CN1117646A - 提高反应堆气冷系统性能的方法和装置 - Google Patents
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Abstract
一种改进的衰变热排放系统，其用于从反应堆容器和液态金属冷却核反应堆的安全外壳之间的充满惰性气体的间隔空间中排放热量。采用了多条冷却管道与充有惰性气体的间隔空间相连通，从而给惰性气体提供了多条循环到热交换器的流径，而热交换器将惰性气体中的热量排放掉，于是导致了惰性气体的自然对流。惰性气体则直接从反应堆容器上通过自然对流热传送吸收热量。
Description
本发明一般涉及液态金属致冷核反应堆，和其中的气冷系统。具体地说，本发明涉及反应堆衰变的无源排热和液态金属反应堆的显热，以及通过传导和热辐射以及流体的自然对流的内在过程将热量传送到热库(即大气空气)中。
在新型液态金属反应堆(ALMR)中，将由可裂变燃料构成的反应堆堆芯沉浸在反应堆容器内的热液态金属，如液体钠中，液态金属被用于冷却反应堆堆芯，所吸收的热量以常规方式用来发电。
一种已知型式的ALMR电站具有环形的或圆形的钢筋混凝土竖井。该竖井通常设置在地下并同心地包括一个环形的安全外壳，其中同心地设置一个包含沉浸在液态金属冷却剂(如液体钠)中的核反应堆堆芯的反应堆容器。在反应堆容器与安全外壳之间的环形空间中充满惰性气体如氩气。反应堆容器和安全外壳由上框架支撑或垂直向下悬挂在上框架上，上框架则通过许多常规的地震隔离体支撑在钢筋混凝土竖井上，以便在地震时保持安全外壳和反应堆容器结构的整体性，并且使得在这些容器和围绕的钢筋混凝土竖井之间可以有非耦合运动。
反应堆的运行是通过将中子吸收棒有选择地插入或从反应堆芯中提起来控制的。在反应堆运行期间，在紧急状况下或进行例行维修时需要停止核燃料的裂变反应。通过将控制棒插入可裂变燃料构成的堆芯以阻止燃料所需的产生裂变的中子，从而关闭反应堆。但是，堆芯中的剩余衰变热还会持续产生一段时间。这一部分热量必须从关闭的反应堆中消散掉。
液态金属冷却剂的热容量和反应堆周围的结构有助于耗散剩余热量。例如，通过热辐射将热量从反应堆容器传送到安全外壳。结果，使安全外壳的温度升高。安全外壳中的热也将向外辐射到在其外部并与其分隔开的钢筋混凝土竖井中，这些结构可能经受不住长期的高温。例如，在高温下，一般竖井的由钢筋混凝土制成的壁可能倾斜和龟裂。
为了防止这些构件的过热，提供了一种排热系统。用于ALMR中的排热系统之一是完全无源的，它是通过传导和热辐射以及流体的自然对流的内在过程进行的。图1示意性表示了称为反应堆容器辅助冷却系统(RVACS)的相关安全系统。通过液态钠的自然对流将热量从反应堆堆芯传到反应堆容器15然后通过反应堆容器壁传导热量。热量从反应堆容器的外表面越过充以惰性气体(例如氩的)隙缝空间16将热量传送到较凉的安全外壳7，这种传输几乎完全靠热辐射。在安全外壳7和钢筋混凝土竖井之间同心地设置了一个热收集器圆柱体4，以便在安全外壳和热收集器圆柱体内表面之间限定一个热空气上升管道6和在钢筋混凝土竖井与热收集器圆柱体的外表面之间限定一个冷空气下降管道3。将热量由安全外壳7传送到热空气上升管道6的空气中。热收集器圆柱体4的内表面接收来自安全外壳的热辐射，通过自然对流将其中的热传送到向上流动的上升空气中，并经由空气出口9排出热量。来自安全外壳外表面的热约50％是通过自然对流传送到热空气上升管道6的自然对流的空气中，还有50％是通过辐射传送到热收集器圆柱体4。
在上升管道6中通过两个围绕热钢表面将空气加热使得自然空气被吸入该系统，大气中的空气通过地面上四个空气入口1进入该系统。空气经由入口空腔被送入冷空气下降管道3，然后送到钢筋混凝土竖井5的底部，在此它转向并进入热空气上升管道6。热空气经由出口空腔8送到地面上四个空气出口9。热收集器圆柱体4的外表面用绝热物覆盖(未示出)，以减少来自热收集器圆柱体4的热量传送入钢筋混凝土竖井5中和传入冷空气下降管道3中的向下的空气流中。在相对冷的下降管道的空气和在上升管道中相对热的空气之间温度差别越大，无源驱动空气冷却(如无马达驱动泵)的自然循环程度就越高。
反应堆容器辅助冷却系统(RVACS)的总排热率随着温度而增加，并且很大程度上是在空气上升管隙中由封闭表面的热对流传送所决定的。因此，如果有可能在这些表面增加对流热传送或增加暴露面积，那么在任何给定的反应堆装置温度下，可由RVACS将更大的衰减热负载排除。
两种通过这样的措施提高RVACS性能的方法分别记载在Hunsbedt等人的美国专利5043135中，其发明名称“无源冷却液态金属致冷核反应堆的方法及其系统”；和Hunsbedt的美国专利5339340中，其发明名称是“提高空气界面热传送性能以达到改进反应堆空气冷却系统性能的方法”。
美国专利5043135描述了一种空气-界面热传送表面制备技术，其导致了更高的空气-界面对流热传送率。其中包括通过设置突起10(参看图27)产生粗糙的表面来扰乱靠近热钢壁附近的热边界层。
记载在美国专利5339340中的另一种提高性能的方法利用美国专利5043135中的空气-界面提高方法并结合一种附加的、放在空气流中的穿孔的收集器圆柱体11(参看图2)。使用穿孔钢圆柱体在能够调节和选择穿孔程度和形状，从而可得到最佳空气-界面热传送方面是唯一的。
本发明的辅助衰变热排放系统本身可以单独使用，但是当与美国专利5043135和5339340中的改进措施共同使用时将更为有效。在以下的讨论中采用了这一方式。
本发明是试图提高前述已有技术的无源空气冷却系统性能的一个改进发明。在这描述的提高衰变热排放方法中，从反应堆容器外表面和安全外壳内表面之间充满惰性气体的环形区域中将热量排放。上述热排放是对通过RVACS进行的热排放的补充。该改进方法的独特之处在于增加了与充满惰性气体的隙缝空间流动连通的多个冷却管道，从而为惰性气体循环到热交换器提供了多条流通路径。在这些热交换器中，将惰性气体中的热排放，从而，在惰性气体中产生自然对流流动，通过自然对流热传送其依次地直接从反应堆容器吸收热量并与常规衰交热排放系统一齐运作。由于通过自然对流直接从反应堆和安全外壳的表面将热量排放。由此增加了最终的双衰变热排放系统的总的无源对流热传送。
以上所述的已有技术提高性能的方法与本发明提高热排放装置一起使用，可以导致在反应堆设计中提高温度限度。换句话说，对于特定的容器大小可以将反应堆核芯大小增加到其它设计限制将允许的程度。对于将来的LMR系统，这可能导致更紧凑更经济的反应堆设计。此外，无源冷却系统概念可能会应用于未来的大尺寸反应堆中，但是由于只能达到相对较低的热通量，目前这种类型的无源热排放系统还不会令人满意。
图1是一种常规液态金属冷却核反应堆的正视图，表示反应堆容器辅助冷却系统。
图2是表示在图1中的反应堆细部的局部剖视图。
图3是根据本发明最佳实施例的一种液态金属冷却核反应堆的正视图。
图4是在或靠近反应堆容器辅助冷却系统出口空腔的平面视图，表示反应堆装配截面和固定到图3所示的反应堆安全外壳上的所使用的管道。
图5是包括惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器的本发明改进的一个RVACS排气管示意图(以截面表示)。
图6为表示围绕着放在反应堆容器和反应堆安全外壳之间的充满惰性气体的环形空间许多缓冲板之一的惰性气体流动图。
公开在美国专利5043135和5339340中提高冷却性能的焦点是在安全外壳7的外表面和收集器圆柱体4的内表面之间的空气上升管道狭缝6中的环形空间，如图2细节所示。通常热量通过对流从这些表面传到空气流中。在常规的ALMR设计中，这些光滑表面所具有的粗糙度，其特征是市场上可以买到的、原子核级的不锈钢。按照美国专利5043135的内容，通过在基本上垂直于空气流方向的方位上制作许多表面突起或边界层带10，例如环形地围绕着安全外壳7的圆柱表面，来增加表面粗糙度。
美国专利5339340的改进包括将如图2所示的具有许多开口或孔12的一个多孔收集器圆柱体11，放在热空气上升管道6中。尽管从制造观点来看环形将是最经济的，可是该孔可以是任意形状。穿孔程度，即开口总表面积与多孔收集器圆柱体的总表面积比较是可变的，并可选择以提供最佳的热性能。孔12的目的是允许由安全外壳7来的热辐射热流的一部分发射到达并被收集器圆柱体4所吸收。而通过多孔收集器圆柱11吸收了剩余的辐射热通量。因此，收集器圆柱体4和多孔收集器圆柱体11两者的表面都接收通过辐射热传送的热量。各个将接收的部分可以通过选择多孔收集器圆柱体11穿孔程度予以控制。穿孔程度将基于最佳化的研究，以便使在热空气上升管道6中所有热传送表面的总对流热传送达到最大值。对于空气(热库)的对流热传送率依赖于钢表面和空气之间的温度差，以及对流热传送系数，而后者则依赖于在单个流道中通过多孔收集器圆柱体11，即内道13和外道14所产生的空气流速。整个最佳化过程必须考虑多孔收集器圆柱体11相对于安全外壳7和收集器圆柱体4的相邻壁的适宜定位，从而在内流道和外流道之间得到所希望的空气流分布。多孔收集器圆柱体11的相对定位还将依赖于边界层带结构，如果这些也包括在热传送系统中。
由于在本设计中包含美国专利5043135和5339340中的空气-界面RVACS改进特征，反应堆容器15和安全外壳7之间的惰性气体隙缝16中的热传送阻力成为可控的。由于在上述隙缝中几乎所有的热传送是通过热辐射，所以对于反应堆容器辅助冷却系统总的排热能力的提高，可以通过改进容器表面热发射率实现。然而，想显著地进一步提高这些表面的热发射率是不可能的，因为通过施加制备的氧化层已经增加了热发射率。所以，必须采用其它的手段以进一步提高无源排热能力。
按照本发明，ALMR(新型液态金属反应堆)的无源排热能力的提高是通过引入直接从隙缝空间16惰性气体中排热的方式并在隙缝空间中产生显著的自然对流气流而实现的。在隙缝空间16中增加的气流速度导致在反应堆容器15和安全外壳7之间更强的对流热传送。此外，由于有更多的排气口及其相应的冷却空气流，间接地增强了反应堆容器辅助冷却系统的性能，如以下所述。因此，按照本发明增强了合成或双反应堆容器辅助冷却系统的整个性能。而增强的程度很大程序上决定于愿意在惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气交换器方面的投资。
参照图3-6阐明按照本发明最佳实施例排热提高装置的设计和运作。
按照本发明，如图3和5所示，四个惰性气体入口管道21水平延伸进出口空腔，并固定在安全外壳7的壁上。该入口管道21通过四个入口开口22(参见图5)与充以惰性气体的隙缝空间16(参见图2)是可流动连通的(参见图5)。如图5所见，同样地四个惰性气体出口管道在和入口管道21近似同样高度上也固定到安全外壳上，并通过四个出口开口24与充以惰性气体隙缝空间16相通，其每一个定位在相应入口开口22成90°角位置上。每一个反应堆装配象限有一个入口开口22和一个出口开口24。通过在换装燃料密闭室28内沿着整个排气管长度定位靠近四个反应堆容器辅助冷却系统上升管道的四个垂直惰性气体上升管道25，进一步改进了这一设计。每一个惰性气体上升管道25在其底端与相应的四个惰性气体出口管道23之一相流动连通，如图3所示，并且用隔热材料26覆盖，如图4所示。此外，每一个上升管道25在顶端水平延伸，由此通过相应的反应堆容器辅助冷却系统排气管27的壁进入反应堆容器辅助冷却系统入口管道29，并与矩形的反应堆容器辅助冷却系统出口管道30的一个长边相接，如图3和4所示。
由反应堆容器辅助冷却系统出口管道30的一个长边构成了惰性气体下降管道31，该长边现在作为一个惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器32；反应堆容器辅助冷却系统入口管道29的长壁的一部分靠近并对着热交换器32；通过将反应堆容器辅助冷却系统出口管道30的两个短边壁延伸到与反应堆容器辅助冷却系统入口管道29相对的壁相交而形成侧壁33，如图4所示。每一个下降管道31在相应的反应堆容器辅助冷却系统排气管道27整个长度上延伸。如图3所示，每一个下降管道31的底端与相应的惰性气体入口管道21相流动连通。在此所描述的惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器32的最佳实施例是可以被考虑并且以结构观点来看是可行的大量可能的设计之一。然而，所公开的实施例将是最好的方式，因为将本发明的情性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器结合到常规核电站上，所需改造将减至最小。
如图5和6所示，按照本发明对于常规反应堆装配设计作了修改。将四个流量缓冲板34放入沿着圆周以90°间隔的惰性气体充气隙缝空间16中。这些缓冲板从靠近反应堆容器15和安全外壳7的顶部延伸到靠近容器圆柱形部分的底部。所以，这些流量缓冲板限定四个象限，其中两个表示作下流区35，而另两个表示作上流区36。下流区35位于相应入口开口22圆周位置上，而上流区36位于相应出口开口24圆周位置上。注意图5下流区35径向定位在两组电磁泵37之外，而上流区36径向定位在中间热交换器38之外。(泵37和热交换器38是常规构件，例如，在Brgnsvold等人的美国专利4882514中所公开的)上述定位的理由是在中间热交换器38之外的反应堆容器15的区域通常比电磁泵37外的区域更热，这将改进惰性气体围绕着如图6所示的每块缓冲板底部流动的模式。
当本发明提高排热性能装置工作时，在两个上流区36中的惰性气体将上升，因为在这两区容器表面温度更高。然后，惰性气体通过四个出口开口24进入四个惰性气体出口管道23，此后又进入四个惰性元件上升管道25。将每一个惰性气体上升管道定位在邻近四个反应堆容器辅助冷却系统排气管27中相应的一个，如图3和4所示。从那里将热的惰性气体送入四个惰性气体下降管道31，在此通过惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器32，将惰性气体冷却。然后，冷却的惰性气体依次通过四个惰性气体入口管道21，两个下流区域35和四个入口开口22。当冷却的惰性气体向下流动时，它被加热，但是由此产生的向上浮力通过在高架惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器32中产生的更大的正压力所克服。如图6所示，惰性气体在低于阻流板34端点的开放空间内横向流近反应堆装置的底部，然后进入两个上流区36。当在上流区内惰性气体向上流动时，它被进一步加热，然后，又重复整个惰性气体流路。
双反应堆容器辅助冷却系统的工作以三种不同方式增加了衰变热排放能力。首先，通过在每一个惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器32中循环惰性气体并传送到反应堆容器辅助冷却系统出口空气39，从反应堆容器外表面直接排放热。当热交换器表面面积(A)较大时，在改善反应堆容器辅助冷却系统性能方面，上述贡献是最大的，或许是全部的90％。其次，通过产生在惰性气体充满的隙缝空间16中的强有力的自然对流，将热量传送到安全外壳7上，该热量再传到常规反应堆容器辅助冷却系统空气流中。最后，因为热量被传送到惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器32中反应堆容器辅助冷却系统的出口空气39，而这增加了自然循环部分以及反应堆容器辅助冷却系统的流率，于是增大了空气部分热传送系数以及表面与空气的温差，从而增大了反应堆容器辅助冷却系统空气流率，进而提高了性能。
对于采用了美国专利5043135和5339340中记载的改进方法的双反应堆容器辅助冷却系统设计方案进行具体的初步分析，发现当相应于使用了图3和图5所示的惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器的空气出口管道30的一条长边，UA乘积参数值(UA为热交换器总热传送系数U与热交换器表面积A的积)为3320Btu/hr-°F时，双反应堆容器辅助冷却系统的总性能提高了约13％。不会减少反应堆容器辅助冷却系统温度限度的相应的反应堆堆芯功率约是950兆瓦(MW)，这相当于预计纯减少导条费用4密尔/千瓦小时(mills/kwh)。仅仅提供更大的热交换器表面面积，也可能进一步提高其冷却性能。对于其他所考虑的方案的分析，其中所有的反应堆容器辅助冷却系统空气出口管道用作惰性气体/反应堆容器辅助冷却系统空气热交换器面积，可确定通过使用本发明的双反应堆容器辅助冷却系统，能将反应堆堆芯功率从840增加到985兆瓦(即增加17.5％)，预计减少导条费用5密尔/千瓦小时。功率如此的增加必须和现代ALMR(新型液态金属反应堆)中可能存在的其它设计限定一致。然而，如果能够实现上述功率的增加，就有可能明显地减少发电成本。
因此，本发明的基本原理是通过循环惰性气体从反应堆容器外表面直接将热量排放。然后被加热的惰性气体经由多条流径通过热交换器循环，在热交换器中惰性气体中的热量被排放掉。然后冷却惰性气体通过自然循环流回到反应堆容器和安全外壳之间的环形空间。这一原理已经通过对上述的最佳实施例的说明而阐明了。但是应当理解，对于这一新的原理通过下列折衷和对热性能估算细节的改变，并未脱离本发明的构思和范围。同时，对所公开装置的例行变化和改进对于在新型液态金属反应堆无源空气冷却系统领域内的普通技术人员将是显而易见的。例如，也可以将热交换器安排成直接将热排放到不是反应堆容器辅助冷却系统的空气冷却流一部分的大气空气中。所有这样的变化和改进将包括在以下的权利要求中。
Claims (10)
1.一种液态金属冷却核反应堆，其中包括一个安全外壳，一个由所说的安全外壳围绕的反应堆容器，在其间有一个充满惰性气体的间隔空间，一个设置在所说反应堆容器内的核燃料芯体，一个热收集器圆柱体围绕着所说的安全外壳，在其间有一间隔，一个围绕着所说的热收集器圆柱体的钢筋混凝土竖井，与所说的反应堆外面的大气空气流动连通的空气入口装置和空气出口装置，一个第1反应堆容器辅助冷却系统，其具有与所说的空气入口装置和空气出口装置流动连通的第1气体循环流径装置，所说的第1气体循环流径装置在所说的安全外壳和所说的钢筋混凝土竖井之间向下延伸，并利用无源空气冷却从其中排热，所说的反应堆还包括一个第2反应堆容器辅助冷却系统，其具有与所说的充满惰性气体的间隔空间流动连通的惰性气体入口装置和惰性气体出口装置，和所说的惰性气体入口装置和所说的惰性气体出口装置连通并延伸到所说的安全壳外的第2气体循环流径装置，所说的第2气体循环流径装置包括的第一部分与所说第1气体循环流径装置的第1部分有热交换关系以便通过与大气空气热交换由所说的惰性气体排热。
2.按照权利要求1所述的液态金属冷却核反应堆，其中所说的第2气体循环流径装置的第1部分包括一个第1垂直管道，所说的第1气体循环流径装置的第1部分包括一个第2垂直管道，所说第1和第2垂直管道具有共同的热传导壁。
3.按照权利要求1所述的液态金属冷却核反应堆，其中在所说的充满惰性气体的间隔空间内还包括阻流板装置，所说的阻流板装置由所说充满惰性气体的间隔空间的最高高度延伸到所说的充满惰性气体间隔空间的最低高度以上的一个端点并且定位使得惰性气体必须低于所说的阻流板装置的所说的端点流动以便由所说的惰性气体入口装置流到所说的惰性气体的出口装置。
4.一种液态金属冷却核反应堆包括一个安全外壳，一个由所说的安全外壳围绕的反应堆容器，在其间有一个充满惰性气体的间隔空间，一个设置在所说反应堆容器内的核燃料芯体，与所说反应堆外面的大气空气流动连通的空气循环流径装置，与所说充满惰性气体间隔空间流动连通的惰性气体入口装置和惰性气体出口装置，在所说安全外壳外面并且与所说的惰性气体入口装置和所说的惰性气体出口装置流动连通的惰性气体循环流径装置，所说的惰性气体循环流径装置包括第1部分，其与所说的空气循环流径装置的第1部分有热交换关系以便通过与大气空气的热交换从所说的惰性气体中排热。
5.按照权利要求4所述的液态金属冷却核反应堆，其中所说的空气循环流径装置包括与所说安全外壳的外表面有热交换关系的第2部分。
6.按照权利要求4所述的液态金属冷却核反应堆，其中通过一个共同的热传导壁将所说的惰性气体循环流径装置的第1部分与所说的空气循环流径装置的第1部分分离。
7.一种液态金属冷却核反应堆排热系统，其中安全外壳围绕着反应堆容器，在其间有充满流体的间隔空间，其特征在于包括：
一个与所说的充满流体的间隔空间流动连通的流体出口装置；
一个与所说的充满流体的间隔空间流动连通的流体入口装置；
一个流体循环流径装置，在所说的安全外壳之外，并具有与所说的流体出口装置流动连通的一个端部和与所说的流体入口装置流动连通的另一个端部；以及
空气循环流径装置，其与所说的反应堆外面大气空气流动相通，其中所说空气循环流径装置具有与所说的安全壳有热交换关系的第1部分和与所说的流体循环流径装置有热交换关系的第2部分，由此从所说的流体循环流径装置中的流体中和所说的安全外壳中通过与在所说的空气循环流径装置中的大气空气热交换将热量排放。
8.按照权利要求7所述的排热系统，其中所说流体循环流径装置和所说空气循环流径装置共有热传导材料制成的共同界面。
9.按照权利要求7所述的排热系统，其中所说的流体循环流径装置包括与所说的流体出口装置流动连通的第1垂直管道，与所说的流体入口装置流动连通的第2垂直管道和流动转换管道，该流动转换管道具有与所说的第1垂直管道连通的一端和与所说第2垂直管道流动连通的另一端，并且所说空气循环流径装置包括第3垂直管道，其中所说第2和第3垂直管道共有一个共同的热传导壁。
10.一种用于冷却在反应堆容器和安全外壳之间有环形空间的反应堆的方法，其特征在于包括以下步骤：
以惰性气体充满所说环形空间；以及
重复循环在所说环形空间和热交换器之间的所说惰性气体，所说热交换器将所说情性气体中的热量传导到大气空气中去。
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