CN108028082B - 冷停堆的被动冷却 - Google Patents

Abstract

本发明涉及用于反应堆模块的冷却系统，其包括反应堆压力容器和蒸汽发生器，该反应堆压力容器容纳一次冷却剂，该蒸汽发生器通过将热从一次冷却剂传递到循环通过蒸汽发生器的二次冷却剂而降低反应堆压力容器的温度。蒸汽发生器将至少一部分二次冷却剂作为蒸汽释放。另外，冷却系统包括在安全壳内区域中至少部分地围绕反应堆容器的安全壳。在反应堆模块的正常操作期间，安全壳内区域是干燥的。响应于反应堆模块的非紧急停堆，控制器将水源引入安全壳内区域。水源位于安全壳的外部，并且在蒸汽发生器响应释放蒸汽而初始降低反应堆压力容器的温度之后，将水引入安全壳内区域。

Description

冷停堆的被动冷却

技术领域

本发明涉及冷停堆的被动冷却。

背景技术

当常规压水堆(PWR)停堆时，通常通过释放蒸汽发生器的蒸汽来进行冷却，以将操作温度降低至约250°F。由于使用蒸汽冷却进一步降温在250°F左右变得基本无效，因此通常使用额外的停堆冷却系统来继续冷却至冷停堆状态(操作温度低于200°F)。

在常规冷却系统中，强制冷却系统可以投入使用，以将一次冷却剂的温度降低到200°F以下。这些停堆冷却系统通常是需要泵来进行操作的双用途系统。这种系统的正常目的是经由热交换器将来自停堆反应堆的热传递到储水器或散热器。这种系统的另一个目的是在反应堆事故后注入大量的低压水。

由于这种冷却系统的双重目的，其中一个目的与反应堆安全有关，因此停堆冷却系统通常需要大量的维护和测试，以确保它们能够执行主动安全功能。另外，这些系统可能依赖于泵、热交换器、管道以及为系统供电的一个或多个电源的连续功能，包括冗余。

此外，对于设计为在一个或多个操作期间移动的其他类型的反应堆模块，可能有必要在移动反应堆模块之前首先断开泵和/或电连接。

本申请解决了这些和其他问题。

发明内容

本文公开了一种用于反应堆模块的冷却系统。该冷却系统可以包括：反应堆压力容器，其容纳一次冷却剂；以及蒸汽发生器，其被构造成通过将热从一次冷却剂传递到循环通过蒸汽发生器的二次冷却剂来降低反应堆压力容器的温度。安全壳在安全壳内区域中至少部分地围绕反应堆容器。在反应堆模块的正常操作期间，安全壳内区域可以是干燥的和/或至少部分地排空的。此外，冷却系统可以包括控制器，该控制器被构造成响应于反应堆模块的非紧急停堆而将水源引入安全壳内区域。水源可以位于安全壳外部，并且在蒸汽发生器通过释放二次冷却剂作为蒸汽来初始降低反应堆压力容器的温度之后，水可以被引入到安全壳区域中。

本文公开了用于冷却反应堆模块的方法。该方法可以包括启动非紧急反应堆停堆操作，以及响应于启动非紧急反应堆停堆操作可控地从蒸汽发生器释放蒸汽以降低与反应堆压力容器相关的温度。通过热从容纳在反应堆压力容器内的一次冷却剂传递到循环通过蒸汽发生器的二次冷却剂直到二次冷却剂的至少一部分达到沸腾温度而可以产生所述蒸汽。该方法可以进一步包括响应于从蒸汽发生器释放蒸汽而将反应堆压力容器冷却到阈值冷却温度，以及使位于反应堆压力容器和周围的安全壳之间的安全壳内区域至少部分地溢流。安全壳内区域可以从外部流体源溢流，直到反应堆压力容器的大部分被流体包围。此外，响应于使安全壳内区域部分地溢流，反应堆压力容器可从阈值冷却温度冷却到与反应堆模块的冷停堆状态相关的停堆温度。停堆温度可能低于二次冷却剂的沸腾温度。

本文公开了用于冷却反应堆模块的系统。该系统可以包括用于响应于非紧急停堆操作而可控制地释放蒸汽以降低与反应堆压力容器相关联的温度的装置。通过将热从容纳在反应堆压力容器内的一次冷却剂传递到二次冷却系统直到二次冷却剂达到沸腾温度而可以产生所述蒸汽，并且反应堆压力容器可以响应于从蒸汽发生器释放蒸汽而被冷却到阈值冷却温度。该系统还可以包括用于使位于反应堆压力容器和周围的安全壳之间的安全壳内区域至少部分地溢流的装置。安全壳内区域可以从外部流体源溢流，直到反应堆压力容器的大部分被流体包围，并且反应堆压力容器可以响应于使安全壳内区域部分地溢流而附加地从阈值冷却温度冷却到停堆温度。停堆温度可能低于二次冷却剂的沸腾温度。

附图说明

图1示出了具有干燥和/或排空的安全壳内区域的示例性核反应堆模块。

图2示出了示例性反应堆模块的横截面图。

图3示出了图1的示例性核反应堆模块，其具有溢流安全壳内区域。

图4图示了示例性容纳溢流系统。

图5示出处于填充状态的图4的示例性安全壳溢流系统。

图6示出了用于反应堆模块的示例性容纳填充系统。

图7示出了用于示例性安全壳填充系统的简化流体回路。

图8示出了用于至少部分地浸没在水池中的反应堆模块的示例性容器填充系统。

图9示出了用于反应堆模块的示例性冷却系统。

图10示出了将反应堆模块被动地冷却到冷停堆状态的示例性过程。

具体实施方式

本文公开和/或涉及的各种例子可以与以下文献中一个或多个特征一致地或结合地操作：名称为“Evacuated Containment Vessel for a Nuclear Reactor(用于核反应堆的排空的安全壳)”的美国专利8,588,360；名称为“Internal Dry Containment Vesselfor a Nuclear Reactor(用于核反应堆的内部干燥的安全壳)”的美国专利8,687,759；以及名称为“Containment Vessel Drain System(安全壳排放系统)”的美国专利申请14/607,968，这些文献的内容通过引用结合到本文中。

图1示出了具有干燥和/或排空的安全壳内区域14的示例性核反应堆模块100。核反应堆模块100可以包括被反应堆压力容器52包围的反应堆堆芯6。反应堆压力容器52中的一次冷却剂10围绕反应堆堆芯6。

反应堆压力容器52可以由安全壳54包围。在一些例子中，安全壳54可以位于反应堆池150中。反应堆池150可以包括储存在地平面以下的硼化水。安全壳54可以至少部分地浸没在反应堆池150中。另外，安全壳54可以被构造成禁止与反应堆压力容器52相关联的任何一次冷却剂10释放而逸出安全壳54进入反应堆池150和/或周围环境。

安全壳54的形状可以大致为圆柱形。在一些例子中，安全壳54可以具有一个或多个椭圆形、圆顶形或球形端部，从而形成胶囊形容器。安全壳54可以焊接或以其他方式与环境密封，使得在反应堆模块100的正常操作期间不允许液体和/或气体从容器54中逸出或进入容器54。在各种例子中，反应堆压力容器52和/或安全壳54可以是底部支撑的、顶部支撑的、围绕其中心支撑的、或者它们的任何组合。

在一些例子和/或操作模式中，反应堆压力容器52的内表面可以暴露于包括一次冷却剂10和/或蒸汽的潮湿环境，并且反应堆压力容器52的外表面可以暴露于基本干燥的环境。反应堆压力容器52可以包括和/或由不锈钢、碳钢、其他类型的材料或复合材料或其任何组合制成。

在安全壳54内形成的安全壳内区域可以基本上围绕反应堆压力容器52。在一些示例和/或操作模式中，安全壳内区域14可以包括干燥的、空的、排空的和/或气体的环境。安全壳内区域14可以包括一定量的空气、诸如氩气的诺贝尔气体、其他类型的气体或其任何组合。另外，界定了安全壳内区域14的反应堆压力容器52和安全壳54中的一个或两个的表面可以在反应堆池150内的某些操作模式(例如加燃料、停堆或运输)期间暴露于水。

安全壳内区域14可以保持在或低于大气压力，包括大约300mmHG绝对压力(5.8psia)或更小的部分真空。在一些示例中，安全壳内区域14可以保持在大约50mmHG的绝对压力(1psia)。在其他例子中，安全壳内区域14可以保持在基本上完全的真空。安全壳54中的任何气体或多种气体可在操作反应堆模块100之前被排空和/或移除。在反应堆模块100的正常操作期间，安全壳内区域14可保持干燥和/或排空任何水或液体。类似地，安全壳内区域14可以保持至少部分地排空任何空气或气体。

热交换器可以被构造成使给水和/或蒸汽在二次冷却系统中循环以便发电。在一些例子中，给水穿过热交换器并可能变成过热蒸汽。二次冷却系统中的给水和/或蒸汽与反应堆压力容器52中的一次冷却剂10保持隔离，从而不允许它们彼此混合或彼此直接(例如流体)接触。

第二冷却系统的热交换器和/或相关联的管道可以被构造成在一个或多个增压室30处穿透反应堆压力容器52。另外，二次管道可以布置到反应堆池150的高度上方的容器的上部区域，其中管道穿过安全壳54。通过退出反应堆池150上方的容器，高温蒸汽和给水管线不会散热到反应堆池水150。

图2示出了包括反应堆压力容器52的示例性反应堆模块200的横截面图。反应堆堆芯6示出为位于反应堆压力容器52的下部头部55附近。反应堆堆芯6可以位于在侧面周围围绕反应堆堆芯6的护罩22中。立管部段24位于反应堆堆芯6上方。

当一次冷却剂10由于裂变事件而被反应堆堆芯6加热时，一次冷却剂10可以从护罩22被引导到位于反应堆堆芯6上方的环形空间23中并且从立管24中流出。这可能导致额外的一次冷却剂10被吸入护罩22中，继而被反应堆堆芯6加热，由此将更多的一次冷却剂10吸入护罩22中。从立管24出来的一次冷却剂10可以被冷却并引导向反应堆压力容器52的外部，然后通过自然循环返回到反应堆压力容器52的底部。

一次冷却剂循环通过反应堆堆芯6以变成高温冷却剂TH，然后继续通过立管部段24，在立管部段处，其被引导回环形空间并被热交换器冷却以变成低温冷却剂TC。可操作地联接到多个驱动轴20的一个或多个控制棒驱动机构(CRDM)10可以被构造成与位于反应堆堆芯6中的多个控制棒驱动组件配合。

反应堆压力容器挡板45可以被构造成将一次冷却剂(示出为冷却剂流26)引向反应堆压力容器52的下端部55。反应堆压力容器挡板45的表面可以与离开立管部段24的一次冷却剂直接接触并使该一次冷却剂偏转。在一些例子中，反应堆压力容器挡板45可以由不锈钢或其他材料制成。

反应堆压力容器52的下端部55可以包括椭圆形、圆顶形、凹形或半球形部分55A，其中椭圆形部分55A将一次冷却剂(示出为冷却剂流28)朝向反应堆堆芯6引导。椭圆形部分55A可增加流速并促进一次冷却剂通过反应堆堆芯6的自然循环。冷却剂流26的进一步优化可通过改变反应堆压力容器挡板45的曲率半径来获得，以消除/最小化边界层分离和停滞区域。

反应堆压力容器挡板45被示出为位于立管部段24的顶部和加压器区域15之间。加压器区域15示出为包括一个或多个加热器和喷雾喷嘴，该喷雾喷嘴被构造成在反应堆压力容器52的上端部56或头部内控制压力或保持蒸汽圆顶。位于反应堆压力容器挡板45下方的一次冷却剂可以包括相对过冷冷却剂TSUB，而反应堆压力容器52的上端部56中的加压器区域15中的一次冷却剂可以包括基本上饱和的冷却剂TSAT。

一次冷却剂的液位示出为位于反应堆压力容器挡板45上方，并位于加压器区域15内，使得反应堆压力容器挡板45与反应堆压力容器52的下端部55之间的整个体积在反应堆模块200的正常操作期间可以充满一次冷却剂。

护罩22可以支撑一个或多个控制棒引导管或仪器结构。一个或多个控制棒引导管或仪器结构可以附接到立管部段24，并且用于引导插入到反应堆堆芯6中或从反应堆堆芯6移除的控制棒组件，或者对位于反应堆压力容器52内部的仪表装置提供支撑。在一些例子中，控制棒驱动轴可以穿过反应堆压力容器挡板45并穿过立管部段24，以便控制该控制棒组件相对于反应堆堆芯6的位置。

反应堆压力容器52可以包括凸缘，下部头部55可以通过该凸缘可移除地附接到反应堆压力容器52的容器本体60。在一些例子中，当下部头部55与容器本体60分离时，例如在加燃料操作期间，立管部段24、挡板45和其他内部部件可保持在容器本体60内，而反应堆堆芯6可保持在下部头部55内。

另外，容器本体60可以容纳在安全壳70内。驻留在安全壳70和反应堆压力容器52之间的安全壳内区域74中的任何空气或其他气体可以在反应堆启动之前或期间被移除或排空。从安全壳内区域74排出或排空的气体可以包括不可冷凝气体和/或可冷凝气体。可冷凝气体可以包括排放到安全壳内区域74中的蒸汽。

在紧急操作期间，虽然蒸气和/或蒸汽可以被排放到安全壳内区域74中，但是仅有可忽略量的不可冷凝气体(诸如氢气)可以被排出或释放到安全壳内区域74中。

某些气体在核反应堆系统内的操作压力下可以被认为是不可冷凝的。例如，这些不可凝气体可以包括氢气和氧气。在紧急操作过程中，蒸汽可能与燃料棒发生化学反应，产生高水平的氢气。当氢气与空气或氧气混合时，这可能产生可燃混合物。通过从安全壳54中除去大部分空气或氧气，允许混合的氢气和氧气的量可被最小化或消除。

从实践的角度来看，可能假定在反应堆模块200的操作期间基本上不会有不可冷凝的气体释放到安全壳内区域74中或以其他方式容纳在安全壳内区域74中。因此，在一些例子中，在安全壳内区域74中基本不存在氢气，使得氢气和可能存在于安全壳内区域74内的任何氧气的水平和/或量保持在不可燃级别。此外，在不使用氢复合器的情况下可以保持这种不可燃的氧氢混合物水平。在一些例子中，来自反应堆压力容器52的单独排气管线可以被构造成在反应堆的启动、加热、冷却和/或停堆期间去除不可冷凝的气体。

通常在大约50托(50mmHG)的绝对压力下去除空气中的对流热传递，然而在大约300托(300mmHG)的绝对压力下可观察到对流热传递的减少。在一些例子中，安全壳内区域74可以设置有或维持在300托(300mmHG)的压力以下。在其他例子中，安全壳内区域74可以设置有或维持在50托(50mmHG)的压力以下。在一些例子中，安全壳内区域74可以设置有和/或维持在基本上禁止反应堆压力容器52和容器54之间的所有对流和/或传导热传递的压力水平。可以通过操作真空泵、蒸汽-空气射流喷射器、其他类型的抽空装置或其任何组合来提供和/或维持完全或部分真空。

通过将安全壳内区域74维持在真空或部分真空，可以消除安全壳内区域74内的湿气，由此保护电气和机械部件免受腐蚀或故障。安全壳内区域74内的真空可以在反应堆模块的正常操作期间用作热绝缘的一种类型，由此将热量和能量保持在反应堆压力容器52中，在这里其可以继续用于发电。结果，在反应堆压力容器52的设计中不需要常规的绝热。

图3示出了图1的示例性核反应堆模块100，其具有溢流或至少部分溢流的安全壳内区域14。在正常的非紧急停堆期间，一个或多个蒸汽发生器可被构造成释放蒸汽并将反应堆模块100从正常操作温度冷却到约250°F(121℃)。然而，由于释放蒸汽的过程在250°F下可能变得在一定程度上是无效的，所以反应堆模块的温度越接近达到二次冷却剂的沸腾温度就可以变得基本上是静态或固定的。

冷却过程可以通过至少部分地溢流示例性反应堆模块100的安全壳内区域14来增强。在一些例子中，安全壳内区域14可以溢流有来自反应堆池150的硼化水直到水位达到或高于加压器挡板45(图2)的高度。在冷却过程中，进入安全壳内区域14的水保持在反应堆压力容器52的外部，并且类似地，所有的一次冷却剂10都保持在反应堆压力容器52内。

反应堆压力容器52的上部头部可以保持在水位以上，以避免可能穿过上部头部的任何连接部分被浸没或以其他方式暴露于水中。在一些例子中，安全壳内区域14内的预定水位可以与溢流安全壳内区域14相关联，使得大部分反应堆压力容器52被水包围。在其他例子中，整个反应堆压力容器52可以被包围或浸没在使安全壳内区域14溢流的水中。

安全壳内区域14可以至少部分地填充有水，以启动被动冷却过程至冷停堆状态，例如，与低于200°F(93℃)的一次冷却剂温度相关的停堆状态。一旦安全壳内区域14被溢流在预定水平以上，可能不需要进一步的动作，并且操作温度被动冷却到低于200°F可主要根据以下因素而发生：反应堆压力容器52内的一次冷却剂10的自然循环、停堆反应堆的衰变热、从一次冷却剂10到安全壳内区域14中的水的热传递、以及反应堆池150的温度。

在冷却过程中，安全壳内区域14的上部部分16可保持基本上干燥和/或在容纳在其中的水的表面上方。当反应堆模块达到停堆状态时，上部部分16内的压力可以被均衡以接近大气条件。人孔和/或释放阀可以设置在安全壳内区域14的上部部分16中以将气体排放到大气中。在一些例子中，人孔和/或一个或多个阀可以被构造成为了添加水而提供通向安全壳内区域14的通路。可以控制上部部分16中的压力，以便将安全壳内区域14内的水位保持在安全壳54内的预定高度。

在其中反应堆模块100被构造成在没有将任何常规热绝缘施加到反应堆压力容器52的外部的情况下进行操作的例子中，在冷却过程期间热可以容易地通过反应堆容器壁传递到安全壳内区域14中的周围水。

图4示出了示例性容纳溢流系统300。安全壳310可以包括下部容器头部312和/或上部容器头部314。在一些例子中，下部容器头部312可以包含贮槽。容纳溢流系统300可以包括填充管340，该填充管包括位于下部容器头部312的底部处或附近和/或贮槽内的下端部342。另外，填充管340可以包括位于上部容器头部314处或附近的上端部344。在一些例子中，填充管340的上端部344可以穿过安全壳310的上部容器头部314。填充管340的下端部342和上端部344中的一个或两个可被构造成控制液体流入或流出安全壳310的流动。

示例性安全壳溢流系统300可以包括容纳溢流和排放系统(CFDS)。在一些例子中，填充管340也可以操作和/或被构造成充当排放管。例如，容纳溢流系统300可被构造成在反应堆模块的正常或全功率操作之前从安全壳310排出液体。

通风口330可被构造成将空气和/或气体传入或传出至少部分地围绕反应堆压力容器320的安全壳内区域350。通风口330可以将安全壳310与空气压缩机或可以被构造成迫使空气和/或气体进入安全壳310的其他类型的气体压缩装置联接。释放到安全壳310中的空气和/或气体可以操作以例如在容纳排放操作期间增加与安全壳内区域350相关联的初始压力。在其它例子中，通风口330可被构造成在容纳溢流操作期间将空气和/或气体释放出安全壳310，以将安全壳内区域350内的压力保持在预定操作范围内和/或低于容许压力额定值。

在完全排空状态下，例如，在反应堆模块的正常或全功率操作期间，液体可以完全或基本上完全从安全壳内区域350内移除。类似地，反应堆容器320的整个外表面，包括位于反应堆容器320和安全壳310之间的环形区域325，可以基本上是干燥的。

通风口330可以连接到服务空气源。在其他例子中，当安全壳内区域350中不存在液体时，安全壳内区域350可以进一步排空空气和/或气体，以产生真空或部分真空，该真空或真空可以基本上围绕反应堆容器320。附接到通风口330的泵或用于从安全壳内区域350移除空气和/或气体的一些其他系统可被构造成产生部分真空。在一些例子中，可以在加燃料操作之后并且在反应堆启动操作之前产生排空的安全壳内区域。另外，安全壳溢流系统300可被构造成经由通风口330将加压空气和/或气体释放出安全壳内区域350。

图5示出处于填充或部分填充状态的图4的示例性安全壳溢流系统300。在填充状态下，液体360可以被理解为最初填充下部容器头部312，然后进行到高度365。来自位于安全壳310外部的源的液体360可以进入填充管340的上端部344并且经由填充管340的下端部344至少部分地填充安全壳内区域350。在一些示例中，随着液体360的高度365从下部容器头部312的底部升高，安全壳内区域350内的压力可响应于液体360进入安全壳310而增加。在其他例子中，安全壳内区域350内的压力可以可控制地从通风口330释放。

液体360可以在环形区域325周围至少部分地围绕反应堆容器320。安全壳内区域350可以与填充压力相关联，而液体360的表面在环形区域325内的高度365处。安全壳内区域350的填充压力可以操作以将液体360的高度保持在高度365处。例如，安全壳内区域350内的压力可以达到填充压力，该填充压力操作以平衡与进入液体360相关联的流体压力，使得液体360流入安全壳310的流动有效地停止。在其他例子中，当达到安全壳内区域350内的填充压力时，液体360到安全壳310中的流量可以等于液体360流出安全壳310的流量。

高度365可以保持在与反应堆压力容器挡板45大致相同的高度(图2)。高度365可能大于50英尺。在一些例子中，高度365可以在70英尺和100英尺之间的某处。在其他例子中，高度365可小于70英尺或大于100英尺。

图6示出了用于反应堆模块的示例性容纳填充系统600。反应堆模块可以包括安全壳610，该安全壳包括下部头部612和上部头部614。在一些例子中，下部头部612和上部头部614中的一者或两者可以例如通过容纳凸缘615可移除地附接到安全壳610。另外，安全壳610可以包括基部支撑件650，该基部支撑件被构造成支撑反应堆模块在容纳建筑物或反应堆舱的地板、地面和/或支撑表面上的重量。

容纳填充系统600可以包括填充管640，该填充管包括下端部642和上端部644。与关于图3和图4的填充管340描述的类似，填充管640的下端部642可位于下部头部612的底部处或附近。另外，填充管640的上端部644可位于上部头部614处或附近。在一些例子中，反应堆模块可以不包括穿过下头部612的任何穿孔部件，否则该穿孔部件可以用于排出容纳在安全壳610内的任何液体。相反，填充管的上端部644可以穿透和/或穿过上部头部614。

另外，容纳模块可以包括与二次冷却系统相关联的一个或多个增压室630。填充管640的中间部分645可被构造成绕过可容纳在安全壳610内的增压室630中的一个或多个和/或二次冷却剂管束的一部分。安全壳610可被构造成至少部分地溢流有液体或水。在一些例子中，容器填充系统600可以被构造成从安全壳610内移除水。然而，可以设计反应堆模块而不在安全壳610内容纳任何泵。

图7示出了用于示例性安全壳填充系统700的简化流体回路。密封容器填充系统700可被构造成可控地将液体提供给安全壳710。在一些例子中，密封容器710可以通过安全壳内区域至少部分地围绕反应堆容器720，类似于图1-6中所述的一个或多个系统。另外，填充管740可以被构造成从安全壳710提供液体和/或释放液体。

填充管740可以流体地联接到安全壳710并且可以包括位于安全壳710的下部部分中的下端部。一个或多个填充阀715可以被构造成调节、限制、禁止、约束或以其他方式控制液体和/或空气沿至少一个方向流过流体回路。填充管线745和一个或多个填充管线阀705可以将填充管740流体地连接到一个或多个泵750。一个或多个泵750可以被构造成提供将液体经由填充管740传送到安全壳710并且在一些例子中经由填充管740从安全壳710传送液体的抽吸力。

一个或多个泵750可以位于安全壳710的外部。另外，一个或多个泵750可以被构造成从位于安全壳710外部的冷却池785吸取水。填充安全壳710的液体可以包括从冷却池785吸取的水。在一些例子中，液体可以以大约每分钟100加仑的流量添加到安全壳710或从安全壳710中移除。

另外，填充管线745可以操作以将填充管740流体地连接到包括流体分离容器210和/或流体液位控制装置260的流体分离系统。流体分离容器210可以位于安全壳710的外部。流体分离系统可被构造成例如当安全壳710排出时将液体与气体体积分离。

填充管线阀705可以互连以允许液体选择性地提供给可操作地连接到安全壳填充系统700的多个反应堆模块。因此，泵750可以被构造成作为用于多个反应堆模块的一个或多个共用系统部件进行操作。在一些例子中，六个或更多个反应堆模块可以连接到流体回路和/或一个或多个共用部件。

另外，安全壳填充系统700可以包括一个或多个通风系统725。通风系统725可以可操作地联接到安全壳710，并且可以包括位于安全壳710的上部部分中的通风口。与通过填充管740引入液体相结合或者在通过填充管740引入液体之后，空气和/或气体可以经由通风系统725从安全壳710释放或者被添加到安全壳710。空气和/或气体可以形成用于控制容器710中的液体体积的气体体积。气体体积可以形成液体表面上方的加压区域，并且加压区域可以操作以对液体施加表面压力。

在一些例子中，当安全壳710排空时，液体可以从安全壳710转移到流体分离罐210。取决于安全壳710的尺寸和/或容纳在其中的液体的量，从安全壳710中清除液体可能需要几个小时。流体分离罐210可以包括连接到流体分离罐210的一个或多个噪声阻尼器、噪声滤波器、颗粒过滤器、噪声消声器和/或噪声扩散器，例如消声器760和/或过滤器770。消声器760和/或过滤器770可以被构造成减小分贝水平，减少与释放的空气相关的放射性颗粒，和/或以其他方式缓解或减小释放的空气和/或气体的声学效应，同时在排放操作期间控制安全壳710的减压。

流体分离罐210、消声器760和/或过滤器770中的一个或多个可以与和反应堆模块和/或反应堆建筑物相关联的容器排空系统(CES)、反应堆池冷却系统(RPCS)或加热、通风和空调(HVAC)系统相结合。

从安全壳710中取出的液体可以被排放到相对较大的储存罐或冷却池785中。冷却罐阀780可构造成调节、限制、禁止、约束或以其他方式控制液体和/或空气沿一个或多个方向流过流体回路。

一个或多个回路阀755可被构造成选择性地调节、限制、禁止、约束或以其他方式控制通过回路的液体和/或空气的流动方向。在一些例子中，一个或多个回路阀755可以被构造成允许从冷却池785泵出的水被转移到安全壳710中。另外，一个或多个回路阀755可被构造成允许容纳在安全壳710中的水和/或空气转移到分离罐210。

取决于容纳水质量和/或温度，被输送到流体分离罐210的水可被排出或释放到相对较大的储存罐265和/或水净化系统中。一旦清洁和/或冷却，水可以返回到冷却池785。在一些例子中，储存罐265和冷却池785可以包括相同的水体和/或彼此流体连接。在其他例子中，储存罐265和冷却池785中的一个或两个可以包括抑制池。

图8示出了用于至少部分地浸没在水池825中的反应堆模块850的示例性容器填充系统800。水池825可以容纳在反应堆建筑物805和/或容纳反应堆模块850的反应堆舱中。在一些例子中，水池825和/或反应堆模块850可以位于地平面以下。反应堆模块850可以包括安全壳810和容纳在安全壳810内的反应堆容器820。安全壳810和反应堆容器820中的一个或两个可以由金属制成，例如钢或钢合金。反应堆建筑物805的壁可以包括钢筋混凝土。

填充管840和/或通过液压管线845连接至填充管840的一个或多个其他装置或系统可被构造成用液体填充安全壳810。例如，液压管线845可被构造成将填充管840可操作地连接到一个或多个泵，例如图7的泵750。

位于水池825内的入口855连同液压管线880以及一个或多个阀(例如阀875)一起，可被构造成提供液体以至少部分地溢流容器810。阀875可以包括单向阀，其可以被打开以通过入口885吸入水。另外，液压管线880可以连接到填充管840，使得被吸入入口885的水可以被释放到安全壳810中。

一个或多个泵和/或储存罐可被构造成提供释放到安全壳810中的水或其他类型的液体。通过入口885从水池825中抽出并用于溢流安全壳810的液体可以在排放操作期间通过位于水池中的一个或多个排放装置865排放。

通风口830和/或经由液压管线835连接到通风口830的一个或多个其他装置或系统可以被构造成从安全壳810移除加压气体和/或将加压气体提供到安全壳810。另外，通风口830和/或液压管线835可以可操作地连接到排气系统。

液压管线860、液压管线880、入口885、一个或多个阀875和/或排放装置865可以包括用于向二次冷却剂系统提供辅助水源的系统的部件。在一些例子中，可以在没有任何一次冷却剂10被允许离开反应堆容器820的情况下执行针对在此公开的设备和系统描述的所有功能。

图9示出了用于包括容纳一次冷却剂的反应堆压力容器920的反应堆模块的示例性冷却系统900。蒸汽发生器930可以被构造成通过将热从一次冷却剂传递到循环通过蒸汽发生器930的二次冷却剂来降低反应堆压力容器920的温度。

冷却系统900可以进一步包括安全壳910，该安全壳至少部分地围绕安全壳内区域950中的反应堆容器。例如在全功率发电期间，安全壳内区域950可以在反应堆模块正常操作期间保持在基本上干燥的状态。在一些示例中，在反应堆模块的正常操作期间，安全壳内区域950可以至少部分地排空任何液体和/或气体。

响应于反应堆模块的非紧急停堆，控制器970可以被构造成将流体源960引入安全壳内区域950中。流体源960可以位于安全壳910外部，并且在一些例子中，在蒸汽发生器930已经通过释放二次冷却剂初始降低反应堆压力容器910的温度之后，流体可以引入到安全壳950中。

另外，反应堆监测器990可以被构造成监测反应堆压力容器920和/或容纳在反应堆压力容器920内的一次冷却剂的温度。反应堆监测器990可以包括传感器、计量器、温度计、热电偶、其他监测温度的装置或其任何组合。另外，反应堆监测器990可以被构造成监测、测量、检测、读取、感测、估计或以其他方式确定与反应堆压力容器相关的温度。在一些例子中，与反应堆压力容器920相关联的温度可以基于反应堆压力容器920内的压力、容纳在反应堆压力容器920内的一次冷却剂的流速、与反应堆模块相关联的其他操作条件或其任何组合来间接地确定。

响应于反应堆监测器990确定与反应堆压力容器920相关联的温度已经达到阈值冷却温度，控制器970可以被构造成将水引入安全壳内区域950中。阈值冷却温度可以大于二次冷却剂的沸腾温度。在一些例子中，阈值冷却温度可以是大约华氏250度。

流体源960可以包括反应堆舱池，并且安全壳910可以至少部分地浸没在反应堆舱池中。将水引入安全壳内区域950可操作以降低与反应堆压力容器920相关的温度，使其降至二次冷却剂的沸腾温度以下。

水可以至少部分地将安全壳内区域950填充到填充管线，使得大部分反应堆压力容器920可以浸没在填充管线下方的水中。此外，安全壳910中的压力可响应于将水引入安全壳内区域950而增加。在一些例子中，随着压力容器910内的压力平衡，安全壳内区域950内的水的高度可以保持在大致填充管线处。

在从蒸汽发生器930释放蒸汽和将水引入安全壳内区域950期间，反应堆模块的所有一次冷却剂可保持容纳在反应堆压力容器920内，使得一次冷却剂不被允许与循环通过蒸汽发生器930的二次冷却剂流体混合或者与引入安全壳内区域950中的水混合。类似地，二次冷却剂可保持与引入安全壳内区域950中的水流体地隔离。因此，在一些例子中，在冷却操作期间，一次冷却剂、一次冷却剂和外部水源不被允许流体地相互混合。

图10示出了将反应堆模块被动地冷却到冷停堆状态的示例性过程1000。反应堆模块可以包括容纳在安全壳内的反应堆容器。安全壳可以通过安全壳内区域至少部分地围绕反应堆压力容器。在反应堆模块的正常操作期间，安全壳内区域可以被排空液体和/或空气。另外，安全壳可以至少部分地浸没在反应堆池中。

在操作1010处，可以启动反应堆停堆。在一些例子中，可以通过将多个控制棒插入反应堆堆芯来启动反应堆停堆。反应堆停堆可能与非紧急操作相关，例如为反应堆模块准备加燃料或进行日常维护。控制棒可以被构造成减少或消除反应堆堆芯中发生的裂变事件的数量，否则反应堆堆芯会释放热量进入周围的一次冷却剂。

在操作1020处，从一次冷却剂传递到二次冷却系统的热导致二次冷却剂变成蒸汽，并且蒸汽可以从一个或多个蒸汽发生器释放。当额外的热连续传递到二次冷却剂系统时，蒸汽的释放可以操作以降低一次冷却剂的温度。

在操作1030处，反应堆压力容器的温度(例如，一次冷却剂的温度)可以被冷却到阈值温度。阈值温度可以与可响应于释放蒸汽而实现的反应堆压力容器的相对静态温度相关联。阈值冷却温度可以大于二次冷却剂的沸腾温度，例如阈值冷却温度可以是大约250°。在一些示例中，阈值冷却温度可以近似等于二次冷却剂的沸腾温度。

过程1000可以包括在操作1040处监测反应堆压力容器的温度。响应于确定何时达到阈值冷却温度，安全壳内区域可以至少部分地溢流。反应堆压力容器的温度在启动任何进一步的冷却系统(例如在操作1050处描述的)之前可以初始达到阈值温度，以避免和/或减轻否则在反应堆模块的温度下降得太快的情况下可能发生的任何热应力、金属疲劳或系统冲击。

在操作1050处，响应于将反应堆压力容器冷却至阈值温度或者其预期温度，围绕反应堆压力容器的安全壳内区域可以至少部分地溢流。在一些例子中，安全壳内区域可以部分地被储存在反应堆池中的水溢流。来自一次冷却剂的热可以经由传导通过反应堆压力容器的壁传递到溢流安全壳内区域的水中。一次冷却剂可能不允许与来自反应堆池的水和/或来自安全壳内区域中的水流体地混合；相反，一次冷却剂可以在冷却过程中始终保持完全保留在反应堆压力容器内。

流体可以至少部分地将安全壳内区域填充到填充管线，使得大部分反应堆压力容器浸没在填充管线下方的流体中。在一些例子中，过程1000可以包括响应于部分溢流安全壳内区域而增加安全壳内的压力，并且达到安全壳内的平衡压力。随着压力容器内的压力平衡，安全壳内区域内的流体的高度可以保持在大致填充管线处。

另外，过程1000可以包括响应于达到平衡压力而限制流体从外部流体源流入安全壳内区域的流动，和/或响应于达到平衡压力而从安全壳内区域中释放至少一部分流体。例如，释放流体的流率可以近似等于与部分溢流安全壳内区域相关联的流率，以将安全壳内区域内的水的高度保持在大致填充管线处。

在操作1060处，与反应堆压力容器相关联的温度可以通过将热传递到溢流的安全壳内区域中而被冷却，直到达到冷停堆状态。在一些例子中，冷停堆状态可以与反应堆压力容器温度和/或约200℉的一次冷却剂温度相关联。

通过保持安全壳内区域溢流，可以维持反应堆模块的冷停堆状态。在一些例子中，位于安全壳内区域中的水可以从另外的水源进行置换，例如周围的反应堆池。例如，由于在反应堆池内不同高度处的水的密度和/或温度的差异，可以通过自然循环来置换水。可以保持安全壳内区域内的平衡压力，直到反应堆模块达到冷停堆状态。

在没有任何泵或电力的情况下，包括可能经历完全失去电力的情况，冷却过程可以开始和/或继续操作。冷却过程可以继续操作并且用于将反应堆模块保持在或低于与冷停堆状态相关的温度。此外，反应堆模块可以例如通过高架起重机在反应堆池内移动，同时仍然保持反应堆的冷停堆状态，这至少部分地归因于安全壳内区域中的水的存在以促进冷却过程。

虽然本文描述的各种示例已经提供了水源以使安全壳内区域溢流，如来自反应堆池，但是在其他示例中，水源可以包括放射性废物系统、化学和体积控制系统(CVCS)、应急核心冷却系统(ECCS)、辅助水罐、水体或其任何组合。

这里描述的一个或多个示例性系统可以包括各种核反应堆技术，并且可以包括和/或与核反应堆结合使用，所述核反应堆使用氧化铀、铀氢化物、铀氮化物、碳化铀、混合氧化物和/或其他类型的燃料。虽然本文提供的例子主要描述了压水反应堆和/或轻水反应堆，但是对于本领域技术人员而言显而易见的是，这些例子可以应用于其他类型的动力系统。例如，这些例子及其变型形式也可以与沸水反应堆、钠液态金属反应堆、气体冷却反应堆、卵石床反应堆和/或其他类型的反应堆设计一起进行操作。

另外，本文所示的例子不一定限于任何特定类型的反应堆冷却机构，也不限于用于在核反应内或与核反应相关联地产生热的任何特定类型的燃料。本文描述的任何比率和值仅仅是示例性的。其他比率和值可以通过实验来确定，例如通过构建核反应堆系统的全尺寸或比例模型。

已经在此描述和图示了各种例子，应当明显的是，可以在布置和细节上修改其他例子。我们要求保护所有在以下权利要求的精神和范围内的修改和变化。

Claims (19)

1.一种用于核反应堆模块的冷却系统，其包括：

反应堆压力容器，所述反应堆压力容器容纳一次冷却剂；

所述核反应堆模块的蒸汽发生器，所述蒸汽发生器被构造成通过将热量从所述一次冷却剂传递到循环通过所述蒸汽发生器的二次冷却剂并将所述二次冷却剂的至少一部分释放为蒸汽来降低所述反应堆压力容器的温度；

安全壳，所述安全壳至少部分地围绕所述核反应堆压力容器并且在所述安全壳和所述反应堆压力容器之间限定出安全壳内区域，其中所述安全壳内区域在所述核反应堆模块的正常操作期间是干燥的；以及

控制器，所述控制器引起所述核反应堆模块的非紧急停堆操作，所述非紧急停堆操作包括：

从所述蒸汽发生器释放蒸汽而初始降低所述反应堆压力容器的温度；以及

在初始降低所述反应堆压力容器的温度之后，将水从位于所述安全壳外部的水源引入所述安全壳内区域。

2.根据权利要求1所述的冷却系统，其中水源包括反应堆池，并且其中所述安全壳至少部分地浸没在所述反应堆池中。

3.根据权利要求1所述的冷却系统，其还包括温度监测器，所述温度监测器被构造成监测所述反应堆压力容器的温度，并且其中所述非紧急停堆操作包括响应于所述温度监测器确定所述反应堆压力容器的温度达到阈值冷却温度而将水引入所述安全壳内区域。

4.根据权利要求3所述的冷却系统，其中所述阈值冷却温度高于所述二次冷却剂的沸腾温度，并且其中将水引入所述安全壳内区域以将所述反应堆压力容器的温度降低到低于所述二次冷却剂的沸腾温度。

5.根据权利要求4所述的冷却系统，其中所述阈值冷却温度为250华氏度。

6.根据权利要求1所述的冷却系统，其中所述非紧急停堆操作包括将水引入到所述安全壳内区域中，直到水至少部分地将所述安全壳内区域填充到填充液位线，使得所述反应堆压力容器的大部分浸没在所述填充液位线下方的水中。

7.根据权利要求6所述的冷却系统，其中将水引入所述安全壳内区域包括增加所述安全壳内的压力，并且其中所述非紧急停堆操作包括将所述安全壳内区域内的水的高度在所述安全壳内的压力平衡时保持在所述填充液位线处。

8.一种用于冷却核反应堆模块的方法，其包括：

启动非紧急核反应堆停堆操作；

响应于启动非紧急核反应堆停堆操作，从核反应堆模块的蒸汽发生器可控地释放蒸汽以降低与核反应堆模块的反应堆压力容器相关的温度，其中通过热从容纳在所述反应堆压力容器内的一次冷却剂传递到循环通过蒸汽发生器的二次冷却剂直到所述二次冷却剂的至少一部分达到沸腾温度而产生所述蒸汽，并且其中所述核反应堆模块还包括安全壳，所述安全壳至少部分地围绕所述核反应堆压力容器并且在所述安全壳和所述反应堆压力容器之间限定出安全壳内区域；以及

在响应于从所述蒸汽发生器释放蒸汽而将与所述反应堆压力容器相关联的温度降低到阈值冷却温度之后，利用来自外部流体源的流体至少部分地填充所述安全壳内区域，直到所述反应堆压力容器的大部分被流体包围，从而响应于部分地填充所述安全壳内区域，而将所述反应堆压力容器从所述阈值冷却温度冷却到与所述核反应堆模块的冷停堆状态相关的停堆温度，其中所述停堆温度小于所述二次冷却剂的沸腾温度。

9.根据权利要求8所述的方法，其还包括监测与所述反应堆压力容器相关联的温度，以确定所述反应堆压力容器已经达到所述阈值冷却温度，并且响应于确定已经达到所述阈值冷却温度，利用流体至少部分地填充所述安全壳内区域。

10.根据权利要求8所述的方法，其中所述阈值冷却温度大于所述二次冷却剂的沸腾温度。

11.根据权利要求8所述的方法，其中所述阈值冷却温度等于所述二次冷却剂的沸腾温度。

12.根据权利要求8所述的方法，其中利用流体至少部分地填充所述安全壳内区域包括将所述安全壳内区域填充到填充液位线，使得所述反应堆压力容器的大部分浸没在所述填充液位线下方的流体中。

13.根据权利要求12所述的方法，其还包括：

响应于部分地填充所述安全壳内区域而增加所述安全壳内的压力；

在所述安全壳内达到平衡压力；和

随着所述安全壳内的压力平衡，保持所述安全壳内区域内的流体的高度在所述填充液位线处。

14.根据权利要求13所述的方法，其还包括响应于达到所述平衡压力而限制流体从外部流体源流入所述安全壳内区域的流动。

15.根据权利要求13所述的方法，其还包括响应于达到所述平衡压力而从所述安全壳内区域释放流体的至少一部分，其中所释放的流体的流率等于与至少部分地填充所述安全壳内区域相关联的流率，以将所述安全壳内区域内的水的高度保持在所述填充液位线处。

16.根据权利要求13所述的方法，其还包括保持所述安全壳内区域内的所述平衡压力，直到所述核反应堆模块达到所述冷停堆状态。

17.一种核反应堆系统，其包括：

核反应堆模块，所述核反应堆模块包括：

反应堆压力容器，所述反应堆压力容器容纳一次冷却剂；

蒸汽发生器，所述蒸汽发生器热联接到所述反应堆压力容器并且容纳二次冷却剂，其中所述蒸汽发生器定位成通过(a)将热量从所述一次冷却剂传递到所述二次冷却剂和/或(b)将所述二次冷却剂的至少一部分释放为蒸汽，来降低所述反应堆压力容器的温度；

安全壳，所述安全壳至少部分地围绕所述核反应堆压力容器并且在所述安全壳和所述反应堆压力容器之间限定出安全壳内区域；以及

控制器，所述控制器可操作地联接到所述核反应堆模块并且被构造成引起所述核反应堆模块的非紧急停堆操作，所述非紧急停堆操作包括：

从所述蒸汽发生器释放蒸汽而初始降低所述反应堆压力容器的温度；以及

在初始降低所述反应堆压力容器的温度之后，利用来自位于所述安全壳外部的水源的水至少部分地填充所述安全壳内区域。

18.根据权利要求17所述的核反应堆系统，其还包括用于监测所述反应堆压力容器的温度的温度监测器，并且其中所述非紧急停堆操作包括响应于所述温度监测器确定所述反应堆压力容器的温度已经达到阈值冷却温度而利用流体至少部分地填充所述安全壳内区域。

19.根据权利要求17所述的核反应堆 系统，其中所述非紧急停堆操作还包括：

将所述反应堆压力容器的温度初始降低到阈值冷却温度；以及

在将所述反应堆压力容器的温度初始降低到阈值冷却温度之后，利用流体至少部分地填充所述安全壳内区域，以将所述反应堆压力容器的温度从所述阈值冷却温度降低到与所述核反应堆模块的冷停堆状态相关的停堆温度。

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