用于冷卻核反應(yīng)堆堆芯的被動(dòng)系統(tǒng)的制作方法
【專利說明】
[0001] 相關(guān)申請的交叉引用
[0002] 本申請涉及2012年6月13日提交的題為"Small Modular Reactor Safety Systems" 的美國專利申請 No. 13/495083(代理編號 No. RUT 2011-011)。
[0003] 發(fā)明背景 1.
技術(shù)領(lǐng)域
[0004] 本發(fā)明總體上屬于核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)，更具體地屬于一種在核電站停電事件中在 燃料更換停機(jī)期間被動(dòng)地冷卻核反應(yīng)堆堆芯和廢燃料池的系統(tǒng)。 2. 現(xiàn)有技術(shù)
[0005] 壓水反應(yīng)堆具有大量被安裝在豎直反應(yīng)堆容器內(nèi)的細(xì)長燃料組件。增壓冷卻劑循 環(huán)通過燃料組件，從而吸收燃料組件內(nèi)的可裂變材料中的核反應(yīng)所產(chǎn)生的熱。利用增壓水 冷卻的核反應(yīng)堆發(fā)電系統(tǒng)的一次側(cè)包括與產(chǎn)生有用能量的二次回路隔開并處于熱交換關(guān) 系的閉合回路。一次側(cè)包括封閉用于支撐多個(gè)含有裂變材料的燃料組件的堆芯內(nèi)部結(jié)構(gòu)的 反應(yīng)堆容器、在熱交換蒸汽發(fā)生器內(nèi)的一次回路、穩(wěn)壓器的內(nèi)部容積、用于循環(huán)增壓水的泵 和管；所述管獨(dú)立地將每個(gè)蒸汽發(fā)生器和泵連接到反應(yīng)堆容器。在常規(guī)類型的核電站中，包 括被連接到反應(yīng)堆容器的管道系統(tǒng)、泵和蒸汽發(fā)生器、在內(nèi)的一次側(cè)的每個(gè)部件構(gòu)成了一 次側(cè)的環(huán)路。
[0006] 為了展示，圖1示出了簡化的常規(guī)核反應(yīng)堆一次系統(tǒng)，包括具有封閉核反應(yīng)堆芯 14的頂蓋12的大致圓柱形的壓力容器10。液體冷卻劑（比如水或硼水）被泵16泵入容 器10穿過堆芯14吸收熱量，然后被排到熱交換器18 (典型地被稱為蒸汽發(fā)生器），在其中 熱被傳遞給利用回路（未示出），比如蒸汽驅(qū)動(dòng)的渦輪發(fā)電機(jī)。然后反應(yīng)堆冷卻劑返回泵 16,完成一次環(huán)路。典型地，多個(gè)上述的環(huán)路通過反應(yīng)堆冷卻劑管路20被連接到單個(gè)反應(yīng) 堆容器10。
[0007] 在圖2中更詳細(xì)地示出示范性常規(guī)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)。除了包含多個(gè)平行且豎直共同延 伸的燃料組件22的堆芯14之外，為了描述方便，上部的容器內(nèi)部結(jié)構(gòu)被劃分為下堆內(nèi)構(gòu)件 24和上堆內(nèi)構(gòu)件26。在常規(guī)的設(shè)計(jì)中，下堆內(nèi)構(gòu)件起到支撐、對準(zhǔn)、引導(dǎo)堆芯部件和器械、 以及引導(dǎo)容器內(nèi)的流動(dòng)的作用。上堆內(nèi)構(gòu)件約束燃料組件22(圖2中為了簡化僅示出兩 個(gè)）或?yàn)槠涮峁┹o助約束，并且支撐和引導(dǎo)器械和部件，比如控制棒28。在圖2所示的示范 性反應(yīng)堆中，冷卻劑通過一個(gè)或多個(gè)入口噴嘴30進(jìn)入反應(yīng)堆容器，向下流過反應(yīng)堆容器和 堆芯筒32之間的環(huán)腔，在下增壓室34內(nèi)轉(zhuǎn)彎180°，向上流到設(shè)置燃料組件的下支撐板37 和下堆芯板36,然后包圍燃料組件22流過。在某些設(shè)計(jì)中，下支撐板37和下堆芯板36被 一種單一結(jié)構(gòu)取代，即一種位于相同水平高度的下堆芯支撐板37。流過堆芯和包圍區(qū)38的 冷卻劑的量級典型地大到大約20英尺每秒的速度，400000加侖每分鐘。所產(chǎn)生的壓力降和 摩擦力將導(dǎo)致燃料組件升高，該運(yùn)動(dòng)受到包括圓形上堆芯板40在內(nèi)的上堆內(nèi)構(gòu)件的約束。 離開堆芯14的冷卻劑順著上堆芯板的下側(cè)流動(dòng)并向上流過多個(gè)穿孔42。然后冷卻劑向上 徑向地流到一個(gè)或多個(gè)出口噴嘴44。
[0008] 上堆內(nèi)構(gòu)件26由容器或容器蓋支撐，并包括上支撐組件46。負(fù)載主要通過多個(gè)支 撐柱48在上支撐組件46和上堆芯板40之間傳遞。每個(gè)支撐柱在指定燃料組件22和上堆 芯板40的穿孔42的上方被對準(zhǔn)。
[0009] 典型地包括驅(qū)動(dòng)軸或驅(qū)動(dòng)桿50以及中子毒物桿星形爪組件52的直線可動(dòng)控制棒 28,通過控制棒導(dǎo)向管54被引導(dǎo)穿過上堆內(nèi)構(gòu)件26然后進(jìn)入被對準(zhǔn)的燃料組件22。導(dǎo)向 管被固定地連接到上支撐組件46以及上堆芯板40的頂部。支撐柱48的布置方案在會(huì)不 利地影響控制棒的插入能力的意外情況中有助于防止導(dǎo)向管變形。
[0010] 為了控制裂變過程，多個(gè)控制棒28在燃料組件22內(nèi)的預(yù)定位置處的導(dǎo)向套筒內(nèi) 是可往復(fù)運(yùn)動(dòng)的。具體地，被定位在燃料組件的上噴嘴上方的控制棒機(jī)構(gòu)支撐多個(gè)控制棒。 控制棒機(jī)構(gòu)（也被已知為棒束控制組件）具有內(nèi)開螺紋的圓柱轂構(gòu)件，其帶有形成之前關(guān) 于圖2所述的星形爪52的多個(gè)徑向延伸爪或臂。每個(gè)臂被互連到控制棒28,從而使控制棒 組件機(jī)構(gòu)72是可運(yùn)作的，從而在被聯(lián)接到控制棒機(jī)構(gòu)轂的控制棒驅(qū)動(dòng)軸50的動(dòng)力下以公 知的方式在燃料組件的導(dǎo)向套筒內(nèi)豎直地驅(qū)動(dòng)控制棒28,進(jìn)而控制燃料組件22中的裂變 過程。
[0011] 上堆內(nèi)構(gòu)件26還具有延伸穿過支撐柱48內(nèi)的軸向通道然后進(jìn)入基本上居中地位 于燃料組件內(nèi)的器械套筒的多個(gè)堆芯內(nèi)器械。堆芯內(nèi)器械典型地包括用于測量離開堆芯的 冷卻劑溫度的熱電偶，以及用于監(jiān)視堆芯內(nèi)中子活動(dòng)的軸向和徑向分布的軸向設(shè)置中子探 測器。
[0012] 采用輕水反應(yīng)堆的核電站需要定期停機(jī)以補(bǔ)充反應(yīng)堆燃料。新的燃料組件被運(yùn) 輸?shù)诫娬?，并與之前從反應(yīng)堆中取出的用過的燃料組件一起被臨時(shí)存放在燃料存儲(chǔ)建筑內(nèi) 在廢燃料池中。在燃料更換停機(jī)期間，反應(yīng)堆中的部分燃料組件被從反應(yīng)堆中取出到燃料 存儲(chǔ)建筑。第二部分燃料組件從反應(yīng)堆中的一個(gè)支撐位置被移動(dòng)到反應(yīng)堆中的其他支撐位 置。新的燃料組件從燃料存儲(chǔ)建筑被移入反應(yīng)堆，從而取代已經(jīng)被取出的燃料組件。這些 動(dòng)作按照具體的順序計(jì)劃被完成，從而根據(jù)反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)者所預(yù)定的總體燃料更換計(jì)劃 使每個(gè)燃料組件被放置在指定位置。在常規(guī)反應(yīng)堆中，接近燃料所需要的反應(yīng)堆內(nèi)部部件 的取出和新舊燃料在反應(yīng)堆與燃料存儲(chǔ)建筑的廢燃料池之間的移動(dòng)是在水下進(jìn)行，以保護(hù) 電站維修人員。這通過提高與電站建筑結(jié)構(gòu)一體的燃料更換腔和渠的水位被完成。超過20 英尺的水位為反應(yīng)堆內(nèi)部結(jié)構(gòu)和燃料組件的移動(dòng)提供屏蔽。一種典型的壓水反應(yīng)堆需要每 隔18-24個(gè)月補(bǔ)充燃料。
[0013] 圖1和2中大致示出的大體采用常規(guī)設(shè)計(jì)的商業(yè)電站典型是1100兆瓦或更大量 級的。最近，Westinghouse Electric Company LLC提出200兆瓦級的小型模塊化反應(yīng)堆。 小型模塊化反應(yīng)堆是所有一級環(huán)路部件都位于反應(yīng)堆容器內(nèi)的一體壓水反應(yīng)堆。反應(yīng)堆容 器被緊湊的高壓安全殼所包圍。由于一體壓水輕水反應(yīng)堆的有限安全殼內(nèi)空間和較低成 本要求，包括與燃料更換相關(guān)的輔助系統(tǒng)的總數(shù)量需要被最少化，但不能損失安全性或功 能性。為此，理想的是將大部分與反應(yīng)堆系統(tǒng)的一級環(huán)路流體連通的部件保留在緊湊的高 壓安全殼內(nèi)。典型的常規(guī)壓水反應(yīng)堆設(shè)計(jì)使用了在事故后依靠緊急AC電源驅(qū)動(dòng)冷卻反應(yīng) 堆和廢燃料池所需要的泵的主動(dòng)安全系統(tǒng)。先進(jìn)的設(shè)計(jì)（像Pennsylvania的Cranberry Township 的 Westinghouse Electric Company LLC 所提供的 AP1000?)使用了僅依賴 于自然循環(huán)、沸騰和冷凝來從堆芯和廢燃料池中取出衰變熱的被動(dòng)安全系統(tǒng)。理想的是將 這些被動(dòng)安全系統(tǒng)的原理用于小型模塊化反應(yīng)堆設(shè)計(jì)，并且優(yōu)選地在簡化方案的同時(shí)仍保 持主動(dòng)系統(tǒng)的安全收益，像2012年6月13日提交的題為"Small Modular Reactor Safety Systems"的美國專利申請No. 13/495083所提出那樣。在很多這種以在假想事故期間從反 應(yīng)堆堆芯取出衰變熱的被動(dòng)冷卻系統(tǒng)為特色的第III+代壓水反應(yīng)堆和小型模塊化反應(yīng)堆 中，所述系統(tǒng)在反應(yīng)堆被補(bǔ)充燃料之前需要停止運(yùn)行。對