用于冷却核反应堆堆芯的被动系统

摘要

在燃料更换期间被动地冷却压水反应堆中的核燃料的系统利用重力和采用电池储备对准或在安全位置失效结构的阀，从而在反应堆拆解和燃料更换期间维持水在反应堆堆芯上方。大量储备水被维持在废燃料池的水平高度以上并与废燃料池流体连通，且被用于在堆芯内的反应被成功地停止后从反应堆堆芯中取出衰变热。通过使该大量储备水沸腾取出衰变热，这使得电站在没有外部支援的情况下长期维持安全关停状态。

说明书

相关申请的交叉引用

本申请涉及2012年6月13日提交的题为“Small Modular Reactor  Safety Systems”的美国专利申请No.13/495083(代理编号No.RUT  2011-011)。

发明背景

1.技术领域

本发明总体上属于核反应堆安全系统，更具体地属于一种在核电 站停电事件中在燃料更换停机期间被动地冷却核反应堆堆芯和废燃料 池的系统。

2.现有技术

压水反应堆具有大量被安装在竖直反应堆容器内的细长燃料组 件。增压冷却剂循环通过燃料组件，从而吸收燃料组件内的可裂变材 料中的核反应所产生的热。利用增压水冷却的核反应堆发电系统的一 次侧包括与产生有用能量的二次回路隔开并处于热交换关系的闭合回 路。一次侧包括封闭用于支撑多个含有裂变材料的燃料组件的堆芯内 部结构的反应堆容器、在热交换蒸汽发生器内的一次回路、稳压器的 内部容积、用于循环增压水的泵和管；所述管独立地将每个蒸汽发生 器和泵连接到反应堆容器。在常规类型的核电站中，包括被连接到反 应堆容器的管道系统、泵和蒸汽发生器、在内的一次侧的每个部件构 成了一次侧的环路。

为了展示，图1示出了简化的常规核反应堆一次系统，包括具有 封闭核反应堆芯14的顶盖12的大致圆柱形的压力容器10。液体冷却 剂(比如水或硼水)被泵16泵入容器10穿过堆芯14吸收热量，然后 被排到热交换器18(典型地被称为蒸汽发生器)，在其中热被传递给 利用回路(未示出)，比如蒸汽驱动的涡轮发电机。然后反应堆冷却 剂返回泵16，完成一次环路。典型地，多个上述的环路通过反应堆冷 却剂管路20被连接到单个反应堆容器10。

在图2中更详细地示出示范性常规反应堆设计。除了包含多个平 行且竖直共同延伸的燃料组件22的堆芯14之外，为了描述方便，上 部的容器内部结构被划分为下堆内构件24和上堆内构件26。在常规 的设计中，下堆内构件起到支撑、对准、引导堆芯部件和器械、以及 引导容器内的流动的作用。上堆内构件约束燃料组件22(图2中为了 简化仅示出两个)或为其提供辅助约束，并且支撑和引导器械和部件， 比如控制棒28。在图2所示的示范性反应堆中，冷却剂通过一个或多 个入口喷嘴30进入反应堆容器，向下流过反应堆容器和堆芯筒32之 间的环腔，在下增压室34内转弯180°，向上流到设置燃料组件的下 支撑板37和下堆芯板36，然后包围燃料组件22流过。在某些设计中， 下支撑板37和下堆芯板36被一种单一结构取代，即一种位于相同水 平高度的下堆芯支撑板37。流过堆芯和包围区38的冷却剂的量级典 型地大到大约20英尺每秒的速度，400000加仑每分钟。所产生的压 力降和摩擦力将导致燃料组件升高，该运动受到包括圆形上堆芯板40 在内的上堆内构件的约束。离开堆芯14的冷却剂顺着上堆芯板的下侧 流动并向上流过多个穿孔42。然后冷却剂向上径向地流到一个或多个 出口喷嘴44。

上堆内构件26由容器或容器盖支撑，并包括上支撑组件46。负 载主要通过多个支撑柱48在上支撑组件46和上堆芯板40之间传递。 每个支撑柱在指定燃料组件22和上堆芯板40的穿孔42的上方被对 准。

典型地包括驱动轴或驱动杆50以及中子毒物杆星形爪组件52的 直线可动控制棒28，通过控制棒导向管54被引导穿过上堆内构件26 然后进入被对准的燃料组件22。导向管被固定地连接到上支撑组件46 以及上堆芯板40的顶部。支撑柱48的布置方案在会不利地影响控制 棒的插入能力的意外情况中有助于防止导向管变形。

为了控制裂变过程，多个控制棒28在燃料组件22内的预定位置 处的导向套筒内是可往复运动的。具体地，被定位在燃料组件的上喷 嘴上方的控制棒机构支撑多个控制棒。控制棒机构(也被已知为棒束 控制组件)具有内开螺纹的圆柱毂构件，其带有形成之前关于图2所 述的星形爪52的多个径向延伸爪或臂。每个臂被互连到控制棒28， 从而使控制棒组件机构72是可运作的，从而在被联接到控制棒机构毂 的控制棒驱动轴50的动力下以公知的方式在燃料组件的导向套筒内 竖直地驱动控制棒28，进而控制燃料组件22中的裂变过程。

上堆内构件26还具有延伸穿过支撑柱48内的轴向通道然后进入 基本上居中地位于燃料组件内的器械套筒的多个堆芯内器械。堆芯内 器械典型地包括用于测量离开堆芯的冷却剂温度的热电偶，以及用于 监视堆芯内中子活动的轴向和径向分布的轴向设置中子探测器。

采用轻水反应堆的核电站需要定期停机以补充反应堆燃料。新的 燃料组件被运输到电站，并与之前从反应堆中取出的用过的燃料组件 一起被临时存放在燃料存储建筑内在废燃料池中。在燃料更换停机期 间，反应堆中的部分燃料组件被从反应堆中取出到燃料存储建筑。第 二部分燃料组件从反应堆中的一个支撑位置被移动到反应堆中的其他 支撑位置。新的燃料组件从燃料存储建筑被移入反应堆，从而取代已 经被取出的燃料组件。这些动作按照具体的顺序计划被完成，从而根 据反应堆堆芯设计者所预定的总体燃料更换计划使每个燃料组件被放 置在指定位置。在常规反应堆中，接近燃料所需要的反应堆内部部件 的取出和新旧燃料在反应堆与燃料存储建筑的废燃料池之间的移动是 在水下进行，以保护电站维修人员。这通过提高与电站建筑结构一体 的燃料更换腔和渠的水位被完成。超过20英尺的水位为反应堆内部结 构和燃料组件的移动提供屏蔽。一种典型的压水反应堆需要每隔18-24 个月补充燃料。

图1和2中大致示出的大体采用常规设计的商业电站典型是1100 兆瓦或更大量级的。最近，Westinghouse Electric Company LLC提 出200兆瓦级的小型模块化反应堆。小型模块化反应堆是所有一级环 路部件都位于反应堆容器内的一体压水反应堆。反应堆容器被紧凑的 高压安全壳所包围。由于一体压水轻水反应堆的有限安全壳内空间和 较低成本要求，包括与燃料更换相关的辅助系统的总数量需要被最少 化，但不能损失安全性或功能性。为此，理想的是将大部分与反应堆 系统的一级环路流体连通的部件保留在紧凑的高压安全壳内。典型的 常规压水反应堆设计使用了在事故后依靠紧急AC电源驱动冷却反应 堆和废燃料池所需要的泵的主动安全系统。先进的设计(像 Pennsylvania的Cranberry Township的Westinghouse Electric  Company LLC所提供的)使用了仅依赖于自然循环、沸腾 和冷凝来从堆芯和废燃料池中取出衰变热的被动安全系统。理想的是 将这些被动安全系统的原理用于小型模块化反应堆设计，并且优选地 在简化方案的同时仍保持主动系统的安全收益，像2012年6月13日 提交的题为“Small Modular Reactor Safety Systems”的美国专利申 请No.13/495083所提出那样。在很多这种以在假想事故期间从反应堆 堆芯取出衰变热的被动冷却系统为特色的第III+代压水反应堆和小型 模块化反应堆中，所述系统在反应堆被补充燃料之前需要停止运行。 对于真正的被动反应堆设计而言，它必须能够在所有燃料更换模式下 被动地冷却反应堆和废燃料池中的燃料。

所以，本发明的目标是提供一种在假想事故期间从反应堆堆芯取 出衰变热的装置，它在包括燃料更换停机期间在内的所有反应堆运行 模式下都将发挥作用。

本发明的另一个目标是提供一种在电站长时间停电期间将发挥作 用的被动安全系统。

发明内容

通过一种核发电设施实现所述的和其他的目标，所述核发电设施 包括安全壳建筑和被容纳在安全壳建筑内的细长反应堆容器。所述反 应堆容器具有核反应堆芯以及与核反应堆芯轴向隔开的开口端,所述 核反应堆芯具有在其中发生裂变反应的裂变材料，所述开口端在凸缘 处被顶盖密封。废燃料池基本上在反应堆容器上方的水平高度处被支 撑在安全壳建筑外部，所述废燃料池与反应堆容器的内部通过第一阀 流体连通。所述核发电设施还包括最终热阱冷却剂蓄液器，在核发电 设施的正常运行下，所述最终热阱冷却剂蓄液器的冷却剂上液位被支 撑在基本高于废燃料池的水平高度上。最终热阱冷却剂蓄液器的下部 分与废燃料池通过第二阀流体连通，第二阀的运行由废燃料池中的冷 却剂液位控制，从而将废燃料池中的冷却剂大致维持在预选水平处。 优选地，第一阀被动地进行操作和/或被设计为在打开位置失效。类似 地，理想的是第二阀被动地进行操作或手动地进行操作，在一个实施 例中，第二阀是一种浮阀。

根据本发明，所述核发电设施还可以包括被动安全系统，所述被 动安全系统大致在反应堆容器凸缘的第一水平高度处或以上被支撑在 安全壳建筑内，并且被构造成在反应堆容器内的冷却剂液位意外地下 降时维持反应堆容器内的给定冷却剂液位达第一指定时段。然而，所 述被动安全系统被构造成在核反应堆芯的燃料更换期间停止运行。

所述核发电设施还可以包括在反应堆容器凸缘之上的水平高度处 的安全壳建筑的内侧和废燃料池之间建立流体连通路径的燃料更换 渠，燃料组件能穿过所述燃料更换渠。一装置被用于将安全壳建筑的 内侧与流体连通路径隔开。燃料更换腔也可以被支撑在反应堆容器凸 缘的上方，且所述反应堆容器可以装配有冷却剂支管。优选地，所述 冷却剂支管上设置计量器，所述计量器具有指示核反应堆芯上方的冷 却剂液位的输出，从而控制第一阀以将冷却剂液位调节到预定水平。 在一个实施例中，该计量器是压力计。

本发明还提出一种在反应堆容器基本上被泄压的设施断电期间将 上述的核发电设施的冷却剂液位长期被动且安全地维持在核反应堆芯 以上的方法。所述方法包括以下步骤：感测核反应堆芯上方的冷却剂 液位。所述方法还包括控制第一阀以将冷却剂从废燃料池泄入反应堆 容器，从而将反应堆容器内的冷却剂维持在核反应堆芯以上的预定水 平处。所述方法还包括控制第二阀以将冷却剂从最终热阱冷却剂蓄液 器泄入废燃料池，从而将废燃料池中的冷却剂大致维持在预选水平处。 在前述的核发电设施发生电站停电的实施例中，所述方法包括打开第 一和第二阀并注满至少一部分安全壳容器的步骤。所述实施例还可以 包括被连接到反应堆容器的冷却剂支管和在冷却剂支管上的计量器， 所述计量器具有指示核反应堆芯上方的冷却剂液位的输出，所述方法 包括以下步骤：响应于指示核反应堆芯(14)上方的冷却剂液位(72) 的输出来控制第一阀(76)，以将冷却剂维持在反应堆芯上方的预定 水平处。理想地，所述预定水平大概在反应堆容器凸缘处。在所述的 实施例中，核发电设施包括支撑在反应堆容器凸缘上方的燃料更换腔。 在反应堆容器顶盖已经被拆除后，不再需要计量器控制核反应堆芯上 方的燃料更换腔内的冷却剂液位。第一阀被打开，水从废燃料池泄到 燃料更换箱直到水位匹配。另外，在该实施例中，核发电设施包括在 反应堆容器凸缘上方的水平高度处的燃料更换腔的内侧和废燃料池之 间建立流体连通路径的且燃料组件能通过的燃料更换渠，以及将燃料 更换腔的内侧与流体连通路径隔开的装置，所述方法包括以下步骤： 打开将燃料更换腔的内侧与流体连通路径隔开的装置；以及通过流体 连通路径控制燃料更换腔内的冷却剂液位。在这样的情形下，即在所 述设施发生电站停电的情况下，所述方法还包括依靠第一阀的失效安 全位置打开第一阀，从而确保维持堆芯上方的所需水位。在反应堆已 经被拆解但燃料更换箱仍待安装的短期燃料更换窗口内，所述动作导 致对安全壳容器注水。通过维持废燃料池液位的第二阀的被动动作来 维持水位。

附图说明

通过结合附图阅读优选下面实施例的描述，能更好地理解本发明， 其中：

图1是能应用本发明实施例的常规核反应堆系统的简化示意图；

图2是能应用本发明实施例的核反应堆容器和堆内部件的局部剖 视平面图；

图3是示出了能应用所要求保护的本发明的小型模块化一体反应 堆系统的局部剖视透视图；

图4是图3中所示反应堆的放大图；

图5是具有本发明所要求保护的一个实施例的核电站的示意图， 其示出了正常运行下在系统多个部件内的水位；

图6是图5中所示的核电站的示意图，其中通过将水从反应堆冷 却剂系统移动到废燃料池已经降低了反应堆冷却剂系统内的水位；

图7是图6中所示的核电站的示意图，其中从反应堆组件中移除 了反应堆容器封头顶盖和上堆内构件；

图8是图7中所示的核电站的示意图，其中燃料更换箱已经被安 装在打开的反应堆容器的上方，容器内的水上升到基本注满所述燃料 更换箱；

图9是图8中所示的核电站的示意图，其示出了连接废燃料池和 燃料更换箱的燃料转移渠的安装(或打开)；

图10是图5中所示的核电站的示意图，其示出了有害运行事件的 发生，其中反应堆内的冷却剂液位通过来自废燃料池的水被维持，废 燃料池液位通过最终热阱箱被维持；

图11是图7中所示的核电站的示意图，其中反应堆顶盖被拆除， 在没有外部电力的期间，反应堆容器内的冷却剂液位通过废燃料池被 维持，废燃料池液位被被动地维持；

图12是图9中所示的核电站的示意图，其中燃料更换箱和渠已经 被安装并被填充以匹配废燃料池的冷却剂液位；

图13是图7中所示的核电站的示意图，其示出了缺少外部电力和 缺少DC后备电力所导致的情况。

具体实施方式

图3和4示出了可从Pennsylvania的Cranberry Township的 Westinghouse Electric Company LLC获得的本发明所应用的小型模 块化反应堆设计，但是应当明白本发明也能被应用于常规压水反应堆， 比如图1和2中所示的。图3示出了反应堆安全壳11的透视图，局部 剖视以展示压力容器10及其堆内部件。图4是图3中所示压力容器的 放大图。稳压器58对大部分压水反应堆设计是常见的，但是在图1 中没有示出，它典型地被包含在一个环路内以维持系统压力。在图3 和4所示的小型模块化反应堆设计中，稳压器58被集成到反应堆容器 顶盖12的上部，消除了对独立部件的需要。应当明白，多幅图中相同 的附图标记被用于相应的部件。热段立管60引导一级冷却剂从堆芯 14到围绕热段立管60的蒸汽发生器18。多个冷却剂泵16围绕反应堆 容器10在靠近上堆内构件26的上端的水平高度处周向地隔开。反应 堆冷却剂泵16是水平安装的轴流式密封电机泵。反应堆堆芯14和上 堆内构件26除了它们的尺寸外，基本上都与之前关于图1和2所描述 的对应部件相同。在2012年6月13日提交的题为“Pressurized Water  Reactor Compact Steam Generator”的美国专利申请No.13/495050 中记载了图3和4中所示的小型模块化反应堆的运行的更具体描述。

第III+代压水反应堆(比如核电站设计)以及小型模块 化反应堆(比如上文所述的)通常特征在于在假想事故期间从反应堆 堆芯取出衰变热的被动冷却系统。在很多电站设计中，在反应堆进行 燃料更换(典型地每隔18-24个月)之前，这些系统需要暂停工作。 本发明提供一种在燃料更换期间被动地冷却压水反应堆中的核燃料的 装置。本发明利用重力和多个能够采用电池储备对准或者在安全位置 失效的阀，从而在反应堆拆解和燃料更换期间维持水在反应堆堆芯上 方。后面所描述的实施例将这些原理应用于具有类似于前面所描述的 被动安全系统的小型模块化反应堆，但是所述原理能被应用于具有兼 容的电站设计的任何压水反应堆。

在小型模块化反应堆的情况下，本发明所公开的实施例在反应堆 建筑内或外部维持大量的储备水90，它们被用于在成功停止反应后从 反应堆堆芯14中取出衰变热。通过已知为最终热阱的该大量储备水的 沸腾取出衰变热(典型地大约反应堆功率的百分之一)。最终热阱90 优选地支撑到废燃料池80的水平高度以上，或者至少具有在废燃料池 80的水平高度以上的出口，从而水能从该最终热阱90通过重力泄入 废燃料池80，如图5-13所示。类似地，废燃料池80被维持在优选在 堆芯14以上的水平高度处且出口导管74远高于堆芯14，从而使废燃 料池中的冷却剂能在重力作用下经入口98泄入反应堆容器10。从废 燃料池经导管74到反应堆容器的出口100优选地足够高，从而使池中 的废燃料82不会暴露，且使池中维持充足的深度以令人满意地冷却池 中的废燃料。最终热阱90中的大量的水允许电站在很多天没有外部支 援的情况下维持安全的关停状态。所述天数由最终热阱90中的水池的 大小决定。如果没有从反应堆堆芯14或废燃料82中有效地取出衰变 热，燃料包壳材料将超过其设计温度，从而导致完整性损失和燃料失 效。这种情况通常已知为熔毁。

在图5-13中用附图标记66图示的电站安全系统被设计成应付所 有的假想事故。当探测到有害运行事件时，这些系统关停核反应并从 反应堆堆芯14中取出衰变热。核电站被设计成将大部分的时间用于产 生蒸汽，从而最终产生电力。这种状态通常被称为正常运行。每隔18-24 个月，电站通常将会被关停以补充燃料。在燃料更换期间，反应堆冷 却剂系统中的水位被降低，从而使反应堆能被拆解以允许接近堆芯内 的燃料组件。反应堆冷却剂系统中的水是被设计为取出衰变热的安全 系统的整体部分。在燃料更换期间，设计为取出衰变热的安全系统可 能因为水位降低而停止运行。本发明描述了在燃料更换的各个阶段如 何利用废燃料池80使电站中的水位维持在合适的水平。水的相变会消 耗大量的热；因此，通过使水沸腾能不断地从堆芯中取出热。这与采 用了专门的存储箱来管理反应堆冷却剂系统库存的现有传统压水反应 堆设计(如在2012年6月13日提交的申请No.13/495083(RTU  2011-011)中所描述的那样)是不同的。

根据本发明，废燃料池液位84从最终热阱90被动地维持，优选 使用被动操作阀88被动地维持。所述阀88可以是一种浮阀、其他被 动操作阀、或在池液位84低于预设极限时打开从最终热阱90通往废 燃料池80的导管86的安全位置失效阀，如图5-13中所示的实施例中 所展示那样。

下面的段落贯穿图5-13所示的整个燃料更换过程，描述了所要求 保护系统的一个或多个实施例的布置方案和功能。图5-9示出了正常 的燃料更换顺序。图10-13示出了在包括电站停电在内的假想事故期 间，如何被动地维持水位。

图5示出了正常运行下的电站。最终热阱90和废燃料池80中的 水被维持在所需的水平。容器10内的反应堆冷却剂系统和安全系统部 件也处于满液位72和68。

在图6中，通过将水从反应堆冷却剂系统经导管74和阀76移动 到废燃料池80，已经降低反应堆冷却剂系统中的水位72。这提高了废 燃料池水位84。因为废燃料池容积比反应堆冷却剂系统大很多，所以 水位84仅上升了几英寸。反应堆冷却剂系统排放口70被打开以允许 容器10中的水位72下降。在反应堆支管102之一上的压力计78用于 测量反应堆冷却剂系统中的水位72。

在图7中，反应堆容器封头顶盖12和上堆内构件被从反应堆容器 10上拆除，从而能接近堆芯14内的燃料组件。图8示出了燃料更换 箱94的安装。所述箱能与用于移动燃料的燃料更换机是一个整体，如 2012年5月2日所提交的题为“A Method of Refueling a Nuclear  Reactor”的美国专利申请No.13/461821中所公开的那样，或者与反 应堆安全壳建筑11的设计是一个整体。燃料更换箱94允许水从废燃 料池80经反应堆容器通孔98泄入反应堆容器14，直到箱内的水位与 废燃料池内的相同。此时，不再需要位于支管102上的器械78来维持 燃料更换箱94内的水位。

图9示出了燃料转移渠96的安装(或打开)。此时，池80和94 被连接，而通过燃料转移渠连接部96维持水位84和72，并且能开始 正常的燃料更换。图10-13示出了该实施例对多种假想事故状况(包 括在补充燃料的各阶段内丧失外部电力的假想事故状况)的响应。

图10示出了如下的情况：反应堆容器10内堆芯14上方的冷却剂 水位由来自废燃料池80的水维持，且废燃料池水位84由最终热阱90 中的水维持(但是应当明白的是可以使用多于一个的热阱90)。反应 堆支管102上的压力计78控制反应堆容器10内的冷却剂水位72。在 所述的燃料更换阶段，反应堆冷却剂系统的水位已经被降低到使其他 被动安全系统66停止运行的水平。反应堆冷却剂系统内的排放口70 允许蒸汽离开系统进入安全壳11。所述蒸汽将在安全壳容器壁上冷凝 或者被过滤并释放到环境。

图11仍示出了反应堆水位72由废燃料池80维持，在缺少外部电 力期间废燃料池水位84由最终热阱90和被动阀88通过导管86被动 地维持。在所述的燃料更换阶段，反应堆容器顶盖12已经被从反应堆 容器10拆除。被加热的反应堆冷却剂所产生的蒸汽通过敞开的反应堆 容器10的凸缘被排出并在安全壳容器11上冷凝，或者在流过含有放 射性污染物的过滤器后被释放到环境。

在图12中，已经填充燃料更换箱94和燃料更换渠96以匹配废燃 料池80的水位84，并且在电站停电之前已经打开燃料转移渠并注水。 此时，在燃料更换过程中的该时刻，通过转移渠96的连接部维持反应 堆堆芯14上方的水位。在所述情形下，不再需要压力计78来维持所 述水位。最终热阱90仍然用于被动地维持废燃料池80内的水位84。 因为废燃料池80直接连接到最终热阱，所以最终热阱90维持堆芯14 上方的水位。

图13示出了在电站燃料更换停机的小窗口期间发生的缺少外部 电力和DC备用电力所导致的情况，其中反应堆已经被拆解而燃料更 换箱尚未被安装。在这种情况下，在废燃料池80和反应堆通孔98之 间的导管74上的阀76在所述安全位置上失效。随着所述阀打开，水 位72不受控制，废燃料池80不断地泄入安全壳容器11，直到安全壳 容器内的水位72与废燃料池内的水位84匹配为止。同样地，反应堆 容器10内和上方的水沸腾所产生的蒸汽104将在安全壳容器11的壁 上冷凝，或者被过滤后释放到环境。最终热阱90泄入废燃料池以维持 废燃料池80内的所需水位84和安全壳容器11的水位。所述布置方案 确保了反应堆堆芯14和废燃料82在该设计所要求的时间内仍然被水 淹没。所述时间仅受最终热阱90内的可利用水的数量控制，由此提供 了燃料更换期间的真正的被动安全。

尽管本发明的具体实施例已经被详细地描述，但本领域技术人员 应当明白在本发明的总体教导下，那些细节的各种改动和改变能被实 现。所以，所公开的具体实施例仅意味着示范性，而不是限制本发明 的范围，本发明的范围由后附权利要求及其等同物完整给出。