CN110097981A - 用于非能动冷却核电站冷却剂存储器的设备 - Google Patents

Abstract

一种用于冷却核电站的安全壳内换料储水槽和乏燃料池的非能动冷却系统，其能够延长核电站能够被安全地维护而无需操作员介入的天数。冷却系统在闭合环路循环中采用虹吸管，闭合环路通过自然循环围绕在乏燃料和安全壳内换料水内的换热器与安全壳外侧的周围大气之间的冷却环路循环制冷剂。

Description

用于非能动冷却核电站冷却剂存储器的设备

本申请是名称为“用于非能动冷却核电站冷却剂存储器的设备”、申请日为2014年3月10日、国际申请号为PCT/US2014/022254、国家申请号为201480022376.0的PCT申请的分案申请。

相关申请的交叉引用

本申请要求在2013年3月14日提交的美国专利申请序列号No.61/781,274的权益，其通过引用结合于此。

技术领域

本发明总体涉及用于核电站冷却剂存储器的非能动冷却系统，且更特别地涉及用于冷却安全壳内换料储水槽和乏燃料池的这种系统。

背景技术

核反应堆发电系统的一次侧生成用于产生可销售电力的蒸汽。对于诸如压水反应堆或液体金属冷却型反应堆的反应堆类型，一次侧包括闭合回路，闭合回路与二次回路隔离且与之成热交换关系，以用于产生有用蒸汽。对于诸如沸水反应堆或气体冷却型反应堆的反应堆类型，用于产生可销售电力的气体在反应堆芯中被直接加热，压水反应堆应用在下文将被描述为要求保护的概念的示例性用途；但是应该理解到，其他类型的反应堆可等同地受益于在此公开的概念。

压水反应堆系统的一次侧包括：包封堆芯内部结构的反应堆容器，堆芯内部结构支撑多个包含可裂变物质的燃料组件；在换热蒸汽发生器内的一次回路；增压器的内容积；用于循环增压水的泵和管道；所述管道将每个蒸汽发生器和泵独立地连接到反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵和管道系统在内的一次侧的每个部分被连接到容器，形成一次侧环路。为了阐述，图1示出简化的压水核反应堆一次系统，其包括大致柱形反应堆压力容器10，所述反应堆压力容器具有包封核堆芯14的封头12。诸如水的液体反应堆冷却剂通过泵16被泵送到容器10中，经过堆芯14(在该处热量被吸收)且通过典型地称为蒸汽发生器的换热器18排放，在蒸汽发生器中，热量被传递到效用回路(未示出)，诸如蒸汽驱动型涡轮发电机。反应堆冷却剂然后返回到泵16，以完成一次环路。典型地，多个上述环路由反应堆冷却剂管件20连接到单一反应堆容器10。

压水核反应堆典型地以18个月周期换料。在换料过程期间，在堆芯内被放射的燃料组件的一部分被移除且被围绕堆芯重新定位的新燃料组件补充。被移除的乏燃料组件典型地在水下从反应堆安全壳22传递到容置乏燃料池的独立建筑，独立建筑在图1中象征地示出且由附图标记24指代，这些放射性燃料组件被存储在独立建筑中。在乏燃料池中的水深到足以按可接受的水平屏蔽辐射且防止在燃料组件内的燃料棒达到可能破坏密封地容置放射性燃料和裂变产物的燃料棒覆层的温度。冷却继续，至少直到在燃料组件内的衰变热低于燃料组件的温度能够容许干燥存储的水平。

日本福岛第一核电站事件增强了对冷却乏燃料池的系统长时间失电的可能结果的关注。由于这次海啸，场外和现场失电，这导致核电站停电。失电使乏燃料池冷却系统关闭。在一些乏燃料池中的水由于池温上升通过蒸发和汽化而散发，所述乏燃料池由浸在其中的高放射性乏燃料组件加热。在长时间没有电力将替换水泵送到池中的情况下，燃料组件可能潜在地露出，这可能在理论上升高在这些燃料组件中的燃料棒的温度，从而可能导致破坏那些燃料棒的覆层且可能导致放射性泄漏到环境中。

最新设计的非能动冷却核电站，诸如，由宾夕法尼亚州的蔓越莓乡的西屋电气公司提供的利用非能动安全系统的核电站设计，已经被评估能够在如福岛的极端事件之后继续提供冷却至少三天。

本发明的目的是修改用于冷却乏燃料的水被冷却的方式，使得乏燃料能够在福岛类型的事件之后被冷却至少十天。

本发明的另一目的是提供这样的非能动冷却，使得商业1,100兆瓦的核电站能够利用非能动手段提供堆芯和乏燃料冷却十天以上。

发明内容

这些和其他目的通过一种核电站实现，所述核电站具有密封地容置在安全壳内的核蒸汽供给系统。包括水的存储器被容置在安全壳内或安全壳附近。乏核燃料被沉浸在存储器内且由水冷却，并且虹吸管被定位成从存储器内延伸到安全壳的外部，以将存储器中的热量非能动地传递到安全壳外侧的空气。在一个实施方式中，虹吸管包括第一和第二换热器，第二换热器比第一换热器位于更高高度处。第一换热器至少部分地浸入在存储器内，使得在第一换热器的第一侧上的存储器中的水与在换热器的第二侧上的工作流体热连通。第一换热器的第二侧通过工作流体循环的闭合环路与第二换热器的第一侧流体连通，使得在第二换热器的第一侧上的工作流体与在第二换热器的第二侧上的安全壳外侧的周围空气热连通。在优选实施方式中，工作流体是制冷剂且安全壳外侧的闭合环路包括翅片管。优选地，安全壳包括钢外壳，钢外壳基本围绕安全壳延伸且具有从安全壳的较低部分延伸到安全壳的较高部分的基本竖直壁。期望地，导风板基本围绕安全壳的竖直壁延伸且与竖直壁隔开，空气入口位于导风板的较低高度处且空气出口位于导风板的较高高度处，第二换热器被支撑在安全壳的竖直壁和导风板之间的环形空间内。优选地，第二换热器被支撑在环形空间的较低部分中。

在另一实施方式中，第一换热器包括多个第一换热器，第二换热器包括多个第二换热器且闭合环路包括多个闭合环路。所述多个闭合环路配置成与具有第一换热器中的至少一个和第二换热器中的至少一个的每个闭合环路并行地操作。优选地，每个第二换热器围绕安全壳的外侧隔开。期望地，闭合环路包括用于切断工作流体的循环的阀。

在一个实施方式中，存储器是在安全壳内的换料储水槽。在这个应用中，第一换热器在安全壳内且第二换热器在安全壳外侧。在另一实施方式中，存储器是在安全壳外侧且在安全壳附近的乏燃料池。

附图说明

通过结合附图阅读以下说明的优选实施方式能够获得对发明的进一步理解，其中：

图1是传统核反应堆系统的简化示意图；

图2是核蒸汽供给系统示出为在其非能动冷却安全壳内的简化示意图；

图3是在图2中示出的核蒸汽供给系统的部件的安全壳内布局的立体图；

图4是示出在本发明采用的虹吸管中使用的第一和第二换热器配置的示意图；

图5是示出安全壳外壳的示意图，其具有在安全壳内换料储水槽中示出的第一流体-流体换热器，以及第二气体-空气换热器，第二气体-空气换热器示出为在第一换热器的高度上方、位于安全壳外壳和导风板之间的环形空间中；以及

图5A是在位于安全壳外壳和导风板之间的环形空间中的气体-空气换热器2中采用的翅片换热管的放大图。

具体实施方式

如前提及的，在发生福岛类型的罕见事件下，核电站设计为利用非能动安全系统，诸如在图2中示出的非能动冷却安全壳22，以继续提供冷却至少三天。完成那个目标的安全系统之一是在图2中示出的非能动安全壳冷却系统。非能动安全壳冷却系统22围绕核蒸汽供给系统，核蒸汽供给系统包括反应堆容器10、蒸汽发生器18、增压器26和主冷却剂循环泵16；所有部件由管道网络20连接。安全壳系统22部分地包括由混凝土屏蔽建筑30围绕的钢圆顶安全壳容器包封体28，混凝土屏蔽建筑提供对于钢圆顶安全壳容器28的结构性防护。

非能动安全壳冷却系统的主要部件是非能动安全壳冷却水储槽32、导风板34、空气入口36、空气出口38和水分配系统40。非能动安全壳冷却水储槽32在钢圆顶安全壳容器28上方被结合到屏蔽建筑结构30中。定位在钢圆顶安全壳容器28和混凝土屏蔽建筑30之间的导风板34限定空气冷却流动路径，空气冷却流动路径在钢圆顶安全壳28的大约顶部处的高度通过开口36进入屏蔽建筑30中。在进入屏蔽建筑30之后，空气路径向下经过导风板34的一侧且在邻近于钢圆顶安全壳容器的较低部分的高度围绕导风板反转方向、而后在导风板和钢圆顶安全壳容器28之间向上流动、并且在屏蔽建筑30的顶部中的排放开口38处离开。排放开口38由非能动安全壳冷却水储槽32围绕。

在事故的罕见情况下，非能动安全壳冷却系统提供水，所述水通过重力从非能动安全壳冷却水储槽32排放且形成在钢圆顶安全壳容器28上的膜。水膜汽化，因此从钢圆顶安全壳建筑28移除热量。

非能动安全壳冷却系统能够在导致安全壳增压的设计基准事件之后从安全壳大气移除包括后续衰变热的充足热量，使得在没有操作员动作的情况下安全壳压力维持低于设计值至少72小时。

在围绕钢圆顶安全壳容器28的屏蔽建筑30和导风板34之间形成的空气流动路径导致空气沿安全壳容器的外侧钢表面向上自然循环。空气的这种自然循环由当流动的空气被安全壳钢表面加热以及当空气被加热且汽化施加到安全壳表面的水时的浮力来驱动。流动的空气也增强了从水表面发生的汽化。在事故的情况下，由安全壳钢表面传递到空气的对流热仅占所需的总热传递的一小部分，所述总热传递主要由水从安全壳钢表面的湿润区域的汽化完成，这冷却在表面上的水，然后冷却安全壳钢，然后冷却内侧安全壳环境且冷凝在安全壳内的蒸汽。

为了维持热量从钢圆顶安全壳容器22的充分传递以限制和减小安全壳压力，在假定设计基础事件之后的初始三天之后，非能动安全壳冷却系统要求水继续施加到安全壳外侧钢表面。水初始由上述非能动重力流动提供。在三天之后，水通过能动手段初始从现场存储器提供，而后从其他现场或场外源头提供。对这种安全壳冷却过程的更详细的理解能够在2012年4月12日提交的美国专利申请序列号No.13/444,932(代理人案号NPP2009-014)中找到。

此外，具有非能动系统，以确保在堆芯中的燃料组件维持被冷却剂覆盖。在一次冷却剂环路泄漏的罕见事件下，这些系统被自动启动。冷却剂损失可能仅涉及少量，由此附加的冷却剂能够从相对小的高压补水源注射，无需减压反应堆冷却剂回路。如果发生冷却剂的大量损失，则需要从包含大量水的低压源添加冷却剂。因为难以利用泵来克服反应堆冷却剂回路的大量压力(例如，2,250psi或150bar)，所以反应堆冷却剂回路在大量冷却剂损失的情况下自动减压，使得冷却剂水可在核反应堆安全壳圆顶28内的环境压力下从安全壳内换料储水槽添加。因此，如在图3中示出的，对于在核反应堆系统中的冷却剂的损失，存在两个冷却剂补充源头。高压堆芯补充槽42的入口通过阀联接到反应堆冷却剂入口或冷段44。高压堆芯补充槽42也通过机动阀和止回阀联接到反应堆容器注射入口46。高压堆芯补充槽42能够操作以在反应堆的操作压力下向反应堆冷却回路20供应附加的冷却剂，以补充相对小的损失。然而，高压堆芯补充槽42仅包含冷却剂的有限供应，如能够从图3理解的。在这种系统中存在两个堆芯补充槽。

更大量的冷却剂由于从槽48开通到安全壳建筑28的内部中的通风孔而能够在大气压力下从安全壳内换料储水槽48得到。在2010年12月20日提交且受让给本申请的受让人的美国专利申请序列号No.12/972,568(在2012年6月1日公开的美国申请No.2012/0155597)更加详细地描述了反应堆系统如何减压，使得冷却水能够从安全壳内换料储水槽48排放到反应堆容器10中。

本发明通过将从反应堆最近期卸下的乏燃料在所述乏燃料被传递到乏燃料池之前在安全壳中存储一个燃料周期，最小化从乏燃料池中的乏燃料放射的衰变热，延长了提供乏燃料池冷却的能力，从而改进了核电站的其他安全系统，如在共同悬置申请序列号No.14/15,890(代理人案号NPP 2012-002)中描述的那样。本发明通过下述补充该过程：使得乏燃料池和安全壳内换料储水槽能够由空气冷却以使得来自乏燃料和反应堆堆芯的衰变热能够在延长的时间段传递到环境。在要求水补充之前能够实现四个星期或更长的时间段，无需依靠电能或外部协助。在此提供的修改将：(i)保持乏燃料池水被过冷却且因此消除乏燃料池水的沸腾和蒸发到环境(在以上引用的共同悬置的申请中公开，最近期卸下的乏燃料在安全壳内存储一个燃料周期使得乏燃料池水的空气冷却所需的热传递表面最小化)；且(ii)减小安全壳内换料储水槽的水沸腾率且提供到空气的附加热传递，使得在与非能动安全壳冷却系统结合的情况下，在非能动安全壳冷却系统储水槽中的水已经排完(三天内)之后，将无需向安全壳外部表面持续施加水。

本发明的一个优选实施方式是具有如图4示意性所示的用于乏燃料池和安全壳内换料储水槽的分开的多个冷却环路，其中，每个环路50包括沉浸在乏燃料池或安全壳内换料储水槽的水中的换热器52(换热器1)、定位在非能动安全壳冷却系统的冷却环形空间的较低部分中或安全壳建筑22外侧的空气冷却换热器54(换热器2)(如图2中的虚线54象征地示出)、以及将冷却剂高度维持在冷却环路50内的小波动槽60。环路实际上形成虹吸管。当环路中的液体在换热器1(52)处被加热时，液体中的对流运动开始，从而引起液体膨胀且密度变小，且因此在环路50的底部中比更冷的工作流体产生更多的浮力。对流在系统中向上移动加热的液体，同时加热的液体被由换热器2(54)冷却的通过重力返回的较冷液体替换。如在后文中将说明的，如果核电站现场的空气温度没有变得太冷，冷却环路不要求在冷却环路中必须致动的任何隔离阀或其他部件，且冷却环路一直可用于操作。

优选地，冷却剂环路将包含制冷剂，诸如245fa，245fa例如在大约120psia(8.3bar)的压力下将在大约180°F(82℃)蒸发，或在210°F(98.9℃)和175psia(12.1bar)下蒸发。因此，乏燃料池和安全壳内换料储水槽中的换热器52(换热器1)将用作蒸发器以响应于被加热的乏燃料池或安全壳内换料储水槽的水的温度而蒸发制冷剂和增压冷却环路，同时空气冷却换热器54(换热器2)用作冷凝器；从而生成两级虹吸管系统，其利用由在乏燃料池或安全壳内换料储水槽的水和冷却空气之间的温度改变引起的液体和蒸发的制冷剂之间的大密度差异来驱动制冷剂的流动且向环境排出热量。简单来说，在这种虹吸管环路56中，在乏燃料池和/或安全壳内换料储水槽中的水的温度引起制冷剂被加热且改变为加压冷却环路的气体状态；蒸发的制冷剂上升到冷凝换热器，在冷凝换热器处被加热的蒸汽由空气冷却且被冷凝；并且重力促使液化制冷剂回流到蒸发换热器，在蒸发换热器处重复循环。

空气冷却换热器(冷凝器)54优选地定位在非能动安全壳冷却系统的冷却环形空间58的较低部分中(如图2所示)，因此利用非能动安全壳冷却系统的空气流动路径产生以下自然空气循环：进入屏蔽建筑，在非能动安全壳冷却系统的导风板和屏蔽建筑30的内侧表面之间的环形空间向下，在安全壳容器28和非能动安全壳冷却系统的导风板34之间的非能动安全壳冷却系统的冷却环形空间58向上，并且通过在屏蔽建筑30的顶部中心处的空气出口结构38流出；或者空气冷却换热器定位在安全壳建筑22外侧。非能动安全壳冷却系统流动路径设计为充分大到获得传递乏燃料和堆芯衰变热所需的空气流动、同时保持安全壳压力在三天的水协助冷却之后低于安全壳容器设计压力。

当核电站正在常规操作且乏燃料池24和安全壳内换料储水槽48中的水被维持在常规温度时(小于或等于120℉(48.9℃)，冷却环路50将在低容量下操作且245fa制冷剂将蒸发使得制冷剂压力小于或等于50psia(3.4bar)，在这种操作模式下，从水到空气的热传递被在水、制冷剂、和空气之间的低温差以及制冷剂蒸汽密度低的事实限制，制冷剂蒸汽密度低将导致蒸汽立管中的较高流动速度。如果乏燃料池的常规冷却失效、或温度增加，则更多的制冷剂将蒸发，环路中的压力将增加，从而增加制冷剂蒸汽密度和温度，且因此增加到空气的热传递。

注意到，如果周围空气温度低，则冷却环路可能过度冷却乏燃料池和安全壳内换料储水槽的水。在可能发生这种情形的应用中，故障开启隔离阀62能够被添加到冷却环路50，以使得操作者能够隔离冷却环路和终止热传递。

优选地，在乏燃料池24和安全壳内换料储水槽48中沉浸的换热器52(蒸发器)不同于在非能动安全壳冷却系统的冷却环形空间58或安全壳建筑22外侧中的空气冷却换热器54(冷凝器)。蒸发换热器52优选地具有分别附连到较低和较高头管66和68的竖直管64。每根管64优选地包含入口孔以防止平行流动路径在冷却剂正在沸腾时不稳定。安全壳内换料储水槽换热器(冷凝器及其相关蒸发器)被尺寸化为将足够的热量传递到环境，使得在初始排放之后，在非能动安全壳冷却水储槽38排放三天之后的安全壳增压将不会超过安全壳设计压力。

乏燃料蒸发器换热器52也由附连到较低和较高头管66和68的竖直管64构成。每根管也包含入口孔以防止平行流动路径在冷却剂正在沸腾时不稳定。乏燃料池蒸发器换热器52将尺寸化为将足够的热量传递到环境，使得乏燃料池水温度将不超过200°F(93.3℃)。

冷凝换热器54的乏燃料池和安全壳内换料储水槽由分别附连到较低和较高头管66和68的竖直管换热器64构成，其中，竖直管带有竖直翅片以增加其有效表面面积，但仍允许空气向上流动穿过管束。优选地，翅片应该是稍微波浪形的以生成空气紊流，从而增加有效的管对空气传热系数。冷凝器54邻近于安全壳外壳28外侧表面定位，且在导风板入口流动引导件72的正上方定位在非能动安全壳冷却系统的导风板34内侧；或布置在安全壳建筑28的外侧。

图5提供了换热器52和54的示意侧视图，换热器52沉浸在安全壳内换料储水槽48内的水中，筛网74围绕换热器管以防止在管64之间的流动区域积垢。在冷凝器换热器54中的管翅片在图5A中提供的放大剖视图中示出。

因此，本发明通过在核电站的现场和场外动力故障的情况下延长乏燃料能够被非能动地冷却的天数，补充了在共同悬置的申请序列号No.14/195,890(代理人案号No.NPP2012-002)中提出的发明。在自然循环下利用在冷却环路内的制冷剂在延长的时间段增强了该过程的效率。此外，当前采用的能动乏燃料池冷却系统将从在此描述的系统获得一些附加的冷却益处，这将降低乏燃料池水温度且因此减少在当前成分冷却水系统上的热载荷。

虽然已经详细描述本发明的特定实施方式，但是本领域技术人员将理解的是，对这些细节的各种修改和替换可以依据公开内容的全部教导形成。因此，所公开的具体实施方式仅意味着示意性而非限制由所附权利要求的全部宽度给出的本发明的范围及其任何以及所有等价方案。

Claims (10)

1.一种核电站，包括：

核蒸汽供给系统；

用于密封地容置核蒸汽供给系统的安全壳(28)；

屏蔽建筑(30)，其与安全壳(28)隔开并基本包围安全壳(28)；

导风板(34)，其在安全壳(28)和屏蔽建筑(30)之间的环形空间中竖直延伸，并与安全壳隔开；

包括水的存储器(48)，所述存储器容置在安全壳(28)内或容置在安全壳(28)的附近；

沉浸在存储器(48)内且由水冷却的乏核燃料；和

从存储器内延伸到安全壳(28)外部的热虹吸管(56)，其位于导风板(34)和安全壳(28)之间的环形空间中，用于将存储器中的热量传递到安全壳外侧的空气，

其中，热虹吸管(56)包括第一换热器(52)和第二换热器(54)，第二换热器比第一换热器位于更高高度，其中，第一换热器至少部分地浸入存储器(48)内，使得在第一换热器的第一侧上的存储器中的水与在第一换热器的第二侧上的工作流体热连通，第一换热器的第二侧通过工作流体循环的闭合环路与第二换热器的第一侧流体连通，使得在第二换热器的第一侧上的工作流体与在第二换热器的第二侧上的安全壳外侧的周围空气热连通(70)，

其中，安全壳(28)包括基本围绕安全壳(22)延伸且具有基本竖直壁的钢外壳，所述基本竖直壁从安全壳的较低部分延伸到安全壳的较高部分，并且

其中，导风板(34)基本围绕安全壳(28)的竖直壁延伸且与所述竖直壁隔开，空气入口(72)位于导风板的较低高度处且空气出口位于导风板的较高高度处，第二换热器(54)被支撑在安全壳的竖直壁和导风板之间的环形空间(58)内。

2.根据权利要求1所述的核电站，其中，工作流体是制冷剂。

3.根据权利要求2所述的核电站，其中，制冷剂是245fa。

4.根据权利要求1所述的核电站，其中，安全壳外侧的闭合环路的一部分包括翅片管(70)。

5.根据权利要求1所述的核电站，其中，第二换热器(54)被支撑在环形空间(58)的较低部分中。

6.根据权利要求1所述的核电站，其中，第一换热器(52)包括多个第一换热器，第二换热器(54)包括多个第二换热器，且闭合环路包括多个闭合环路，所述多个闭合环路与具有第一换热器中的至少一个和第二换热器中的至少一个的每个闭合环路并行操作。

7.根据权利要求6所述的核电站，其中，每个第二换热器(54)围绕安全壳(28)的外侧隔开。

8.根据权利要求1所述的核电站，其中，闭合环路包括用于切断工作流体的循环的阀(62)。

9.根据权利要求1所述的核电站，其中，存储器是在安全壳(28)内的换料储水槽(48)，并且第一换热器(52)在安全壳内且第二换热器(54)在安全壳外侧。

10.根据权利要求1所述的核电站，其中，存储器是在安全壳外侧且在安全壳附近的乏燃料池(24)。