CN116469586A - 具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆。本发明公开了一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：‑反应堆堆芯；‑冷却回路；‑用于从所述反应堆堆芯去除至少部分衰变热的系统。本发明包括安装ORC机和与水池分开的附加储水器，储存在水池中的能量是ORC的蒸发器的热源，附加储水器通过专用泵直接供给ORC的冷凝器以构成ORC的冷凝器的冷源。

Description

具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、 特别是压水反应堆或沸水反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆领域，特别是压水核反应堆和沸水核反应堆。
更具体地，本发明涉及在事故情况下改进这些核反应堆的衰变热去除功能。其目的是在先进的轻水反应堆(LWR)备用系统中集成自主式衰变热去除(DHR)系统。
因此，本发明的目的是克服根据现有技术的被动安全冷凝器或被动壁冷凝器的主要缺点，该缺点在于需要在高处提供非常大的水量，这给核电厂的土木工程带来负担并使其复杂化，这是很大的限制，特别是在地震问题方面，并且增加了成本。
本发明的第二个优点在于，由于包含安全冷凝器的回路的强制对流，因此获得了这种类型的系统的更好的总体性能，加上更紧凑的交换器，由于热交换性能更好，因此获得了更小的系统总体体积。
这里可以回想到，核反应堆的衰变热是核链式反应停止后堆芯产生的热量，并且由裂变产物的衰变能组成。
尽管参照压水反应堆进行描述，但本发明适用于沸水核反应堆或如目前所设想的用于去除衰变热的安全装置需要在高处提供大量水作为冷源的任何轻水核反应堆(LWR)。
背景技术
压水核反应堆(PWR)包括三个循环(流体回路)，其正常运行的一般原理如下。
在一回路的高压下的水吸收以反应堆的堆芯中的铀核和(可能的)钚核的裂变产生的热量形式提供的能量。
这种在高压和高温下的水(通常为155巴和300℃)然后进入蒸汽发生器(SG)，并将其能量传输至二回路，该二回路本身也使用加压水作为热传递流体。这种高压下(通常约70巴)的蒸汽形式的水然后通过减压构件膨胀，将流体的焓变化转化为机械功，然后在发电机的存在下转化为电功。
然后，二回路中的水通过冷凝器冷凝，其利用第三个循环(冷却循环)作为冷源。
与PWR不同，沸水反应堆(BWR)没有蒸汽发生器：它包括用于安全壳中蒸发后产生的水和蒸汽的单个回路。冷却水在堆芯中部分蒸发。该水在压力下流动，但该压力低于PWR的压力(通常为70巴至80巴)。
参考公开物[1]的图2，其示出了BWR的总体配置。从冷凝器中抽取的水在反应堆安全壳的压力下通过主泵泵送，并进入安全壳中堆芯的外围。然后将其与堆芯中产生的蒸汽-水乳状液分离产生的高流量饱和水混合并加热。离开堆芯时，水-蒸汽混合物通过重力和离心而分离。产生的蒸汽被引导至下游蒸汽收集器和涡轮机，而饱和水部分被再循环以与较冷的水混合。水混合物沿着安全壳的壁下降，在那里通过安全壳外部的一环路被一回路泵吸入，以被引导到堆芯中，然后穿过堆芯，在那里，产生的热量被抽取，导致加热至饱和蒸发点。
BWR包括安全冷凝器，也称为“隔离冷凝器”：它们构成反应堆堆芯的辅助冷却的最终手段。公开物[1]的图4给出了“隔离冷凝器”的布置的示意图。
然而，尽管轻水反应堆(LWR)的运行是已知的、掌握的和可靠的，但核能的历史、特别是2011年的福岛第一核电站事故表明了在极端事故情况下发电站管理方面的弱点，电网长期失去电压，由于内部发电装置和冷源的损失而加剧。
这种事故情况尤其是由反应堆的衰变热去除故障引起的。2011年的福岛第一核电站事故期间，燃料冷却池也出现了这些事故序列。
反应堆堆芯衰变热现象表现如下。
在核反应停止期间，经历衰变的裂变产物继续产生热量，直到达到稳定状态。
关闭反应堆一秒钟后，该热量占反应堆额定热功率的7％。
然后，如公开物[2]中的图1所示，它随着时间的推移而减少。
例如，在关闭反应堆72小时后，它仍然占标称热功率的0.5％。因此，去除这些热量以避免堆芯中燃料降解甚至熔化的所有风险至关重要。
例如，名为VVER TOI的PWR的额定电功率为1300MWe，额定热功率约为3200MWth。关闭72小时后，该反应堆仍产生约20MWth的残余热功率。
一般而言，为了去除衰变热，一直不断尝试改善系统的被动性和多元化，以确保更好的整体可靠性。目的是保持结构的完整性，即第一安全壳屏障(燃料组件护层)、第二安全壳屏障(一回路)和第三屏障(安全壳)的完整性，即使在长期普遍缺乏电压的情况下(这对应于福岛核电站型场景)也是如此。
更具体地，自福岛第一核电站事故以来，大量研究都集中在几十小时的持续时间内被动去除衰变热的技术上。
新解决方案的要求首先涉及提高性能和可靠性，以及在任何人为和外部物理手段的干预之前(即至少72小时)的最大可能的运行自主性。
更关键的是，在本发明的范围内，事故情况被认为是由于任何原因而没有电池供电的电源长期(通常几天)中断。这种情况被称为全厂断电(缩写SBO)。
在事故情况下，在没有需要电力的有源装置的情况下，从PWR的堆芯抽取衰变热的有效方式之一是通过被动系统冷却反应堆堆芯，同时通过空气交换器将其热能传输至大气或位于高处的储水器(水池)中以确保自然对流。这种系统称为被动余热去除(PRHR)系统。
PRHR具有相同的整体结构，无论是由于空气冷却还是水冷却：冷却回路布置在PWR的蒸汽发生器(SG)的出口处。因此，蒸汽被传送到并联回路中，在那里，蒸汽被空气冷凝器或水冷凝器冷却和冷凝，而不是将二回路的蒸汽传送到涡轮机中。
第一自然循环环路能够将堆芯的热能传递到SG，随后是第二环路将其从SG传递到冷凝器。因此，通过SG和两个自然循环环路去除反应堆堆芯发出的余热，因此是被动的。
作为已经实现的PRHR的空气冷凝器的示例是VVER TOI PWR，其热功率和电功率在上文中已经有所提及：空气冷凝器采用单管交换器的形式，该单管交换器具有整体配置成线圈的圆形翅片。
例如这种空气冷凝器的优点在于以下事实：空气是取之不尽的冷源(在开放的环境中)，而且是自然存在的。因此，这种空气冷凝器技术完全与冷却持续时间无关，并且不存在冷源逐渐损失的现象。
该技术的主要缺点是空气交换器的体积。这是因为，由于与空气的热交换系数低，因此空气交换器所需的体积和表面积非常大，并且热抽取性能非常依赖于气象条件。
例如，VVER TOI的PRHR的尺寸设计为能够抽取等于反应堆额定热功率的2％的衰变热，即64MWth的功率。为了实现这种功率，必须在核电厂的上部安装16个交换表面积相当于几千平方米的单元。
如上所述，进行PWR的堆芯冷却所需的衰变热去除可由水冷凝器进行，如图2示意性所示。反应堆堆芯1连接到蒸汽发生器(SG)2，并且衰变热由具有被动自然循环的闭合环路3去除，该环路3包括具有水冷凝器4的SG，水冷凝器4浸没在放置在高处的储水器或水池5中。因此，该环路3使得能够将SG的热能传输到储水器5。在衰变热去除期间，该储水器5的温度升高直到水沸腾。水在大气压下以一定的动力学行为蒸发到空气中。
许多当前项目使用水作为PRHR的冷源，其中可以特别列举如下：
-美国西屋公司的AP-600和AP-1000项目；
-中国核电集团公司(CGNPC)和中国核工业集团公司(CNNC)的华龙一号项目；
-俄罗斯ROSATOM公司的VVER1200项目，该版本使用采用水作为冷源的被动安全冷凝器。
这种衰变热去除系统具有以下主要缺点。
首先，在高处的水源的存在使土木工程变得复杂和负担，因为需要该安全冷源在例如大地震或飞机碰撞的极端外部事件的情况下保持完整的结构。
此外，由于水蒸发的影响，蒸汽发生器的冷却时间与水池的体积直接相关：水的体积越大，冷却持续时间越长。例如，额定热功率为3060MW的HPR1000反应堆包括PRHR，其尺寸设计用于提供72小时的冷却，这意味着水池体积为2300m3：[3]。
因此，该系统的问题在于水池土木工程限制与所达到的冷却持续时间(通常为至少72小时)之间的必要折衷。
已经针对反应堆项目VVER TOI提出了蒸汽发生器的紧急冷却的一种有益配置(SG-ECS，“蒸汽发生器应急冷却系统”)，特别是在公开物[4]中提出。该配置如图3示意性所示。水池5布置在地上，SG-ECS包括串联的三个闭环冷却回路：
-第一冷却回路包括蒸汽发生器2、第一水泵30(二回路的蒸汽冷凝物)、和第一液体/液体交换器31的流体回路；
-第二冷却回路包括第一交换器31的另一个流体回路、第二水泵32、和第二液体/液体交换器33的流体回路，
-第三冷却回路包括第二交换器33的另一个流体回路、第三水泵34、和水池5。
该安全系统是有效的且自主的，但不是被动的：二次流体的流动从蒸汽发生器2非重力地流向中间交换器31。蒸汽发生器2与地上的冷源之间的热传递使用泵30、32、34和使用中间交换器31和33进行。因此，该系统需要相当大的外部能量输入，以便为所使用的三个泵30、32、34供电。用于为泵30、32、34供电的这种能量输入由辅助内燃机或可选的燃气涡轮机实现。
同样的问题出现在沸水反应堆(BWR)的衰变热去除上，这些衰变热特别导致福岛第一核电站多个单元的堆芯熔化。在这种情况下，蒸汽不再是来自蒸汽发生器(SG)的二回路的蒸汽，而是直接来自反应堆安全壳的蒸汽，这些蒸汽必须冷却和冷凝以去除堆芯的衰变热。一次蒸汽的冷凝和冷却所需的冷源则需要位于相对于反应堆堆芯的高度，且体积大。福岛灾难中涉及的沸水反应堆的情况下，该冷源的尺寸设计并不能实现如目前通常想要的72小时的被动运行自主性。
根据适当的事故处理程序，压水反应堆或沸水反应堆的安全壳外壳冷却和减压系统则同样可以用作去除衰变热的最终装置，特别是在一回路是有意打开(最终场景中所谓的“开路故障(stuck-open)”配置)或是无意打开(由于一次破裂型事故而引起的一次冷却剂损失的情况)的情况下。最终的冷源则是专门用于去除与这种冷却方式相关的衰变热的冷源。
在上述两种情况下，这两种类型的被动安全冷凝器能够只在足够数量的使用水的冷源能够吸收必要的热功率以冷却反应堆堆芯的情况下才长期运行。
与和压水反应堆相关的应用一样，该冷源必须位于相对于反应堆安全壳及其安全壳外壳形成的组合的高度处，以建立自然循环，从而能够从反应堆堆芯或安全壳外壳中心去除衰变热。
一般来说，如果增加流体的密度的冷源位于比降低相同流体的密度的热源更高的高度，则单相或两相流体的自然循环是可能的。在相反的情况下，自然循环发生热分层和堵塞。
因此，由于高处水体积的限制而引起的约束，与几小时的运行相比，提供冷源的自主设备将可以使这种类型的安全系统的运行自主性大大扩展。
通过举例说明，公开物[5]的图2给出了关于在专门用于以下部件的运行的高度处的冷源所需的体积的想法：一方面专用于最终去除的被动安全壳冷却系统(PCCS)和另一方面专用于安全去除的水冷凝器(“隔离冷凝器”)。
已经设想了在事故情况下使用“有机朗肯循环”(ORC)机作为压水反应堆(PWR)的冷却系统的补充。
如上所述，使用水的PRHR的问题在于水池的体积和冷却时间之间的关系。
因此，该问题的一个解决方案是通过交换器除去水池中积累的一些能量。于是，该交换器用作ORC的蒸发器。ORC的冷凝器是空气冷凝器(aerocondenser)。
该解决方案使得能够通过将涡轮发电机联接成为ORC的泵供电而使用ORC的涡轮机产生的功率，这形成能够去除存储在水池中的部分热量的自主系统。
因此，这种ORC使得能够回收以热量形式存储在水池中的部分能量，并在专用回路中将其去除/再利用，从而限制从水池中蒸发的水量，从而延长通过水池冷却的持续时间。
例如，专利申请WO2012/145406提出了这种解决方案，但适用于不同的应用领域。具体地，加入水池的热能来自仍在产生热量的废核燃料。因此，当应用于PWR时，该技术使得能够克服上面所述的一些问题。这是因为储存在水池中的部分热能可以通过ORC除去，这使得能够在给定的水池体积下延长堆芯的衰变热去除时间。
然而，尽管能够改善冷却持续时间与水池体积之间的比率，但该技术的效率取决于能够将功率排出至最终冷源(空气)的交换器的体积。具体地，为了使该系统在冷却PWR的整个过程中真正发挥作用，水池的冷却循环的交换器提取的功率必须与水池和反应堆之间交换的功率具有相同的数量级。
现在，如上所述，在VVER TOI反应堆的情况下，反应堆的衰变热约为几十MW。
因此，采用上述应用中提到的ORC，除去水池和反应堆之间交换的全部或至少很大一部分功率，将需要巨大的设施体积，特别是对于最终的空气交换器。
换句话说，尽管与没有ORC相比，能够在更长的给定时间内从反应堆堆芯抽取衰变热，但专利申请WO2012/145406中提出的系统仍然具有非常有限的实际用途，并且对于约一百kW的衰变热确实有效。
专利申请WO2013/019589提出了类似的解决方案，即通过将废核燃料浸没在储水器中并使用该储水器的热能来运行ORC或斯特林循环来冷却废核燃料。该专利申请还提出增加热电模块，该热电模块使用由废燃料产生的热量来将其转化为电。
根据WO2013/019589的解决方案的创新之处在于，使用了由这些不同系统产生的电作为从水池中获得的热能的补充，使用了两个水泵，其中一个水泵在放置在高处的通风机的高度将水引导到储水器(水池)以将其冷却，另一个泵从另一个储水器抽水，以减轻水池中的水蒸发。
因此，由于这些水泵，冷却程持续时间和水池体积之间不再存在直接联系，因为专用泵能够将水不断地添加到水池。
然而，根据WO2013/019589的解决方案具有许多缺点。
首先，斯特林循环或ORC的冷源的交换器是空气交换器，并且如上所述，这些交换器可以具有非常大的体积并且必须位于上部。
此外，空气交换器具有很大程度上取决于外部温度的特性，因此也取决于其可变性。因此，为了确保其可靠性，系统必须能够适应电站地理区域中的温度变化。
因此，需要改进轻水核反应堆(LWR)、特别是压水核反应堆(PWR)或沸水核反应堆(BWR)的衰变热去除(DHR)系统，以便通过使用ORC机(循环)克服上述缺点。
发明内容
为此，根据一个方面，本发明涉及一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：
-反应堆堆芯；
-冷却回路，所述冷却回路包括热交换装置和第一泵，所述热交换装置以闭合环路连接到用于从所述反应堆的一回路或二回路排出蒸汽的装置，所述第一泵用于从所述热交换装置向所述一回路或所述二回路的装置供应水；
-用于从所述反应堆堆芯去除至少部分衰变热的系统，所述系统包括：
第一储水器或水池，所述第一储水器或水池布置在蒸汽发生器下方，所述热交换装置浸没在所述第一储水器或水池中，使得所述第一储水器或水池中包含的水冷却来自蒸汽排出装置的蒸汽；
有机朗肯循环(ORC)机，其包括：
-膨胀机；
-冷凝器；
-第二泵；
-蒸发器，所述蒸发器布置成与所述水池接触，使得所述水池构成所述ORC的热源；
-流体回路，在所述流体回路中，工作流体以闭合环路流动，所述流体回路将所述膨胀机连接到所述冷凝器，将所述冷凝器连接到所述第二泵，将所述第二泵连接到所述蒸发器，以及将所述蒸发器连接到所述膨胀机；
与所述水池分开的第二储水器、以及第三泵，所述第三泵连接到所述第二储水器和所述ORC的冷凝器，以将水作为所述ORC的冷源供应所述ORC的冷凝器。
所述第一储水器或水池包含大量水，特别是大于或等于50m3和/或小于或等于100m3。
对于根据第一实施方式的压水核反应堆(PWR)，该PWR包括冷却回路，所述冷却回路包括蒸汽发生器和水冷凝器，所述水冷凝器浸没在所述水池中并以闭合环路连接到所述蒸汽发生器。
对于根据第二实施方式的压水核反应堆(PWR)，用于抽取存在于所述一回路中的衰变热的装置是液体/液体交换器，并且所述热交换装置是浸没在所述水池中的水交换器，使得所述水池中包含的水冷却在所述液体/液体交换器中流动的所述一回路的水。
对于根据第一实施方式的沸水核反应堆(BWR)，该BWR包括冷却回路，所述冷却回路包括：
-从供应管线到所述反应堆的涡轮机的一次蒸汽入口；
-水冷凝器，所述水冷凝器浸没在所述水池中并以闭合环路连接到所述蒸汽入口。
对于根据另一实施方式的压水核反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，用于去除来自所述反应堆堆芯的衰变热的装置可以是用于对存在于安全壳外壳中的蒸汽减压的系统，并且所述热交换装置一方面可以是浸没在所述水池中或者直接从所述水池取水的水交换器，另一方面可以是与所述反应堆的安全壳外壳中存在的蒸汽直接接触的安全壳壁冷凝器。
所述第一储水器或水池有利地布置在地上或在地里。
所述第二储水器也有利地布置在低于所述水池的部分中，有利地布置在地上或在地里。
所述ORC的蒸发器可浸没在所述水池中或远离所述水池。
浸没的所述蒸发器优选为管式交换器或板式交换器。
根据一个有利的实施方式，所述反应堆还包括制冷循环，所述制冷循环包括：
-压缩机；
-冷凝器，所述冷凝器连接到所述第二泵以向所述第二泵供应水；
-减压构件；
-空气蒸发器；
-流体回路，在所述流体回路中，工作流体以闭合环路流动，所述流体回路将所述压缩机连接到所述冷凝器，将所述冷凝器连接到所述减压构件，将所述减压构件连接到所述空气蒸发器，以及将所述空气蒸发器连接到所述压缩机。
所述制冷循环的冷凝器有利地是所述ORC的冷凝器。
所述制冷循环的工作流体也有利地是所述ORC的工作流体。
根据一个有利的替选实施方式，所述ORC的膨胀机的轴联接到所述制冷循环的压缩机的轴。
所述反应堆优选地包括电池，所述电池配置为用于电启动为所述ORC的冷凝器提供冷源的所述第二泵、所述ORC的电气部件、以及可选地所述制冷循环。优选地，所述反应堆包括用于运行所述第一泵的电池，以实现在所述ORC启动之前的时间段内去除衰变热的功能。
因此，本发明首先采用了一种安全冷凝器系统，该系统使用所述冷凝器浸没在其中并且布置在所述反应堆堆芯下方(优选在地上)的储水器或水池作为冷源。
这里，在本发明的上下文中，术语“在地上”是指被掩埋或“在地上方”的水池，其被支撑在地上。
该水池能够去除所述反应堆堆芯的衰变热。
现在，正如上文中所解释的，这种架构取决于水池的体积：水池的冷却时间与其体积成比例(或直接相关)，因此受到限制。
为了克服这一点，本发明本质上包括安装ORC机和与水池分开的附加储水器，储存在水池中的能量是ORC的蒸发器的热源，所述附加储水器通过专用泵直接供给所述ORC的冷凝器，以构成所述ORC的冷凝器的冷源。
这样，通过从有利地位于下部(优选地在地面上)的附加储水器输送水，补偿了由于水池蒸发而造成的水损失。
从地面布置冷源的一个主要优点是，大大简化了专用于支撑和保护核电厂上部的该安全冷源体积的土木工程，并且降低了施工和维护成本以及由此产生的抗震研究成本。
将水池设置地上的事实使其具有大体积，因为不需要提供重要的土木工程，因此可以为ORC机提供大的冷源。这是因为将水池定位在地上允许直接提供冷源，而不必实施将水送至高处的泵送系统。
与水池处于高处的配置相比，使用第一泵将冷凝的二次水从水池输送到地面需要增加要产生的电功率。然而，这种相当大尺寸的冷源在地面上的存在加上相当大尺寸的热源使得能够产生足以满足这些情况的电功率。
尽管由于水循环泵和膨胀机(涡轮机)的存在，在严格意义上不是被动的，但根据本发明的封闭循环中的安全二次冷却呈现出比使用来自蒸汽发生器(PWR)或蒸汽排出管线(BWR)的自然两相流的被动系统性能好得多的主要优点。
此外，根据本发明的系统可以通过控制第一泵的功率而容易地调节，该第一泵将二次冷凝液传送到蒸汽发生器(PWR)或将一次冷凝液传送到反应堆安全壳(BWR)。因此，这使得集成了根据本发明的系统的核电厂的操作者能够管理反应堆每小时的冷却梯度，这对于在核单元的寿命中容易重复几次的事故阶段或者甚至对于反应堆的正常冷却阶段来说都是期望的。
根据本发明的衰变热去除系统与根据现有技术的系统的不同之处特别在于以下方面：
-与使用空气作为冷源的现有系统不同，从附加储水器的下部引导出的水用作ORC的冷凝器的冷源，
-由于水池和地面上的附加储水器的可能位置，可以具有尺寸相当大的冷源；
-从附加储水器输送的水还可以有利地用作制冷循环的冷凝器的冷源，制冷循环的目的是产生冷功率，例如用于冷却ORC的膨胀机，从而确保系统的更大自主性和可靠性，或替选地用于冷却其他安全设备，例如电气或控制柜、控制室等。
因此，与现有系统的几何结构相比，根据本发明的系统配置的一个主要优点是使用输送的水作为ORC的冷凝器的冷源，并且有利地作为制冷循环的冷源，以便供应经历蒸发的水池。
因此，根据本发明的系统的配置使得能够使用板式水交换器作为ORC的蒸发器，该板式水交换器无疑必须远离水池，但其体积比具有等效功率的空气冷凝器小得多。作为示例，板式水交换器的对流交换系数相对于其流体为空气的冷凝器提高了50至100倍。
使用水交换器能够降低ORC中的ORC流体的冷凝压力，从而提高效率。
使用泵送的水作为ORC的冷源，并有利地作为结合的制冷循环的冷源，可以进一步大大提高系统的可靠性：交换器体积的减少使其不易受到外部事件的侵袭，无论是自然的还是恶意的。
此外，水/水板冷凝器是本领域中众所周知的交换器，具有很大的可靠性(核电领域中的基本标准)。
此外，冷源(反应堆冷却循环、ORC、制冷循环)的所有交换器的冷源是水的事实避免了使用补充冷源，该补充冷源在现有技术中是空气。
如上所述，空气交换器极其依赖于环境空气温度。因此，使用放置在下部的储水器的水作为ORC的冷源使得可以较少地依赖于外部温度及其变化。
事实上，通过本发明，由于循环的冷源，不再存在任何功率限制。这是因为水交换器的尺寸和冷源侧的温度条件不再像根据现有技术的空气冷凝器那样受到限制，想要最小化其尺寸，而不涉及上述空气的温度。
因此，本发明使得可以产生高电功率，并且因此能够以小的设施体积冷却和冷凝大量的PWR的二次蒸汽或BWR的一次蒸汽。
根据本发明，将制冷循环添加到ORC使得可以冷却ORC的膨胀机以及要冷却的其他部件，例如电力电子设备，因此提高了系统的自主性和可靠性。单个冷凝器可以有利地由ORC和制冷循环共用，这可以通过串联或并联的工作流体流动来实现。
由于根据本发明的ORC而得到的额外电力不仅可以满足上述需求，还可以满足核电厂的其他安全电气需求，例如控制或测量设备、冷却设备等的电力供应。
根据本发明的系统需要采用启动系统所需的电池。这些电池特别用于启动专用于将一次冷凝液或次级冷凝液返回到蒸汽发生器(PWR)或蒸汽入口(BWR)的泵。这些电池中积累的能量可能非常有限，冗余的多组电池能够确保高可靠性。
总的来说，具有根据本发明的系统的核反应堆具有许多优点，其中可以列举如下：
-核反应堆的现有冷却系统，特别是包括蒸汽发生器、自然对流闭环回路和冷却池的PWR的冷却系统的显著改进；
-可靠且自主的系统；
-核电厂上部体积小的可能性，这减轻了土木工程和成本限制；
-通过改变泵速来升高二次PWR冷凝液或一次BWR冷凝液来管理反应堆的冷却梯度的可能性。
在阅读本发明的示例性实施方式的详细描述后，本发明的其他优点和特征将变得更加明显，该描述参考以下附图通过说明而非限制的方式给出。
附图说明
[图1]图1以曲线的形式示出了称为VVER TOI的根据现有技术的核反应堆的衰变热随时间的减少。
[图2]图2是根据现有技术的PWR型核反应堆堆芯的用于去除衰变热的被动系统的示意图。
[图3]图3是根据现有技术的PWR型核反应堆的示意图，该PWR型核反应堆具有在地上的水池和用于去除反应堆堆芯的衰变热的被动系统。
[图4]图4是根据本发明的PWR型核反应堆的示意图，该PWR型核反应堆具有在地上的水池和用于去除反应堆堆芯的衰变热的被动系统。
[图5]图5是示出本发明的还包括制冷循环的一个实施方式的示意图。
[图6]图6是例如根据图5的系统的ORC和制冷循环的T-s熵图。
[图7]图7是示出根据本发明的系统的第一变型的示意图。
[图8]图8是示出根据本发明的系统的第二变型的示意图。
[图9]图9是示出本发明的另一个实施方式的示意图，该实施方式具有用于对BWR或PWR的安全壳外壳中存在的蒸汽减压的系统。
[图10]图10是示出根据本发明的用于BWR或PWR的热交换装置的第一变型的示意图。
[图11]图11是示出根据本发明的用于BWR或PWR的热交换装置的第一变型的示意图。
具体实施方式
在整个本申请中，术语“竖直”、“下”、“上”、“低”、“高”、“下方”和“上方”应通过参考核反应堆的水填充冷却池来理解，该冷却池例如处于水平运行配置并布置在地上，也就是说掩埋或“在地上方”，支撑在地上。
图1至图3已在上文中详细描述，因此下文不再讨论。
为了清楚起见，根据本发明和根据现有技术的给定元件将在图1至图8的所有图中用相同的附图标记表示。
要指出的是，在与本发明相关的图4至图8中，仅示出了PWR核反应堆堆芯的冷却系统的一部分，即蒸汽发生器，其以闭合环路连接到浸没在冷却池中的交换器。
要指出的是，虚线表示各种电气部件的电力线，而实线表示流体管线。
图4示出了根据本发明的在PWR的衰变热的时间内至少去除部分的自主系统。
该系统首先包括：布置在地上的冷却池5；浸没在该冷却池中的水冷凝器4，使得该冷却池中包含的水冷却从反应堆的二回路流出的蒸汽；和用于向蒸汽发生器供应来自水冷凝器的水的第一泵30。
该系统还包括有机朗肯循环(ORC)机6，该有机朗肯循环机6包括：
-膨胀机60；
-冷凝器61；
-第二泵62，称为ORC泵，其是工作流体泵62；
-蒸发器63，其相对于冷却池5布置，使得冷却池5构成ORC的热源；
-流体回路64，在流体回路64中，工作流体以闭合环路流动。
如图所示，根据本发明，流体回路64将膨胀机60连接到冷凝器61，将冷凝器61连接到泵62，将泵62连接到蒸发器63，将蒸发器63连接到膨胀机60。
形成通用池7的第二储水器包含专用于冷却反应堆的所有冷源，并供给专用于ORC操作并包含安全冷凝器4和ORC蒸发器63的冷却池5。
来自通用池7的水用作交换器冷凝器61的冷源。
来自通用池7的水在通过第三泵(水泵)8注入冷却池5之前被冷凝器61略微加热。该泵8供给专用流体管线65，以减轻接收反应堆衰变热的冷却池5的蒸发。
膨胀机60通常可以是涡轮机或具有线圈、螺丝、活塞等的减压器。
冷凝器61通常是板式冷凝器。
泵62通常是离心泵或隔膜泵、螺杆泵等。
ORC机6可以包括缓冲槽66，也就是说，一定量的工作流体的储备使得允许在变化的条件下特别充分地运行ORC。如图4所示，该缓冲槽66可以布置在泵62的上游。
在图4所示的实施方式中，蒸发器63是竖直浸没在冷却池5中的管状蒸发器。
在图5的有利实施方式中，还提供了包括以下的制冷循环9：
-压缩机90；
-冷凝器61，其是ORC的冷凝器，连接到水泵8，以向水泵8供应水；
-减压构件92；
-空气蒸发器93；
-流体回路94，在流体回路94中，工作流体以闭合环路流动。
流体回路94将压缩机90连接到冷凝器61，将ORC的冷凝器61连接到减压构件92，将减压构件92连接到空气蒸发器93，以及将空气蒸发器93连接到压缩机90。
减压构件92可以是阀，优选地是涡轮机、喷射器等。
与ORC 6一样，制冷循环9也可以包括在该循环中形成工作流体的储存器的缓冲槽。
可以提供电池10以用于电启动各种泵30、62、8、ORC的电气部件以及可选地制冷循环9。更准确地，电池可首先为冷却回路的泵30供电，其次当储水器5沸腾时，允许启动ORC，即启动泵62和填充泵8。
以下提供了功率为3200MWth的PWR的事故情况下的尺寸设计的示例。
ORC的工作流体是一种有机流体，其蒸发温度低于沸水，沸水在大气压力下约为100℃。可以特别列举Novec649、HFE7000、HFE7100等。可以设想许多其他有机流体，例如烷烃、HFC、HFO、HFCO、HFE以及其他流体(NH3、CO2)及其所有混合物。
用于模拟尺寸设计的流体是HFE7100，并且有利地用于ORC 6和制冷循环9两者。
在该示例中，冷却池5中的水的温度传感器或液位传感器能够检测冷却池5的完全饱和状态以及由于沸腾而失去液位的开始。50m3的指示值对应于冷凝器从SG中去除60MW的5分钟的运行的典型延迟。此时，泵8注入的流速通过尺寸设计而与替换池5中蒸发的水(即，所交换的60MW产生的蒸发量)完全对应。
调节泵30的流速以产生冷凝器4的60MW的热交换，并且因此泵8和30通过冷凝器4的功率传递功能关联，假定池5的1千克水的沸腾需要冷凝器4输送的大约2.25MW的热功率。
下表1汇总了与池5和储水器7相关的尺寸设计。
[表1]
下表2汇总了与池运行时间相关的信息。
[表2]
下表3给出了流速：
[表3]
流速 值(kg/s)
ORC的工作流体的流速 3.5
泵送的水(冷源)的流速 30
专用于ORC的制冷循环的工作流体的流速 0.2
现在将指示泵8和30的流速之间的对应关系。
在该尺寸设计示例中，冷凝器61在没有冷凝液过冷的情况下通过核电厂的指令控制以60MWth的功率运行，该指令控制规定在60巴的SG蒸汽压力下以x度/h的速度冷却反应堆。
泵30的流速等于60巴下饱和时的功率和潜热之间的比率，也就是说等于60MW/1.57MJ/kg，即38.2kg/s。也就是说，泵30的体积流速为180m3/h。
考虑到泵输出超压为3巴，以提高冷凝液和回路中的压头损失，这给出了15kW的液压功率，即泵效率等于0.7，供电功率为22kWe。因此，在ORC介入之前，与泵30的运行相关联的电池需要能够供应22kWe用于至少5分钟。
与该运行点相关联的泵8的流速直接由以下关系得出：泵送的水的流速等于大气压下的功率与潜热之间的比率，也就是说等于60MW/2.25MJ/kg，即27kg/s。因此，泵8的相关体积流速约为100m3/h。该泵需要由电池供电，以启动ORC(冷源供应)。
下表4给出了外部温度：
[表4]
温度 值(℃)
热源的平均温度 100
冷源的温度 30
冷源的温度(ORC的输出) 34
下表5给出了内部压力：
[表5]
压力 值(巴)
ORC 6的高循环压力 2.4
ORC 6的低循环压力 0.45
下表6给出了交换器的功率：
[表6]
功率 值(kW)
ORC冷凝器(61)的功率 600
ORC蒸发器(63)的功率 550
下表7给出了电功率：
[表7]
电功率 值(kW)
ORC泵(62)的功率 1.4
水泵(8)的功率 0.6
水泵(30)的功率 33
电涡轮机(60)的功率 35
因此，下表8汇总了在所有上述运行条件下待设计尺寸的交换器的体积：
[表8]
体积 值(m3)
ORC冷凝器的体积(HFE7100/水) 0.02
ORC蒸发器的体积(HFE7100/水) 3.66
ORC和制冷循环的T-s图如图6所示。
根据图5的配置的一个可能的变型在于，将ORC 6的涡轮机60的轴11与制冷循环的压缩机的轴联接。图7中所示的配置使得可以不需要为制冷循环的压缩机供电，因此可以节省能量(机电转换)。
该系统的第二个变型在于，在ORC和制冷循环之间共享更多部件：工作流体、部分管道、冷凝器61，如已经示出的。
另一种可能的变型是不使用图4所示的浸入式管蒸发器，而是使用远程蒸发器，例如板式蒸发器。为了做到这一点，有必要通过泵14将水从储水器中输送到管道中，如图8所示。这种配置使得可以减少热交换器的体积，减少在池上安装交换器的工作量，或者实现通过使用辅助热源来操作ORC的可能性，如在先前的配置中那样。应注意的是，在蒸发器出口处返回水，同时将其与来自ORC冷凝器的水混合，这意味着只需要来自池的一个旋塞，而不是其他变型和配置中的两个旋塞。
本发明不限于刚刚描述的示例；所示示例的特定特征可以在未示出的变型中彼此组合。
可以设想不脱离本发明范围的其他变型和实施方式。
刚刚参照压水核反应堆描述的DHR系统可同样用于沸水核反应堆(BWR)。
一般来说，本发明适用于可以构成冷源的任何池5，该冷源用于冷却PWR堆芯或BWR堆芯，或者用于冷却和/或减压PWR或BWR的主安全壳外壳。
因此，尽管在所示的示例中，用于从反应堆堆芯去除衰变热的装置通过蒸汽发生器，但无论是对于PWR还是对于BWR，该装置同样可以是安装在安全壳中的冷凝器。
例如，对于PWR，可参考HPR1000项目的环境冷凝器面板(“被动安全壳排热，Passive containment heat removal”)或公开物[6]的配置，该公开物描述了安装在安全壳外壳壁上的优化冷凝器(“被动安全壳冷却系统，Passive containment coolingsystem”)。对于BWR，可参考KERENA先进反应堆中的安全壳外壳的冷却冷凝器(“Containment cooling condensers”)的配置。
更一般地，对于PWR或BWR，用于从反应堆堆芯去除衰变热的装置可以是用于对安全壳外壳中存在的蒸汽减压的系统(图9)，热交换装置一方面可以是浸没在池5中(图11中的闭环配置，取自参考文献[6])或直接从池5取水(图10的闭环配置，取自参考文献[6])的水交换器4，另一方面可以是与反应堆的安全壳外壳100中存在的蒸汽直接接触的“安全壳壁冷凝器”11。
池5可以是给安全壳喷水器(CS)回路的喷水器歧管供水的源，其在导致反应堆外壳中压力显著增加的事故情况下使该压力降低，从而保持安全壳外壳的完整性。对于PWR，可参照HPR1000项目的主安全壳外壳内或AP1000项目的主安全壳外的喷水器歧管的配置。
池5可以是BWR的超压池，例如Mark I型反应堆中的环形钢池，意外来自反应堆堆芯的水蒸汽被冷凝。
水池5也可以是PWR(例如HPR-1000项目)安全注入回路的池，首字母缩写为IRWST(“In containment Refueling Water System Tank，安全壳内换料水系统水箱”)。
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[6]:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1624_web.pdf.

Claims (16)

1.一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：
-反应堆堆芯(1)；
-冷却回路，所述冷却回路包括热交换装置和第一泵(30)，所述热交换装置以闭合环路连接到用于从所述反应堆的一回路或二回路排出蒸汽的装置，所述第一泵(30)用于从所述热交换装置向所述一回路或所述二回路的装置供应水；
-用于从所述反应堆堆芯去除至少部分衰变热的系统，所述系统包括：
第一储水器或水池(5)，所述第一储水器或水池(5)布置在蒸汽发生器下方，所述热交换装置浸没在所述第一储水器或水池(5)中，使得所述第一储水器或水池(5)中包含的水冷却来自蒸汽排出装置的蒸汽；
有机朗肯循环(ORC)机(6)，其包括：
-膨胀机(60)；
-冷凝器(61)；
-第二泵(62)；
-蒸发器(63)，所述蒸发器(63)布置成与所述水池接触，使得所述水池构成所述ORC的热源；
-流体回路(64)，在所述流体回路(64)中，工作流体以闭合环路流动，所述流体回路(64)将所述膨胀机(60)连接到所述冷凝器(61)、将所述冷凝器(61)连接到所述第二泵(62)、将所述第二泵(62)连接到所述蒸发器(63)、以及将所述蒸发器(63)连接到所述膨胀机(60)；
与所述水池分开的第二储水器(7)、以及第三泵(8)，所述第三泵(8)连接到所述第二储水器和所述ORC的冷凝器，以将水作为所述ORC的冷源供应所述ORC的冷凝器。
2.根据权利要求1所述的核反应堆，所述核反应堆是压水反应堆，其包括冷却回路，所述冷却回路包括蒸汽发生器和水冷凝器，所述水冷凝器浸没在所述水池中并以闭合环路连接到所述蒸汽发生器。
3.根据权利要求1所述的核反应堆，所述核反应堆是压水反应堆，用于排出存在于所述一回路中的衰变热的装置是液体/液体交换器，并且所述热交换装置是浸没在所述水池中的水交换器，使得所述水池中包含的水冷却在所述液体/液体交换器中流动的所述一回路的水。
4.根据权利要求1所述的核反应堆，所述核反应堆是沸水反应堆，其包括冷却回路，所述冷却回路包括：
-从供应管线到所述反应堆的涡轮机的一次蒸汽入口；
-水冷凝器，所述水冷凝器浸没在所述水池中并以闭合环路连接到所述蒸汽入口。
5.根据权利要求1所述的核反应堆，所述反应堆是压水反应堆或沸水反应堆，用于去除来自所述反应堆堆芯的衰变热的装置是用于对存在于安全壳外壳中的蒸汽减压的系统，并且所述热交换装置一方面是浸没在所述水池中或者直接从所述水池(5)取水的水交换器(4)，另一方面是与所述反应堆的安全壳外壳(100)中存在的蒸汽直接接触的安全壳壁冷凝器(11)。
6.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，所述第一储水器或水池布置在地上或在地里。
7.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，所述第二储水器布置在地上或在地里。
8.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，所述蒸发器(63)浸没在所述水池中或远离所述水池。
9.根据权利要求8所述的核反应堆，浸没的所述蒸发器为管式交换器。
10.根据权利要求8所述的核反应堆，浸没的所述蒸发器为板式交换器。
11.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，还包括制冷循环(9)，所述制冷循环(9)包括：
-压缩机(90)；
-冷凝器(61)，所述冷凝器(61)连接到所述第三泵(8)以向所述第三泵(8)供应水；
-减压构件(92)；
-空气蒸发器(93)；
-流体回路(94)，在所述流体回路(94)中，工作流体以闭合环路流动，所述流体回路(94)将所述压缩机(90)连接到所述冷凝器(61)、将所述冷凝器(61)连接到所述减压构件(92)、将所述减压构件(92)连接到所述空气蒸发器(93)、以及将所述空气蒸发器(93)连接到所述压缩机(90)。
12.根据权利要求11所述的核反应堆，所述制冷循环的冷凝器(61)是所述ORC的冷凝器。
13.根据权利要求11或12所述的核反应堆，所述制冷循环的工作流体是所述ORC的工作流体。
14.根据前述权利要求11至13中任一项所述的核反应堆，所述ORC的膨胀机的轴(11)联接到所述制冷循环的压缩机的轴。
15.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，包括注入器，所述注入器布置在所述系统的下部中并连接到布置在所述系统的上部中的所述第三泵，所述注入器配置为给所述第三泵充注。
16.根据前述权利要求中任一项所述的核反应堆，包括电池(10)，所述电池配置为用于电启动泵、所述ORC的电气部件、以及可选地所述制冷循环。
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