关重要的设备的至少确定部分将不会暴露于严峻的高压高温环境状况中。最有利的位置可以根据将被假设的事故场景并且根据可能发生泄漏或破裂的安全壳区域来选择。各个方面的其他优点是关于空间和通道设备的增加，由于泄漏或破裂的排放被限定为仅在全部安全壳容积中的一个区域，在反应堆冷却剂系统排污之后仍然确保高背压的同时，允许围绕这个区域内的主要反应堆冷却剂系统部件的更大的空间会变为可能。在对现有技术的回顾中，在不危及重要的维护与运行中检查活动的情况下，以上所揭示的高压安全壳的优点因此被获得。

附图说明

图1是第一实施方式的正视图。

图2是第二实施方式的正视图。

图3是第三实施方式的正视图。

图4是第四实施方式的正视图。

图5是第五实施方式的正视图。

附图-附图标记列表

10反应堆芯

11上升通道

12控制棒以及仪表单元

15反应堆压力容器

16内管道

17外管道

18蒸汽容积和增压器

20反应堆冷却剂泵

25部件压力容器

30蒸汽发生器

32管束

34给水管道

35蒸汽管线

36流动挡板

37通道

40安全壳

42圆筒形容器

43圆筒形容器

44水平圆筒形部段

45安全壳圆顶件

50隔板

51下安全壳区域

52上安全壳区域

53上安全壳区域

55隔板

56隔板

具体实施方式

提供“发明内容”的部分已经介绍了安全壳结构的概念，该安全壳结构包括分离的安全壳区域以及用来确保这些区域之间分离的隔板。这种安全壳容器结构以及区域之间的一个或多个隔板的细节取决于所采用的反应堆冷却剂系统的类型。例如，在包括单个反应堆压力容器和附接的主要管道连接件和辅助管道连接件的反应堆冷却剂系统概念中，比如，为BWR(沸水型反应堆)或者用于一体式PWR(加压水冷却反应堆)设置延伸至安全壳容器封套的隔板将存在较少困难。另一方面，为包括若干相互连接的主要部件的反应堆冷却剂系统构型——比如，呈标准类型的PWR，标准类型的PWR的特征在于反应堆压力容器、增压器以及具有蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵的若干冷却剂回路——设置分离的安全壳区域以及合适的隔板将更复杂。

图1至图5中示出了五个实施方式的示例。前两个附图——图1和图2——示出了具有与法国专利no9608479中相同类型的反应堆冷却剂系统概念，但这个反应堆冷却剂系统被安装在特征为如本文中所公开的分离区域的新型安全壳中。两个附图呈现了用于这个类型的反应堆冷却剂系统的新型安全壳的两种不同的实施方式。第三实施方式——图3——呈现了用于常规的一体式PWR类型的反应堆冷却剂系统的新型安全壳的实施方式。图4和图5中示出的第四和第五实施方式呈现了新型安全壳的两个其他示例，这次是用于不同类型的反应堆冷却剂系统构型，如下更详细地解释。

具体实施方式-图1-第一实施方式

图1中示出了新型安全壳的实施方式的第一示例。反应堆芯10容置在反应堆压力容器15的下部区域中。在下部反应堆压力容器头部的外周向区域中，反应堆冷却剂泵20竖直地安装在反应堆压力容器15的底部处。下部反应堆压力容器头部在其中央区域中还包括用于必要的堆芯内中子通量仪表以及用于控制棒驱动机构的贯穿件，其中，需要控制棒驱动机构用于反应堆功率监测及控制。仪表与控制棒在图1中由附图标记12示意性地示出。反应堆冷却剂泵20将使冷却水流通通过反应堆芯10、然后通过包括内管道16和外管道17的双同轴初级管道组件中的内管道16、朝向蒸汽发生器30。在芯出口处的初级冷却剂压力和温度处于饱和状态，并且上部反应堆压力容器圆顶件中以从美国专利no3356583中已知并且还在法国专利no9608479中使用的方式形成有蒸汽泡。这种增压方法已经被指定为“自增压”概念。图1中示出了两个蒸汽发生器30，但可以设想不同的数量。蒸汽发生器30中安装有热交换器管的竖直U形管束32。在穿过管束32之后，冷却剂流经由内管道16与外管道17之间的外部周向流动路径被重新指引朝向反应堆压力容器15，并且然后返回至反应堆冷却剂泵20的吸入侧。次级水流通过给水管线(图1中未示出)进入蒸汽发生器，在蒸汽发生器中通过热交换使该次级水流变为蒸汽，并且然后经由蒸汽管线35排出以被指引至蒸汽轮机设施。

安全壳40包括：容置反应堆压力容器15的中央定位的竖直圆筒形容器42、附加的竖直圆筒形容器43——附加的竖直圆筒形容器43以针对每个蒸汽发生器(图1中的两个)各一个的方式设置——以及围绕同轴的初级管道部段16&17的水平连接的圆筒形部段44。可移除的安全壳圆顶件45位于圆筒形容器42的顶部处，该圆筒形容器42容纳反应堆压力容器15。

安全壳容积由隔板50分为两个区域，该隔板50同时用作用于反应堆压力容器15的圆锥形支承挡板。因此形成的两个安全壳区域是下部区域51和上部区域52。下部区域容置反应堆压力容器15的下部、反应堆冷却剂泵20以及仪表与控制棒12。上部区域容置反应堆压力容器15的上部、同轴的初级管道组件16&17、蒸汽发生器30以及蒸汽管线35。由于紧凑的反应堆冷却剂系统构型并且由于将安全壳分割为两个区域，可以使上安全壳区域的总容积足够小以允许如以上对现有技术背景的讨论中所提及、以及如对有关操作的下述部分的进一步解释的来利用小容积、高压安全壳概念。同时，围绕主要部件——特别是围绕蒸汽发生器——的空间余量与操作设施的蒸汽发生器隔间中的当前实践接近，并且与当前使用的维护与运行中检查方法相兼容。

用于维护与运行中检查所需要的通道开口将会设置在安全壳容器封套中。存在一个例外，这种情况在图1中未示出。通道开口构型的详细说明在现有技术中是已知的。下安全壳区域51将需要一个这样的开口，在两个蒸汽发生器的附近将需要另外两个开口(或如果具有两个以上的所示出的蒸汽发生器，则需要更多开口)，并且最后图1中示出的最后一个开口将是在反应堆压力容器15上方的可移除的安全壳圆顶件45。

将被需要用于完整功能性的反应堆设施的各种其他部件和设备的详细说明在图1中未示出，因为其对新型安全壳的理解不是必要的。例如，具有围绕反应堆压力容器的辐射屏蔽件、各种辅助管道系统以及其如需要用于反应堆冷却剂系统的化学及容积控制以及用于应急堆芯冷却、加热及通风设备服务的附件等。

操作-图1

由两个或更多个分离区域结合的新型安全壳，安全壳的操作响应将取决于假定发生的泄漏和破裂的位置。如上所述，图1的特定实施方式的特征在于两个分离的安全壳区域，下安全壳区域51和上安全壳区域52。

在下压力容器头部中，由于在下压力容器头中的部件和贯穿件中的泄漏路径的有限通道，可能发生在下安全壳区域51中的泄漏或破裂必要地具有有限的尺寸，通常小于约25mm等效直径。当对泄漏进行检测时，可以触发自动应急动作。这种动作将包括立即关闭反应堆芯以及通过蒸汽发生器30使反应堆冷却系统迅速冷却及加速降压。当下安全壳区域51中的背压达到与反应堆冷却系统压力相同的值时，从反应堆冷却系统的排污将停止。然后，可能使反应堆继续冷却，使得其能够获得安全的冷却关闭状态。来自反应堆冷却系统的物料量的损失将受到下安全壳区域51的容积的限制。位于上安全壳区域52中的设备将不受排污情况的影响，并且如果必要的话，可以依靠来该设备提供应急操作。

可能发生在上安全壳区域52中的泄漏或破裂将位于反应堆冷却剂系统边界上或者次级侧上，例如，在蒸汽管道或给水管道上。由于破裂的等效直径必须呈现为与大直径初级冷却剂管道或次级冷却剂管道的直径一样大，与在下安全壳区域51中泄漏的情况下相比，排放流将更大。

因为位于反应堆冷却剂系统中的破裂，在安全壳背压已增大而达到与反应堆冷却剂系统的压力——在排污阶段期间，该反应堆冷却剂系统的压力减小——相同之后，排放流将停止。在小容积、高压力安全壳概念中，选择这个压力为处于足以确保反应堆芯在此时将不是暴露(uncovered)的水平。该压力通常约为20巴，这将在设施工程的设计阶段被确认。排污阶段结束之后，来自反应堆冷却剂系统的物料量较慢速的损失可能由于液相水通过重力流入上安全壳区域的下部区域中的溢出而仍然发生。为了完全停止物料量的损失，将需要例如通过设置喷射泵、通过堆芯溢流箱(floodingtank)或者通过安全壳溢流箱，提供朝向反应堆冷却剂系统或直接进入上安全壳区域的水的补充流。该补充的总体积必须足以确保上安全壳区域中的液位将达到反应堆冷却剂系统中破裂或泄漏位置的上方。

对于小容积、高压力安全壳概念而言上述操作顺序在现有技术中是已知的。除了这些已知的操作之外，图1的实施方式中示出的新型安全壳提供有助于应急堆芯冷却响应的两项改进。这些改进中的第一项改进是隔板50的下方的下安全壳区域51中的设备的可用性，这不受由将蒸汽排放至上安全壳区域52中所造成的严峻的环境状况的影响。特别地，反应堆冷却剂泵20将保持可用并且可以用于帮助提供至反应堆芯的冷却剂流。有利的是，由于反应堆在事故后的情况下关闭之后不需要高流量，所以可以以低速操作泵。此外，在更低速度下，反应堆泵需要较少功率，并且可以由应急电源供电。第二改进在于阻碍所有流动路径的隔板50的位置在反应堆压力容器的下方，并且因此减小了需要浸没上安全壳至破裂位置的上方的补充量。

由于位于上安全壳区域52内的次级侧部件中的破裂，例如蒸汽管线中的一者或者连接至蒸汽发生器的其他次级管道中的一者的破裂，蒸汽排放将源于次级侧并且源于仅仅一个蒸汽发生器。这个受到影响的蒸汽发生器可以通过蒸汽管线和给水管线的关闭而自动地隔离。通过使用完整的蒸汽发生器作为散热器(一个或更多个，根据所提供的蒸汽发生器的总数)，因此可以确保反应堆关闭和冷却成安全冷关闭情况。反应堆冷却剂系统，并且特别地是位于下安全壳区域51的反应堆冷却剂泵20将不会受到由破裂导致的严峻的环境状况的不利影响。

具体说明-图2-第二实施方式

图2中示出的新型安全壳的第二实施方式使用与第一实施方式中的反应堆冷却剂系统构型相同类型的反应堆冷却剂系统构型。反应堆冷却剂系统的主要部件因此是相似地设置：反应堆芯10、反应堆压力容器15、反应堆冷却剂泵20、仪表与控制棒12、蒸汽发生器30以及包括内管道16与外管道17的同轴双管道组件。蒸汽管线35从蒸汽发生器延伸以将蒸汽流指引朝向汽轮机设施。

根据本文所公开的本发明，安全壳40被分割为分离的区域。代替图1的第一实施方式中描述的两个区域，图2中示出的第二实施方式使用总共三个分离的区域。一个区域——由附图标记51指示的下安全壳区域——容纳反应堆压力容器。两个上安全壳区域——附图标记52和53——容纳蒸汽发生器，两个蒸汽发生器中的每个蒸汽发生器各位于一个区域。

安全壳40由竖直的圆筒形容器42(用于反应堆压力容器)、竖直的圆筒形容器43(用于蒸汽发生器)以及水平的圆筒形部段44组成。安全壳区域之间的隔板由圆锥形部段55和56形成，该圆锥形部段55和56从水平的圆筒形安全壳部段44的延长端朝向位于反应堆压力容器15上的主反应堆冷却剂系统管道喷嘴的外周缘延伸。

如图2中所示的第二实施方式的示例的特征在于两个蒸汽发生器和三个分离的安全壳区域。可以使用不同的数量的蒸汽发生器，并且在这种情况下，安全壳区域的数量也将是不同的。例如，对于具有三个蒸汽发生器的构型，将存在总共四个分离的安全壳区域。

跟随着第二实施方式中安全壳区域中的一个安全壳区域内的泄漏或破裂之后的操作顺序紧跟着对第一实施方式所描述的步骤，其中，几个不同之处如下描述。

第二实施方式中下安全壳区域51的容积大于第一实施方式中对应的下安全壳区域的容积。因此，在这个区域内泄漏之后，安全壳背压的增大将减慢，从而在安全壳压力达到与反应堆冷却剂系统压力相同的水平之前将需要更长时间，并且泄漏排放将停止。从反应堆冷却剂系统中的物料量损失相对于第一实施方式的对应案例的情况还将增大。

对于第二实施方式中的上安全壳区域52或53中的一者中的泄漏或破裂，人们可以相对于回顾第一实施方式的情况识别两个主要变化。这些变化中的第一个变化的事实在于，通过监测分离的安全壳区域中的安全壳压力，可以以直接的方式识别泄漏或破裂的位置。这将给出关于破裂或泄漏位置的确定性的信息，并且将对事故后的管理动作提供更大的信心。第二个变化涉及对于分离的上安全壳区域的容积需求。由于来自泄漏或破裂的蒸汽排放将保持受限于仅一个蒸汽发生器隔室，为了确保排污端处的安全壳背压与先前描述的大约20巴相同，第二实施方式(图2)中分离的蒸汽发生器隔室的容积可以相对于第一实施方式(图1)中的情况而增大。那么更大的容积将允许在安排维护和检查操作方面更大的灵活性。可替代地，人们可能更喜欢保持蒸汽发生器隔室的较小容积分配。那么安全壳设计压力将不得不增大，并且在反应堆冷却剂系统中的破裂之后所增大的背压将确保总物料量损耗的减少以及在反应堆芯暴露的风险之前的更大余量(margin)。

具体说明-图3-第三实施方式

图3中示出了新型安全壳的第三实施方式。这个实施方式的示例使用集成的或一体式PWR类型的反应堆冷却剂系统。在这种PWR类型中，反应堆冷却剂系统的全部主要部件、反应堆芯、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、增压器都容置在单个反应堆压力容器中。

因此，在图3中示出了反应堆压力容器15内的反应堆芯10。安装在下反应堆压力容器头部的下方的反应堆冷却剂泵20确保了冷却剂向上流通通过反应堆芯并且然后通过上升通道11到达反应堆压力容器的上部圆顶件。在这个上部圆顶件内，可以设置蒸汽容积以及增压器单元18。在冷却剂流从上升通道11排出之后，冷却剂流被向下引导通过蒸汽发生器管束32的竖直热交换器管。运送在管束的上端处与下端处的环形管板之间、在热交换器管外侧上的次级冷却剂流中产生蒸汽。次级冷却剂流通过给水管道34进入蒸汽发生器并且通过蒸汽管线35排出以被指引至汽轮机设施。从管束32的下端排出的初级冷却剂流继续向下朝向反应堆冷却剂泵的吸入侧通过围绕反应堆芯的环形下水管区域。内部控制棒驱动器在反应堆芯上方以附图标记12示意性地指示。可替代地，控制棒驱动器还可以通过下头部中的贯穿件安装在下反应堆压力容器头部的下方(例如，如图1和图2的情况下所示出的)。

反应堆压力容器15安装在安全壳40中。安全壳40被分为两个分离的区域：下安全壳区域51和上安全壳区域52。这两个区域被用作圆锥形容器支承件的隔板50分离。

使用图3的实施方式中所设想的一体式PWR，由于不需要大直径管道连接主要部件，例如，反应堆压力容器以及蒸汽发生器，则反应堆冷却剂系统中的可能的泄漏或破裂的尺寸大大减小。因此，与非一体的PWR式反应堆冷却剂系统构型相比，确保合适的事故后操作以及应急堆芯冷却功能所需的安全壳容积减小。对于图3中示出的新型安全壳的情况，这个考虑应用于上安全壳区域52，反应堆冷却剂系统破裂的情况下所需要的容积相对于图1和图2的前两种实施方式中的情况将减小，然而，对于图3中的下安全壳区域51，由于下反应堆压力容器头部中的泄漏或破裂将具有与图1和图2的情况中的尺寸并无太大差异的尺寸，情况就不是这样的(例如，尽管通过图3中的内部控制棒驱动器12，下反应堆压力容器头部中的贯穿件的数量大大减少，并且因此下安全壳区域中的泄漏的可能性也大大减小)。此外，在第三实施方式中，下安全壳区域将不受由上安全壳区域中的破裂导致的不利环境状况的影响，并且诸如反应堆冷却剂泵的设备将保持可用以有助于应急冷却功能。

具体说明-图4-第四实施方式。

如图4中所示的第四实施方式呈现了适用于特定反应堆冷却剂系统构型的新型安全壳的又一示例。在这个示例中，反应堆冷却剂系统包括容置反应堆芯10的反应堆压力容器15，以及蒸汽发生器或者容置蒸汽发生器和反应堆冷却剂系统的其他部件的部件压力容器25。两个压力容器15和25通过包括内管道16和外管道17的双同轴管道组件连接。反应堆压力容器15还包括控制棒与仪表单元12，该控制棒与仪表单元12安装在反应堆压力容器上头部中、在反应堆芯上方。

初级冷却剂通过反应堆芯10向上流动，离开反应堆压力容器15并且通过内管道16朝向部件压力容器25，在该部件压力容器25中，冷却剂流被向上引导通过上升通道11。在部件压力容器25的上部区域中，设置有蒸汽容积以及增压器单元18。通过上升通道11向上流动的冷却剂在增压器18的正下方被重新引导向下，并且然后通过设置在管束32中的热交换器管的内侧向下流动，该管束32形成为包含在部件压力容器25内的蒸汽发生器的一部分。使次级冷却剂在热交换器管的外侧沸腾，并且通过蒸汽管线35排出。朝向蒸汽发生器单元的给水供应被设置通过给水管道34。在初级侧、在管束32的初级侧出口的正下方设置有流动挡板36。在流动挡板36内，多个通道37朝向反应堆冷却剂泵20的吸入侧向下突出，该反应堆冷却剂泵20安装在部件压力容器25的下头部上。当初级冷却剂流从反应堆冷却剂泵20的排放侧排出时，初级冷却剂流被重新引导通过同轴双管道组件的内管道16与外管道17之间的环形空间，该同轴双管道组件将反应堆压力容器15与部件压力容器25连接。冷却剂流进入反应堆压力容器之后，被向下转向通过围绕反应堆芯10的环形下水管，并且然后到达下反应堆压力容器头部区域以重新进入反应堆芯10。

如图4中所示，安全壳包括通过水平圆筒形部段44连接的两个竖直圆筒形容器42和43。竖直圆筒形容器42围绕反应堆压力容器15以及控制棒与仪表单元12。竖直圆筒形容器43容纳部件压力容器25和所附接的反应堆冷却剂泵20。水平圆筒形部段44为包括内管道16和外管道17的双同轴管道组件提供通路。

安全壳40被分割为两个分离区域，所述两个分离区域中的一个分离区域包括部件压力容器25的下部以及反应堆冷却剂泵20，而第二个区域包括安全壳40其余的容积。第一区域由附图标记51表示，并且第二区域由附图标记52表示。两个区域之间的隔板50由圆锥形挡板提供，该圆锥形挡板同时用作用于部件压力容器25的支承挡板。隔板50因此构成用于部件压力容器25的固定支承位置。具有用于部件压力容器25的固定位置的结果在于反应堆压力容器支承件必须以下述方式实现：所述方式要考虑到在动力设施的热操作状态与冷关闭状态之间的连接管道部段16和17的热膨胀。因此，图4示出了形式为拉杆悬挂器60的这种支承件的一种可能的实现方式，该拉杆悬挂器60允许反应堆压力容器沿平行于管道部段16和17的轴线的移动。除了拉杆悬挂器60之外，需要补充的横向限制件及轴向限制件以限制反应堆压力容器在其他方向上的移动并且限制其在平行于管道部段16和17的轴向方向上的位移。这种横向限制件及轴向限制件的细节未在图4中示出。实现相同目的的其他可能的支承件概念在现有技术中是已知的并且例如被用于在现有的PWR类型的操作设施中的蒸汽发生器的支承件。

在安全壳区域51或52中的一者内泄漏或破裂之后，图4的第四实施方式中的新型安全壳的性能与前三个实施方式中所描述的相似。下安全壳区域51中的泄漏或破裂将具有小尺寸，因此将仅引发小的排放流量，并且来自反应堆冷却剂系统的物料量损失将受到下安全壳区域51的容积的限制。在上安全壳区域中可能会遇到的更大的泄漏或破裂将导致更大的排放流量，该更大的排放流量在物料量的总损失会导致反应堆芯暴露之前，将通过上升的安全壳背压而停止。将有必要提供补充流以确保上安全壳区域中的液位将足以允许对堆芯的长期冷却。对于上安全壳区域中这种更大的泄漏或破裂，下安全壳区域中的设备将不会受到不利的环境状况的影响。反应堆冷却剂泵将因此保持可用以有助于应急堆芯冷却。

具体说明-图5-第五实施方式

图5中示出的第五实施方式使用与图4的实施方式中的反应堆冷却剂系统构型相同的反应堆冷却剂系统构型。然而，第五实施方式中的安全壳概念在一个重要方面不同于图4的情况，其不同在于将安全壳容积分为两个不同区域的隔板的位置。如图5中所示，隔板50设置在包括内管道16和外管道17的双同轴管道部段的上方。结果是，下安全壳区域51将大于第四实施方式的情况下的下安全壳区域，下安全壳区域51不仅包括部件压力容器25的下部和反应堆冷却剂泵20，还包括反应堆压力容器15和控制棒与仪器单元12。上安全壳区域52将小于第四实施方式的情况下的上安全壳区域，并且包括部件压力容器25的上部、给水管道34以及蒸汽管线35。

通过如图5中所定位的隔板50，反应堆冷却剂系统中的大多数泄漏或破裂将导致初级系统冷却剂排放入下安全壳区域51，唯一的例外是来自部件容器25的顶部的可能的泄漏或破裂，即，来自连接至增压器18的蒸汽容积的辅助管道或仪器管线(这种辅助管线在图5中未示出)。次级冷却剂系统中的泄漏或破裂——比如来自蒸汽管线、给水管道或其他次级侧辅助管线(图5中未示出)——将无例外地全部排放至上安全壳区域52中。还有可能选择不同于图5的说明所采用的反应堆冷却剂系统构型以及蒸汽发生器设计，以此方式使得来自反应堆冷却剂系统的初级侧破裂将无例外地全部排放入下安全壳区域并且次级侧破裂将全部排放入上安全壳区域52。例如，对于包括如图1和图2中的倒置U形管蒸汽发生器的反应堆冷却剂系统来说，这将是可能的。

因此，如图5中示出的隔板位置的可能的优点将根据反应堆冷却剂系统的细节——比如，将在设计中不得不考虑的泄漏或破裂的尺寸——可能被用于限制可能泄漏的尺寸的构型细节，以及如蒸汽发生器的主要部件的设计的细节。

结论、分支和范围

通过回顾实施方式的五个示例，将变得明显的是，新型安全壳的特征为不同区域将允许设施部件的结构的改进以及对于事故后操作中应急堆芯冷却重要的至关紧要的设备的改进：不同的安全壳区域中仅一个安全壳区域受到不利环境状况的影响。不同安全壳区域的布置将便于提供允许维护与运行中检查操作的足够空间以及进入。同时，可以采用高压安全壳概念，从而具有在应急堆芯冷却特征方面简化的相关优点。

所描述的五个实施方式提供许多具体细节。特征为不同区域的新型安全壳的实现中的许多变型是可能的。例如，可以选择其他反应堆冷却剂系统构型的另一类型，而不是在所描述的五个实施方式中已选择的反应堆冷却剂系统构型。这种反应堆冷却剂系统的另一类型可以是在现有技术中已知的沸水反应堆构型，或者可以更常遇到的增压水反应堆构型，在反应堆压力容器与蒸汽发生器之间采用分离的管道部段代替实施方式中所描述的双同轴管道组件。此外，可以采用不同类型的蒸汽发生器设计来代替图1至图5中所示出的特殊类型。根据反应堆冷却剂系统构型的选择，对于两个或更多个不同安全壳区域中的每一个安全壳区域，不采用高压、小容积安全壳概念可以被认为是有利的。例如，人们可以在不同区域中的一个区域中使用高压、小容积类型的安全壳设计并且在另一区域中使用更大容积、更小压力类型的安全壳概念。还可以设想为一个安全壳区域中使用压力抑制型安全壳并且在另一安全壳区域中使用全压力型(或者高压、小容积类型，或者更通用的更大容积、更小压力类型)安全壳。

图1至图5中，实施方式的说明示出了以钢铁构型的安全壳容器。安全壳容器的其他类型，其中，容器外壳以及可能的其他部分以预应力混凝土或钢筋混凝土构造，还可以被设想并且与隔板的使用相兼容以实现不同安全壳区域的分离。如图1至5示出的隔板中所示的圆锥形部段在一侧附接至安全壳封套的内侧，并且另一侧附接至反应堆冷却剂系统封套的外侧。这些附接可以以焊接的或螺栓连接的钢铁结构实现，或者通过使用提供安全壳区域之间的密封分离的任何其他合适的机械结构实现。

考虑到所描述的五个实施方式的细节以及以上讨论的各种可能的改型的简短回顾，本领域的技术人员将认识到，根据本公开的总体教示，可以对那些具体实施方式的细节进行各种改型以及替代。因此，所描述的特殊布置旨在仅为说明性的，并且这些不应该解释为对范围的限制，而作为可能的实施方式的示例。

因此，本范围应该由所附权利要求及其合法的等同物来确定，而不是由所描述的实施方式来确定。

Claims (11)

1.一种用于水冷却慢化核反应堆的安全壳，包括：

安全壳封套，所述安全壳封套提供封闭的并且大体上密封的安全壳容积，

反应堆冷却剂系统，所述反应堆冷却剂系统容置所述水冷却慢化核反应堆并且位于所述安全壳封套的内部，以及

用于将所述安全壳容积分为多个永久分离的安全壳区域的装置，所述装置包括一个或更多个大体上密封的隔板，每个隔板从所述安全壳封套的内表面的圆周朝向所述反应堆冷却剂系统的外表面延伸，

由此，在基本上所有正常的设施操作状况下以及在基本上所有应急设施操作状况下，分离的安全壳区域中的每个安全壳区域将提供对在这一个安全壳区域内泄漏或破裂之后所可能排放的高压高温蒸汽和水的限制，使得不利的压力、温度以及湿度的环境状况不会蔓延至任何其他安全壳区域。

2.根据权利要求1所述的安全壳，其中，所述安全壳封套完全由钢制成。

3.根据权利要求1所述的安全壳，其中，所述安全壳封套至少部分地由钢筋混凝土或预应力混凝土制成。

4.根据权利要求1所述的安全壳，其中，所述一个或更多个隔板由钢构成，并且以确保相邻的所述安全壳区域之间大体上密封地分离的方式并且通过采用焊接结构或螺栓连接结构的附接或者采用另外的机械结构的附接紧固至所述安全壳封套以及紧固至所述反应堆冷却剂系统。

5.根据权利要求1所述的安全壳，其中，所述反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器，所述水冷却慢化核反应堆的堆芯位于所述反应堆压力容器中，所述反应堆压力容器通过紧固至所述安全壳封套并且紧固至所述反应堆压力容器的支承挡板支承在固定位置中，由此，所述支承挡板同时用作所述隔板中的一个隔板，以将所述安全壳容积分为两个所述安全壳区域：位于所述支承挡板下方的下安全壳区域以及位于所述支承挡板上方的上安全壳区域。

6.根据权利要求5所述的安全壳，其中，所述反应堆冷却剂系统包括安装在所述反应堆压力容器的下部处并且因此位于所述下安全壳区域内的反应堆冷却剂泵或者反应堆冷却剂再循环泵，由此，所述反应堆冷却剂泵或者反应堆冷却剂再循环泵将被保护以免受由导致高压蒸汽或水排放至所述上安全壳区域的泄漏或破裂所引起的不利的环境状况，并且保持能够在这样的泄漏或破裂之后的紧急冷却操作中使用。

7.根据权利要求1所述的安全壳，其中，所述反应堆冷却剂系统包括：

反应堆压力容器，

多个蒸汽发生器，所述多个蒸汽发生器中的每个蒸汽发生器通过双管道组件连接至所述反应堆压力容器，所述双管道组件具有内管道和外管道，从而在所述蒸汽发生器中的每个所述蒸汽发生器与所述反应堆压力容器之间沿两个方向提供分离的流动路径，以及

所述隔板，所述隔板以对所述双管道组件中每个所述双管道组件各一个的方式设置，所述隔板从所述安全壳封套朝向所述外管道的所述外管道与位于所述反应堆压力容器中的喷嘴相连接的位置处延伸，

由此，所述隔板将所述安全壳容积分为多个所述安全壳区域，多个所述安全壳区域的数量比所述蒸汽发生器的数量多一个，其中，多出的一个所述安全壳区域与围绕所述反应堆压力容器的容积相对应。

8.一种用于水冷却慢化核反应堆的安全壳，所述安全壳包括：

安全壳封套，所述安全壳封套提供封闭的并且大体上密封的安全壳容积，

反应堆冷却剂系统，所述反应堆冷却剂系统容置所述水冷却慢化核反应堆并且位于所述安全壳封套的内部，并且所述反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、部件容器以及双管道组件，所述水冷却慢化核反应堆的堆芯位于所述反应堆压力容器中，所述部件容器容置至少一个或更多个蒸汽发生器以及可能的其他部件，并且所述双管道组件具有内管道和外管道，从而在所述反应堆压力容器与所述部件容器之间沿两个方向提供分离的流动路径，

用于所述部件容器的允许将所述部件容器保持处于固定位置的支承结构，以及用于所述反应堆压力容器的允许所述反应堆压力容器在与所述双管道组件的对称轴线平行的横向方向上进行一些受限的运动的支承结构，如有必要，在维持所述反应堆压力容器沿所有其他运动方向处于固定位置的同时要考虑到热膨胀和热收缩，以及

将所述安全壳容积分成两个分离的安全壳区域的装置，所述装置包括一个大体上密封的隔板，所述隔板同时用作用于所述部件容器的所述支承结构，

由此，所述两个分离的安全壳区域中的每个安全壳区域将提供对在这一个安全壳区域内发生泄漏或破裂之后所可能排放的高压高温蒸汽和水的限制，使得不利的压力、温度以及湿度的环境状况不会蔓延至另一安全壳区域。

9.根据权利要求8所述的安全壳，其中，用于所述部件容器的且同时用作所述隔板的所述支承结构构造成圆锥形挡板，所述圆锥形挡板在所述双管道组件下方的高度处紧固至所述安全壳封套并且紧固至所述部件容器，从而将所述安全壳容积分成两个所述安全壳区域：位于所述支承挡板下方的下安全壳区域以及位于所述支承挡板上方的上安全壳区域。

10.根据权利要求9所述的安全壳，其中，所述反应堆冷却剂系统包括安装在所述部件容器的下部处并且因此位于所述下安全壳区域内的反应堆冷却剂泵，由此，所述反应堆冷却剂泵将被保护以免受由导致高压蒸汽或水排放至所述上安全壳区域中的泄漏或破裂所引起的不利的环境状况，并且保持能够在这样的泄漏或破裂之后的紧急冷却操作中使用。

11.根据权利要求8所述的安全壳，其中，用于所述部件容器的且同时用作所述隔板的所述支承结构构造成圆锥形挡板，所述圆锥形挡板在所述双管道组件上方的高度处紧固至所述安全壳封套并且紧固至所述部件容器，从而将所述安全壳容积分成两个所述安全壳区域：位于所述圆锥形挡板下方的下安全壳区域以及位于所述支承挡板上方的上安全壳区域。