全部容纳在整体式增压器内的具有加热元件的核反应堆及相应的使用方法

摘要

核反应堆包括容器(3)和容纳在容器(3)中的增压器(15)。增压器的加热元件(13)完全容纳在增压器(5)中，只有电导体(17)通过电气贯穿件(51)离开容器(3)。

说明书

本发明总体上涉及整体式增压器核反应堆。

更具体地，根据第一方面，本发明涉及一种整体式增压器核反应堆，其类型[包括]：

-容器，所述容器具有中心轴线；

-增压器，所述增压器容纳在所述容器中，所述增压器具有下部区域和上部区域，所述下部区域填充有主液体，所述上部区域填充有蒸汽；

-多个核燃料组件，形成布置在所述容器中的核心；

-多个加热元件，用于加热填充在增压器下部区域的主液体；

-至少一个电流源；

-电导体，所述电导体将每个加热元件连接到电流源；

-多个电气贯穿件，限定通过所述容器的密封通道。

这样的反应堆例如从US2013/0308740中已知。所述反应堆包括多个径向排列的抗凝结加热器。这些抗凝结加热器的长度受容器半径的限制，其直径受到限制，从而不会增加与其接合的容器的孔的尺寸。这导致了高功率密度以及每个热电阻周围的矿物绝缘体的厚度受工艺限制。因此，抗凝结加热器的故障率很高，引入对反应堆运行有害的维护操作。

在本文中，本发明旨在提出一种更容易维护的核反应堆。

为此，本发明涉及一种前述类型的整体式的增压器核反应堆，其特征在于，加热元件完全容纳在增压器中，每个加热元件通过设在增压器内部的电连接点连接到导体之一，并且只有电导体通过电气贯穿件离开容器。

因此，加热元件不被容纳在穿过容器的孔中。通道(crossing)只接收电导体，而不接收加热元件。

由于加热元件布置在增压器内，加热元件的形状和截面可以比加热元件容纳在容器的孔中时的选择更自由。这尤其使得可以拉长加热元件并因此降低功率密度。此外，可以增加加热元件的截面，因此电绝缘体的厚度可以增加。

因此加热元件的可靠性增加。

核反应堆也可以具有下面的单独或根据任何技术上的可能组合考虑的一个或多个特征：

-加热元件完全在增压器的下部区域延伸；

-每个加热元件在基本上垂直于中心轴线的平面中延伸；

-加热元件在基本上垂直于中心轴线的至少一个平面中延伸；

-每个加热元件沿着以所述中心轴线为圆心的圆弧延伸；

-所述容器包括圆顶，所述核反应堆包括固定到所述圆顶的隔热板，所述增压器限定在所述圆顶和所述隔热板之间，所述加热元件固定到所述隔热板；

-所述容器包括圆顶，穿过所述圆顶的部分的电气贯穿件限定所述加压器的上部区域；

-所述容器包括固定的下部部分和可释放地固定到所述下部部分的上部部分，所述上部部分包括至少所述圆顶；

-所述核反应堆包括3到15个加热元件；

-每个加热元件包括外壳，容纳在所述外壳中的加热体，以及在所述外壳的外表面上突出的至少一个翅片；

-加热元件没有布置在容器的孔中；以及

-每个加热元件包括外壳，容纳在所述外壳中的加热体，所述外壳完全位于所述增压器内部。

根据第二方面，本发明涉及一种用于运行具有[以下]特征的核反应堆的方法：

-用核反应堆产生能量；

-停止产生能量；

-打开反应堆的容器；

-对所述增压器的元件(包括所述加热元件中的至少一个)执行维护操作；

-并行地，对反应堆的其他部件进行预定的维护操作，尤其是燃料组件替换操作；

-关闭反应堆的容器，并再次用核反应堆产生能量。

本发明的其它特征和优点将参考附图从下面提供的详细描述中以供参考而非限制性地显现，其中：

-图1是根据本发明的整体式增压器核反应堆的简化示意图；

-图2是图1的核反应堆的增压器的透视图；

-图3是图2的核反应堆的增压器的加热元件的局部剖视图；以及

-图4是图1的核反应堆的操作方法的步骤图。

图1所示的核反应堆1是整体式增压器压水式反应堆(PWR)。核反应堆1是缩写为SMR(小型和模块化反应堆)的已知类型。例如，这种反应堆装备有几百兆瓦功率的小型核设施。核反应堆1包括：

-容器3，

-增压器5，容纳在容器3中，以及

-多个核燃料组件，形成布置在容器3中的核心7。

如图1所示，容器3具有基本竖直的中心轴线C。术语“上”和“下”在本说明书中被理解为相对于竖直方向。

容器3基本围绕中心轴线C旋转。

如上所述，增压器5用于控制主回路中的主液压。在图2所示的SMR型反应堆1中，主回路完全容纳在容器内。在其他类型的反应堆中，主回路的某些元件位于容器外部并通过循环管道连接到所述容器。

由于增压器5由容器3的上部容积形成，所以所述加压器5被称为“整体式”。其包括填充有主液体的下部区域9和填充有蒸汽的上部区域11。下部区域9和上部区域11连通，形成仅一个单个连续的体积。填充于上部区域11的蒸汽与填充于下部区域9的主液体时时刻刻处于热工水力平衡状态。

所述核反应堆进一步包括多个加热元件13，用于加热占据增压器下部区域的主液体。

加热元件13是电阻型的。因此，核反应堆包括至少一个电流源15以及将每个加热元件13连接到电流源15的电导体17。

根据本发明，加热元件13完全容纳在增压器5中。

如图2和3所示，每个加热元件13包括外壳19、容纳在所述外壳中的加热体21、导体17，每个加热元件13以及因而认为的每个加热体电连接到其中一个导体17。“完全容纳”在增压器中指的是整个外壳19位于增压器5内。贯通加热体21和外壳19的每个加热元件13经由位于增压器内的电连接点连接到其中一个导体17中。连接点设于增压器内部，外壳19的任何部分都没有通过增压器接合并突出到增压器和容器的外部。类似地，整个加热体21被容纳在增压器内部。只有电导体17离开增压器。

因此，执行加热的部件即加热元件13独立于确保增压器中电气贯穿的部件，即连接点和导体17。

每个加热元件13相对于与其连接的导体17可拆。

如图1所示，更具体地如图2所示，每个加热元件13被布置在基本上垂直于中心轴线C的平面中。换句话说，每个加热元件13被布置在基本水平的平面中。

因此，每个加热元件13完全在增压器的下部区域9中延伸，因此完全浸没在主液体中。这样的布置使得可以非常自由地配置加热元件13，并且给予它们合适的形状。特别是可以使加热元件具有相当大的长度，并增加与液体的热交换表面，同时为连接到(或穿过)增压器的圆顶的其他设备保留安装区域。

在一个特别有利的实施例中，每个加热元件13沿以中心轴线C为圆心的圆弧延伸。典型地，加热元件13分布成两个环、或者三个环、或者多于三个环。加热元件13的数量是按环变化的。因此，每个环可以包括两个、或者三个、或者三个以上加热元件13。

在一个实施例中，所述环在增压器的周边处彼此叠置。这种布置在增压器的中心处保留广阔空间，例如用于安装用于控制机构的凹槽。

在另一个实施例中，加热元件13被布置在以中心轴线C为圆心的多个环中，同心地定位于在整个表面且单个水平面上的具有逐渐增大半径的多个圆周上，以促进热交换。

根据另一替代实施例，加热元件13不是以圆弧排列，而是以适合于基于反应堆的特定设计和待布置在增压器中的装置的热交换的任何其它形状布置。

在一个特别有利的实施例中，加热元件13本身呈圆弧形。这意味着管19被配置成圆弧形。

或者，加热元件13由多个放置在彼此延伸段的直线段形成，这些端到端线段大致形成圆弧。在该示例实施例中，依次连接的直线段形成正多边形。

容器3包括固定的下部部分23和可释放地固定到下部部分23的上部部分25。下部部分23典型地包括与中心轴线C同轴的圆柱形护罩27，其在下端由弯曲的下底部29闭合。护罩27在顶部具有法兰31，典型地，核心7和核反应堆内部的一部分容纳在下部部分23内。

此外，上部部分25包括圆顶33。核反应堆1包括布置在容器中并固定到圆顶33的所谓的隔热板35。增压器5限定在圆顶33和隔热板35之间。

隔热板35可释放地固定在圆顶33上。它基本上垂直于中心轴线C。

在隔热板35处，容器3的上部部分25具有形状确定的自由内截面，隔热板35具有与所述自由内截面共轭的形状。这样，隔热板35在整个自由截面上延伸。隔热板用于使形成增压器5的容器上部容积与容器下部容积物理隔绝并隔热，在所述容器下部容积中容纳所述核心、蒸汽发生器和一定数量的机构，例如用于所述核心的反应的控制原子簇以及用于移动那些原子簇的致动器。

隔热板35上穿设有开口，开口允许主液体在容器的上部容积和容器的下部容积之间循环。图中未示出这些开口。

容器的上部部分25以朝向底部的配对法兰37为端面，该配对法兰37设置成可密封地且可释放地固定到到法兰31。在图1和图2所示的示例性实施例中，配对法兰37直接固定到圆顶33。可选地，所述容器的上部部分包括将圆顶33向下延伸的圆柱形护罩，配对法兰37固定在护罩上。

加热元件13固定在隔热板35上。典型地，它们固定在隔热板35的上表面上，朝增压器5弯转。

为此，核反应堆1包括固定在隔热板35上的底盘39，加热元件13本身固定在底盘上。

此外，核反应堆1包括限定穿过增压器和穿过容器3的密封通道的多个电气贯穿件51。这些电气贯穿件51是用于穿过增压器和穿过容器的电导体17的密封通道的电气贯穿件。应强调的是，只有电导体17通过电气贯穿件51离开增压器。如上所述，这意味着加热元件和电导体17之间的电连接点被设置在增压器内，并且因此加热元件13不会通过电气贯穿件51离开增压器，并因此不会离开容器。

在附图的实施例中，每个加热元件13不能通过与其连接的电导体17的电气贯穿件51从增压器中抽出。

所述核反应堆还包括例如用于安全阀的流体通道53。

电气贯穿件51为任意合适的类型。例如，它们是在WO2013/158697中描述的类型。

如图2所示，电气贯穿件51穿过限定增压器的上部区域11的圆顶33的一部分。

因此，在电气贯穿件51泄漏的情况下，蒸汽相而非主液体通过电气贯穿件51逃逸，已知相对于由主液体浸湿的下部区域9中的通道中发生泄漏的情况,这种在安全分析中是更有利的。

通常，核反应堆包括用于每个加热元件13的电气贯穿件51。

每个电气贯穿件51包括基本上平行于轴线C定向的管57。所述管具有可拆卸地固定到底盘39的下端59。该下端59通过可由电导体17密封地横穿的闸门(未示出)封闭，导体17连接到用于电气贯穿的加热元件13。

在使用穿过容器的加热元件的实施例中，加热元件的数量(通常数十个)由适用于这些元件的技术限制来限定。相反，在本发明的背景下，加热元件的数量和每个加热元件的功率的选择仅响应功能要求和安全要求，特别是：

-要考虑的不同的加热类型(启动反应堆时主液体加热、优先加热、压力调节等)；

-加热元件损坏时允许的热力学转换；

-出于安全原因需要的裕量等。

因此，典型地，核反应堆1包括三到十五个加热元件13，并且优选地加热元件13在六到十二个之间。

在示例中，核反应堆1包括十二个加热元件13，每个加热元件形成一个半圆。

加热元件13的结构在图3中示出。如上所述，该加热元件包括圆柱形外壳19和置于外壳19内部的加热体21。外壳由与主流体兼容的材料制成，典型地是不锈钢合金。其具有一个圆形、或椭圆形、或任何其他形状的截面。

加热体21通常包括一个或多个加热线，每个加热线具有由电绝缘层覆盖的电阻金属芯。

因为加热元件13没有设置在容器的孔中以允许为了维护的原因而将它们移除，所以这些加热元件可被设计为不同于通常用于增压器中的加热元件。

实际上，通常用于核反应堆增压器中的加热元件必须遵守大量的限制。

加热元件的外径受到限制，以使得不会在容器中产生用于插入和移除这些加热元件的大直径的孔。限制孔的直径使得可以在事故发生时限制显著的泄漏。

不能减小电阻金属芯的截面，因为它取决于加热元件中循环的电流量。由于上述不同的限制，将电绝缘层的厚度减小到技术上可能的最小尺寸。这导致显著的故障率，这对于增压器的操作是有害的并且延长了周期间的维护操作。

相反，在本发明中，由于加热元件不必通过在容器中形成有限直径的孔而被移除，所以加热元件的设计约束条件要宽松得多。因此可以限制加热元件13的外径，并因此增加绝缘层的厚度。这减少了加热元件13的故障频率和故障次数。

因此，在核反应堆的长期停机期间，通常根据供应商的建议的一个或多个十年访问届期，将对加热元件进行预防性检查和/或更换。在有效部件操作池(operating pool)中发生的这种操作在长期停机期间的关键路径之外与增压器内部的监管检查相结合。

在现有技术的核反应堆中，加热元件的这些维护操作主要在周期性停机期间进行，即尤其是计划停机以替换部分核燃料组件，并且参与这些停机的关键途径的联合行动。

例如，在本发明中，外壳19的外径大于50mm。电绝缘层的厚度为几毫米。

为了改善加热元件13与主液体之间的热传递，加热元件有利地支撑在外壳19的外表面上突出的至少一个翅片69。例如，翅片69以螺旋形围绕外部外壳19缠绕，并固定在所述外壳19上。可选地，加热元件包括多个彼此规则间隔开的环形翅片69。螺旋翅片也可以由任何其他类型的外部形状替代，促进加热元件13和主液体之间的热交换。

翅片69与外壳19一起成形，或者附接在外壳19上。

核反应堆1被布置为使得在隔离反应堆的容器的固定下部部分23和上部部分25之后隔热板35能够与圆顶33分离。该操作通常在专用于部件操作的池中完成。

典型地，隔热板35和圆顶33通过诸如螺钉的可拆卸紧固构件彼此固定使得一旦容器的上部部分被拆卸后可接近。

底盘39和加热元件13与隔热板35构成一个整体。通道51与圆顶33构成一个整体。在隔热板35和圆顶33之间隔离之前，电气贯穿件51与底盘39分离。

现将参照图4描述关于停机期间用于上述核反应堆的操作方法，特别是长期停机。该方法至少包括以下步骤：

-用核反应堆产生能量(步骤71)；

-停止产生能量(步骤73)；

-打开反应堆的容器3(步骤75)；

-对包括至少一个加热元件13的增压器的元件执行维护操作(步骤77)；

-并行地，对反应堆的其他部件，特别是燃料组件更换操作执行计划的维护操作(步骤87)。

-关闭反应堆的容器3(步骤79)；

-再次用核反应堆产生能量(步骤81)。

打开反应堆容器的步骤是通过将容器3的上部部分25与固定的下部部分23分开来进行的，上部部分25被转移到专用于部件操作的池中。

加热元件的维护操作与需要增压器圆顶上的这种拆卸的其他操作(通常是监管检查操作)相结合。因此，关于部件的操作通常是在池中进行，而不是在反应堆本身上进行，就像在标准设计中的那样。因此，这种布置使得可以限制所述维护操作与作为步骤87的一部分进行的发生在反应堆上的维护操作之间的相互作用。

步骤77包括子步骤83，其中电通道51被分离，然后隔热板35从圆顶33分离。

在移除紧固构件之后，承载底盘39和加热元件13的隔热板35以及承载通道51的圆顶33彼此分离，以允许接近加热元件13。

维护步骤77包括子步骤84，在该步骤期间，如果需要，预防性地检查和/或更换加热元件13。

步骤77还包括子步骤85，在该子步骤85期间，将隔热板35重新组装在圆顶33上，然后将通道51重新连接到加热元件。

加热元件增加的可靠性使得可以将这些加热元件的维护周期间隔开。典型地，加热元件的维护是在十年的访问届期预防性地提供的，而不是在周期间调节性地提供的，即每次停止核反应堆以更换部分燃料组件。

还应强调的是，加热元件数量的减少使得能够减少容器的通道数量。这也使得简化电连接成为可能。