CN116457893A - 核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的方法 - Google Patents

核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN116457893A
CN116457893A CN202180077259.4A CN202180077259A CN116457893A CN 116457893 A CN116457893 A CN 116457893A CN 202180077259 A CN202180077259 A CN 202180077259A CN 116457893 A CN116457893 A CN 116457893A
Authority
CN
China
Prior art keywords
fluid
reactor
nuclear
primary
reactor pressure
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN202180077259.4A
Other languages
English (en)
Inventor
维尔·图尔基
雅克·莱普宁
维尔·霍维
乔纳·库尔基
维尔·瓦尔塔维尔塔
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus
Original Assignee
Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus filed Critical Valtion Teknillinen Tutkimuskeskus
Publication of CN116457893A publication Critical patent/CN116457893A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/08—Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
    • G21C13/087—Metallic vessels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D9/00—Arrangements to provide heat for purposes other than conversion into power, e.g. for heating buildings
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

根据本发明的一示例性方面，提供了一种核反应堆模块，其具有安全壳(200)和包含在安全壳(200)内部的反应堆压力壳(300)。反应堆压力壳(300)包含具有一级流体(450)的一级回路(320，440)以及由一级流体(450)冷却的反应堆堆芯(500)。在安全壳(200)与反应堆压力壳(300)之间形成中间体积(210)。中间体积(210)部分地充满中间流体(220)。一级流体(450)的循环与中间体积(210)永久分开。

Description

核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的 方法
技术领域
本发明涉及核电。具体地，本发明涉及反应堆停堆后衰变热的非能动排除。
背景技术
核安全依赖于某些基本原则，如核燃料的可冷却性和纵深防御原则。前者是指在反应堆堆芯中维持足够的冷却剂流，以避免过热造成的结构损坏。此要求涵盖反应堆产生裂变能时的正常运行工况和瞬态工况，以及反应堆已停堆但放射性衰变(衰变热)产生大量余热的所有工况。冷却剂流可以由基于强制循环的能动系统或由依靠自然对流的非能动系统来维持。反应堆设计的当前趋势是用非能动系统代替电动泵，非能动系统无需用主动措施来驱动或维持冷却剂流。纵深防御原则所基于的是，要求通过多个连续并独立的屏障将核燃料中的放射性同位素与环境隔离开。与此应用相关的两个最外层屏障是一级回路(在此情况下为反应堆压力壳)和安全容器(在此情况下中为安全壳)。大量的放射性排放将需要燃料遭受相当大的损坏，并且所有连续的释放屏障都将被破开。
US 2010/0124303 A1中提出了一种用于非能动冷却及衰变热排除的非能动装置。US 2010/0124303 A1公开了包含在加压的反应堆压力壳中的反应堆堆芯，该反应堆压力壳被容纳在内部干燥的安全壳中，安全壳反过来又浸没在水池中。反应堆与安全壳之间的干燥空间充当热绝缘，使得反应堆能够在高温下运行而不产生大量的热损失。反应堆模块具有紧急冷却系统，该系统通过打开反应堆压力壳中的两组阀门来启动。安全壳空间充满水，破坏热绝缘并实现将热量从反应堆堆芯传递到周围的水池(即最终的散热器)中的自然循环。
然而，仍然需要进一步提高用于排除依靠机械元件的核反应堆的衰变热的非能动装置的可靠性，这些机械元件在发生故障时可能会引入故障点。
发明内容
本发明由独立权利要求的特征来定义。一些具体实施例在从属权利要求中定义。
根据本公开的第一方面，提供了一种核反应堆模块，其具有安全壳和包含在安全壳内部的反应堆压力壳。反应堆压力壳包含具有一级流体的一级回路和由一级流体冷却的反应堆堆芯。在安全壳与反应堆压力壳之间形成中间体积。中间体积部分地充满中间流体。中间流体可以是液体，例如水。一级流体的循环与中间体积永久分开。
根据本发明的第二方面，提供了一种具有这种核反应堆模块的核区域供热反应堆。
根据本发明的第三方面，提供了一种操作这种核反应堆模块的方法。
第一方面的各种实施例可包括以下逐项列出的至少一个特征：
-反应堆压力壳配置为防止反应堆压力壳与安全壳之间的所有流体流动；
-反应堆压力壳由导热材料制成；
-降液管处一级流体的温度低于中间流体的沸点；
-在核反应堆模块正常运行模式下，一级流体的温度低于中间流体的沸点；
-反应堆压力壳被加压至过压；
-过压在5到10巴之间；
-核反应堆模块配置为在正常运行模式下运行以及在非能动衰变热排除模式下运行；
-在正常运行模式下，降液管处一级流体的温度低于中间流体的沸点；
-在正常运行模式下，中间流体的温度低于中间流体的沸点；
-在非能动衰变热排除模式下，降液管处的一级流体的温度处在或高于中间流体的沸点；
-在非能动衰变热排除模式下，中间流体的温度处在中间流体的沸点；
-当中间流体沸腾时，在核反应堆堆芯与环境或散热器之间形成导热通道；
-在非能动衰变热排除模式下，安全壳的壁温度保持在中间流体沸点以下，以利于高效热传递；
-经由中间流体在反应堆压力壳壁区域沸腾并且冷凝至安全壳壁区域进行有效热传递；
-高效热传递是非能动衰变除热模式下排除来自反应堆堆芯的衰变热的主要热传递机制；
-衰变热的非能动排除不依赖于一级或二级流体的强制循环，或机械部件的驱动；
-一级流体是水；
-中间流体是水；
-堆芯出口温度在120-150℃；
-降液管处一级流体的温度低于100℃；
-核反应堆模块包括非能动衰变热排除系统，该系统是在中间流体达到其沸点时，由反应堆堆芯与周围环境或散热器之间的导热通道提供的；
-反应堆压力壳不包括热绝缘；
-一级回路包括升液管、与升液管协同关联的降液管，以及一级流体，
-安全壳放置在散热器中，
-散热器是水池，
-安全壳被加压至过压，用于提高中间流体的沸点。
借助本发明可以获得大量益处。当来自一级回路的一级热传递路线受到损害并且热交换器出口处一级流体的温度升高到足以引起中间流体的沸腾时，自然会发生从正常运行到非能动衰变热排除模式的转换。所建立的从反应堆堆芯到最终散热器的热传递路线不依赖于阀门或任何其它机械部件的功能。从一级流体到中间流体的热传递是通过反应堆压力壳和壁的传导来实现的。两个体积永久分开，无需打破合理应用纵深防御原则所需的任何释放屏障。本发明因此大大提高了低温下运行的双壳型反应堆的衰变热排除装置的鲁棒性。
附图说明
以下参照附图对本发明的某些实施例进行更详细的描述，其中图1示出了根据本发明至少一些实施例的核区域供热反应堆的剖面示意图。
具体实施方式
在当前上下文中，表述“永久分开”是指，但不限于，一级流体的循环与中间体积永久地分离开。这适用于所有正常和预期的运行事件及事故，但打开过压阀来防止反应堆压力壳发生灾难性结构故障的情况例外。
在当前上下文中，表述“非能动衰变热排除”是指不依赖于信号输入、外部电源或外力、或移动机械部件，但依赖于移动的工作流体的热排除系统。换言之，非能动性水平对应于本领域所理解的以及国际原子能机构1991年9月发布的“Safety related terms foradvanced nuclear plants”中所描述的“B类非能动性”(IAEA-TECDOC-626，ISSN 1011-4289，可在线查阅https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_626_web.pdf)。
图1示出了根据本发明的至少一些实施例的核反应堆模块。该模块放置在包含水池的腔室100中，当正常冷却路径不可用时，水池充当源自模块的热量的散热器110。在正常运行下，模块产生的热量通过热交换器传递到外部二级回路(图中未示出)。池中的水可以为室温，例如通常为大气压下约25℃至40℃之间。备选地，散热器可以是另一种液体池、风冷空间、或流体颗粒物(诸如沙子或盐)床。
该模块具有被浸没在散热器110中的安全壳200。安全壳200优选被完全浸没。安全壳200是用于容纳反应堆压力壳300的外壳，反应堆压力壳300包括反应堆堆芯500和相关联的热传递部件。因此安全壳200的用途是在散热器110与反应堆压力壳300之间提供中间体积210并充当放射性物质释放的屏障之一。安全壳200具有实心壳体，用于防止安全壳200内部中间体积210与周围相对冷的物质体(例如环境空气或水池，或充当散热器110的沙坑)之间产生任何流体流动。壳体可具有细长形状，诸如具有圆形末端的大致圆柱形，用于最大限度地提高承压能力。壳体可由金属制成，诸如钢，特别是奥氏体钢。其材料优选具有良好的导热性能。然而，安全壳200的确包括密封的出口和入口，用于在反应堆压力壳300与外部消耗器之间传递热量，但为了简洁起见，图1省略了这些部件。此外，安全壳200可以通过机械连接元件固定或悬挂到腔室100上，为了简洁起见，图1省略了该机械连接元件。
安全壳200与反应堆压力壳300之间的中间体积210部分地充满中间流体220。图1显示中间流体液位相当低。根据一实施例，中间流体液位处在反应堆堆芯500的顶部与热交换器310之间。中间流体220例如可以是水。中间流体220可以在正常运行工况下以轻微过压处于或接近环境压强。在正常运行工况下，中间体积210的一部分被中间流体220占据。中间流体220的量选择为使得提供足够大的热传递面积。中间流体220的典型液位是低于热交换器的底端，热交换器将在后面讨论。中间流体220的沸点在大约环境压强下可以大约为100℃。
尽管反应堆压力壳300和安全壳200可以由导热材料制成，但可以在安全壳200的下部添加热绝缘。根据一实施例，安全壳200包括从安全壳200的底部向上延伸至中间流体220的正常液位的热绝缘层(图中省略)。热绝缘层例如可以从安全壳200的底部延伸到反应堆堆芯500与热交换器310之间。热绝缘层例如可通过喷涂设置在安全壳壁的内表面或外表面上。热绝缘的目的是在正常运行模式下限制反应堆堆芯500与散热器110之间的热通量。
反应堆压力壳300包含在安全壳200中并通过机械连接元件固定或悬挂到安全壳200上，为了简洁起见，图1省略了该机械连接元件。反应堆压力壳300具有坚实的壳体，用于防止反应堆压力壳300的内部体积与中间体积210之间的任何流体流动。壳体可具有细长形状，诸如具有圆形末端的大致圆柱形，用于最大限度地提高承压能力。壳体可由金属制成，诸如钢，特别是奥氏体钢。其材料优选具有良好的导热性能。
反应堆压力壳300包含维持裂变链式反应以产生热量，特别是用于区域供热系统所需的部件。反应堆压力壳300的基本结构对于一体式压水反应堆而言是相对常规的。本发明的优选应用是在相对较低的温度下运行的核区域供热反应堆。反应堆压力壳300被加压到数巴，例如5巴。反应堆压力壳300还包含一级流体450。一级流体450例如可以是水。一级流体450的沸点取决于压强。运行温度受降液管440处(即在热交换器310之后)一级流体450温度的限制，该温度在正常运行模式下保持在中间流体220的沸点以下。
反应堆压力壳300容纳放置在反应堆压力壳300底部的反应堆堆芯500。反应堆堆芯500可以是轻水反应堆堆芯。堆芯可由包含在锆基金属管中的氧化铀颗粒提供燃料。当然，其它燃料也是可预见的。同样放置在反应堆压力壳300内的堆芯吊篮400包裹着反应堆堆芯500以及相关联的部件，包括一级回路。一级回路与反应堆堆芯500相关联，用于提取反应堆堆芯500产生的热量并将其提供给外部二级回路(图中未示出)。一级回路具有用于被反应堆堆芯500加热的热水的升液管320、围绕升液管320用于将水返回到反应堆堆芯500的降液管440、定位在降液管440中用于吸收热量的热交换器310，以及包含在反应堆压力壳300中用于在反应堆堆芯500与热交换器400之间传递热量的一级流体450。
堆芯吊篮400具有穿孔底板，用于将反应堆堆芯500悬置成与一级流体450流动连通。换言之，反应堆堆芯500被浸没到一级流体450中。反应堆堆芯500通过顶部安装的支撑板410固定到位，该支撑板410支撑用于控制组件的导向管430。在堆芯吊篮400内部反应堆堆芯500周围设置有反射器420，用于提高反应堆堆芯的中子性能并减少对压力壳壁的辐射负荷。升液管320在反应堆堆芯500上方形成用于上行的冷却剂流的通道。热交换器310安装在升液管320与反应堆压力壳300之间的空间，特别是环形空间中，以便受到通过一级流体450的加热和冷却循环而在反应堆压力壳300内循环流动的一级流体450冲击。该空间形成降液管440，用于返回反应堆压力壳200的底部腔室的冷却流体。热交换器310可以是水-水热交换器，其具有穿透安全壳的导向管(未在图1中示出)，用于与包括消耗器在内的外部二级回路进行流体通信，诸如热交换器到三级回路，例如区域供热回路(未在图1中示出)。控制棒驱动机构600安装在顶部模块，特别是安装到中间体积210的顶部，并且经由贯穿导向管430的轴连接到控制棒，导向管430穿过设置给反应堆压力壳200的密封管道。
反应堆一级回路完全封闭在反应堆压力壳300内。一级流体450在反应堆堆芯500中被加热。该液流在位于反应堆压力壳中央部分的升液管320内被向上引导。随后液流被转为向下流动穿过热交换器310，在此能量被转移到二级侧(图中省略)。冷却剂从底部离开热交换器，流过降液管440，而后重新进入反应堆堆芯。该循环可以强制实现，即由泵维持，或基于自然对流而实现，如图1所示。降液管和堆芯入口处的冷却剂温度低于100℃。堆芯出口处温度约为120-150℃。
如上所述，反应堆模块在相对较低的温度下运行。在正常运行模式下，升液管320处一级流体450的温度在约5-10巴处于120-150℃的范围内。在正常运行模式下，当使用水作为中间流体220时，降液管440处一级流体450的温度(即在穿过热交换器310之后)小于100℃。更具体地说，降液管440处一级流体450的温度低于中间流体220的沸点。换言之，热交换器310出口处一级流体的温度增高至足以引起中间流体220的沸腾。
如果穿过热交换器的正常热传递路径受到损害，则在反应堆堆芯500中产生的热量被困在反应堆压力壳200内。然后，反应堆模块本身将在无外部输入的情况下切换到非能动衰变热排除模式。一级流体450的温度升高。热量通过反应堆压力壳200的壁传导，致使中间流体220升温。最终中间流体220开始沸腾，在反应堆堆芯500与散热器110之间建立非常有效的热传递通道。安全壳200的导热性能进一步促进热量通过安全壳200向散热器110的传导。散热器110的热容设计为大到足够承担在可能花费数周的紧急停堆期间反应堆可能产生的热量。在无任何介入的情况下也可以转换到正常运行模式，在此情况下一旦一级流体450、中间流体220和散热器110的温度恢复到可接受的水平，反应堆堆芯500就可以启动或该过程可以继续。
根据进一步的实施例，安全壳200被加压到过压。通过增加中间体积210的压强，中间流体220的沸点也随之增高。例如，如果使用水作为中间流体220，则中间流体220的沸点可超过100℃，诸如110℃。过压可以高达5巴。过压的大小选择为使得中间流体220的沸点低于一级流体450的沸点。
应当理解，所公开的本发明的实施例不限于本文所公开的特定结构、工艺步骤或材料，而是扩展到相关领域普通技术人员所认可的等同物。还应当理解，本文采用的术语仅用于描述特定实施例的目的，而并非意在限制。
本说明书通篇提及的“一个实施例”或“一实施例”是指所描述的与该实施例有关的特定特征、结构或特点包括在本发明的至少一个实施例中。因此，短语“在一个实施例中”或“在一实施例中”在本说明书通篇不同地方的出现并不一定都指同一实施例。
如本文所使用的，为方便起见，可将多个项目、结构元件、组合元件和/或材料呈现在共同的列表中。但是，这些列表应被解释为就像列表中的每个成员都被独自标识为单独且独有的成员。因此，在没有相反说明的情况下，不应仅仅基于它们在同一组中出现就将这种列表中的独立成员解释为是同一列表中任何其它成员实际的等同物。此外，本发明的各种实施例和示例可以与其各种部件的替代物一同提及。可以理解，这样的实施例、示例和替代物不应被解释为是彼此实际的等同物，而应被视为是对本发明的单独且自主的表示。
此外，所描述的特征、结构或特点可以在一个或多个实施例中以任何合适的方式进行组合。在以下描述中，提供了许多具体细节，诸如长度、宽度、形状等的示例，以提供对本发明实施例的透彻理解。然而，相关领域的技术人员将认识到，本发明的实施可以在没有一个或多个这些具体细节的情况下进行，或者在具有其它方法、部件、材料等的情况下进行。在其它实例中，为了避免掩盖本发明的各个方面，未详细示出或描述公知的结构、材料或操作。
虽然前述实施例阐释了本发明在一个或多个特定应用中的原理，但对于本领域普通技术人员而言显而易见的是，在不行使创造性能力的情况下并且在不背离本发明的原则和构思的情况下，可以在形式、用途和实施细节方面进行许多修改。相应地，除受到以下提出的权利要求的限制外，并不意在限制本发明。
动词“包含”和“包括”在本文档中用作开放性限制，其既不排除也不要求存在另外未记载的特征。除非另有明确说明，否则从属权利要求中记载的特征是可以相互自由组合的。此外，应当理解，本文档中通篇对“一个”或“一”(即单数形式)的使用并不排除复数。
附图标记列表
引用列表
专利文献
US 2010/0124303 A1
非专利文献
国际原子能机构，“Safety related terms for advanced nuclear plants”(IAEA-TECDOC-626，1991年9月，ISSN 1011-4289，可在线查阅https://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_626_web.pdf)。

Claims (11)

1.一种核反应堆模块，包括：
安全壳(200)；
包含在所述安全壳(200)中的反应堆压力壳(300)，所述反应堆压力壳(300)包括具有一级流体(450)的一级回路(320，440)；以及
包含在所述反应堆压力壳(300)中并由所述一级流体(450)冷却的反应堆堆芯(500)，
其中，在所述安全壳(200)与所述反应堆压力壳(300)之间形成中间体积(210)，所述中间体积(210)部分地充满中间流体(220)，所述中间流体为水，
其特征在于，所述一级流体(450)的循环与所述中间体积(210)永久地分离。
2.根据权利要求1所述的核反应堆模块，其中，所述反应堆压力壳(330)配置为防止所述反应堆压力壳(330)与所述安全壳(200)之间的所有流体流动。
3.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，所述反应堆压力壳(330)由钢制成，优选奥氏体钢。
4.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，衰变热的非能动排除不依赖于所述一级流体(450)的强制循环或驱动机械部件，例如阀门。
5.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，所述一级流体(450)为水。
6.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆模块，其中，所述核反应堆模块包括非能动衰变热排除系统，所述非能动衰变热排除系统是在所述中间流体(220)达到其沸点时，由所述反应堆堆芯(500)与周围环境或散热器(110)之间的导热通道提供的。
7.一种核区域供热反应堆，其特征在于根据前述权利要求1至6中任一项所述的核反应堆模块。
8.一种操作根据前述权利要求1至6中任一项所述的核反应堆模块的方法，所述方法包括保持所述一级流体(450)的所述循环与所述中间体积(210)分离。
9.根据权利要求8所述的方法，其中，所述核反应堆模块在两种模式下运行，即：
正常运行模式，在所述正常运行模式下，所述一级流体(450)在通过热交换器(310)后的温度是如此以使得通过反应堆压力壳壁(300)的传导而加热的所述中间流体(220)的温度低于所述中间流体(220)的沸点，以及
非能动衰变热排除模式，在所述非能动衰变热排除模式下：
所述一级流体(450)在通过热交换器(310)后的温度处于或高于所述中间流体(220)的沸点，并且
所述中间流体(220)的温度处于所述中间流体(220)的沸点，
其中，热的所述一级流体(450)和沸腾的所述中间流体(220)在所述核反应堆堆芯(500)与环境或散热器(110)之间形成导热通道。
10.根据权利要求9所述的方法，包括：在所述非能动衰变热排除模式下，将所述安全壳(200)的壁冷却至低于所述中间流体(220)的沸点的温度，用于促进经由在所述反应堆压力壳壁(300)处沸腾并且冷凝至安全壳壁(200)的所述中间流体(220)的有效热传递，这是排除来自所述反应堆堆芯(500)的衰变热的初级热传递机制。
11.根据权利要求9或10所述的方法，其中，所述堆芯(500)出口温度为120-150℃。
CN202180077259.4A 2020-11-20 2021-11-19 核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的方法 Pending CN116457893A (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FI20206180A FI129308B (en) 2020-11-20 2020-11-20 Nuclear reactor module and a nuclear nuclear thermal reactor comprising the same and a method for operating the nuclear reactor module
FI20206180 2020-11-20
PCT/FI2021/050788 WO2022106756A2 (en) 2020-11-20 2021-11-19 A nuclear reactor module and a nuclear district heating reactor comprising and method of operating the same

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN116457893A true CN116457893A (zh) 2023-07-18

Family

ID=78716721

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202180077259.4A Pending CN116457893A (zh) 2020-11-20 2021-11-19 核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的方法

Country Status (4)

Country Link
EP (1) EP4248463A2 (zh)
CN (1) CN116457893A (zh)
FI (1) FI129308B (zh)
WO (1) WO2022106756A2 (zh)

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1011639A (en) * 1963-07-25 1965-12-01 Atomic Energy Authority Uk Integral nuclear reactor
US8437446B2 (en) 2008-11-17 2013-05-07 Nuscale Power, Llc Steam generator flow by-pass system
KR101513163B1 (ko) * 2014-02-20 2015-04-20 한국원자력연구원 역압 안전 밸브를 갖는 자기 냉각 피동 원자로

Also Published As

Publication number Publication date
FI129308B (en) 2021-11-30
FI20206180A1 (en) 2021-11-30
WO2022106756A3 (en) 2022-07-07
WO2022106756A2 (en) 2022-05-27
EP4248463A2 (en) 2023-09-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2846055C (en) Pressurized water reactor with compact passive safety systems
KR101313789B1 (ko) 핵 반응로 및 핵 반응로의 냉각 방법
US8891723B2 (en) Stable startup system for a nuclear reactor
US20130156143A1 (en) Emergency core cooling system (eccs) for nuclear reactor employing closed heat transfer pathways
KR20100072306A (ko) 사고 상황에서 향상된 냉각능력을 갖는 원자로
EP3101658B1 (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
EP2715734B1 (en) Passive decay heat removal and related methods
EP2973600B1 (en) Supporting nuclear fuel assemblies
JP2012230079A (ja) 原子力プラント、燃料プール水冷却装置及び燃料プール水冷却方法
EP2973594B1 (en) Apparatus for passively cooling a nuclear plant coolant reservoir
US20180090237A1 (en) Transportable sub-critical modules for power generation and related methods
CN116457893A (zh) 核反应堆模块和包括其的核区域供热反应堆以及操作其的方法
Reyes Jr et al. The NuScale advanced passive safety design
JP2006343321A (ja) 高速炉用燃料要素、高速炉および高速炉施設の建設方法
JP2022509725A (ja) ヒートパイプ冷却を備える制御棒駆動機構
RU2070341C1 (ru) Ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения
JP2718855B2 (ja) 核燃料チャンネルおよびこれを利用した固有安全水冷却チューブ原子炉
JP2002303691A (ja) 固体冷却原子炉
CN116052908A (zh) 一种核反应堆
Fratoni et al. Preliminary feasibility study of the heat-pipe ENHS Reactor
CN117174349A (zh) 镓金属冷却的兆瓦级小型模块化核反应堆
Vyas et al. Development of the advanced heavy water reactor
CN112420226A (zh) 一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统
JPH058996B2 (zh)
Reyes Jr NuScale Approach to Passive Safety

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination