CN116157876A - 用于核反应堆的安全壳结构和布置 - Google Patents

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Abstract

用于核反应堆的安全系统包括第一安全壳结构和第二安全壳结构。双层安全壳配置被设计和配置成以独立的冗余满足所有设计基准事故和超常设计基准事件。控制反应性、衰变热排出和裂变产物保留的其余系统可以被分类和设计为商业系统、结构和部件，并且因此可以根据用于商业系统的适当质量等级进行设计和获得许可。

Description

用于核反应堆的安全壳结构和布置
相关申请的交叉引用
本申请要求2020年8月17日提交的标题为“MODULAR MANUFACTURE,DELIVERY,ANDASSEMBLY OF NUCLEAR REACTOR(核反应堆的模块化制造、输送和组装)”的美国临时专利申请第63/066,778号的权益，该美国临时专利申请的内容通过引用以其整体并入本文。
背景
根据美国核管理委员会，安全壳结构是核反应堆周围用于限制裂变产物的气密外壳或其他包封物(enclosure)，否则的话，在发生事故的情况下，该裂变产物可能被释放到大气。这种包封物通常是圆顶形的，并且由钢加强混凝土制成。
安全壳结构必须符合某些监管指南，并且通常是发生设计基准事故情况下的最后一道防线。其他安全系统通常包括燃料包壳、反应堆容器和冷却剂系统，等等。这些和其他安全系统必须被设计和建造成处理设计基准事故，并且必须通过监管许可要求。因此，这些系统通常是复杂的、坚固的、工程化为具有安全系数，以承受众多设计基准事故中的任何一个。因此，这些安全相关系统的工程化、建造和许可通常是艰巨的、时间和资本密集型的过程。与核反应堆相关联的安全系统是建造成本、建造时间和监管许可障碍的一些主要驱动因素。
简化系统、建造时间和监管许可要求将是显著的优势。从下面的描述和附图中，这些和其他益处将容易变得明显。
概述
根据一些实施方案，用于核反应堆的安全等级系统基本上由第一安全壳结构和第二安全壳结构组成。例如，核反应堆可以包括：核反应堆堆芯；反应堆容器，核反应堆堆芯在反应堆容器内；反应性控制系统，其被归类为商业系统；衰变热排出系统，其被归类为商业系统；裂变产物保留系统，其被归类为商业系统；包围反应堆容器的第一安全壳结构，第一安全壳结构被归类为第一安全系统；以及包围第一安全壳结构的第二安全壳结构，第二安全壳结构被归类为第二安全系统；其中第一安全壳结构和第二安全壳结构足以满足所有设计基准事故，并且第二安全壳结构为第一安全壳结构提供冗余。如本文所使用的，“归类”为商业系统的系统是被设计、建造和许可为商业系统的系统，并且不包括安全等级系统。安全等级系统具有关于其设计、建造、重要性和所需冗余的特殊规定。另一方面，商业系统在设计、建造、重要性和冗余方面具有低得多的要求。
在一些情况下，与核反应堆相关联的安全相关设备基本上由第一安全壳结构和第二安全壳结构组成。
例如，在一些实施方案中，衰变热排出系统不被归类为安全相关设备。第一安全壳结构可以包括由混凝土包围的气密钢结构。第二安全壳结构可以包括加强混凝土。在一些情况下，第二安全壳结构由钢加强混凝土形成。
根据一些实施方案，第一安全壳结构限定第一体积，并且第二安全壳结构限定大于第一体积的第二体积。在一些情况下，第二体积与第一体积的比率大于10，或大于20，或大于50，或大于100。
根据一些实施方案，用于核反应堆的安全系统基本上由包围核反应堆容器的第一安全壳结构和包围第一安全壳结构的第二安全壳结构组成。
第一安全壳结构可以由加强混凝土形成。在一些情况下，第一安全壳结构可以包括密封的钢结构。第一安全壳结构可以包括穿过第一安全壳结构的气闸，以提供进入第一安全壳结构的内部部分的途径。
在一些情况下，第二安全壳结构包括加强混凝土，并且可以包括钢加强混凝土。
根据一些实施方案，第一安全壳结构和第二安全壳结构彼此分开。
在一些情况下，第一安全壳结构和第二安全壳结构被设计成消除设计基准事故的任何公共安全后果。
第一安全壳结构可以限定第一体积，并且第二安全壳结构可以限定大于第一体积的第二体积。在一些情况下，第二体积与第一体积的比率大于10、20、30、40、50、80、100或更多。
附图简述
图1是用于轻水反应堆(“LWR”)的安全壳结构的示意图；
图2是根据一些实施方案的与核反应堆一起使用的样品系统的分类列表；
图3示出了根据一些实施方案的安全相关的示例性系统和功能；以及
图4示出了根据一些实施方案的用于满足设计基准事故的示例性安全系统。
详细描述
本公开内容总体上涉及用于核反应堆的安全壳结构和用于减轻设计基准事故的策略。在一些方面，本文描述的安全壳结构和布置显著减少了工程化、建造和许可核反应堆的时间和成本，因为本文描述的安全壳可以以大的安全系数有效地承受任何设计基准事故(“DBA”)和超常设计基准事件(“BDBE”)。
在美国，常规设计标准由联邦法律决定，并且概述了用于安全壳结构的基本设计标准，包括穿透安全壳壁的隔离线。安全壳建筑物通常是包封核反应堆的气密结构，并且与外部大气密封开。安全壳建筑物通常被建造成承受满载客机的冲击，而不破坏结构。
对安全壳结构的要求在很大程度上取决于反应堆的大小和类型、反应堆的代(generation)以及核电厂的其他具体需求。在典型的反应堆装置中，抑制系统对安全分析是至关重要的，并且影响安全壳结构的设计。
通常对安全壳结构和隔离系统进行强制性试验，这在设计基准事故的情况下提供冗余安全壳(redundant containment)。此外，定期进行局部泄漏率试验，以识别事故中可能的泄漏点并修复泄漏路径。在许多情况下，核电厂运营商需要在每次关闭事件后在重新启动之前证明令人满意的安全壳完整性。
除了在许多情况下作为设计基准事故的最后一道防线的安全壳结构之外，还需要设计和建造许多另外的安全系统以承受和/或处理设计基准事故。例如，根据核反应堆的类型，在发生事故的情况下，安全系统被设计成关闭反应堆，将反应堆保持在关闭状态，并防止放射性物质的释放。
安全系统的示例包括堆芯内的控制棒；反应堆保护系统(“RPS”)、应急堆芯冷却系统(“ECCS”)、衰变热排出系统、钠-水反应保护系统(SWRPS)、应急电力系统、备用气体处理系统(“SGTS”)、安全壳系统和通风系统。当然，根据反应堆的类型，监管许可可能需要另外的或更少的系统，并且以上列表作为代表提供。一般来说，控制棒充当中子吸收器，并且可以插入堆芯中以减少中子通量并终止临界核反应。反应堆保护系统被配置成通过启动紧急停堆事件(通常通过将负反应性物质(可以是控制棒)插入堆芯中)来终止核反应。ECCS被设计成用于在事故发生的情况下安全关闭核反应堆，并且可以包括另外的系统，诸如减压系统、冷却剂注入系统、隔离系统和安全壳喷雾系统。
应急电力系统可以包括柴油发电机、电池、电网或一些其他形式的电力，使得安全系统可以在发生事故的情况下按预期运行。SGTS过滤和泵送来自二级安全壳的空气，并且在二级安全壳内保持负压，以防止放射性物质的释放。通风系统可以被配置成从空气中除去放射性，从而保护控制室和电厂操作员免受放射性的影响。
一般来说，结构、系统和部件(“SSC”)被归类为核电厂生命周期中的纵深防御方法(defense in depth approach)的一部分。存在对安全分级的方法，其要求具有较高安全重要性的系统必须具有较高的质量、是更坚固的且更能够承受故障，以及更具有抗危险性。安全等级对核岛内的设计、鉴定(qualification)、质量保证、故障容限、系统架构和布局/位置的要求具有直接影响。
许多与核反应堆相关联的安全系统具有高的安全意义，并且因此必须按照非常高的质量标准进行设计、建造和许可，以确保即使在设计基准故障的情况下对公众或环境的危害风险最小化。正如所预期的那样，在许多情况下，设计、建造和许可安全系统所涉及的成本和时间可能在某种程度上与系统或部件的安全分类相关联。
根据国际原子能机构(“IAEA”)，系统大致分为执行对安全重要的功能的类别和执行对安全不重要的功能的类别。对安全重要的那些系统是其中障碍或故障可能导致现场人员或公众人员受到辐射暴露的那些项目。对安全重要的系统包括反应性的控制、余热的排出和放射性物质的限制。
安全相关系统根据其功能和安全重要性被进一步归类为多个类别，并且在许多情况下，安全相关设备的分级分类系统(tiered classification system)包括3个等级。虽然目前还没有安全分类的国际统一，但本文所述的概念将足以适用于当地管辖区中的任何分类系统。
为了提供冗余，防止事故和减轻此类事故的后果的主要手段是应用纵深防御，纵深防御提供独立且冗余的各种备份系统。这确保了不是排他性地依赖于单个安全层，无论该安全层多么坚固，以弥补潜在的人为故障或机械故障。
参照图1，示出了用于LWR的典型安全壳建筑物100。安全壳建筑物100通常由钢、混凝土和/或钢加强混凝土形成。安全壳建筑物100被设计成防止放射性物质不受控制地释放到环境中。在一些情况下，安全壳建筑物被成形为容纳安全壳建筑物内的压力增加，诸如由冷却剂损失(“LOC”)事故引起的压力增加，并且为此原因，安全壳建筑物通常被成形为半球形、圆柱形或组合(例如圆顶形圆柱体)。
在许多情况下，最新技术水平的安全壳结构包括由加强混凝土104包围的钢壳102，钢壳102包围核反应堆容器和堆芯106。
参照图2，示出了电厂设备的高层次通用名称，显示了各种类别的核电厂设备。在高层次上，电厂设备200可以被分解成符合安全项目202或商业项目204的类别。从监管角度来看，安全项目202是那些促进或确保核反应堆的安全操作并防止公众伤害的SSC。支持反应堆的日常基础功能并且不特别涉及安全的其他系统可以被归类为商业项目204。
安全项目202可以进一步分解成安全相关的SSC 206以及相对的作为特定安全系统208的SSC。安全系统208包括诸如保护系统210、安全致动系统212和安全支持系统214等的系统。符合任何安全项目202类别或子类别的SSC通常必须被建造成承受和减轻DBA。
应当理解，存在许多SSC，包括落入安全项目202类别内的所有冗余系统，并且因此需要遵守严格的许可要求。由于遵守严格许可要求存在困难(该许可要求是在对于LWR的数十年经验下授权的)，因此将历史规定方法应用于更先进的反应堆设计变得困难。许可要求不一定直接适用于具有其固有安全特征的下一代反应堆设计，并且因此，许多监管机构不得不免除一些要求，或者拒绝向更先进的反应堆设计发放许可。
因此，在美国，NRC完成了许可现代化项目，其最终以一种新的方法许可非LWR反应堆技术。新指南减少了行业内的监管不确定性，并简化了先进的反应堆设计和许可过程。
最终的方法侧重于技术包容、风险知情、基于性能的审查过程(而不是基于现有规定的许可方法)，并且针对每种先进反应堆设计的独特方面进行调整，以提供对其安全案例清晰且一致的审查。简言之，指南侧重于鉴别许可基准事件；分类和建立SSC的性能标准；并评估先进反应堆设计的安全界限。
即使鉴于增加的监管确定性的机会，对于工程化、设计和许可核反应堆SSC以满足许可性能标准仍然存在重大障碍。例如，可以将历史上被分类在安全项目202类别或子类别内的许多系统或甚至大多数系统设计为商业项目204，并因此将那些SSC设计为设计标准的较低阈值。通过用其他系统主动地处理所有可预期的DBA，许多传统的安全系统及其冗余系统可以被消除，或者设计成较低的标准，同时仍然满足DBA和BDBE的所有许可要求。
有了明确的基于性能的许可方法，则出现以有效且成本效益的方式符合基于性能的标准的机会。例如，虽然基本的安全功能仍然侧重于反应性控制、衰变热排出和裂变产物保留，但只有那些由设计者选择用于响应DBA和一些高后果BDBE的系统和功能才被适当地归类为安全相关的。虽然许多先进的反应堆设计者习惯于过去的许可监管，并继续进行安全相关SSC的坚固设计，但安全壳通常可能不被鉴别为满足DBA目标所必需的安全系统。
图3A示出了安全相关系统的典型情况，安全相关系统包括反应堆容器302、直接反应堆辅助冷却系统(“DRACS”)304和位于反应堆容器302内或邻近反应堆容器302定位的许多SSC 306a、306b、306n。安全壳建筑物308通常被鉴别为不是满足DBA目标所必需的，并且因此不是被鉴别的安全系统。非安全相关系统以虚线轮廓显示，而安全相关系统以实线显示。如可以想象的，存在许多安全相关SSC，其必须服从坚固的许可标准。
然而，随着反应堆许可要求范例式转变为技术包容性的、风险知情的和基于性能的，许可要求现在依赖于定量风险指标来评估事件的风险重要性，这导致针对SSC防止和减轻事故的能力和可靠性来制定性能目标。这使设计和许可工作与安全目标保持一致，同时提供更大的安全界限。
如图3B中所示，根据一些实施方案，安全壳可以被鉴别为安全相关的，并且可以被设计成满足所有的DBA目标和BDBE目标。也就是说，安全壳可以被设计成满足所有的性能目标，以防止和减轻事故。在一些许可制度下，SSC必须被设计成预期裂变产物释放到安全壳结构中。因此，提供坚固的安全壳结构并且将安全壳结构鉴别为安全相关的，该安全壳结构可以被设计成满足DBA和BDBE条件。此外，根据一些实施方案，两个安全壳结构可以被鉴别为安全相关的，并且从而为所有SSC提供冗余备份，这些SSC可能不需要具有安全分类。反应堆容器和堆芯302可以继续包括热排出系统，诸如DRACS 404，但是该热排出系统可以不再需要被鉴别为安全相关设备。类似地，可以继续提供用于反应性控制、衰变热排出和裂变产物保留的设备406a、406b、406c…406n，但是这些设备可以不再被鉴别为安全相关的。
根据许可现代化项目，预期操作事件(“AOO”)包括预期在核电厂寿命期间发生一次或更多次的预期事件序列，核电厂可以包括一个或更多个反应堆模块。平均频率为1x10-2/电厂-年和更高的事件序列被分类为AOO。AOO考虑了电厂内所有SSC的预期响应，而无论安全分类如何。设计基准事件(“DBE”)包括在核电厂寿命中预期不会发生、但可能性低于AOO的罕见事件序列，核电厂可以包括一个或更多个反应堆模块。平均频率为1×10-4/电厂-年至1x10-2/电厂-年的事件序列被分类为DBE。DBE考虑了电厂内所有SSC的预期响应，而无论安全分类如何。超常设计基准事件(“BDBE”)是在核电厂寿命中预期不会发生并且可能性低于DBE的罕见事件序列，核电厂可以包括一个或更多个反应堆模块。平均频率为5x10-7/电厂-年至1x10-4/电厂-年的事件序列被分类为BDBE。BDBE考虑了电厂内所有SSC的预期响应，而无论安全分类如何。
根据一些实施方案，第一安全壳结构408和第二安全壳结构410可以被适当地设计为双层安全壳配置(double containment configuration)，以减轻所有的AOO、DBA和BDBE，从而导致可接受的潜在事故后果，这在几乎所有情况下导致零公共后果。所有的剂量要求都可以用两个安全壳屏障来满足，这两个安全壳屏障允许剩余的设备不被分类为安全分类，而是被分类为用于电厂产物保留和正常反应堆操作的商业项目。
根据此方法，SSC的分类减少到两种类别：(1)安全等级设备，和(2)商业等级设备，其中电厂SSC中的大多数符合商业等级设备名称。根据一些实施方案，第一安全壳结构408和第二安全壳结构410是主要安全等级系统。在一些情况下，第一安全壳结构408和第二安全壳结构410是唯一的安全等级系统，并且被配置成既执行放射性核素保留又允许足够的热传递到环境以抑制由于衰变热负荷引起的连续热积聚。在一些实施方案中，可以存在帮助管理DBA或BDBE的另外的安全等级SSC。
图3B示出了双层安全壳结构配置，其中一级安全壳408结构包围核反应堆，并且二级安全壳结构410围住一级安全壳结构。安全等级设备可以包括一级安全壳结构408和二级安全壳结构410。在一些情况下，安全等级设备基本上由一级安全壳结构408和二级安全壳结构410组成。一级安全壳结构408包围核反应堆和附接结构。二级安全壳结构410可以被建造成围住一级安全壳结构408。双层安全壳配置可以被设计成超过所有DBA和BDBE的安全和许可要求，并且因此可以用于满足基于许可性能的标准。一级安全壳结构408和二级安全壳结构410可以彼此分开，使得影响一个结构的事件不会传输到另一个结构。因此，一级安全壳结构408和二级安全壳结构410可以提供分开且冗余的安全系统，以满足所有DBA和BDBE。
如实线所指示的，一级安全壳结构408和二级安全壳结构410被指示为安全相关设备，并且由虚线所示的设备的其余部分，包括反应堆容器302、DRACS404和反应堆容器内的SSC406a…406n，不被认为是安全相关设备，并且因此可以被设计和建造成商业等级设备标准。
当然，反应堆的可靠操作可能继续需要非安全相关设备，并且范例式转变是，不再依赖于反应堆的可靠操作所必需的设备来确保公共安全。当然，反应堆可以继续被设计成控制反应性、可靠地关闭和排出衰变热。
一级安全壳结构和二级安全壳结构可以被类似地建造，或者具有不同的建造材料、厚度和特性。一级安全壳结构和二级安全壳结构可以基于有助于驱动设计决策的确定性和概率性输入来设计。作为示例，一级安全壳结构可以被设计成主要保护免受内部危险，而二级安全壳结构可以被设计成主要保护免受外部危险。在任一种情况下，假定的事件序列可以用于为一级安全壳结构和二级安全壳结构设定设计标准，以满足性能目标。换句话说，双层安全壳结构可以被设计成在规定的剂量限值内满足任何假定的事件序列后果。
在一些情况下，安全壳结构可以由任何合适的钢、混凝土形成，并且可以包括纤维加强混凝土、钢加强混凝土、地质聚合物混凝土或其他合适的材料。安全壳结构中的一个或更多个可以可选择地或另外地由钢形成，并且可以将钢结合到混凝土基体中，或者可以是内衬钢的混凝土结构(steel-lined concrete structure)。在许多情况下，一级安全壳结构和/或二级安全壳结构相对于大气密封。在一些情况下，二级安全壳结构包括由导弹屏蔽件(missile shield)包围的密封的钢结构，导弹屏蔽件可以由任何合适的材料(诸如混凝土)形成。钢结构可以与导弹屏蔽件隔离，或者可以联接到导弹屏蔽件。在二级安全壳结构可以被配置成处理潜在外部危险的情况下，一级安全壳结构可以被配置成减轻内部危险，并且可以与二级安全壳结构不同地建造。例如，硬化的预应力混凝土建筑物可以被用作外部安全壳，而内部安全壳可以是与冷却剂相容的相对薄的金属结构，以确保堆芯在一级冷却剂系统发生故障的情况下保持覆盖。在一些情况下，内部安全壳可以是金属结构。在一些情况下，金属结构可以具有平均在1英寸和6英寸之间、或者在2英寸和4英寸之间的壁厚。
在一些实施方案中，一级安全壳结构可以是密封的，并且仅允许通过气闸进入，以抑制放射性物质的迁出。一级安全壳结构和/或二级安全壳结构可以具有任何合适的厚度，诸如高达3英尺、或4英尺、或5英尺或更大的厚度。在一些情况下，一级安全壳结构是配置成在一级冷却剂系统发生故障时覆盖堆芯的金属结构。在一些情况下，二级安全壳结构是硬化结构，并且提供比一级安全壳结构大的体积。根据一些实施方案，一级安全壳结构限定第一体积，并且二级安全壳结构限定大于第一体积的第二体积。第二体积与第一体积的比率可以是1.5、2、3、4或5或更大的数量级。在一些实施方案中，第二体积与第一体积的比率等于或大于约10、20、50、80或100或更大。在一些情况下，体积上的差异提供一级安全壳结构和二级安全壳结构之间的分离，并且在第一安全壳结构因压力破裂而失效时提供用于气体膨胀的显著体积。作为示例，一级安全壳结构可以具有约2,000m3量级的内部第一体积，并且第二安全壳结构可以具有约100,000m3量级的第二体积。
在一些情况下，一级安全壳结构可以形成为圆柱体，并且在一些情况下可以具有一个或更多个半球形端部。在一些情况下，一级安全壳结构可以是球形的。在一些实施方案中，二级安全壳结构可以是大致矩形、棱柱形或任何其他建筑物形状。在一些情况下，二级安全壳结构在形状、纵横比、建筑物材料等方面可能看起来是正常的建筑物。例如，反应堆厅可以被配置为第二安全壳结构，并且反应堆厅可以被设计和构建为安全等级标准，以向一级安全壳结构提供完全冗余的安全系统。
在一些情况下，二级安全壳结构可以被制造为金属建筑物，其具有比一级安全壳建筑物大的体积。二级安全壳建筑物可以提供低的整体泄漏率，并且被配置为容纳任何放射性核素，免于放射性核素释放到环境中，并且一级安全壳结构可以被配置为硬化的屏蔽件，以保护反应堆免于外部危险。
在一些情况下，一级安全壳结构和二级安全壳结构由类似或相同的材料形成，并且可以具有大致相同的形状和建造技术，主要差异在于：二级安全壳结构的体积被设定大小成完全封装一级安全壳结构以提供冗余且分开的安全系统。
结果是非常有效的核反应堆许可过程，因为每个SSC不需要针对安全情况进行设计或评估，而是，安全壳结构可以满足所有DBA和BDBE的每一个安全情况。作为另外的结果，即使在最坏的情况下，也不会对公众造成潜在的伤害，因为安全壳结构被设计为减轻任何可能的事件序列并避免任何公共事故后果。
在一些情况下，残余衰变热可以由DRACS单元处理，或者另外地或可选择地，基于热惯性和正常流动路径在一级安全壳和二级安全壳之间处理。在一些实施方案中，二级安全壳可以包括专用的衰变热排出系统，该衰变热排出系统与一级安全壳结构的任何热排出系统分离。所建议的布置的另一益处是，尽管DRACS系统不再作为一级安全系统被需要，但仍然可以作为非安全等级系统被提供。类似地，SCRAM系统不再作为一级安全系统被需要。这些系统最终可以被提供，但是它们作为安全系统不是必需的，并且因此不需要被设计或建造成满足安全等级要求。
在许多情况下，一级安全壳结构和二级安全壳结构彼此独立，从而提供充分的冗余和纵深防御保护，从而免于任何假定的DBA或BDBE。二级安全壳410，由于其围住一级安全壳结构408的性质，将具有比一级安全壳结构的体积大的显著体积，并且可以在一级安全壳故障和压力峰值的情况下接受压力条件。
本公开内容阐述了示例性的实施方案，并且因此，不意图以任何方式限制本公开内容的实施方案和所附权利要求的范围。上文已经借助于示出了指定的功能及其关系的实现的功能性构建块描述了实施方案。为了描述的方便，这些功能性构建块的边界已经在本文被任意地定义。替代的边界可以被定义到适当地执行指定的功能及其关系的程度。
特定实施方案的前述描述将如此充分地揭示本公开内容的实施方案的一般性质，以致其他人可以通过应用本领域普通技术人员的知识，在不脱离本公开内容的实施方案的一般概念的情况下容易地修改和/或调整这样的特定实施方案的多种应用，而无需过多实验。因此，基于本文呈现的教导和指导，这样的调整和修改意图在所公开的实施方案的等同物的含义和范围内。本文的措词或术语是为了描述的目的，而不是限制的目的，使得本说明书的术语或措词将由相关领域的普通技术人员根据本文呈现的教导和指导来解释。
本公开内容的实施方案的广度和范围不应受任何上文描述的示例性实施方案的限制，而应仅根据所附权利要求及其等同物进行限定。
条件语言，诸如“可以(can)”、“可以(could)”、“可能(might)”或“可以(may)”等等，除非另有特别说明，或在如所使用的上下文中另有理解，否则通常意图传达某些实施方式可以包括某些特征、元件和/或操作，而其他实施方式不包括某些特征、元件和/或操作。因此，这样的条件语言通常不意图暗示特征、元件和/或操作以任何方式对于一种或更多种实施方式是需要的，或者一种或更多种实施方式必须包括用于在有或没有用户输入或提示的情况下决定这些特征、元件和/或操作是否被包括在任何特定实施方式中或者在任何特定实施方式中将被执行的逻辑。
说明书和附图公开了可以提供分离设备的控制和优化的系统、设备、装置和技术的示例。当然，不可能出于描述本公开内容的多个特征的目的而描述元件和/或方法的每一种可想到的组合，但是本领域普通技术人员认识到，所公开的特征的许多另外的组合和排列是可能的。因此，在不脱离本公开内容的范围或精神的情况下，可以对本公开内容进行多种修改。此外，通过考虑说明书和附图，以及如本文呈现的所公开的实施方案的实践，本公开内容的其他实施方案可以是明显的。说明书和附图中提出的示例在所有方面中都应该被认为是说明性的而不是限制性的。尽管本文采用了特定的术语，但是这些术语仅用于一般的和描述性的意义，并且不是用于限制的目的。
本领域技术人员应当理解，在一些实施方式中，由上文论述的过程、系统和布置提供的功能可以以替代方式提供。如在图中所示出的和本文所描述的多种方法、配置和布置代表示例性的实施方式。
根据前述，应当理解，尽管本文出于说明目的已经描述了特定的实施方式，但是可以在不偏离所附权利要求及其中所叙述的要素的精神和范围的情况下进行多种修改。此外，虽然某些方面在上文以某些权利要求的形式呈现，但是发明人预期任何可用的权利要求形式的多个方面。例如，虽然当前仅一些方面可以被叙述为在特定配置中体现，但是其他方面同样可以被如此体现。如对于受益于本公开内容的本领域技术人员来说将明显的是，可以进行多种修改和改变。意图包含所有这样的修改和改变，并且因此，以上描述应被视为说明性的而非限制性的。

Claims (20)

1.一种核反应堆，包括：
核反应堆堆芯；
反应堆容器，所述核反应堆堆芯在所述反应堆容器内；
反应性控制系统，其被归类为商业系统；
衰变热排出系统，其被归类为商业系统；
裂变产物保留系统，其被归类为商业系统；
第一安全壳结构，其包围所述反应堆容器，所述第一安全壳结构被归类为第一安全系统；以及
第二安全壳结构，其包围所述第一安全壳结构，所述第二安全壳结构被归类为第二安全系统；
其中，所述第一安全壳结构和所述第二安全壳结构足以满足所有设计基准事故，并且所述第二安全壳结构向所述第一安全壳结构提供冗余。
2.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，与所述核反应堆相关联的安全相关设备基本上由所述第一安全壳结构和所述第二安全壳结构组成。
3.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，所述衰变热排出系统不被归类为安全相关设备。
4.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，所述第一安全壳结构包括由混凝土包围的气密钢结构。
5.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，所述第二安全壳结构包括加强混凝土。
6.根据权利要求5所述的核反应堆，其中，所述第二安全壳结构包括钢加强混凝土。
7.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，所述第一安全壳结构限定第一体积，并且所述第二安全壳结构限定大于所述第一体积的第二体积。
8.根据权利要求7所述的核反应堆，其中，所述第二体积与所述第一体积的比率大于10。
9.根据权利要求7所述的核反应堆，其中，所述第二体积与所述第一体积的比率大于20。
10.根据权利要求7所述的核反应堆，其中，所述第二体积与所述第一体积的比率大于50。
11.一种用于核反应堆的安全系统，所述安全系统基本上由包围核反应堆容器的第一安全壳结构和包围所述第一安全壳结构的第二安全壳结构组成。
12.根据权利要求11所述的安全系统，其中，所述第一安全壳结构包括加强混凝土。
13.根据权利要求11所述的安全系统，其中，所述第一安全壳结构包括密封的钢结构。
14.根据权利要求13所述的安全系统，其中，所述第一安全壳结构包括穿过所述第一安全壳结构的气闸，以提供进入所述第一安全壳结构的内部部分的途径。
15.根据权利要求11所述的安全系统，其中，所述第二安全壳结构包括加强混凝土。
16.根据权利要求15所述的安全系统，其中，所述第二安全壳结构包括钢加强混凝土。
17.根据权利要求11所述的安全系统，其中，所述第一安全壳结构和所述第二安全壳结构彼此分开。
18.根据权利要求11所述的安全系统，其中，所述第一安全壳结构和所述第二安全壳结构被设计成消除设计基准事故的任何公共安全后果。
19.根据权利要求11所述的安全系统，其中，所述第一安全壳结构限定第一体积，并且所述第二安全壳结构限定大于所述第一体积的第二体积。
20.根据权利要求19所述的安全系统，其中，所述第二体积与所述第一体积的比率大于10。
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