CN1892922B - 反应堆安全壳和沸水反应堆发电站 - Google Patents

Abstract

一种安全壳包括容纳反应堆压力容器的主安全壳、设置在主安全壳上方的上部副安全壳、以及通过隔离和连通切换系统连接主安全壳和上部副安全壳的气相通气管。气相通气管可设置在主安全壳和上部副安全壳的内部或外部。可替换的是，它可以嵌入壁中。点火器可以设置在上部副安全壳中。上部副安全壳中的空气可由氮气代替。重力驱动的灌注系统池可以设置在上部副安全壳中，并且冷却水可以从所述池的内部引导到主安全壳的内部。

Description

反应堆安全壳和沸水反应堆发电站

相关申请的交叉引用

本发明的主题涉及2005年6月30日向日本专利局提交的日本专利申请N0.2005-191062，其全部内容在此引为参考。

技术领域

本发明涉及具有更高的安全等级的核反应堆安全壳和沸水核反应堆发电站。

背景技术

当反应堆的包括堆芯事故冷却系统(ECCS)的安全系统通过使用能动设备例如泵形成时，传统的沸水反应堆(BWR)称为能动安全(active-safety)反应堆。同时，当它的安全系统仅仅通过使用非能动设备例如水箱形成时，并且存储在内部的冷却水通过重力被喷射到反应堆中时，BWR称为非能动安全(passive-safety)反应堆。

一种改进的BWR(ABWR)通常是商业上能动安全反应堆。最近，作为一种新的ABWR，已经研究出一种部分结合了非能动安全系统的反应堆构思，所述安全系统用于冷却反应堆安全壳，如日本专利公开N0.2004-333357中所公开的(其全部内容在此引为参考)。

当认为可能发生超出设计基础的严重事故时，可能威胁传统的能动安全BWR的反应堆安全壳的完整性。如果反应堆主安全壳被破坏，围绕反应堆主安全壳的反应堆建筑不耐压，并且不能期望它肯定正确地作为双层安全壳结构的外部安全壳发挥作用。如果反应堆主安全壳设置有用于保持反应堆主安全壳的完整性的通气孔，那么当发生这种事故时，放射性物质会部分地排出到环境中。

另一方面，传统的非能动安全BWR没有设计成装配有能动安全系统。虽然非能动安全系统的系统成本低廉，但是一旦发生事故破坏反应堆的堆芯，反应堆主安全壳的内部中的压力会增加，这是因为没有设置应对措施例如设置通气孔以及反应堆堆芯中产生的大量氢气。

另外，因为氢气将排出到设备室中，因此当事故发生时，反应堆主安全壳可能被氢气爆炸破坏。当被放射性所污染或者如果下部设备室的内部气氛被氢气代替并且发生事故时，操作者将难于进入设备室以进行修理。另外设置钢制的反应堆副安全壳作为对上述问题的应对措施和将氢气排入其中的构思能够提高安全等级。然而，增加这种反应堆副安全壳昂贵并且笨重。

合适的是，下一代改进的BWR的反应堆安全壳在设计上非常安全，从而内部压力可以保持在低水平，不会发生氢气爆炸，并且必要的话可以允许操作者进入设备室，即使反应堆的堆芯发生事故。

因此，本发明的目的是提供一种改进的反应堆安全壳，它比任何现有的安全壳对于假定的严重事故更加安全，并且提供一种通过使用这种安全壳实现的沸水反应堆发电站。

发明内容

为了实现这个目标，根据本发明的一个方面，反应堆安全壳包括：堆芯；容纳堆芯的反应堆压力容器；容纳反应堆压力容器的主安全壳；设置在主安全壳上方的上部副安全壳；和用于连接主安全壳和上部副安全壳的气相通气管。

根据本发明的另一个方面，一种沸水反应堆发电站包括：反应堆压力容器；容纳反应堆压力容器的主安全壳；设置在主安全壳上方的上部副安全壳；和用于连接主安全壳和上部副安全壳的气相通气管。

附图说明

根据下文对所提供的特定、示意性的实施例的描述以及附图，本发明的上述和其它特征和优点将变得显而易见，附图中：

图1是根据本发明的反应堆安全壳的第一实施例的示意性横截面视图；

图2是根据本发明的反应堆安全壳的第二实施例的示意性横截面视图；

图3是根据本发明的反应堆安全壳的第三实施例的示意性横截面视图；

图4是根据本发明的反应堆安全壳的第四实施例的示意性横截面视图；

图5是根据本发明的反应堆安全壳的第五实施例的示意性横截面视图；

图6是根据本发明的反应堆安全壳的第六实施例的示意性横截面视图；

图7是根据本发明的反应堆安全壳的第七实施例的示意性横截面视图；

图8是根据本发明的反应堆安全壳的第八实施例的示意性横截面视图；

图9是根据本发明的反应堆安全壳的第九实施例的示意性横截面视图；

图10是根据本发明的反应堆安全壳的第十实施例的示意性横截面视图；

图11是根据本发明的反应堆安全壳的第十一实施例的示意性横截面视图；

图12是根据本发明的反应堆安全壳的第十二实施例的示意性横截面视图。

具体实施方式

下面将通过参考附图更详细地描述本发明，附图中示出了本发明的优选实施例。在全部附图中，彼此相同或类似的部件用相同的附图标记表示，并且将不会重复地描述。

根据本发明的反应堆安全壳(下文简称为安全壳)的第一实施例将参考图1进行描述。如图1所示，容纳堆芯1的反应堆压力容器(RPV)2设置在干井11的内部，并且通过反应堆压力容器支撑件12利用反应堆压力容器侧板13刚性地固定在合适的位置。干井11中在反应堆压力容器支撑件12上方的空间称为上部干井14，而干井11中在反应堆压力容器支撑件12下方的空间称为下部干井15。

由耐热材料制成的堆芯收集器46设置在下部干井15的底板上。下部干井15的底板表面被高度加强，从而使得它特别能够防止放射性物质的泄漏和腐蚀。支撑反应堆压力容器支撑件12的下部干井15的壁表面的部分称为基座62。

重力驱动的冷却系统(GDCS)池37设置在上部干井14中，并且通过管道17连接到反应堆压力容器2，其中爆开阀(squib valve)16设置在管道17上。虽然仅在图1中的左侧示出了重力驱动的冷却系统池37，但事实上它设置在覆盖上部干井14的大约2/3底板面积的区域中，以保证其中有足够量的水。

环形湿井18设置在上部干井14的下面。环形压力抑制池19设置在湿井18的内部，从而在其中容纳池水。干井11和压力抑制池19通过大量的通气管20彼此联接。压力抑制池19的水位设置在高于堆芯1的位置处。

压力抑制池19和反应堆压力容器2通过管道22彼此连接，其中爆开阀21设置在管道22上。管道22用于通过重力将水从压力抑制池19喷射到反应堆压力容器2中。当冷却水从重力驱动的冷却系统池37和压力抑制池19喷射到反应堆压力容器2中时，核反应堆压力容器2的内部压力必须迅速降低。因此，设置多个减压阀23，但在图1中仅示出了其中一个。减压阀23同样为爆开阀。

隔离冷凝器(IC)池24和非能动安全壳冷却系统(PCCS)池25设置在干井11的上方。它们中的每一个均存储冷却水。隔离冷凝器热交换器26设置在隔离冷凝器池24的内部，并且通过管道28连接到反应堆压力容器2，其中隔离阀27设置在管道28上。类似的是，非能动安全壳冷却系统热交换器29设置在非能动安全壳冷却系统池25的内部，并且通过吸入管30连接到干井11的气相部分。

主安全壳(PCV)36包括容纳反应堆压力容器2的干井11和容纳压力抑制池19的湿井18。主安全壳36的外壁部分由钢筋混凝土制成，并且钢衬(未示出)设置在它的内表面上以使其防漏。主安全壳36内部中的气相部分在正常操作中由氮保护气氛代替，以将氧气浓度抑制到低水平，用于避免当事故发生时从反应堆排出的氢气的爆燃和爆炸。

湿井18设置在高于下部干井15的底板的位置处，并且设备室40通过利用湿井18下面的空间设置。设备室40不包括在主安全壳36中。

主安全壳顶盖38设置在主安全壳36的上部中。主安全壳顶盖38由钢制成，并且当更换堆芯1的燃料时可以取出。由于主安全壳顶盖38由钢制成，因此当反应堆在操作时，辐射能够部分地沿着向上的方向穿过顶盖泄漏出去。设置水屏蔽层43以屏蔽辐射。水屏蔽层43可以通过水池将辐射减弱到安全水平。

许多传统的BWR具有设置在它的相对应部位的混凝土制成的屏蔽塞，以代替这种水屏蔽层。在本实施例中，水屏蔽层43用于代替屏蔽塞，以消除当更换燃料时取出所述屏蔽塞的笨重操作，并消除将屏蔽塞放置在操作底板47上所需的空间。只要反应堆在操作，就需要水屏蔽层43，但在事故发生之后，就不再需要。

虽然未示出，但称为干燥机/分离器凹处的池形空间设置在水屏蔽层43附近，从而用于当更换燃料时取出例如干燥机和分离器的内部结构，并且用于暂时存放它们。干燥机/分离器凹处通常是空的，但是当存放干燥机和分离器时充满水用于屏蔽辐射。

缓冲燃料池(未示出)同样设置在水屏蔽层43附近，从而用于当更换燃料时传送废燃料。用于存放废燃料的废燃料存储池(未示出)设置在单独设置的燃料池建筑(未示出)中，从而废燃料通过缓冲燃料池传送到废燃料池。因此，能够减小反应堆安全壳的尺寸。

本实施例不具有任何能动设备例如堆芯事故冷却系统的泵或者设计成作为应急电源操作的紧急柴油发电机。堆芯和主安全壳可以通过自然力例如重力来冷却。因此，本实施例提供了极大的优点：即使发生冷却剂流失事故，也没有任何能动设备会失效，因为它不具有任何能动设备。因此，事故以熔化而告终几乎是不可能的。因为水从重力驱动的冷却系统和压力抑制池通过重力被喷射，因此本实施例相对于能动安全反应堆是非常有利的，能动安全反应堆可能伴随着这样的风险：如果堆芯事故冷却系统的泵出现故障以破坏堆芯，那么将损坏堆芯。本实施例没有这种风险。

本实施例提供了一个显著的优点：当能够快速降低反应堆压力容器2的内部压力的大破口冷却剂流失事故发生时，能够方便地冷却。然而，为了从重力驱动的堆芯冷却系统和事故冷却系统的压力抑制池19通过重力将水喷射出，需要操作爆开阀16和21。如果这些阀由于通常原因的失效而操作失败，那么堆芯会被破坏。如果发生小破口的冷却剂流失事故，那么反应堆压力容器2的内部压力不会迅速地降低。因此，需要操作减压阀23以迅速降低反应堆压力容器2的内部压力。如果阀23由于通常原因的失效而操作失败，那么堆芯可能同样被破坏。

非能动安全反应堆具有设计成使用非能动设备的安全系统，并且因此特征在于它是简单的系统并且是合理的。然而，相对于在多个能动安全系统中具有充分的冗余和多样性的能动安全反应堆，它们没有明显地更加安全。因此，本实施例设计成设置主安全壳36以仔细确保安全性，并且在假定由于上述原因可能发生事故而破坏堆芯的情况下使公众受到的照射最小化，虽然这种事故的可能性非常低。因此，本实施例设计成使得主安全壳36的完整性得到保持，并且放射性物质实际没有被排放到环境中，即使在主安全壳36中发生了堆芯的熔化。

更具体的是，至于当发生堆芯熔化时产生的蒸气，蒸气通过吸入管30被引导到非能动安全壳冷却系统热交换器29，并且在那里被冷却和冷凝。因此，本实施例被设计成使得当发生堆芯熔化时，主安全壳36中升高的压力和温度保持在安全的水平。

在一个方面，本实施例特征在于耐压的上部副安全壳42设置在主安全壳36上方，并且湿井18的气相部分和上部副安全壳42的气相部分通过气相通气管44相连接或连通。另外在本实施例中，气相通气管44可通过隔离和连通切换系统(ICSS)45连接到上部副安全壳42的气相部分。

在本实施例中，上部副安全壳42设置在主安全壳36的顶部上。因此，安全壳41包括竖直结合的主安全壳36和上部副安全壳42。主安全壳36中容纳的核反应堆为BWR，它是本实施例的上述描述中的非能动安全反应堆。

隔离和连通切换系统45可通过使用防爆膜、真空破坏阀或自动隔离阀实现。防爆膜设计成被致动以使得当产生预定的压力差时，设置在管道中的盘形的隔膜板破裂并且允许与大气连通。在致动之后，它不具有隔离或闭合功能。换句话说，流体可以穿过防爆膜向前或向后流动，取决于致动之后的压力差。

真空破坏阀是非常可靠的气相单向阀。它设计成被致动以使得当预定的压力差产生时允许连通，但当压力差变小时关闭以切断流动路径。流体可以穿过真空破坏阀向前流动，但不能反向流动。当向前连通特征和反向隔离特征需要非常可靠地实现时通常使用它。

自动隔离阀通常是电动机驱动的阀或者气压驱动的阀，其设计成当产生预定的压力差时自动地打开和闭合。在它打开之后，它可以保持在开启的位置，并且返回到闭合位置。如果它是电动机驱动的阀，它将需要一些时间用于致动。如果它是气压驱动的阀，它可以快速致动，但需要储压器。

在设计中，需要选择的一个问题是将隔离和连通切换系统45设置在何处和选择哪种类型的切换系统。对于上述类型的隔离和连通切换系统，它们共同的功能特征是它们通常提供隔离状态，但是当产生预定的压力差时开始允许气体向前流动。换句话说，当核反应堆正常操作时，上述的隔离和连通切换系统中的任一种提供了隔离状态，并且主安全壳36和上部副安全壳42相互隔离和独立。另外，如果发生过渡事故(过渡状态)或者小规模的冷却剂流失事故，隔离和连通切换系统45将保持隔离状态。

另一方面，当发生大破口的冷却剂流失事故或者严重的事故时，湿井18的气相部分的内部压力升高。当它升高到产生的压力差高于致动隔离和连通切换系统45所需的预定压力差时，隔离和连通切换系统45被致动，这使得湿井18的气相部分和上部副安全壳42的气相部分通过气相通气管44彼此连通。然后，结果是积聚在湿井18的气相部分中的不可冷凝的气体例如氢气和氮气被释放到上部副安全壳42的内部中。因此，减轻了主安全壳36中过大的压力升高。

可替换的是，可以选择用于致动隔离和连通切换系统45的更高的压力等级，从而它在大破口冷却剂流失事故的时候不会被致动。利用这种设置，隔离和连通切换系统45被适应为：仅当发生严重事故以使得由于大量的氢气而升高到较高的过压时被致动，而在发生设计基准事故的时候不会被致动。那么核反应堆可以设计成使得：在发生设计基准事故的情况下，过压被容纳在主安全壳36内，并且由于严重事故产生的高的过压由主安全壳36和上部副安全壳42承受。

上部副安全壳42通常可以用混凝土结构实现。然而，对于上部副安全壳42的材料没有限制，只要它能够确保上部副安全壳42的耐压性和气密性。另外，上部副安全壳42的结构可设置有钢制或者树脂覆层形成的衬砌，以防止放射性物质的泄漏。

虽然图1中仅示出了一对气相通气管44以及一个隔离和连通切换系统45，但是可以沿着圆周设置多对这些装置。因为上部副安全壳42不包括任何用于在事故之后确保反应堆的安全性的设备，因此操作者不需要进入上部副安全壳42的内部。

利用具有上述结构的实施例，可以将主安全壳36的内部压力保持在低的水平，因为防止严重事故的压力边界的功能不仅由主安全壳36承担，而且由上部副安全壳42分担，与设置隔离和连通切换系统无关。虽然如果在传统的安全壳中发生严重事故，内部压力将超过设计压力，但本实施例能够限制发生严重事故时的压力低于设计压力。

上部副安全壳42中的自由空间的体积通常是湿井18中的自由空间的体积的大约5到6倍。由此，安全壳的内部压力可以抑制为严重事故时的传统水平的1/5到1/6。因此，可以方便地限制发生严重事故时的压力低于设计压力水平。

如果发生严重事故，传统的安全壳的内部压力将升高到安全壳的设计压力的两倍的水平，从而安全壳需要泄放。那么放射性气体从安全壳排放到大气中，并且因此生活在周围区域的公众可能需要疏散以减小受到辐射的风险。然而，利用本实施例，可以将安全壳的内部压力抑制为足够低，而无需泄放安全壳。

具有上述结构的本实施例设置有隔离和连通切换系统45。那么，在小直径管道的破口和过渡状态的情况中，只要主安全壳36的内部压力没有显著升高，隔离和连通切换系统45就不会致动。因此，可以将这种事件容纳在主安全壳36的内部。

另一方面，在更严重的事件例如大管道破口事故或者主安全壳36的压力显著升高的严重事故的情况下，隔离和连通切换系统45可被致动以将不可冷凝的气体排放到上部副安全壳42中，并且使得可以防止主安全壳36的压力显著升高。

因为过渡状态可能相对频繁地发生，因此可以构想，主蒸气释放阀(未示出)每次被致动以将蒸气从反应堆释放到压力抑制池19中，并且使得它冷凝，从而主蒸气中的放射性物质同样被移动到湿井18的气相部分中。然而，利用本实施例，可以防止在过渡状态中放射性物质移动到湿井18的气相部分。那么，结果是可以防止在过渡状态中放射性物质污染上部副安全壳42。

如果每次发生过渡状态时上部副安全壳42都被污染，那么当操作者进入上部副安全壳42中并且在操作底板47上工作以进行周期性的检查或重新加注燃料的操作时，操作者可能暴露于辐射。本实施例可以消除这种问题。

下面将参考图2描述根据本发明的安全壳的第二实施例。在这个实施例中，气相通气管44a不设置在安全壳41的外侧，而是设置成穿过干井11，从而连接湿井18和上部副安全壳42。隔离和连通切换系统45a设置在湿井18的气相部分中。利用这种设置，气相通气管44a没有延伸到安全壳41的外部，从而即使发生事故，也可以避免放射性物质通过气相通气管44a泄漏到环境中。

下面将参考图3描述根据本发明的安全壳的第三实施例。在这个实施例中，上部副安全壳42和主安全壳36整体形成一体结构的安全壳41。另外，气相通气管44b嵌入安全壳41的壁中。

利用本实施例的设置，安全壳41实现为整体的单独结构以提供强度提高的优点。因为气相通气管44b嵌入壁中，整个结构可以设计得非常紧凑。隔离和连通切换系统45b的维护可以容易地进行，因为它位于气相部分中。可替换的是，隔离和连通切换系统45b可设置在壁中形成的敞开的空间中。

下面将参考图4描述根据本发明的安全壳的第四实施例。在这个实施例中，点火器48设置在上部副安全壳42的气相通气管44b的出口附近。点火器48可以是使用电池(未示出)作为电源的用于点火的装置。它的结构可以类似于汽车的汽油发动机的火花塞。

设置点火器48的目的是：当隔离和连通切换系统45b由于在湿井18的气相部分中被加压的大量的氢气的压力而致动时，并且当氢气通过气相通气管44b排放到上部副安全壳42中时，点火器48可靠地地点燃氢气以使它燃烧。

从气相通气管44b排出的气体主要是氢气，并且其余部分是氮气。氧气浓度被限制在低水平。这是因为主安全壳36内部的气氛在正常操作中被氮气代替以在控制条件下降低氧气浓度，从而即使在事故中产生大量的氢气，氢气也不会燃烧。因此，如果包括高浓度氢气的混合气体排放到上部副安全壳42中，并且没有控制地留在那里，那么上部副安全壳42中的氢气浓度增加。那么，氢气最终会与上部副安全壳42中的氧气发生反应产生爆炸，并且然后产生的冲击波会破坏上部副安全壳42。

在这个实施例中，氢气从气相通气管44b排出，并且可以通过点火器48以稳定的方式立即和成功地燃烧。因此，可以控制上部副安全壳42中的氢气浓度，并且防止它升高。那么，防止了氢气的爆炸，并且接着防止了上部副安全壳42被破坏。这与下面的事实是同理的：煤气在房间中的民用煤气供应系统的煤气灶上以稳定的方式燃烧，没有任何问题，但是如果它在房间中积聚到足够高的浓度并且点燃，那么它将爆炸。

下面将参考图5描述根据本发明的安全壳的第五实施例。这个实施例的特征在于，氮气从氮气供应系统49被供应到上部副安全壳42中，以在电站开始正常操作之前降低上部副安全壳42中的氧气浓度。氮气供应系统49还可用于将主安全壳36中的氧气浓度保持在低水平。

下面将描述本实施例的设计构思。当隔离连通切换系统45b在严重事故中被致动时，大量的氢气进入上部副安全壳42的内部中。即使在传统的BWR中没有发生事故的时候，主安全壳36的气氛被氮气代替以降低氧气浓度。换句话说，BWR设计成能够防止任何的氢气爆炸，即使在事故中从堆芯产生了大量的氢气。在安全方面，这是BWR的极大的优点。

然而，如果隔离和连通切换系统45b被致动以将大量的氢气释放到上部副安全壳42中，那么特别当上部副安全壳42中的气氛是空气并且因此那里的氧气浓度非常高时会发生氢气爆炸。这是严重事故中的主要风险之一，所述主要风险对于压水反应堆(PWR)是很常见的，其中在压水反应堆中，安全壳中的气氛为空气，并且在正常操作过程中没有利用氮气进行保护。

就如上述第四实施例中一样，如果有意地通过点火器稳定地燃烧氢气，上述的风险在一定程度上可以避免。然而，如果非常迅速地产生大量的氢气，那么氢气燃烧可能不充分，并且可能发生爆炸。如上所述，为了排除这种高风险的设计，当电站在操作时，利用氮气保护上部副安全壳42中的气氛并且降低氧气浓度更加可靠和安全。

在PWR的情况中，安全壳的自由容积大约为80,000立方米，并且难于利用氮气保护气氛。然而，在上部副安全壳42的情况中，容易利用氮气保护气氛，因为它的自由体积约为20,000立方米，等于传统的主安全壳36的自由容积。

利用具有上述结构的本实施例，在上部副安全壳42中保持利用氮气保护气氛以在正常操作过程中降低氧气浓度变得实际可行，并且因此完全消除了在严重的事故中发生氢气爆炸的风险。可替换的是，氮气在发生事故之后从氮气供应系统49被供应，例如通过致动氮气储压器。这种措施是可行的，因为在发生堆芯破坏事故时，对从堆芯产生的大量氢气的点燃有一定的时间延迟。

下面将参考图6描述根据本发明的安全壳的第六实施例。本实施例特征在于，重力驱动的安全壳灌注系统池50、50a设置在上部副安全壳42的内部。可选的是，重力驱动的安全壳灌注系统池50、50a可以彼此环形地成整体，或者作为单独的池彼此分离。冷却水存储在重力驱动的安全壳灌注系统池50、50a中，灌注系统池50、50a通过干井排水管5 1连接到干井11，并且通过湿井排水管52连接到湿井18。

干井排水管51适用于通过重力依次通过过滤器53、上游阀54、单向阀55、U形密封件56和爆开阀57将水从重力驱动的安全壳灌注系统池50的内部引导到干井11中。然而，在冷却剂流失的事故中，主安全壳36的内部压力可升至大约3.5个大气压，并且在严重的事故中可升至大约8个大气压。因此，将冷却水从外部简单地通过重力喷射到主安全壳36中是不现实的(实际不可能)。为了简单地通过重力抵抗大约8个大气压的内部压力将水喷射出，必须将池设置在比主安全壳36至少高大约80米的高度处。那么核反应堆的建筑将必须制成高达150米。因此，建造这么高的核反应堆建筑是不现实的，或者是非常困难的，虽然理论上是可行的。

然而，在这个实施例中，在事故中，湿井18的内部压力升高以致动隔离和连通切换系统45b，从而不可冷凝的气体通过气相通气管44b从湿井18排放到上部副安全壳42中。利用这种设置，上部副安全壳42的压力被升高到几乎等于湿井18的压力。因此，上部副安全壳42和主安全壳36之间的压力差变得几乎为0。那么结果是可以通过重力将水从重力驱动的安全壳灌注系统池50喷射到主安全壳36中。因此，在严重事故中，可以冷却落入下部干井15中的破损的堆芯碎片。

然而，如果冷却剂流失事故或者严重事故发生在主安全壳36中，那么堆芯的余热将产生蒸气。那么，干井11的压力将保持略微高于湿井18的压力，并且压力差由通气管20的浸没深度决定，并且在事故中压力稳定之后约为0.1个大气压。

隔离和连通切换系统45b打开之后，上部副安全壳42的压力等于湿井18的压力，并且与干井11的压力差同样变为大约0.1个大气压。虽然这个压力差略微阻挡了水从重力驱动的安全壳灌注系统池50落下，但是重力驱动的安全壳灌注系统池50能够由于水的势能通过重力将水喷射到干井11中，因为它设置在充分高于干井11的位置处(与喷射点的高度差不小于20米)。保持约为1米的高度差足以克服0.1个大气压的压力差。因此，所有存储在重力驱动的安全壳灌注系统池50中的水通过重力被喷射到主安全壳36中。

然而，当存储在重力驱动的安全壳灌注系统池50中的所有水落下时，干井排水管51开始作为通气管(气相管)发挥作用，并且首先使上部副安全壳42的压力和干井11的压力相等。然后结果是干井11的压力和湿井18的压力同样彼此相等，因为湿井18通过气相通气管44b与上部副安全壳42相连通。如果发生这种现象，那么非能动的安全壳冷却系统将失去它的冷却功能。这是因为它设计成利用干井11和湿井18之间的压力差作为驱动力以非能动地冷却安全壳，而驱动压力差消失。

因此，传统上，必须用这样一种方式仔细地设计BWR：当冷却水通过液相管从湿井18或压力等于湿井18的空间中被喷射到干井11中时，在存储的所有水被喷射之后，液相管不应当作为气相管发挥作用，以防止丧失干井11和湿井18之间的压力差。

然而，本实施例通过组合设置U形密封件56和单向阀55解决了这个问题。如果存储在重力驱动的安全壳灌注系统池50中的所有水已经落下，那么冷却水保留在U形密封件56的部分中，以保持水密封状态，从而可以避免干井排水管51被完全转变作为气相管操作的情况。另外，如果干井11中的压力暂时升高以驱动U形密封件56中的水密封的水回流并且朝着重力驱动的安全壳灌注系统池50推动它，那么单向阀55立刻被关闭以防止回流。

因此，由于本实施例设置有重力驱动的安全壳灌注系统池50，因此可以安全地将冷却水喷射到干井11中，在事故中，干井的内部压力仅通过重力升高，并且当所有的冷却水已被喷射时，可以保持干井11和湿井18之间的压力差，并且保证非能动的安全壳冷却系统的安全特性。

可替换的是，如果干井排水管51的前端连接到反应堆压力容器2，可以致动减压阀23以降低反应堆压力容器2的内部压力，并且之后将冷却水从重力驱动的安全壳灌注系统池50喷射到反应堆压力容器2中以冷却堆芯燃料。

另一方面，还可以将重力驱动的安全壳灌注系统池50a中存储的水以类似的方式排入湿井18中。然而，U形密封件的水密封特征不是必须的，因为冷却水从一个空间喷射到另一个空间，这两个空间的内部压力已通过致动隔离和连通切换系统45b而相等。

在本实施例中，如上所述设置了上部副安全壳42、重力驱动的安全壳灌注系统池50、50a、U形密封件56和单向阀55。因此，可以仅通过重力将冷却水喷射到主安全壳36中，主安全壳36的内部压力已经由于事故升高。还可以冷却反应堆压力容器2中的堆芯1的燃料，以通过注入水流以冷却落在下部干井15的底板上的破坏的堆芯碎片，并且将水从主安全壳36的外部供应到压力抑制池19和重力驱动的冷却系统池37。

另外，可以减小设置在主安全壳36内部的重力驱动的冷却系统池37的容量，因为在本实施例中，水可以通过重力驱动的安全壳灌注系统池50重新填满。在现有的BWR中，重力驱动的冷却系统池37占用了上部干井14的几乎所有的内部空间，并且因此难于将设备设置在上部干井14中。然而，由于本实施例的重力驱动的冷却系统池37的尺寸可以减小，因此容易将设备设置在上部干井14中。

下面将参考图7描述根据本发明的安全壳的第七实施例。本实施例的特征在于，水屏蔽层43用作水源，代替重力驱动的安全壳灌注系统池50、50a。一旦上部副安全壳42的内部压力通过气相通气管44b基本等于主安全壳36的内部压力，如果具有不小于1米的高度差，就可以通过重力将水从上部副安全壳42中的水源喷射到主安全壳36中。因此，还可以将水从设置在主安全壳顶盖38上方的水屏蔽层43喷射到主安全壳36中。过滤器53、53a设置在水屏蔽层43中，并且水可以通过重力分别利用干井排水管51和湿井排水管52喷射到干井11中和湿井18中。

上游阀54、单向阀55、U形密封件56和爆开阀57沿着干井排水管51设置以防止水回流，并且将水直接喷射到下部干井15中或者反应堆压力容器2中。另外，上游阀54a、单向阀55a和爆开阀57a沿着湿井排水管52设置，从而水可以从水屏蔽层43供应到压力抑制池19等。

虽然未示出，但可以持续地利用位于水屏蔽层43附近的水填充干燥机分离器凹处。干燥机分离器凹处中的水可用作代替水屏蔽层43的供应水源。虽然同样未示出，但可以将设置用于更换燃料的缓冲燃料池用作供应水源。

因此，利用具有上述结构的本实施例，当事故发生时，可以使冷却水通过重力落入主安全壳36中，并且冷却堆芯1中的燃料和主安全壳36，无需另外设置重力驱动的安全壳灌注系统池。从防震设计的角度，在上部副安全壳42的顶部中设置悬垂的重力驱动的冷却系统池在结构上是不利的，并且本实施例提供了与通过使用现有的水屏蔽层43作为供应水源的这种冷却系统类似的安全方面的优点。

下面将参考图8描述根据本发明的安全壳的第八实施例。本实施例特征在于另外在安全壳41的外侧设置有混凝土制成的外部事故屏蔽罩59。

利用具有上述结构的本实施例，可以抵抗飞机包括大型客机的碰撞而保持安全壳41和内部设备的完整性。在这个实施例中，安全壳41的上部副安全壳42和主安全壳36通常制成具有大约1.5米的壁厚。该壁厚足以抵抗小型飞机例如战斗机的碰撞，因为1.3米厚的混凝土对于承受小型飞机的碰撞通常是可接受的。另一方面，通常认为，承受大型飞机包括大型客机的碰撞需要1.8米的厚度。在本实施例中，外部事故屏蔽罩59制成具有0.6米的壁厚，并且安全壳41具有1.5米的壁厚以使得总壁厚等于2.1米，这足以抵抗大型飞机包括大型客机的碰撞。

虽然类似的效果可以通过为安全壳41提供2.1米的壁厚实现，但是在本实施例中，安全壳41不如制成具有双层壁结构，因为外部事故屏蔽罩59可具有另外的辐射泄漏保护作用。外部事故屏蔽罩59可承受较轻的外部事故例如外部气体爆炸。那么，在这种事故中，从安全的角度来说更重要的安全壳41可以保持它的完整性，不受任何冲击的影响。另外，反应堆必须设计成使得操作者可以通过升降机进入操作底板47，以更换燃料等，升降机可以安装在外部事故屏蔽罩59的内部。

下面将参考图9描述根据本发明的安全壳的第九实施例。本实施例是第八实施例(图8)的修改，并且特征在于设置有大约十个反应堆内部泵60，所述内部泵设置在反应堆压力容器2的下面。利用具有上述结构的本实施例，可以强制地将冷却水供应到堆芯1以使得核反应堆的输出功率高达1700MWe。然而，因为堆芯燃料的装填量增加了，在严重事故中产生的氢气的总量也将成比例地增加。在传统的非能动安全BWR中，产生的大量氢气对于主安全壳36的完整性是最大的威胁，并且已经构成决定核反应堆的输出功率的上限的限制条件之一。

因为通过设置上部副安全壳42，本实施例的安全壳41的内部压力显著地降低，因此它对于提高核反应堆的输出功率不再是一个限制条件。因此，可以通过设置反应堆内部泵60提高核反应堆的输出功率水平。那么结果是可以显著地降低每MWe的发电成本。

非能动安全BWR需要在反应堆容器中存储大量的冷却水，因为它被设计成使用重力驱动的冷却系统。因此，反应堆容器必须制成非常长(或非常高)以存储如此大量的冷却水，这至少在这点上导致增加了制造成本。另一方面，利用本实施例，增加反应堆压力容器的尺寸和主安全壳的尺寸以提高发电站的输出功率水平根本不是必需的。因此，装配有反应堆内部泵60并且可以提高输出功率水平的本实施例导致显著的经济优势。

另外，通过设置反应堆内部泵60，可以通过改变堆芯中的冷却剂的流量方便地控制反应堆功率，从而控制棒不需要频繁地操作以控制反应堆功率。那么结果是可以使用具有较宽的运动级传统的摆动活塞式控制棒驱动系统，这能够显著地降低成本。利用传统的非能动安全BWR，必须使用具有微小的运动级的微小运动类型控制棒驱动系统，这伴随着高成本的问题。为了降低成本影响，传统的非能动安全BWR必须减少控制棒的数目，这对于堆芯的设计接着会变成一个难题。

下面参考图10描述根据本发明的安全壳的第十实施例。本实施例特征在于：重力驱动的安全壳灌注系统池50、50a设置在上部副安全壳42中；并且水通过反应堆压力容器喷射管58和干井排水管51喷射到反应堆压力容器2中和干井11中。

利用具有上述结构的本实施例，不再需要在干井11中设置重力驱动的冷却系统池37(见图1)，并且因此可以省略这种池。那么结果是可以有效地利用干井11的内部空间。在传统的非能动安全BWR中，上部干井14的大约2/3的内部空间被重力驱动的冷却系统池37和主蒸气管(未示出)占用，并且部件需要设置在非常狭窄的剩余空间中。然而，因为本实施例不需要重力驱动的冷却系统池，因此上部干井14的内部中的设备的设计设置非常容易。

下面参考图11描述根据本发明的安全壳的第十一实施例。本实施例特征在于：与能动安全反应堆ABWR的反应堆压力容器和主安全壳类似的反应堆压力容器2和主安全壳36设置在安全壳中。本实施例与传统的ABWR的相似之处在于：压力抑制池19位于主安全壳36的最靠下的位置处。压力抑制池19中存储的冷却水将用作用于能动堆芯事故冷却系统的供应水源，并且当发生冷却剂流失事故时将被喷射到反应堆压力容器2中和干井11中。

本实施例与传统的能动安全反应堆ABWR的区别之处在于：反应堆压力容器2比它在ABWR中的对应部件长大约2米，从而堆芯1的上端位于低于隔板61的位置处。因此，当冷却水通过能动堆芯事故冷却系统被喷射并且淹没下部干井15和基座62的内部时，堆芯1的顶部同样被水浸没。基座62中的冷却水通过破裂的管道或者爆开阀(未示出)进入反应堆压力容器2中，以淹没堆芯1。

本实施例与传统的ABWR的区别之处还在于：重力驱动的安全壳灌注系统池50设置在上部副安全壳42的顶部中。利用这种设置，可以通过反应堆压力容器喷射管58将冷却水喷射到反应堆压力容器2中以冷却堆芯1。本实施例与传统的ABWR的区别之处还在于：在严重的事故中，冷却水从水屏蔽层43通过干井排水管51喷射到下部干井15中，以冷却可能已经落入堆芯收集器46中的熔化的堆芯。

在传统的ABWR中，一旦发生冷却剂流失事故，主安全壳36的内部压力将升高。因此，即使设置了重力驱动的安全壳灌注系统池50，也不可能简单地通过重力抵抗内部压力将水从主安全壳36的外部喷射到主安全壳36的内部。然而，利用本实施例，隔离和连通切换系统45b被致动以使湿井18的内部压力和上部副安全壳42的内部压力基本相等。干井11的内部压力和湿井18的内部压力之间的差由通气管20的浸没深度(几米)决定，并且至多为大约0.5个大气压。因此，通过为重力驱动的安全壳灌注系统池50和水屏蔽层43提供水喷射位置和水源之间的几米的高度差，由于水位的差异，可以将冷却水喷射到干井11中。

利用具有上述结构的本实施例，虽然是能动安全核反应堆例如ABWR，但即使在能动堆芯事故冷却系统操作失败后也能够继续冷却堆芯。换句话说，本实施例的安全壳能够非能动地保持核反应堆的安全性。利用核电站的这种概念，能动堆芯事故冷却系统包括冗余的和独立的非能动安全系统，该安全系统包括重力驱动的安全壳灌注系统池50和水屏蔽层43，其建立了冗余(深入的)的安全系统，并且提供了这样的优点：核反应堆的安全等级通过深入的保护被大大提高。

注意，非能动安全壳冷却系统排水槽33设置在连接非能动安全壳冷却系统池25和反应堆压力容器2的管道上。

下面参考图1 2描述根据本发明的安全壳的第十二实施例。在本实施例中，湿井18位于主安全壳36的最上方的部位。为了方便起见，这种类型的压力抑制池称为上部压力抑制池(抬高的压力抑制池)63。上部压力抑制池63中的水位可保持高于堆芯1。因此，可以将水从抬高的压力抑制池63的内部通过管道70和爆开阀71引入反应堆压力容器2中。

虽然抬高的压力抑制池类型的主安全壳是已知的，但是它们易于表现出下部干井15的巨大的体积，因为主蒸气管和其它相关的部件从抬高的压力抑制池63的下部引出到外部。那么结果是压力抑制池需要容纳深度很大的水量以确保当冷却剂流失事故发生时，压力抑制池中有大量的水，足以完全地淹没下部干井15。这是因为冷却水不能被返回到抬高的压力抑制池63，除非干井11的内部被淹没到通气管20的入口部分，并且因此大量的水必须从刚开始就容纳在抬高的压力抑制池63中。

那么结果是湿井18的气相部分的体积不可避免的减小。因此，如果发生事故，那么主安全壳的内部压力将变得高到不可接受。为了避免这种矛盾，必须增加主安全壳36的内部直径以确保足够量的水，并且压力抑制池被制成浅的。然而，这种设置在经济上并不可行。虽然某种设置可以制成从外部喷射另外的冷却水，那么除了堆芯事故冷却系统，还需要单独的和专用的泵，这增加了经济可行性和可靠性的问题。在这种情况下，迄今为止具有这种抬高的压力抑制池的核反应堆还没有制造出来。

利用具有上述结构的本实施例，湿井18的气相部分的内部压力通过隔离和连通切换系统45b和气相通气管44b排出到上部副安全壳42中。因此，不再需要增加湿井18的气相部分的高度用于确保对于湿井18的气相部分的足够大的体积。那么，可以升高所述抬高的压力抑制池63中的水位，并且确保压力抑制池中的大量的水。另外，由于因为相同的原因使得湿井18的内部压力和上部副安全壳42的内部压力相等，因此方便从设置在上部副安全壳42中的重力驱动的安全壳灌注系统池50a通过重力向抬高的压力抑制池63供应冷却水。那么结果是可以使抬高的压力抑制池63中的水量最小化。

另外，利用本实施例，当发生事故时，可以通过反应堆压力容器喷射管58将水从重力驱动的安全壳灌注系统池50喷射到反应堆压力容器2中。因此，当冷却水从连接到反应堆压力容器2的破裂的管道(未示出)流出时，堆芯1被冷却。那么，干井11的内部被淹没到通气管20的入口部分。利用本实施例，一旦干井11被淹没并且冷却水被驱动循环回流到抬高的压力抑制池63，就不再需要继续操作能动的堆芯事故冷却系统。

与上述第十一实施例相比，在本实施例中，堆芯的顶部和抬高的压力抑制池的水位之间的高度差可增加。因此，本实施例提供了这样的优点：在事故中，堆芯能够非常可靠地保持被水淹没的状态。另外，干井11完全被水淹没直到通气管20的入口部分，从而反应堆压力容器2被淹没大约2/3，并且堆芯1被完全淹没在水中。那么结果是当发生严重事故时，可以防止反应堆压力容器2的下部熔透，并且因此将融化的堆芯保持在反应堆压力容器2中。

另外，利用本实施例，可以毫无问题地将堆芯1淹没在水中并且冷却它，即使发生非常严重的事故，例如反应堆内部泵60从反应堆压力容器2落下。又另外的是，虽然在传统的核反应堆中，当发生严重故障时，安全壳会被来自反应堆压力容器2中剩余的融化的堆芯的热辐射加热和破坏，但是在本实施例中可以避免这种加热和破坏，因为堆芯1和反应堆压力容器2几乎完全被淹没在水中。因此，利用本实施例，可以实际上完全地淹没主安全壳36的内部，而不必借助于外部能源和外部供应的水，并且因此实现了传统的轻水反应堆从未实现的非常高的安全等级。

上述根据本发明的核反应堆安全壳的实施例仅是实例，并且本发明不限于此。因此应当理解，在权利要求的范围内，本发明可以按照此处详细描述的方式以外的方式实施。

例如，虽然第三实施例的气相通气管44b以及隔离和连通切换系统45b可被应用到上面描述的第四至第十二实施例，但是第一实施例或第二实施例的气相通气管以及隔离和连通切换系统可替换地能够应用到那些实施例。

Claims (10)

1.一种反应堆安全壳，包括：堆芯(1)；容纳堆芯(1)的反应堆压力容器(2)；和容纳反应堆压力容器(2)的主安全壳(36)；其中，

主安全壳(36)包括干井(11)和湿井(18)，干井容纳反应堆压力容器(2)，湿井容纳压力抑制池(19)和位于压力抑制池(19)上方的气相空间，压力抑制池(19)通过通气管(20)与干井(11)连通；

其特征在于，反应堆安全壳还包括：

上部副安全壳(42)，设置在主安全壳(36)的上方；和

气相通气管(44)，用于连接主安全壳(36)的湿井(18)的气相空间和上部副安全壳(42)。

2.如权利要求1所述的反应堆安全壳，其特征在于，还包括设置在气相通气管上的隔离和连通切换系统。

3.如权利要求1所述的反应堆安全壳，其特征在于：

上部副安全壳包括操作底板和顶板以及围绕操作底板的壁；和

反应堆安全壳还包括设置在主安全壳的上部中的主安全壳顶盖，从而分隔主安全壳和上部副安全壳。

4.如权利要求1所述的反应堆安全壳，其特征在于，还包括：

重力驱动的安全壳灌注系统池，设置在上部副安全壳中以存储冷却水；和

喷射管系统，具有喷射管和喷射阀，喷射管用于将冷却水从重力驱动的安全壳灌注系统池引导到主安全壳。

5.如权利要求4所述的反应堆安全壳，其特征在于：

重力驱动的安全壳灌注系统池为设置在主安全壳顶盖上方的水屏蔽池。

6.如权利要求4所述的反应堆安全壳，其特征在于，

喷射管系统的喷射管为干井排水管，用于将冷却水从重力驱动的安全壳灌注系统池的内部引导到干井；和

单向阀和U形密封件，它们装配到干井排水管。

7.如权利要求4所述的反应堆安全壳，其特征在于，

喷射管系统的喷射管为反应堆压力容器喷射管，用于将冷却水从重力驱动的安全壳灌注系统池的内部引导到反应堆压力容器；以及

单向阀和U形密封件，它们装配到反应堆压力容器喷射管。

8.如权利要求4所述的反应堆安全壳，其特征在于，

主安全壳包括：干井和湿井，干井容纳反应堆压力容器，湿井容纳压力抑制池并且通过通气管与干井连通；和

喷射管系统的喷射管是湿井排水管，用于将冷却水从重力驱动的安全壳灌注系统池的内部引导到湿井。

9.一种沸水反应堆发电站，包括：反应堆压力容器(2)；和容纳反应堆压力容器(2)的主安全壳(36)；其中

主安全壳(36)包括干井(11)和湿井(18)，干井容纳反应堆压力容器(2)，湿井容纳压力抑制池(19)和位于压力抑制池(19)上方的气相空间，压力抑制池(19)通过通气管(20)与干井(11)连通；

其特征在于，所述沸水反应堆发电站还包括：

上部副安全壳(42)，设置在主安全壳(36)的上方；和

气相通气管(44)，用于连接主安全壳(36)的湿井(18)的气相空间和上部副安全壳(42)。

10.如权利要求9所述的发电站，其特征在于，还包括设置在气相通气管上的隔离和连通切换系统。

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