CN1802709A - 核技术装置及运行该核技术装置的方法 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核技术装置。该装置包括压力室(6)、冷凝室(8)和与压力室连接的注水池(10)。本发明提供了通过虹吸管类型的溢流管(30),将注水池(10)与冷凝室(8)连接在一起。通过这种设计来确保在达到极限压差之前,冷凝室(8)相对于注水池(10)并进而相对于压力室(6)气密性的封闭,并在超过极限压差时实现压力均衡。

Description

核技术装置及运行该核技术装置的方法
技术领域
本发明涉及一种核技术装置,尤其是具有压力室、冷凝室和与压力室连接的注水池的沸水反应堆装置。本发明还涉及用于运行该核技术装置的方法。
背景技术
这种沸水反应堆装置从DE 112 554 A1中披露,其中,在安全室中设置有反应堆压力室、冷凝室和设置在冷凝室上面的注水池。该注水池向上对压力室(其形成了安全室的内室)敞开。在正常运行的情况下,压力室相对于冷凝室密封性地封闭,从而无法达到压力均衡。在DE 112 554 A1中描述了一种称为“SWR1000”的构思方案。该构思方案的目的在于实现高度的运行安全性,并且由此最有可能运用无源作用部件,即,这些部件独立于外来的能量供应,且优选的无需附加运动的和容易受影响的部分。在正常运行以外的特定情况下,由于压力室中的压力上升与下降使压力室与冷凝室之间的压差超出了可允许的极限值。在“SWR1000”构思方案中指出,在这种情况下,为了实现冷凝室与压力室之间的压力均衡,提供有U型设计的管道,该管道将冷凝室的内部与压力室连接起来,并且在正常运行时注入冷却水并将其封闭。
注水池中的冷却水在运行过程中被加热,并且必须在某个时间间隔内冷却。为此提供了注水池冷却液和冷凝室冷却液的共同的冷却循环。此时,将冷凝室中的冷却液经过换热器泵送到注水池中,并从那里重新导回到冷凝室。此时却产生了一个问题:注水池与冷凝室可能具有不同的压力,并且在正常运行时压力不均衡。考虑到制冷系统的功能作用,例如在制冷剂损耗(故障)情况下也会破坏压力均衡的状况。
发明内容
本发明的目的在于实现该装置的安全运行。
该目的根据本发明通过具有权利要求1所述特征的核技术装置,尤其是沸水反应堆装置实现的。之后,注水池通过由虹吸管类型的溢流管道与冷凝室连接。
溢流管尤其是指一个简单的直接管道,其中优选的是未中间连接其他的部件如止回阀(止逆阀)、阀门、泵或者换热器。当超过了注水池的最大液位高度和注水池“盈满外溢”时,溢流管由此保证冷却液简单可靠地导回到冷凝室。由于溢流管的虹吸管类型的设计、即U型设计,避免了在正常运行中注水池与冷凝室之间的压力均衡。由于虹吸管类型的设计,溢流管至少部分地注有冷却液,从而使得冷凝室相对于注水池气密性封闭。由于同时注水池对压力室敞开,即注水池与压力室之间是可以畅通无阻地进行气体交换的,并由此可能同时通过这种措施来避免通过溢流管来实现冷凝室与压力室之间的压力平衡。通过简单的管路设计确保了高度的运行安全性,这是因为对功能而言无需任何有源部件,并且功能原理仅仅是基于物理学和热力学的定律。
优选的是,溢流管包括两个虹吸管臂和上升高度,在正常运行状况下,溢流管注有直到该上升高度的液体。该上升高度是这样确定的:在超过压力室与冷凝室的极限压差时使压力均衡,即气体交换可能在这两个室中产生。这种设计具有决定性的优点:甚至在考虑到了偏离正常运行状态的压力状况,并在这种情况下必须实现压力室与冷凝室之间的压力均衡。这种情况,即,例如是当压力室中产生了超过允许的负压极限值的负压力时。在未发生压力均衡的情况下,针对相应高的压差,必须设计冷凝室与压力室之间的分隔壁的混凝土结构。具有虹吸管类型的溢流管的设计具有很大的优点:直到预定的极限压差为止之前,闭合装置是完全气密的;并且当超过极限压差时,安全地开通了开放的气体路径以及进而的流体路径来实现压力平衡。不同的是,例如止回阀或者类似物总存在泄漏流体的危险,这在已提到的SWR1000构思方案中必须是强制避免的。
为了不损害制冷系统的效率,例如在假定的制冷剂损耗干扰情况时,必须保证在这种干扰的情况下将压力室中产生的蒸汽量可靠地导入到冷凝室。因为在压力室中产生了高压,溢流管是这样设置和形成的,即在超过了高压极限值时,冷凝室与压力室之间的压力均衡通过另一个装置实现。另一个装置优选是指冷凝管,它将压力室与冷凝室连接起来,并在那里通入到液位高度之下,正常运行时冷凝室被注入直到该液位高度的液体。由此,冷凝管也注入了直到液位高度的液体,并且液位高度是这样确定的,即使得在超过高压极限值的时候,压力均衡通过冷凝管来实现,也就是说,在制冷剂损耗干扰情况下,将蒸汽导入到冷凝室的液体中并在那里将其冷凝。在这种情况下,压力均衡仅仅是通过冷凝管,而不是通过溢流管实现的。反之,在超过负压力极限值时,压力均衡一般仅仅通过溢流管来实现。因为在压力均衡产生之前,当压力室产生一个负压力时,必须首先使得冷凝室中贮存的大部分流体通过冷凝管流出,流入到压力室。由于需要流出液体的时间,因此存在这样的危险,即在此期间会产生在冷凝室与压力室之间不被允许的压差。
因此,溢流管是这样设计和/或形成的,在超过冷凝室与压力室间的一定的极限压差时,位于溢流管中的液体被压出,并因此形成一个开放的流体路径。该极限压差的值高于高压极限值,在超过高压极限值的时候,开通了通过冷凝管从压力室进入冷凝室的流体连接。因此,确保了一旦超过各个极限值,在压力室中为负压力时仅利用溢流管或者在压力室中为高压时仅利用冷凝管来实现压力均衡。
在有利的设计中,冷凝室在液位高度之上具有一个气室,溢流管的第二端通入到该气室中。因此确保了冷凝室中的液体不会流到溢流管中。优选的是,第二端设置在冷凝室顶部中或顶部的邻近下方。
鉴于无源的安全性,提供了一种优选设计,溢流管的部分区域(面积),有利的是大部分,嵌入在墙体结构中。因此,即使在使用有缺陷的管道的情况下也能确保溢流管的功能作用。
在有利的改进方案中,注水池具有溢流井,并且溢流管的第一端尤其通入溢流井的底部区域。多余的液体从注水池的储液池流入到溢流井中。其优选是这样设计的,使得气体部分从液体中分离,从而使得冷凝室中没有或者只有很少的气体部分。通过将溢流管的第一端设置在溢流井底部,确保了溢流管中注入液体。
优选的是,溢流管具有一个上虹吸弯管,其设置在高于溢流井底部(之上)的一高度处。通过这种措施使溢流井不能完全流空,并且在溢流井中设置有最小的液体高度,其与上虹吸弯管的高度几乎一致。由此提供一定的液体储备,通过该液体储备来补偿可能产生的溢流管中的蒸发损耗或者类似情况。
根据本发明,该目的是通过具有权利要求10特征的方法进一步实现的。根据本装置所提及的优点和优选的设计,同样都转移到这种方法上了。此外,该方法的优选设计方案在从属权利要求中说明。
附图说明
以下结合附图对本发明的实施例做进一步的说明。简图中示出了尤其根据SWR1000-构思方案设计的沸水反应堆装置的安全室的一部分。
具体实施方式
部分示出的安全室2具有由混凝土构成的墙体结构4,通过该墙体结构构成了压力室6、冷凝室8和注水池10。注水池10相对于压力室6是敞开的,即两部分之间可以交换气体,并且由此可能实现压力均衡(注水池10与压力室6具有相同的压力状态)。
注水池10通过分隔墙12被划分为储液池14和溢流井或分离井16。在溢流井16底部18设置有更小的第二分隔墙20,从而底部区域被划分为分离室22和排水室24。储液池14中注满了冷却液F。
通常来讲,冷凝室8中的冷却液F充满到液位高度H。冷却液F上方是气室26。
冷凝室8一边是通过冷凝管28与压力室6连接,另一边通过溢流管30与注水池10的溢流井16连接。冷凝管28的斜下端浸入到冷凝室8的冷却液F中。冷凝管28的第二端通入压力室6。而该冷凝管用水充入到液位高度H处,从而使冷凝室8与压力室6被气密性地分开。
溢流管30的第一端32通入冷凝室8的气室26中,更确切地说紧邻于冷凝室8的顶部36。溢流管30的第二端34通入到溢流井16中,更确切地说尤其通入到排水室24中的溢流井16的底部18。两端32、34是通过简单的管道彼此连接在一起的,该管道具有两个通过下虹吸弯管40连接的虹吸管臂38和上虹吸弯管42。如图所示,溢流管30几乎完全被设置在墙体结构4中,从而使得甚至在使用有缺陷的管路时,由溢流管30限定的流体路径继续存在。
上虹吸弯管42设置在底部18上方的一个高度上,这样确保了排水室24中的最小液体高度,如0.5m。两个虹吸弯管40,42之间的距离限定了上升高度S,两个臂38中注入了直至上升高度S的冷却液F。通过选择上升高度S可以确定压差值,当超过压差值时,在溢流管30中的液体F被压出,并在冷凝室8与注水池10之间形成开放的流体路径。例如上升高度为10米时,溢流管30直到压差为约105帕(1.0巴)之前是封闭的。
在反应堆工作时,需要不时地冷却在注水池10中的冷却液F。为此,通过泵(图中未示出)和热交换器(图中未示出)将冷却液F从冷凝室8泵到注水池10中。如果在储液池14中的液体高度超过第一分隔墙12,那么溢出的冷却液F溢流到溢流井16中,并在那里首先聚集在分离室22中。当只产生少量的溢流时,分离室22用来将气体部分从通过第一分隔墙12倾泻下来的冷却液F中分离出来。紧接着冷却液F通过第二分隔墙20溢流到排水室。当产生大量的溢流时,分离室22是这样设计的,使得形成液体回水(壅水),因此同时出现的气体部分(小气泡)上升,并不会进入溢流管30。一旦超过排水室24中由上虹吸弯管42确定的最小液位高度时,冷却液F就通过溢流管30流出。在此种方法中,冷却液F总在冷凝室8与注水池10之间循环。通过溢流管30的这种特殊设计,此时将注水池10与冷凝室8完全气密性地分开。
图中所示的情况与正常运行的情况相一致。可能会出现与正常运行相偏离的状况,即压力室6和冷凝室8之间出现较大的压差。例如,由于在制冷剂损耗干扰情况下通过冷凝管8将蒸汽从压力室6导入到冷凝室8中,因此在冷凝室6的高压下不可能通过溢流管30产生压力均衡。更确切地说,在超过压力室6中的高压极限值时,通过冷凝管28来实现压力均衡。至少在达到高压极限值之前,溢流管30必须保持绝对的气密性封闭。
反之,当压力室6产生负压力时,就会出现这样的问题:通过冷凝管28很迟才会达到压力均衡,因为此时在通过冷凝管28提供用于气体交换并进而用于压力均衡的开放流体路径之前,首先几乎所有的冷却液F都从冷凝室8输送到压力室6中。
为了避免在压力室6中的高的负压力值,因此提供了在超过压力室6中的负压力极限值时,通过溢流管30实现了气体交换并进而达到压力均衡。在超过一定的极限压差时,溢流管30使流体路径开通,其不取决于是否存在高压或负压力。通过上升高度S,将给定的极限压差设定到大于给定的高压极限值,在给定的极限压差之上,开通溢流管30,而在低压极限值之上则通过冷凝管28实现压力均衡。压差优选是在高压极限值上的大约(0.2-0.8)×105帕(0.2巴-0.8巴)。极限值高度的给定标准(参数),如上所述一方面是上升高度S,另一方面是与液位高度H相联系的冷凝管28中的液柱高度。在第一种接近的情况下,上升高度S必须大于冷凝管28中的液柱高度,该液柱高度是通过冷凝管28的流出液位和液位高度H之间的距离来确定的。
通过溢流管30的特殊的布置和设计,因此通过一可靠的、简单作用的无源部件(该部件无外来的能量供应、无可移动部分,仅根据物理规律来完全实现功能作用),使在所有运行状态下和无安全技术损害的情况下,本装置的安全运行成为可能。在此需要强调的是,考虑到制冷系统的功能,溢流管30使得注水池10相对于冷凝室8是绝对气密封闭的。
符号说明
2   安全室                            4   墙体结构
6   压力室                            8   冷凝室
10  注水池                            12  第一分隔墙
14  储液池                            16  溢流井
18  底部                              20  第二分隔墙
22  分离室                            24  排水室
26  气室                              28  冷凝管
30  溢流管                            32  第一端
34  第二端                            36  顶部
38  虹吸管臂                          40  下虹吸弯管
42  上虹吸弯管
H   液位高度                          F    冷却液
S   上升高度

Claims (12)

1.核技术装置,尤其是沸水反应堆装置,该沸水反应堆装置具有:压力室(6),冷凝室(8),以及与所述压力室(6)连接的注水池(10),其特征在于,所述注水池(10)通过设计为虹吸管类型的溢流管(30)与冷凝室(8)连接在一起。
2.根据权利要求1所述的装置,其特征在于,所述溢流管(30)包括两个虹吸管臂(38)以及上升高度(S),在正常的运行状况下,所述溢流管(30)中注有直到该上升高度的液体(F),其中,所述上升高度(S)是这样确定的,使得当超过所述压力室(6)与所述冷凝室(8)之间的极限压差时,在冷凝室(8)与压力室(6)之间实现压力均衡。
3.根据权利要求2所述的装置,其特征在于,所述溢流管(30)是这样形成的,在超过压力室(6)中产生的负压极限值时,压力室(6)与冷凝室(8)之间的压力均衡是通过溢流管(30)实现的;在超过压力室(6)中产生的高压极限值时,压力均衡是通过另一装置(28)实现的。
4.根据权利要求3所述的装置,其特征在于,所述另一装置为冷凝管(28),所述冷凝管将压力室(6)与冷凝室(8)连接在一起,并且在液位高度(H)的下方通入到所述冷凝室(8)中,在正常运行的情况下,所述冷凝室(8)中注入有直至该液位高度(H)的液体(F),从而使得所述冷凝管(28)中注入直至液位高度(H)的液体(F),所述液位高度(H)是这样确定的,使得在超过高压极限值时,在压力室(6)与冷凝室(8)之间通过冷凝管(28)来实现压力均衡。
5.根据上述权利要求中任一项所述的装置,其特征在于,所述冷凝室(8)具有气室(26),溢流管(30)的第一端(32)通入到所述气室中。
6.根据权利要求5所述的装置,其特征在于,所述第一端(32)设置在冷凝室(8)的顶部(36)或者紧邻该顶部的下方。
7.根据上述权利要求中任一项所述的装置,其特征在于,所述溢流管(30)至少部分嵌入在墙体结构(4)中。
8.根据上述权利要求中任一项所述的装置,其特征在于,所述注水池(10)具有溢流井(16),所述溢流管(30)的第二端(34)通入到所述溢流井(16)中,并尤其设置在所述溢流井(16)的底部(18)。
9.根据权利要求8所述的装置,其特征在于,所述溢流管(30)具有一个上虹吸弯管(42),该上虹吸弯管设置在所述溢流井(16)的底部(18)之上的一个高度上。
10.一种运行核技术装置的方法,尤其是运行具有压力室(6)、冷凝室(8)的沸水反应堆装置的方法,其特征在于,在超过冷凝室(8)与压力室(6)之间的极限压差时,通过溢流管(30)来实现压力均衡,所述溢流管将相对于压力室(6)敞开的注水池(10)与冷凝室(8)连接起来,并被设计为虹吸管的类型,其中,在正常运行状态下,溢流管(30)至少部分地注有液体(F),而所述液体在超过极限压差时从所述溢流管(30)流出。
11.根据权利要求10所述的方法,其特征在于,在超过压力室(6)中产生的负压力极限值时,液体(F)从溢流管(30)中压出,进而通过溢流管形成开放的气体路径,来实现压力室(6)与冷凝室(8)之间的压力均衡。
12.根据权利要求10或11所述的方法,其特征在于,在超过压力室(6)中产生的高压极限值时,开放的气体路径通过将压力室(6)与冷凝管(8)连接起来的冷凝管(28)来连通,以实现压力均衡。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103165199A (zh) * 2011-12-14 2013-06-19 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统(eccs)

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5511102A (en) * 1995-03-15 1996-04-23 General Electric Company Apparatus for draining lower drywell pool water into suppresion pool in boiling water reactor
US6243432B1 (en) * 1997-06-09 2001-06-05 General Electric Company Modified passive containment cooling system for a nuclear reactor
DE19809000C1 (de) * 1998-03-03 1999-07-22 Siemens Ag Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage
DE10012554B4 (de) * 2000-03-15 2004-05-06 Framatome Anp Gmbh Sicherheitsbehälter einer kerntechnischen Anlage und Verfahren zum Druckausgleich zwischen einer Kondensationskammer und einer Druckkammer einer kerntechnischen Anlage

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103165199A (zh) * 2011-12-14 2013-06-19 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统(eccs)

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