冷却核反应堆的方法技术

一种冷却核反应堆的方法，包括：使主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩，其中主冷却剂的主流径经过紧邻在提升管周围的热交换器，以及其中主冷却剂进入下部管套；检测到失水事故或减压事件；将主冷却剂的流体液位降低到提升管的顶部下方，其中主冷却剂作为蒸汽离开所述提升管；使主冷却剂的辅助流径循环通过设置在反应堆罩中的辅助通道，其中主冷却剂的辅助流径离开反应堆罩而不经过热交换器；以及，将来自辅助流径的主冷却剂与进入下部管套的来自主流径的主冷却剂合并。主冷却剂的辅助流径循环通过辅助通道减小了反应堆罩内的主冷却剂中的非挥发性添加剂的浓度。

【技术实现步骤摘要】
冷却核反应堆的方法本申请是于2009年11月17日提交的名称为“蒸汽发生器流动旁通系统”的专利技术专利申请200980153552.3的分案申请。
本专利技术涉及一种用于从核反应堆移除衰变热的系统。
技术介绍
在所设计的具有非能动运行系统(passiveoperatingsystem)的核反应堆中，采用物理规律以确保在正常运行过程中维持核反应堆的安全运行，甚至在紧急状况中在没有操作者介入或者监督的情况下维持核反应堆的安全运行，至少维持某一预定时间段。核反应堆5包括由反应堆容器2围绕的反应堆芯6。反应堆容器2中的水10围绕反应堆芯6。反应堆芯6进一步位于管套122中，管套122围绕在反应堆芯6的侧部周围。当由于核裂变事件导致水10被反应堆芯6加热时，水10从管套122被引导出并流出提升管124。这导致另一些水10被吸入反应堆芯6并且被反应堆芯6加热，所述反应堆芯6将更多的水吸入管套122中。自提升管124出现的水10被冷却且被引导朝向环123，然后这些水通过自然循环返回至反应堆容器2的底部。随着水10被加热，在反应堆容器2中产生加压蒸气11。热交换器35使给水和蒸汽在二次冷却系统30中循环，从而用涡轮32和发生器34发电。给水经过热交换器35并且变成超热蒸汽。二次冷却系统30包括冷凝器36和给水泵38。二次冷却系统30中的蒸汽和给水与反应堆容器2中的水10隔离，使得不允许它们彼此混合或者彼此直接接触。反应堆容器2被安全壳(containment)容器4围绕。安全壳容器4被设计为不允许来自反应堆容器2的水或蒸汽泄露进入周围环境中。提供一个蒸汽阀8以将来自反应堆容器2的蒸汽11排放进入安全壳容器4的上半部14。提供一个水下泄压阀18以将水10释放到包含次冷水的抑压池12中。在丧失给水流时，核反应堆5被设计成通过急停反应堆芯6、对安全壳容器4注水或对反应堆容器2降压来响应。这些响应中的后两者造成核反应堆5停堆并且长时间不能发电。此外，在冷却剂被从反应堆容器2排出的失水状况中，通过反应堆芯6的冷却剂流减少。这增加了将反应堆芯温度降低至期望水平所需要的时间。本专利技术解决这些以及其他问题。附图说明图1示出了一种核电系统。图2示出了包括内部干燥的安全壳容器的动力模块组件。图3示出了紧急运行时的图2的动力模块组件。图4示出了紧急运行时的包括蒸汽发生器流动旁通系统的动力模块的一个实施方案。图5示出了正常运行状况时的包括蒸汽发生器流动旁通系统的动力模块的一个实施方案。图6A示出了正常运行状况时的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图6B示出了低功率运行时的图6A的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图7示出了包括直通通道(through-passage)的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图8示出了包括阀的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图9示出了包括一个或多个挡板的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图10示出了包括温度致动通道的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图11示出了包括球形止回阀的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图12示出了由控制棒致动的蒸汽发生器流动旁通系统的一个实施方案。图13示出了由控制棒致动的蒸汽发生器流动旁通系统的另一替代实施方案。图14示出了使用蒸汽发生器流动旁通系统的冷却反应堆芯的一种新颖方法。
技术实现思路
公开了一种动力模块组件，包括：反应堆罩(housing)；反应堆芯，其位于反应堆罩的下部部分中；以及，热交换器，其紧邻在反应堆罩的上部部分周围。主冷却剂经由上部部分流出反应堆罩，以及主冷却剂经由下部部分流入反应堆罩。所述动力模块组件进一步包括设置在反应堆罩中在下部部分和上部部分中间的通道，其中所述通道被配置为将主冷却剂的辅助流提供至反应堆芯，从而增大流出反应堆罩的上部部分以及进入下部部分的主冷却剂的流量。公开了一种核反应堆模块，包括：反应堆容器；以及，反应堆罩，其安装在所述反应堆容器内部，其中所述反应堆罩包括管套和位于所述管套上方的提升管。热交换器紧邻在所述提升管周围，以及反应堆芯位于所述管套中。所述核反应堆模块进一步包括蒸汽发生器旁通系统，其被配置为将主冷却剂的辅助流径提供至所述反应堆芯，从而增大流出所述提升管以及进入所述管套的主冷却剂的主流径，其中主冷却剂的辅助流径离开所述反应堆罩而不经过所述热交换器。公开了一种冷却核反应堆的方法。主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩。主冷却剂的主流径流经紧邻在所述提升管周围的热交换器，以及所述主冷却剂进入所述下部管套。检测到失水事故(LOCA)或者减压事件，并且主冷却剂的流体液位降低到提升管的顶部下方。主冷却剂的主流径作为蒸汽离开提升管。主冷却剂的辅助流径循环通过设置在反应堆罩中的辅助通道，其中主冷却剂的辅助流径流出反应堆罩而不经过所述热交换器。来自辅助流径的主冷却剂与进入下部管套的来自主流径的主冷却剂相合并。从下面参考附图继续进行的对本专利技术的优选实施方案的详细描述中，本专利技术将变得更加明了。具体实施方式本文公开或提及的各种实施方案可与在共同未决的美国申请第11/941,024号中获得的特征相符合地运行或者与其相结合运行，所述美国申请全文以引用的方式纳入本文。图2示出了包括内部干燥的安全壳容器54的动力模块组件50。安全壳容器54是圆柱形形状，并且具有球形、拱形或椭圆形的上部末端或下部末端。整个动力模块组件50可被浸没在水池16中，所述水池用作有效的热阱。水池16和安全壳容器54可进一步位于地面9下方的反应堆舱(reactorbay)7中。安全壳容器54可被焊接或者密封至环境，使得液体和气体不能从动力模块组件50逸出或者进入动力模块组件50。安全壳容器54可在外表面受到支撑。在一个实施方案中，安全壳容器54通过一个或多个安装连接件80悬挂在水池16中。反应堆容器52位于安全壳容器54内部或者被安装在安全壳容器54内部。反应堆容器52的内表面可暴露在包括冷却剂100或液体(例如，水)的潮湿环境中，以及外表面可暴露在干燥环境(例如，空气)中。反应堆容器52可由不锈钢或碳钢制成，可包括包壳，以及可被支撑在安全壳容器54内部。动力模块组件50可具有这样的尺寸，使得它可在轨道车辆上运输。例如，安全壳容器54可被构造为直径约4.3米以及高度(长度)为17.7米。可通过如下方式来执行反应堆芯6的再加燃料：例如，通过轨道车辆或经由海道来运输整个动力模块组件50，以及将其更换为具有全新供给的燃料棒的新的或者翻新的动力模块组件。安全壳容器54密封反应堆芯6，并且在一些情况下使反应堆芯6冷却。该安全壳容器相对较小，具有高强度，并且部分由于其较小的总体尺寸，它能够承受传统安全壳设计的六倍或者七倍的压力。假定动力模块组件50的主冷却系统破裂，不会有裂变产品被释放进入环境中。可在紧急状态下从动力模块组件50中移除衰变热。反应堆芯6被示为浸没或者浸入在主冷却剂100(例如，水)中。反应堆容器52封装冷却剂100和反应堆芯6。反应堆罩20包括：管套22，其在反应堆罩20的下部部分；以及，提升管24，其在反应堆罩20的上部部分。管套22围绕在反应堆芯6的侧部周围，并且由于冷却剂100的自然循环，管套22用于引导冷却剂100(示出为冷却剂流65、67本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种冷却核反应堆的方法，包括：使主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩，其中所述主冷却剂的主流径经过紧邻在所述提升管周围的热交换器，以及其中所述主冷却剂进入所述下部管套；检测到失水事故或减压事件；将所述主冷却剂的流体液位降低到所述提升管的顶部下方，其中所述主冷却剂作为蒸汽离开所述提升管；使所述主冷却剂的辅助流径循环通过设置在所述反应堆罩中的辅助通道，其中所述主冷却剂的辅助流径离开所述反应堆罩而不经过所述热交换器；以及将来自所述辅助流径的主冷却剂与进入所述下部管套的来自所述主流径的主冷却剂合并。

【技术特征摘要】
2008.11.17 US 12/272,1751.一种冷却核反应堆的方法，包括：使主冷却剂循环通过包括上部提升管和下部管套的反应堆罩，其中所述主冷却剂的主流径经过紧邻在所述提升管周围的热交换器，以及其中所述主冷却剂进入所述下部管套；检测到失水事故或减压事件；将所述主冷却剂的流体液位降低到所述提升管的顶部下方，其中所述主冷却剂作为蒸汽离开所述提升管；使所述主冷却剂的辅助流径循环通过设置在所述反应堆罩中的辅助通道，其中所述主冷却剂的辅助流径离开所述反应堆罩而不经过所述热交换器；将来自所述辅助流径的主冷却剂与进入所述下部管套的来自所述主流径的主冷却剂合并，以及在失水事故或减压事件期间，打开所述辅助通道，其中所述辅助通道由于温度的变化打开，其中温度的变化致使所述管套相对于所述提升管热膨胀从而打开所述辅助通道。2.根据权利要求1所述的方法，其中作为蒸汽...

【专利技术属性】
技术研发人员：E·P·杨，J·T·格鲁姆，小J·N·雷耶斯，
申请(专利权)人：纽斯高动力有限责任公司，
类型：发明
国别省市：美国;US