核蒸汽供给系统

摘要

一种核蒸汽供给系统，其利用重力驱动自然循环来使一次冷却剂流过流体互连的反应堆容器和蒸汽发生容器。在一个实施方式中，所述蒸汽发生容器包括垂直堆叠的多个热交换器，利用来自反应堆容器核燃料芯的一次冷却剂所获得的热量,可操作地将二次冷却剂从饱和液体转换为过热蒸汽。在某些实施方式中，二次冷却剂可以是与兰金动力循环涡轮发电机组相关的工作流体。蒸汽发生容器和反应堆容器都可包括垂直细长型外壳，在一个实施方式中，这些外壳采用侧向相邻关系配置。在一个实施方式中，反应堆容器和蒸汽发生容器都在物理上为独立的自支撑结构件，在物理上位于同一个安全壳容器中。

说明书

相关申请的交叉引用

本申请要求2012年4月25日提交的美国临时申请序列号为No.61/638,257 的权益，该申请的全文通过引用并入本文。

发明领域

本发明涉及核蒸汽供给系统，更具体地，涉及小型模块式反应堆的蒸汽供 给系统，所述反应堆具有自然重力驱动冷却剂流动循环系统。

发明背景

核发电设施用的压水反应堆(PWR)利用一次冷却剂泵浦和自然循环来冷却 反应堆芯并对二次冷却剂进行加热，以产生蒸汽，二次冷却剂可作为兰金 (Rankine)发电循环的工作流体。目前的自然循环压水反应堆存在的缺陷是热 交换设备与反应堆压力容器集成在一起并位于其内。这种配置形式不仅使得热 交换设备难以维修和/或保养，而且，使得设备处于腐蚀条件下，增加了复杂性 并且潜在地增加了反应堆压力容器贯穿件数量。此外，将热交换设备置于反应 堆压力容器内会带来辐射强度方面的问题，因为维修人员在修理反应堆容器放 射性热部件附近的热交换设备时会遭遇辐射。另外，一般认为，热交换器应该 位于反应堆容器内，以便在利用这种流动循环的这些系统内实现自然循环。

需要一种改进的核蒸汽供给系统。

发明内容

本发明提出了一种改进的核蒸汽供给系统，该系统克服了上述现有布局中 的缺陷。

根据本发明的一个实施方式，采用自然重力驱动冷却剂循环的核蒸汽供给 系统包括：包括形成内部空腔的外壳的垂直细长形反应堆容器，包括设置在内 部空腔内的核燃料的反应堆芯，包括外壳和设置成垂直堆叠关系的多个热交换 器部分的蒸汽发生容器，所述蒸汽发生容器外壳由反应堆容器外壳单独形成并 经由流体接头流体地连接在一起，和闭路一次冷却剂系统，该系统在反应堆容 器和蒸汽发生容器之间形成，一次冷却剂系统具有流过反应堆压力容器的一次 冷却剂，以冷却反应堆芯，并通过蒸汽发生系统来将热量传输给流过蒸汽发生 容器的二次冷却剂。一次冷却剂系统配置成可使一次冷却剂重力驱动循环流过 反应堆容器和蒸汽发生容器。二次冷却剂垂直流过蒸汽发生容器的每个热交换 器部分并从液相转为汽相。因此，在一个实施方式中，一次冷却剂系统不包括 泵。反应堆芯的运行对一次冷却剂加热到一定程度，足以使得一次冷却剂自然 循环流过反应堆容器和蒸汽发生容器之间的闭环一次冷却剂系统。

根据另一个实施方式，采用自然重力驱动冷却剂循环的核蒸汽供给系统包 括具有第一垂直轴线并包括形成内部空腔的外壳的垂直细长形反应堆容器，立 管(vertical riser)和设置在反应堆容器的空腔内用于引导流动流体的下降 环腔(downcomer)，下降环腔与立管流体相通，反应堆芯包括设置在反应堆容 器内部空腔内的核燃料，垂直细长形蒸汽发生容器具有第二垂直轴线和圆筒形 外壳，包括以垂直堆叠关系流体相通的多个热交换器部分，蒸汽发生容器外壳 由反应堆容器外壳独立形成，并经由流体接头流体地连接在一起，以及反应堆 一次冷却剂系统具有重力驱动闭式流动环路，一次冷却剂流过下降环腔和反应 堆容器的立管，用来由反应堆芯加热，一次冷却剂进一步流过蒸汽发生容器的 热交换器部分，将热量传输给流过蒸汽发生容器的二次冷却剂。二次冷却剂垂 直流过蒸汽发生容器的热交换器部分并从液相转为汽相。反应堆容器的第一垂 直轴线与蒸汽发生容器的第二垂直轴线侧向偏移。

提供了一种采用容器系统存储放射性废料的示例性方法。该方法包括如下 步骤：在设置于反应堆容器中的核反应堆芯中加热液态一次冷却剂；在与反应 堆芯流体相连的立管内，沿第一垂直方向，经加热的一次冷却剂向上流过反应 堆容器；将经加热的一次冷却剂从反应堆容器顶部经出口排出；在蒸汽发生容 器的底部通过入口接收经加热的一次冷却剂；经加热的一次冷却剂向上流动， 在立管内，沿第一垂直方向，流过蒸汽发生容器；在容器顶部接收经加热的一 次冷却剂；经加热的一次冷却剂流动方向垂直反向流动，由沿第一垂直方向向 上流动转为沿第二垂直方向向下流动；经加热的一次冷却剂向下沿第二方向流 过蒸汽发生容器，其中，所述一次冷却剂得到冷却；以及将经冷却的一次冷却 剂返回到反应堆容器中；以及在反应堆容器中重复加热步骤；其中，一次冷却 剂通过反应堆容器和蒸汽发生容器的流动形成了闭环循环流动回路。在一个实 施方式中，所述方法进一步包括二次冷却剂向上流动，与一次冷却剂第一和第 二垂直方向相平行，流过蒸汽发生容器。在一个实施方式中，该方法进一步包 括二次冷却剂作为饱和液体进入蒸汽发生容器的底部，并作为过热蒸汽离开蒸 汽发生容器的顶部。

本发明的优点和方面包括如下：

堆芯深深置于地下：反应堆芯在采用ASME法规材料制成的厚壁反应堆容器 (RV)中深深置于地下，该材料经过几十年的使用证明，能有效保持大型压水堆 和沸水堆中的反应堆的完整性。反应堆冷却剂浸湿的所有表面都采用不锈钢或 铬镍铁合金(Inconel)制成，消除了反应堆容器中腐蚀和污垢堆积的主要来源。

反应堆冷却剂的重力驱动循环：根据本公开内容的核蒸汽供给系统并不依 赖任何活动部件(即，反应堆冷却剂泵)来使反应堆冷却剂流过堆芯循环。相 反，反应堆冷却剂流过反应堆容器、蒸汽发生器热交换器，以及其它各种设备， 是通过一次回路的热和冷区段之间流动水密度差异所产生的压头来进行的。作 为原动力的重力的可靠性加强了其固有安全性。反应堆冷却剂的移动不需要泵、 阀门、或任何种类的移动机械。

黑启动(Black-start)功能(不依赖场外动力)：场外动力对于核蒸汽供 给系统的启动或停机不再重要。另外，在停机期间反应堆残余热量的排放也通 过重力驱动循环来实现。这样，对现场应急停机电源的需求(核电站最担心的 问题)得以消除。实际上，在正常运行和意外事故情况下，核蒸汽供给系统使 用重力(而且，只是重力)作为原动力来满足其使用需求。

保证反应堆芯周围和上方大量的存水：本发明核蒸汽供给系统反应堆容器 (RV)除了在其顶部外没有任何贯穿件，这意味着即使在所有正常排热通道都失 去的假设情况下，堆芯仍保持浸没在大量存水中。

反应堆容器(RV)中无大型贯穿件：反应堆容器(RV)中的所有贯穿件都位于 反应堆容器顶部区域，且尺寸小。反应堆冷却剂系统中不采用大型管件可排除 “大破口”冷却剂泄漏事故(LOCA)的发生。

所有关键部件的易进入性：与所谓的“整体式”反应堆系统相比，蒸汽发 生器和控制棒驱动系统位于反应堆容器外部，方便进入，方便进行防护性保养 和修理。蒸汽发生器由单环路组成，在某些实施方式中，该环路包括预热器、 蒸汽发生器和过热器，过热器顶部是稳压器。环路中的热交换器，即预热器、 蒸汽发生器，和过热器都采用内置式设计特征，方便进入和插接管子，诸如合 适位置的人孔，便于进入热交换器管板和/或管束。人们知道，在过去30多年 中，在核蒸汽供给系统中的反应堆腔室恶劣环境的外部使用热交换设备的决定， 使得压水堆蒸汽发生器的可靠性差，工业界为取代这些设备付出了大量成本。

反应堆容器凸缘特征是使用反向接头，将伸出反应堆容器罐周缘的突出部 分降到最小。这种创新设计可以将燃料堆直接连接到反应堆容器喷嘴上，即刨 槽到锻造的连接(gorging to forging connection)方式，省略了二者之间的 任何管路连接。这种设计特点也消除了大型管件破口LOCA的风险。

软化水作为反应堆冷却剂：反应堆冷却剂采用软化水，可改善临界安全性， 因为随着温度升高其具有很强的负反应梯度。不用含硼酸(borated)的水也可 简化核蒸汽供给系统(NSSS)，因为略去了保持和控制一次冷却剂中含硼酸的水 所需的系统和设备。纯净水和防腐一次冷却剂环路有助于将反应堆容器中的污 垢堆积减到最少。

改进了蒸汽循环可靠性：与高压涡轮分配在一起改进了蒸汽循环可靠性。 然而，在蒸汽输送到低压涡轮前，蒸汽循环是过热的。兰金效率损失小于0.5％； 但就增强可靠性和简化动力循环而言的回报是相当显著的。

压力控制：稳压器含有传统的加热/淬火部件(压力控制用的水/蒸汽)。在 稳压器部分安装了一排电加热器，用来通过使部分一次冷却剂沸腾并形成蒸汽 气泡而增加压力，蒸汽气泡位于封头附近的稳压器的顶部。喷柱位于稳压器上 封头附近，用来将水喷入蒸汽气泡中，从而冷凝了蒸汽并减小了蒸汽气泡。蒸 汽气泡尺寸的增加/减小用来增加/减小反应堆冷却剂系统内部一次冷却剂的压 力。在一个示例性实施方式中，稳压器保持的一次冷却剂压力可以(并不限于) 大约2250psi(磅/平方英寸)。

在另一些实施方式中，使用了一种氮气式稳压器系统。在这个实施方式中， 通过应用与稳压器流体连接的外部高压氮气舱的受控氮气压力，稳压器用来控 制反应堆容器中的压力。氮气压力控制的反应堆在其它反应堆类型中已经使用， 有着多年成功使用的经验，具有反应快的特点。

防止反应堆出现燃料故障:人们知道，在运行时的所有燃料故障中，70％以 上是由于微震磨损(重复撞击引起的腐蚀)所致，这是格架条带(grid straps) “砰砰”撞击燃料棒造成的结果。格架条带的振动直接涉及到燃料周围湍流程 度。在当前的核蒸汽供给系统中，雷诺数是目前典型运行压水堆中雷诺数的大 约20％。雷诺数减少会转化成作用在燃料棒上衰弱的砰砰声(腐蚀率会改变，大 约是撞击速度的4.8幂)，从而显著减少了微动损伤率。目前核蒸汽供给系统所 选用的较低燃耗程度(在每MTU为45GWD范围内，而目前运转反应堆中则为60 左右)也会有助于改善燃料包壳的脆性，从而防止燃料棒的浪费。

自防护增强:当前核蒸汽供给系统(NSSS)中的一次流体的重力驱动循环的 另一个重大特点是显著降低了NSSS逸出的辐射剂量。这是因为堆芯中反应堆中 水的氧气中子轰击所产生的氮气(N-16)同位素，产生了很高的伽马射线能量， 辐射N-16同位素，该同位素在很大程度上是造成安全壳容器逸出辐射的原因。 然而，N-16的半衰期仅为7.4秒，小于一次水运行到蒸汽发生器顶部所需要的 时间的四分之一。因此，N-16的数量会衰减7个半衰期以上，这意味着实际上 减少到了极小的值。评估计算表明，与同等规模泵浦水的压水堆的辐射剂量相 比，核蒸汽供给系统(NSSS)中蒸汽发生器顶部的辐射剂量则小于3个或更多数 量级。为此，对于目前的核蒸汽供给系统(NSSS)而言，没有必要建造厚的混凝 土安全壳容器来用于辐射屏蔽。采用一种车间制作的能够承受坠毁飞机的钢质 安全壳容器更合适而且更经济，从而无需建造和现场浇注钢筋混凝土安全壳容 器。

附图简要说明

下面结合附图，介绍本发明示例性实施方式的特性，附图中相同的部件都 标有相同的符号，附图如下：

图1示出了安全壳容器的剖视图，包括根据本公开内容的核蒸汽供给系统， 该系统包括由反应堆容器和蒸汽发生容器组成的蒸汽发生器组件；

图2为图1所示核蒸汽供给系统流程示意图，示出了一次冷却剂的流动通 道或循环流动环路，由流动箭头表示；

图3示出了图1所示反应堆容器的立视剖视图；

图4为图1所示蒸汽发生容器的反应堆容器底部的立视剖视图，示出了预 热器部分，和蒸汽发生器部分；

图5示出了图1所示蒸汽发生容器顶部的立视剖视图，示出了预热器部分， 和安装在蒸汽发生容器顶部的稳压器；

图6为位于图1所示反应堆容器内的燃料筒的分解透视图；

图7为图1所示蒸汽发生器组件的正面立视图；

图8为图1所示蒸汽发生器的侧面立视图；

图9为图1所示蒸汽发生器的顶部示意图；

图10为图1所示蒸汽发生器的顶部透视示意图；

图11为图1所示蒸汽发生器的底部透视示意图；

图12为蒸汽发生容器沿图8的XII-XII线截取的横向剖视图；

图13为蒸汽发生容器沿图8的XIII-XIII线截取的横向剖视图；

图14为蒸汽发生容器沿图8的XIV-XIV线截取的纵向剖视图；

图15为图14所示XV部分的近距离详图；

所有附图都是示意性的，并不一定成比例。

实施方式的具体说明

下面参照示例性实施方式说明本发明的特征和益处。示例性实施方式的如 下描述旨在与附图一起阅读，这些附图被认为是整个书面描述的组成部分。在 本文所公开的本发明的实施方式的描述中，有关方向或方位的任何参照都仅仅 旨在便于介绍，决不是来限定本发明的范围。相关术语，诸如“下方的”、“上 方的”、“水平的”、“垂直的”、“在…正上方”、“在…下面”、“向上”、“向下”、 “顶部”和“底部”以及这些术语的派生词(例如，“水平地”、“向下地”、“向 上地”等)，都应被解释为是指当时所描述的或所述图所示的方位。这些相对术 语都仅仅是为了描述方便，并不要求装置按特定方位来建造或操作使用。术语， 诸如“附着”、“固定”、“连接”、“耦合”、“互连”，以及类似术语，都是指一种 关系，其中各个构件通过中间结构件以及活动或刚性固定件或关系而直接地或 间接地相互固定或连接在一起，除非另有明确说明。为此,很显然，本发明公 开内容应不限定在这些示例性实施方式上，这些实施方式说明了发明特征的一 些可能的非限定性结合形式，这些特性可以独立存在，也可以以其它结合形式 存在。

参照图1至图6，附图示出了根据本公开内容的核压水堆(PWR)的蒸汽供应 系统。从热工水力角度看，该系统包括蒸汽发生器组件100，蒸汽发生器则通常 包括反应堆容器200和流体连接到反应堆容器上的蒸汽发生容器300。蒸汽发生 容器和反应堆容器为垂直细长型的独立的部件，在水力上是密切相连的，但是 它们本身又是不相关联的容器，除了容器之间流动的一次回路冷却剂(即，反 应堆冷却剂)的交换之外，在热工上是隔离的。正如此处将要详细介绍的那样， 在一个实施方式中，蒸汽发生容器300包括预热器320、主蒸汽发生器330，和 过热器350，后者将流体(诸如在二次冷却剂回路中流动的水)从在入口301处 进入蒸汽发生容器300时的液体，转换为在出口302处流出蒸汽发生容器的过 热蒸汽。在一些实施方式中，二次冷却剂回路的水可以是兰金循环流体，用来 驱动涡轮发电机，以便发电。

蒸汽发生容器300进一步包括稳压器380，稳压器用来保持一次冷却剂流体 的预定压力。稳压器是一种安装在蒸汽发生容器300顶部的压力容器，设计用 来保持液体/气体接口(即，一次冷却剂水/惰性气体)，该接口操作控制蒸汽发 生器内的一次冷却剂的压力。如图所示，在一个实施方式中，稳压器380可以 直接安装在蒸汽发生容器300的顶部，形成蒸汽发生容器的整体的统一的结构 部件，从而在顶端水力封闭容器。上述三个热交换器和稳压器的组合称之为“堆 (stack)”。

参照图1，反应堆容器200和蒸汽发生容器300被容纳于蒸汽发生器安全壳 容器110中。安全壳容器110可采用合适的车间制造的钢件形成，包括顶部111、 底部112，和在顶部和底部之间延伸的圆筒形侧壁113。在一些实施方式中，可 位于地面上的安全壳容器的各个部分可以采用韧性加强筋钢材制成，以便有助 于承受飞机的撞击。在安全壳容器110顶部上方隔开的导弹护盾(missile  shield)117可提供用来作为安全壳容器的组成部分或单独的安全壳容器包层结 构(图中未示)，用来封闭安全壳容器110。水平隔断壁114将安全壳容器分隔 成上部114a和下部114b。隔断壁114限定了安全壳容器的底板。在一个实施 方式中，反应堆容器200大部分位于下部114b中，而蒸汽发生容器300则位于 上部114a内，如图所示。

在不同的实施方式中，安全壳容器110可以安装在地面上，部分在地下， 或完全置于地下。在某些实施方式中，安全壳容器110可配置成，至少部分或 全部装有核燃料反应堆芯(例如，燃料筒230)的下部114b位于地面以下。在 一个实施方式中，整个反应堆容器200和一部分蒸汽发生容器300完全位于地 下，以实现最大安全性。安全壳容器110的圆筒形壳体或侧壁113在水平上分 成上部和下部，通过沿周向焊接或螺栓法兰接头119将两部分连接在一起，如 图1所示，形成安全壳容器位于地上和地下的两个部分的分界。在其它实施方 式中，上下部分可以焊接在一起，而不使用法兰。

在一个实施方式中，例如，但不限于，对于160MW(兆瓦)模块式核发电设 施来讲，安全壳容器110的典型高度大约为200英尺以上。该发电设施的非限 定性代表直径大约为45英尺。根据系统部件配置和尺寸，可以提供安全壳容器 的任何合适高度和直径。

在一个实施方式中，安全壳容器110进一步包括由圆筒形限制壁封闭壳116 所形成的湿式反应堆井115，所述封闭壳116内充水，以增强辐射防护和易于接 触反应堆芯冷却剂的备用措施。在一个实施方式中，壁封闭壳116可以采用不 锈钢圆筒形壁形成，这些圆筒形壁沿圆周方向围绕反应堆容器200延伸，如图 所示。其它合适的材料可用来制造封闭壳116。湿式反应堆井115位于安全壳容 器110的下部114b中。下部114b进一步包括用于注入(即，水)的乏燃料池 118，位于封闭壳116的附近。在一个实施方式中，如图1所示，乏燃料池118 和壁封闭壳116都位于水平隔断壁114的下方。

在一个实施方式中，如图1所示，壁封闭壳116可以延伸到隔断壁114上 方，反应堆容器和蒸汽发生容器之间的进口/出口喷嘴接头可以采用穿过壁封闭 壳的贯穿件来制成。

如图1所示，反应堆容器200和蒸汽发生容器300优选采用垂直走向，以 减少安全壳容器110的占用空间和直径。安全壳容器110直径足够大，可装下 反应堆容器、蒸汽发生容器和任何其它附件。安全壳容器110优选高度足够大， 可完全容得下反应堆容器和蒸汽发生容器，以提供一种全都包含在内的蒸汽发 生器，除了水和蒸汽进口和出口贯穿件外，这些贯穿件用于与兰金循环相关的 二次冷却剂回路流体流动，以便驱动涡轮发电机发电。

图2示出了一次冷却剂回路中的一次冷却剂(例如，水)的流动或循环。 在一个实施方式中，一次冷却剂流动是重力驱动的，其依靠冷却剂温度和相应 密度改变，而这种改变是因为其在反应堆容器200内被加热，然后当热量被传 输给兰金循环的二次冷却剂回路以带动涡轮发电机组(T-G)时，在蒸汽发生容器 300内被冷却所形成的。冷却剂不同密度的不断改变(即，热时，密度低；冷时， 密度高)所形成的压头引起反应堆容器-蒸汽发生容器系统内的流动或循环，如 图中方向流动箭头所示。除了上述其它优点外，重力驱动的一次冷却剂循环的 优点是，不需要冷却剂泵或机械设备，从而降低了成本(资本、操作和维护)， 减少了系统动力消耗，从而增加了压水堆系统的能量转换效能。

反应堆容器200类似于2012年8月3日提交的共同拥有的美国专利申请 (No.13/577,163)所公开的具有重量驱动循环系统的反应堆容器，该申请全文 通过引用并入本文。

参照图3，在一个非限定性实施方式中，反应堆容器200是ASME法规，部 分III,等级1的厚壁圆筒形压力容器，包括圆筒形侧壁外壳201，具有整体焊 接半球形底封头203和可拆卸的半球形上封头202。外壳201形成了内部空腔 208，配置成置放反应堆芯、反应堆管套，以及其它此处所述的附件。在一个实 施方式中，反应堆容器外壳201的上部可以装有锥形的毂缘204(在所属技术领 域，又称之为“焊颈”凸缘)，其用螺栓固定到类似凸缘205上，后者焊接到上 封头202上。在一个实施方式中，上封头202通过一组合金螺栓(图中未示) 固定到“顶部凸缘”(其又对接焊接到圆筒形反应堆容器外壳)上，这些螺栓经 过预拉伸，以便形成所有工作方式下的高致密性双层垫片密封装置。上封头202 采用螺栓连接可方便进入反应堆容器内部，诸如反应堆芯。

在两个匹配的凸缘204,205之间压有两个同心的自紧式垫片206，可在上封 头202和外壳201之间的连接部位提供反应堆容器200的密封性。工作情况下 的密封性是通过凸缘接合的轴对称加热来保证的，轴对称加热是通过系统中一 次冷却剂的流体流动配置来提供的，如下将进一步介绍。上封头202含有用于 插入控制棒的垂直贯穿件207，并且可用作安装相关控制棒驱动装置的基座，两 个部件均未在图中示出，但都为所属领域人们所熟知，不再赘述。

继续参照图3，反应堆容器200包括圆筒形反应堆管套220，其内装有燃料 筒230所形成的反应堆芯。反应堆管套220横向地将反应堆容器外壳部分分隔 成两个同心配置的空间：(1)外环形部分221，形成了进入反应堆容器的一次冷 却剂的下降环腔222，该环腔在反应堆管套外表面和外壳201内表面之间形成； 以及(2)通道223，形成了自反应堆容器流出的一次冷却剂的提升管柱(riser  column)224，此时一次冷却剂已经在反应堆堆芯内通过裂变而被加热。反应堆 管套220为细长型，沿反应堆容器垂直轴线VA1轴向延伸，形成了高度并包括 敞开的底端225和封闭的顶端226。在一个实施方式中，顶端226可以通过顶部 流动隔离板227来封闭，隔离板引导一次冷却剂流沿提升管柱224向上流动， 直至蒸汽发生容器300，如下进一步介绍。在一个实施方式中，反应堆管套220 的底端225与反应堆容器200底封头203垂直隔开一定距离，形成底部流动空 间228。底部流动空间228收集来自下降环腔222的一次冷却剂，并引导冷却剂 流向由反应堆管套220敞开底端225所形成的提升管柱224的进口(例如，见 图2)。

燃料筒230和反应堆管套220都由堆芯支撑构件(“CSS”)来支撑，在一个 实施方式中，该结构件包括多个侧向支撑构件250，这些构件横跨在反应堆管套 和反应堆容器200外壳201之间并固定在其上面。根据需要，提供了合适数量 的支撑构件空间，在周向上和垂直上彼此分开，以便支撑燃料筒230和反应堆 管套220的结合重量。在一个实施方式中，反应堆管套220的底部并未固定到 反应堆容器200上，允许管套沿垂直轴向受热增长(即，平行于垂直轴线VA1)， 未采用不合适的约束。

在一个实施方式中，反应堆管套220为双壁圆筒，采用抗腐蚀的材料制成， 诸如(但不限于)不锈钢。反应堆管套220的这种双壁结构形成了绝热结构件， 设计成可阻止热量流过，并形成了平顺的垂直提升管柱224，供燃料筒230(“堆 芯”)中因裂变而加热的一次冷却剂(即，水)向上流动，在一个实施方式中， 燃料筒优选位于管套底部，如图1-3所示。在反应堆管套220内燃料筒230上 方的垂直空间也可连同一组非分段(non-segmental)挡板一起装有相互连接的 控制棒节段，这些挡板用来在反应堆运行期间保护控制棒部分，防止流体激振 现象。反应堆管套220侧向地由反应堆支撑构件250来支撑，防止机械振动引 起损伤，因为机械振动会由于金属疲劳而诱发故障。

在一个实施方式中，燃料筒230是个整体的独立结构，装有直立燃料组件， 位于反应堆容器200的区域内，在底封头203上方被隔开，这样，在燃料筒下 方，留有较深的存水空间。燃料筒230采用反应堆管套220来绝热，以便核燃 料堆芯中的裂变反应所产生的大量热量用来对流过燃料筒的一次冷却剂进行加 热，并用来毗连提升管柱224的上部部分。燃料筒230是一种敞开的圆筒形结 构件，包括圆筒形侧壁231，敞开的顶部233，和敞开的底部234，使得一次冷 却剂向上流动，完全穿过燃料筒(见方向流动箭头)。在一个实施方式中，侧壁 231可以采用多个反射体弓形节段来形成，这些反射体通过合适装置连接到一起。 燃料筒230的敞开的内部填有支撑栅格232，以便置放核燃料棒，并用来将控制 棒插入到堆芯，根据需要，控制裂变反应。

简而言之，在运转时，热的反应堆一次冷却剂通过低流阻出口喷嘴270流 出反应堆容器200，在附近的蒸汽发生容器300内被冷却，如图2和图3所示。 冷却的反应堆一次冷却剂流出蒸汽发生容器300并通过入口喷嘴271而进入反 应堆容器200内。反应堆容器的内部管路配置引导冷的反应堆冷却剂向下流到 下降环腔222。根据热的和冷的水柱中的密度差异，反应堆容器200的高度优选 地被选择支撑循环反应堆一次冷却剂中足够程度的湍流，这通常称之为重力驱 动的热虹吸作用(密度差驱动流动)。在一个实施方式中，反应堆一次冷却剂的 循环是由热虹吸作用而产生的超过8ps i的压力驱动的，这个值的确定以确保(采 用适当范围)充分的湍流流动和稳定的水力性能。

参照图1和图3，反应堆容器外壳201的顶部焊接到大型上部支架锻件上， 后者可称之为反应堆支撑凸缘280。支撑凸缘280支撑着反应堆容器200和湿式 反应堆井115上方内部部件的重量。在一个实施方式中，支撑凸缘结构上通过 多个凸耳281而进行了加固和增强，这些凸耳沿圆周方向围绕反应堆容器隔开 并焊接到反应堆容器和凸缘上，如图所示。支撑凸缘接触并啮合水平隔断壁114， 后者将反应堆容器200的净重传递给安全壳容器110。运转期间，反应堆受热时 反应堆容器的径向和轴向热膨胀(即，大多数膨胀主要从水平隔断壁114向下) 未受到约束。然而，从隔断壁114上方突出的安全壳容器110部分自由地与蒸 汽发生容器300的向上增长部分一起向上增长，从而将蒸汽发生容器和反应堆 容器之间的轴向差异膨胀降到最小。因为反应堆容器和蒸汽发生容器配置成并 且构造成，在加热时，以大体相同速率在高度上热膨胀，这种配置有助于将反 应堆容器和蒸汽发生容器之间的一次冷却剂流体接头273内的潜在的热膨胀应 力降到最小。

支撑凸缘280在反应堆容器外壳201上，垂直向下与反应堆容器200上封 头202相隔一定距离，该距离足够使得与隔板114上方的蒸汽发生容器300进 行流体连通，如图1和图2所示。当反应堆容器200安装在安全壳容器110内 部，反应堆容器上封头202和一次冷却剂流体接头273(由入口-出口流动喷嘴 270/271和蒸汽发生容器300的入口-出口流动喷嘴371/370结合而一起形成， 如图4所示)都位于反应堆井115上方。这样，就提供了与蒸汽发生器集管连 接的位置和设计的安全系统(例如，控制棒等)，以处理各种假设的意外事故情 景。然而，大多数反应堆容器外壳201可以位于隔断壁114的下方并浸入湿式 反应堆井115内，如图1所示。

反应堆容器200的底部区域受侧向耐震系统(seismic restraint system) 260的约束(如图1所示)，该系统在圆筒形管套116表面内跨过反应堆外壳201 和反应堆井115之间的空间，以承受地震。耐震设计配置允许反应堆容器200 自由地沿轴向(即，沿垂直轴线VA1纵向)和沿直径方向热膨胀。在电站运转 期间，反应堆井115内注水以便提供纵深防御(假设的，非机械的)事故，这 种事故假设为会使反应堆的内容物的热焓快速升高。由于反应堆设计成能防止 堆芯水因为泄漏或破口而流失，且反应堆井内注水，所以，反应堆容器不可能 被熔化的燃料(堆芯熔体)烧穿。

参照图3和图4，结合在一起的入口-出口流动喷嘴270/271包括两个同心 的中空锻件，包括外入口喷嘴270和内出口喷嘴271。出口喷嘴271的一端焊接 到反应堆管套220(反应堆容器外壳201内部)，而相对一端焊接到蒸汽发生容 器300的入口喷嘴371上。入口喷嘴270的一端焊接到反应堆容器外壳201上， 而相对一端焊接到蒸汽发生容器300的出口喷嘴370上。流动隔离板227帮助 确保从反应堆容器流出的热的一次冷却剂水不会再流回到环形部分221。在本实 施方式中，反应堆容器的出口喷嘴271和蒸汽发生容器的入口喷嘴371的直径 都小于反应堆容器的入口喷嘴270和蒸汽发生容器的出口喷嘴270的直径。组 合的入口-出口流动喷嘴270/271位于安全壳容器110的隔断壁114的上方。蒸 汽发生容器300的入口喷嘴371和出口喷嘴370一起形成用于蒸汽发生容器的 同心匹配配置的组合入口/出口喷嘴371/370。

为了避免反应堆一次冷却剂回路系统中大型管路的较长回路，因为这会引 起可能的“大破口”冷却剂泄漏事故(LOCA)，反应堆容器200的组合入口-出口 流动喷嘴270/271和蒸汽发生容器的组合入口/出口喷嘴371/370都被有意识地 紧密连接到其各自容器的外壳上，将径向伸出外壳部分减到最小。这样，反应 堆容器200便可通过入口/出口喷嘴直接连接到蒸汽发生容器300上，如图1和 图2所示。如图3所示，反应堆容器的组合入口-出口流动喷嘴270/271优选径 向伸出外壳201，伸出距离不大于支撑凸缘280的径向伸出部分。在某些实施方 式中，反应堆容器200和蒸汽发生容器300之间的入口-出口喷嘴连接部分的总 长度小于或等于反应堆容器200和/或蒸汽发生容器的直径，消除了反应堆和蒸 汽发生容器之间大型冷却剂管路的长途铺设。在一个实施方式中，反应堆容器 200和蒸汽发生容器300之间的喷嘴连接部分是平直的，没有使用任何弯管或弯 头。

下面，通过附加细节，介绍蒸汽发生容器300。参照图1至图5，在一个实 施方式中，蒸汽发生容器300可以是细长形的垂直走向的结构件，圆筒形外壳 312形成了垂直轴线VA2。在一个实施方式中，蒸汽发生容器的垂直轴线VA2在 水平方向上与反应堆容器200垂直轴线VA1相偏移，这样，蒸汽发生容器侧向 配置在反应堆容器附近。在一个实施方式中，蒸汽发生容器300的高度至少与 反应堆容器200的高度一样。蒸汽发生容器含有(并从下往上支撑着)预热器 320、主蒸汽发生器330、过热器350，以及稳压器380。在一个实施方式中，预 热器320是由蒸汽发生器330的底部形成，因此，不使用独立的管板。根据系 统的热工水力设计，在蒸汽发生器组件100的某些配置和布局中，预热器320 可省去。

在一个实施方式中，蒸汽发生容器200包括装有角撑板的支撑凸缘400，后 者可以与本文所述反应堆容器支架280相似。蒸汽发生容器可以焊接到外壳312 上并从隔断壁114处支撑，如图1所示。

预热器320、蒸汽发生器330，以及过热器350都为管式热交换器，每个都 具有多个平行直管332(即管束)，管板333位于支撑这些管子的每个管束的端 部。在一个实施方式中，预热器320、蒸汽发生器330、以及过热器350都定位 成可形成平行的逆流式热交换器配置，其中，二次冷却剂(兰金循环)与反应 堆一次冷却剂反向但平行流动(例如，见图4和图5)。在管侧(反应堆一次冷 却剂)和壳侧(形成兰金循环工作流体的二次冷却剂，从液相改变为过热气相)， 上述三种管式热交换器(即，预热器、蒸汽发生器，以及过热器)均采用水力 串联连接。

蒸汽发生容器300包括顶部310、底部311、轴向延伸圆筒形外壳312，以 及内立管337，后者与外壳312同心对准并位于容器中心线CL2上。蒸汽发生容 器300各部分中，包括预热器320、蒸汽发生器330，和过热器350，在立管和 外壳312之间，管子332沿圆周方向配置在立管337的外部周围。在一个实施 方式中，立管337完全延伸过与预热器320、蒸汽发生器330，以及过热器350 相关的所有管板333，从蒸汽发生容器300顶部延伸到底部，在反应堆容器200 和稳压器380之间形成连续的反应堆一次冷却剂流动路径。

在一个实施方式中，蒸汽发生容器包括上过热器部分351和下蒸汽发生器 部分331，后者可拆卸地安装在蒸汽发生器部分上，诸如采用螺栓凸缘连接件 352。这样，蒸汽发生器部分331(可包括蒸汽发生器330和预热器320)和过 热器部分351(可包括过热器350和稳压器380)分别制作并运往发电厂，在那 里进行组装。

下部的蒸汽发生器部分331在顶部与上凸缘通道334端接，该上凸缘通道 334采用螺栓固定到上过热器部分351的下凸缘通道335上从而一起形成凸缘连 接件352和中间空间339(见图2)。蒸汽发生器部分331的底部与底封头336b 端接，如图4清楚所示。底封头336b形成了立管337和外壳312之间的环形空 间，其形成了底部空间338，用来收集和引导从蒸汽发生容器300流回到反应堆 容器200的一次冷却剂。底封头336b形成了入口-出口流动喷嘴371/370，其配 置成垂直于外壳312和立管337。入口喷嘴371通过弯管371a流体连接到立管 337上，从而改变了一次冷却剂的流动方向，将其从水平流动改为垂直流动。

上部的过热部分351在底部与下凸缘通道334相端接，如上所述。过热部 分351的顶部是稳压器380，如图2和图5所示，其与立管337的顶部或出口以 及过热管332入口流体相通。在一个实施方式中，稳压器380直接安装在蒸汽 发生容器300外壳312上，并在外壳上形成了上封头336a。在一个实施方式中， 稳压器具有穹顶或半球形封头，焊接到外壳312上，或者在其他可能的实施方 式中用螺栓固定。稳压器380形成了上空间，可通过立管337来收集上升的反 应堆一次冷却剂，并将一次冷却剂分配给过热器管332。稳压器380包括加热/ 淬火部件381(即，水/蒸汽)，以便对反应堆一次冷却剂进行压力控制。如图2 和图5所示，部件381包括一排安装在稳压器部分内的电加热器383，用来通过 使部分一次冷却剂沸腾并形成蒸汽气泡而增加压力，蒸汽气泡位于封头附近的 稳压器的顶部(在虚线表示的液体/气体接口340上方)。喷柱384位于稳压器 上封头336a附近，用来将水喷向蒸汽泡上，从而冷凝蒸汽，减小蒸汽泡的大小。 蒸汽泡尺寸的增加/减小可以增加/减小反应堆冷却剂系统内部一次冷却剂的压 力。在一个示例性实施方式中，稳压器380和加热/淬火部件381所保持的典型 一次冷却剂压力大约(并不限于)2250ps i(磅/平方英寸)。

在另一些实施方式中，如上所述，液体/气体接口340在惰性气体(诸如与 稳压器380所连接的供气舱(图中未示)所提供的氮气(N2))和液态一次冷却 剂之间形成。

稳压器380可通过任何合适的装置连接到最上部或图5所示进气管板333 上方的过热器部分351的顶部，所示合适连接装置包括焊接连接(如图所示)， 或者采用一些实施方式中的螺栓连接。在一个实施方式中，如图2和图5所示， 稳压器380可以呈穹顶或半球形顶部或封头。

在一个实施方式中，过热器管332外表面可包括整体散热片，以便补偿气 态过热蒸汽媒介中降低了的传热率。通过确保气流为逆流，同时又沿管束中管 子平行流动(而不是横穿流动)，以防止过热管束腐蚀(例如，因为上行气流中 总是夹带的小水滴)。

参照图2和图4-5，提供了至少一个通常呈U形的蒸汽旁通管路环路303， 以便引导上行气流围绕中间空间339并从上下凸缘通道334,335旁路流过。优 选地，蒸汽管路环路303位于蒸汽发生容器300外壳附近，并尽可能地短。

在一个非限定性实施方式中，蒸汽发生容器300可以采用防腐金属做成， 诸如不锈钢。

下面介绍用于反应堆一次冷却剂和兰金循环的二次冷却剂的流路。图2和 图3示出了蒸汽发生器组件100的反应堆一次冷却剂的流路。图4和图5主要 示出了流过蒸汽发生容器300的兰金循环的二次冷却剂流路。冷的一次冷却剂 (“冷”)通过出口喷嘴370流出蒸汽发生容器300并经由外入口喷嘴270而进 入反应堆容器200。一次冷却剂向下流过下降环腔222进入提升管柱224的底部。 一次冷却剂向上流过燃料筒230并通过燃料芯内对流和传导而加热。现在经加 热或“热的”一次冷却剂经由外入口喷嘴270而流出反应堆容器200，经由入口 喷嘴371而进入到蒸汽发生容器300。热的一次冷却剂在立管337内垂直向上流 动并被引向“堆”的顶部进入稳压器380。热的一次冷却剂则成反向并开始下行， 流过蒸汽发生容器300。热的一次冷却剂首先向下流动，穿过管束管子一侧的过 热器350，过热器使饱和蒸汽(二次冷却剂)从堆内下方蒸汽发生器230的壳的 一侧向上流动。饱和的蒸汽变得过热，离开蒸汽发生容器300。此时不是很热的 冷却剂继续向下流动，穿过蒸汽发生容器300，继续流过管子一侧的蒸汽发生器 330。在壳体一侧，液态的二次冷却剂经历了相变，转为蒸汽，而一次冷却剂进 一步被冷却，将热量传输给二次冷却剂。此时，进一步变冷的一次冷却剂向下 流，穿过管子一侧上的预热器320，后者对蒸汽发生器上游管束壳体一侧的二次 冷却剂进行预加热。此时，变冷的一次冷却剂流过蒸汽发生容器300和反应堆 容器200，完成了闭路的流动回路，并通过入口喷嘴270而再次进入反应堆容器。

在一个实施方式中，示例性的非限定性反应堆容器“热”的排出温度可以在 大约(含)华氏575-600度。一个示例性的非限定性反应堆容器的“冷”进气 温度可以在大约(含)华氏350到385度。示例性反应堆容器工作压力可以为 大约2250磅/平方英寸，该压力由稳压器380保持。根据特定用途的热传输要 求和兰金循环二次蒸汽生产工作参数，可以使用其它合适的流动温度和压力。 在一个实施方式中，反应堆容器的一次冷却剂可以是不含硼酸的软化水。

在一个示例性实施方式中，蒸汽发生容器外壳312可以采用钢制成，诸如 508式碳钢。当管子312采用铬镍铁合金制作时，管板333可以是与铬镍铁合金 包层相同的钢材制成。

尽管上面已经充分详细地介绍和举例说明了本发明，所属领域技术人员可 以很方便地制作和使用本发明，但各种不同方式、修改，和改进都应该变得十 分明显，这些都没有脱离本发明的精神和范围。