核反应堆的被动无限冷却结构体及其运行方法

技术领域

本发明涉及核反应堆的被动无限冷却结构体及其运行方法，更详细地说，涉及在核反应堆出现异常时被动循环冷却水且不需操作员另外的操作或者控制以及供应外部电源的同时自行发生无限冷却循环的核反应堆的被动无限冷却结构体及其运行方法。

背景技术

核能发电是利用核裂变时产生的能量驱动涡轮机来产生电能的方式，在发电过程中不产生二氧化碳，并且用更少的燃料能够产生大量的电能，因此它已被许多国家作为一种发电方式来采用并运营。

这种核能发电产生巨大的热，因此冷却是必须的，如图1所示，常规的核能发电是在核反应堆容器10中的核反应堆堆芯20发生核裂变产生庞大的热能，该热能传递到核反应堆容器10中的冷却剂，冷却剂在热交换器30交换热之后重新向核反应堆容器10内循环。而且，通过如下的方式执行：通过与所述冷却剂分开的独立路线循环驱动系统50的水，在所述热交换器30中利用从所述冷却剂吸收的热在驱动系统50产生蒸汽，据此旋转涡轮机52，通过发电机54转换为电能，之后重新凝结成水向热交换器30循环的方式。

在这种核反应堆中产生巨大的热能，平常适当地冷却这种核反应堆的热，但是若发生无法预测的事故等而无法适当冷却核反应堆的热，则可发生核反应堆设施本身被破坏的大型事故，这可导致非常危险的情况，除了造成设施损失外，还可对周围环境造成放射性污染。

据此，必须具备在发生紧急状况时用于冷却核反应堆的各种安全系统。这种安全系统以在核反应堆的各部补充供应冷却剂以及适当循环冷却剂以将回收的热通过散热器释放到外部的形式存在。

这种散热器由仅排放热且不泄漏内部的冷却剂的热交换器形式构成，这种热交换器浸没在海水或者江水等的水中进行热交换，进而可释放热。

如此热交换器浸没在制冷剂(水)中的形态称为池式沸腾(Pool Boiling)，这种池式沸腾方式的热交换的传热速度并不令人满意，散热的速度可比核反应堆产生热的速度慢，因此存在需要扩大整个设备的问题。

另外，现有的核反应堆存在如下的问题：在发生紧急状况时操作员根据手册进行操作，但是在发生大型事故时，操作员可能受伤、死亡或者被疏散，由此可处于可操作的操作员不在的状态，而且手册过于复杂难以熟练掌握，在发生紧急状况时因为操作员操作失误可出现无法避免事故发生的状况。

(现有技术文献)

(专利文献)

KR 10-1731817 B1

发明内容

(要解决的问题)

本发明是用于解决如上所述的问题的，其课题是提供一种核反应堆的被动无限冷却结构体及其运行方法，通过在核反应堆出现异常时产生的热和压力被动循环冷却水的同时自行发生无限冷却循环，进而不需要操作员另外的操作，可将外部电源的供应最小化，而且由于散热的速度快，因此在缩小冷却系统的整体大小的同时可提高稳定性。

本发明的课题不限于在以上谈及的课题，对于未谈及的其他课题从业人员可从以下的记载中明确理解。

(解决问题的手段)

为了解决如上所述的课题，根据本发明的一形态，提供一种核反应堆的被动无限冷却结构体，包括：能量释放空间部，容纳核反应堆容器，所述核反应堆容器容纳核反应堆堆芯；能量吸收空间部，与所述能量释放空间部区划的同时容纳冷却水，并且传递所述能量释放空间部的压力；能量传递空间部，配置在所述能量吸收空间部的上侧，并且吸收从所述核反应堆容器传递的热来进行冷却，将吸收的热通过外壁释放到外部；冷却空间部，从所述能量释放空间部区划所述能量吸收空间部和能量传递空间部；第一冷却通道，向能量传递空间部传递所述核反应堆容器的热；压力平衡管，向所述能量吸收空间部传递所述能量释放空间部的压力；冷却剂喷射管，向所述能量传递空间部流动被所述压力平衡管加压的能量吸收空间部的冷却水。其中，所述能量传递空间部包括：饱和蒸气压冷却腔室，连接于冷却空间部的上侧外壁的内侧，并且容纳冷却水，设置有所述第一冷却通道的热交换器，并且设置有所述冷却剂喷射管的喷射侧末端；基准气压腔室，配置在所述饱和蒸气压冷却腔室的下侧，与所述饱和蒸气压冷却腔室连通，并且填充空气，以使所述饱和蒸气压冷却腔室的冷却水和压力保持平衡，根据所述饱和蒸气压冷却腔室内的压力改变水位。

所述第一冷却通道包括：第一热交换器，吸收核反应堆容器内的热；第二热交换器，配置在所述饱和蒸气压冷却腔室，并且释放在所述第一热交换器吸收的热；所述冷却剂喷射管的上侧末端可使所述能量吸收空间部的冷却水喷射于所述第二热交换器。

所述第一冷却通道还可包括蒸汽释放阀，为了提高所述能量释放空间部的压力，所述蒸汽释放阀向所述能量释放空间部内部选择性排放第一冷却通道内的水蒸气。

所述能量传递空间部可包括基准气压区划隔壁，所述基准气压区划隔壁区划所述饱和蒸气压冷却腔室和基准气压腔室，以在所述饱和蒸气压冷却腔室和基准气压腔室的下侧连通所述饱和蒸气压冷却腔室和基准气压腔室。

所述的核反应堆的被动无限冷却结构体还可包括第二冷却通道，所述第二冷却通道配置在所述能量传递空间部内的所述第二热交换器附近，向冷却空间部外部排放所述能量传递空间部内的热。

可通过两相流动传热现象(two-phase heat transfer mechanism)传递热，所述两相流动传热现象如下：从所述冷却剂喷射管向所述第二热交换器喷射的冷却水吸收所述第二热交换器的热的同时被汽化，被汽化的水蒸气在所述第二冷却通道中冷却并凝结。

所述第二冷却通道可包括第三热交换器，所述第三热交换器配置在所述饱和蒸气压冷却腔室内，吸收被所述第一冷却通道加热的所述饱和蒸气压冷却腔室的热。

所述第二冷却通道还可包括第四热交换器，所述第四热交换器配置在所述能量吸收空间部，以吸收能量吸收空间部的热。

所述第二冷却通道中，相比所述第三热交换器所述第四热交换器形成在更上流的位置，所述第四热交换器可配置在比所述第三热交换器更下侧的位置。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体还可包括：冷却剂注入管，用于向能量释放空间部流入所述基准压力腔室的冷却水；注入管开关阀，开放所述冷却剂注入管。

所述冷却空间部可设置成接触于海水或者河水。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体还可包括外壁冷却模块，所述外壁冷却模块用所述能量释放空间部的水蒸气的压力流动所述冷却空间部外壁的水或者空气。

所述外壁冷却模块可包括：压力进气管，接收所述能量释放空间部的水蒸气；涡轮机，利用从所述压力进气管排放的水蒸气的压力进行发电；冷却风扇，配置在所述冷却空间部的上侧，通过所述涡轮机的旋转力使冷却空间部外壁侧的水或者空气向上侧流动。

所述外壁冷却模块还可包括压力开放阀，所述压力开放阀选择性开放所述压力进气管。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体还可包括散热片，所述散热片配置在所述冷却空间部的外壁侧。

所述散热片可与通过所述散热片生成的水的流动方向平行，并且可形成在对应于所述能量释放空间部的冷却空间部外壁侧。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体还可包括：冷却水供应管，向所述能量释放空间部的核反应堆容器下侧引导所述能量吸收空间部的冷却水；低温熔融合金体，配置在所述冷却水供应管的末端侧，关闭所述冷却水供应管，在所述核反应堆容器的温度过热时，被从所述核反应堆容器传递的热熔融，进而开放所述冷却水供应管。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体可形成高温流体防逆流管，所述高温流体防逆流管形成在从配置有所述低温熔融合金体的所述冷却水供应管末端的前侧向上侧弯曲的倒U字形状。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体还可包括配重体，所述配重体配置在所述低温熔融合金体的外侧端部。

另一方面，根据本发明的另一形态，提供一种核反应堆的被动无限冷却结构体的运行方法，包括：压力上升步骤，能量释放空间部的温度升高，由此能量释放空间部的压力上升；孔洞化步骤，核反应堆容器的热通过第一冷却通道的第二热交换器传递到饱和蒸气压冷却腔室，被所述第二热交换器加热的饱和蒸气压冷却腔室的冷却水被汽化生成孔洞部，以使所述第一冷却通道的第二热交换器和第二冷却通道的第三热交换器暴露在水面上；压力转移步骤，通过压力平衡管向能量吸收空间部传递能量释放空间部的压力；冷却水喷射步骤，能量吸收空间部的压力上升，由此所述能量吸收空间部的冷却水通过冷却剂喷射管上升喷射于第一冷却通道的第二热交换器；两相流动传热冷却步骤，通过两相流动传热现象实现热交换，所述两相流动传热现象是从冷却水喷射管喷射的冷却水在所述第二热交换器中汽化，在所述第三热交换器中凝结。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体的运行方法还可包括冷却水注入步骤，在所述能量吸收空间部的温度升高到设定温度以上的情况下，注入管开关阀被开放，将基准压力腔室的冷却水注入于能量释放空间部。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体的运行方法还可包括冷却风扇旋转步骤，在所述能量吸收空间部的压力上升到设定压力以上的情况下，压力进气管被开放，通过能量释放空间部的压力旋转涡轮机，通过所述涡轮机的旋转力旋转冷却风扇。

所述核反应堆的被动无限冷却结构体的运行方法还可包括防止核反应堆容器熔融步骤，在所述核反应堆容器的温度升高到设定温度以上的情况下，低温熔融合金体被熔融来开放冷却水供应管，进而能量吸收空间部的冷却水流入核反应堆容器下侧，冷却核反应堆容器。

(发明的效果)

根据本发明的核反应堆的被动无限冷却结构体及其运行方法具有如下的效果：

第一，通过在核反应堆产生的热及压力自然地发生冷却水的循环，因此不需要操作员另外的操作，并且将外部电源供应最小化，进而即使出现操作员的疏散或者受伤等的缺席或者切断供应于冷却系统的电源，也可自动运行，因此可提高安全性。

第二，利用两相流动传热现象来代替池式沸腾方式，显著提高传热速度，据此提高冷却性能，进而可提高安全性。

第三，将发生两相流动传热现象的能量传递空间部的饱和蒸气压冷却腔室与外壁相邻设置，进而可将饱和蒸气压冷却腔室的热通过外壁传递至冷却空间部的外部，可提高冷却效率。

第四，对冷却水进行冷却的第二冷却通道不仅冷却能量传递空间部的，还冷却能吸收空间部的冷却水，进而能够更加顺利地进行散热。

第五，具有外壁冷却模块，用能量释放空间部的压力冷却冷却空间部的外壁的，进而更加激活通过冷却空间部的外壁的导热，可实现更加有效的冷却。

第六，具有冷却水供应管及低温熔融合金体，用于在核反应堆容器非正常过热时进行冷却，因此可防止核反应堆容器熔化导致堆芯熔融物脱离核反应堆的熔透。

本发明的效果不限于在以上谈及的，对于未谈及的其他效果相关技术人员可从权利要求范围的记载中明确理解。

附图说明

针对在以下说明的本申请的优选实施例的详细说明，不仅如此还有在以上说明的摘要，与附图相关联阅读时可更加有助于理解。在以示例本发明为目的，在附图示出了优选实施例。但是，应该理解为本发明不限于示出的准确配置和工具。

图1是简单示出现有的核反应堆的图；

图2是示出本发明的一实施例的核反应堆的被动无限冷却结构体的运行前或者运行初始状态的图；

图3是示出图2的核反应堆的被动无限冷却结构体运行中的状态的图；

图4是示出通过两相流动传热现象从冷却剂喷射管喷射的水在第二热交换器蒸发之后在第三热交换器凝结的状态的图；

图5是示出在图3的核反应堆的被动无限冷却结构体被进一步加热时的状态的图；

图6是示出核反应堆容器过热导致堆芯熔融物脱离发生熔透的状态的图；

图7是示出在核反应堆容器的下侧设置冷却水供应管的状态的图；

图8是示出图7的冷却水供应管及低温熔融合金体的剖面图；

图9是示出被核反应堆容器的热熔融的低温熔融合金体脱离冷却水供应管开放冷却水供应管的状态的图；

图10是示出图8的配重体的另一形状的图；

图11是示出本发明的一形态的核反应堆被动无限冷却结构体的运行方法的流程图。

(附图标记说明)

100：第一空间部 110：能量释放空间部

120：核反应堆驱动系统 122：核反应堆容器

124：堆芯 130：第一冷却通道

132：第一热交换器 134：第二热交换器

136：排管 138：蒸汽释放阀

200：冷却空间部 210：能量吸收空间部

220：能量传递空间部 222：饱和蒸气压腔室

224：基准气压腔室 226：基准气压区划隔壁

228：冷却剂喷射管 230：第二冷却通道

232：第三热交换器 234：第四热交换器

236：进水端 238：出水端

242：冷却剂注入管 244：注入管开关阀

250：外壁冷却模块 251：压力进气管

253：涡轮机 255：冷却风扇

257：压力开放阀 259：散热片

261：冷却水供应管 263：低温熔融合金体

265：高温流体防逆流管 267：配重体

268：连接杆 269：卡板

S110：压力上升步骤 S120：孔洞化步骤

S130：压力转移步骤 S140：冷却水喷射步骤

S150：两相流动传热冷却步骤 S160：冷却水注入步骤

S170：冷却风扇旋转步骤 S180：防止核反应堆容器熔融步骤

具体实施方式

以下，参照附图说明可具体实现本发明的目的的本发明的优选实施例。在本实施例的说明中，对于相同构件赋予相同名称及相同附图标记，据此省略附加的说明。

以下，说明本发明的一实施例的核反应堆的被动无限冷却结构体。

如图2所示，本实施例的核反应堆的被动无限冷却结构体可包括能量释放空间部110、能量吸收空间部210及能量传递空间部220。

所述能量释放空间部110(Energy Release Space,ERS)容纳核反应堆驱动系统120。所述核反应堆驱动系统120可包括蒸汽发生器及流道等，所述蒸汽发生器及流道利用在容纳核反应堆堆芯124的核反应堆容器122及所述核反应堆堆芯124产生的热生成蒸汽，并且配置在所述核反应堆容器122内部，以向外部的涡轮机253循环所述生成的蒸汽。

所述能量吸收空间部210(Energy Absorbing Space,EAS)可容纳冷却剂，并且与所述能量释放空间部110区划，而且在上侧与所述能量释放空间部110连通，以使所述能量释放空间部110的压力传递于所述能量吸收空间部210。此时，所述冷却剂可适用各种种类的，代表性的可以有水。

所述能量传递空间部220(Energy Transfer Space,ETS)与所述能量释放空间部110及能量吸收空间部210间隔，尤其是，配置在所述能量吸收空间部210的上侧，吸收在所述能量释放空间部110的核反应堆容器122产生的热进行冷却，并且向外部传递吸收的热，可进行散热。这种散热也可通过所述冷却空间部200的外壁进行。

此时，所述能量释放空间部110配置在第一空间部100，而能量吸收空间部210和能量传递空间部220可配置在冷却空间部200。

所述第一空间部100和冷却空间部200彼此区划，并且其外壁可用混凝土或者金属形成，以具有防爆性。

另外，包括所述能量释放空间部110的第一空间部100设置在地下或者地上等的陆地L，所述冷却空间部200可设置在大海S或者江河等的水中或者与水接触。当然，并不限于此，而是也可设置在船舶等的运输工具等的各种场所。

此时，所述能量传递空间部220设置成与所述冷却空间部200的外壁接触，将通过热传递吸收的热传递于所述冷却空间部200外侧的水，以进行散热。

另一方面，可配置第一冷却通道130。所述第一冷却通道130作为向所述能量传递空间部220传递所述核反应堆容器122的热的构成要素，可包括：在所述核反应堆容器122吸收热的第一热交换器132；对吸收的热进行散热的第二热交换器134；以及引导流动于所述第一热交换器132及第二热交换器134的吸热介质在所述第一热交换器132和核反应堆容器122内循环的排管136。此时，所述第一热交换器132可位于所述核反应堆容器122内。此时，所述吸热介质可以是具有各种成分的物质，代表性的可以有水。

此时，所述第一冷却通道130的第一热交换器132可以是上述的核反应堆驱动系统120的蒸汽发生器，或者可以是与所述蒸汽发生器分开的构成要素。即，在所述第一热交换器132是核反应堆驱动系统120的蒸汽发生器的情况下，所述第一冷却通道130的排管136可在所述核反应堆驱动系统120的流道排管的任意点分支或者结合。

另外，所述能量释放空间部110和能量吸收空间部210可相互连通，以传递压力。为此，向所述能量吸收空间部210传递所述能量释放空间部110的压力的压力平衡管214可经过所述第一空间部100和冷却空间部200形成。此时，所述压力平衡管214的冷却空间部200侧末端可位于所述能量吸收空间部210内。另外，为防止所述能量吸收空间部210的冷却水经过所述压力平衡管214逆流到第一空间部100，所述压力平衡管214可弯曲形成倒U字形状。该弯曲部分的上端位置可高于所述能量吸收空间部210的上侧端。

据此，若通过所述压力平衡管214上升所述能量释放空间部110的压力，则上升的压力可传递于所述能量吸收空间部210。即，若所述核反应堆容器122过热导致能量释放空间部110的温度升高，则因为升高的温度压力也随着上升，而上升的压力通过所述压力平衡管214传递到能量吸收空间部210可加压容纳于所述能量吸收空间部210的冷却水。

然后，可配置冷却剂喷射管228。所述冷却剂喷射管228向所述能量传递空间部220引导被所述压力平衡管214加压的能量吸收空间部210的冷却水。

另一方面，所述能量传递空间部220可包括饱和蒸气压冷却腔室222及基准气压腔室224。

所述饱和蒸气压冷却腔室222连接于所述冷却空间部200外壁内侧，并且内部可容纳冷却水。另外，所述第一冷却通道130的第二热交换器134位于内部，以使所述冷却剂喷射管228的喷射侧末端将冷却水喷射于所述第二热交换器134。

然后，所述基准气压腔室224配置在所述饱和蒸气压冷却腔室222的下侧，并且在其下侧与所述饱和蒸气压冷却腔室222的下侧连通，而且填充空气，以使所述饱和蒸气压冷却腔室222的冷却水和压力保持平衡，并且可实现气密性，以防止向外部泄漏空气。即，所述基准气压腔室224内部的空气压力支撑所述饱和蒸气压冷却腔室222的冷却水。

据此，若所述饱和蒸气压冷却腔室222的压力上升，则冷却水流进基准气压腔室224；若所述饱和蒸气压冷却腔室222的压力下降，则所述基准气压腔室224的冷却水被推向所述饱和蒸气压冷却腔室222等，进而可根据所述饱和蒸气压冷却腔室222内的压力改变水位。

然后，所述能量传递空间部220可包括基准气压区划隔壁226。所述基准气压区划隔壁226区划所述饱和蒸气压冷却腔室222和基准气压腔室224，并且在所述饱和蒸气压冷却腔室222和所述基准气压腔室224的下侧连通所述饱和蒸气压冷却腔室222和基准气压腔室224。

另一方面，所述饱和蒸气压冷却腔室222内部装满冷却水时，可形成其上侧端不会因为气压而出现孔洞的最大高度。据此，在所述饱和蒸气压冷却腔室222的冷却水的温度上升的情况下，能够更加容易地在其上侧端汽化。

然后，所述第一冷却通道130的第二热交换器134相邻于所述饱和蒸气压冷却腔室222的上侧端。据此，可容易在所述饱和蒸气压冷却腔室222的上侧端汽化被所述第一冷却通道130的第二热交换器134加热的所述饱和蒸气压冷却腔室222的冷却水。

然后，可配置第二冷却通道230。

所述第二冷却通道230配置在所述能量传递空间部220内，可将所述能量传递空间部220内的热向冷却空间部200外部的海水或者河水、大气释放。

所述第二冷却通道230可包括第三热交换器232，所述第三热交换器232重新吸收在从所述冷却剂喷射管228向所述第二热交换器134喷射的冷却水中吸收的热。

所述第二热交换器134、冷却剂喷射管228及第三热交换器232可配置在所述饱和蒸气压冷却腔室222内。

如上所述，平常饱和蒸气压冷却腔室222内部装满冷却水，但是若冷却水的温度升高，则如图3所示从所述饱和蒸气压冷却腔室222的上侧端汽化形成孔洞，据此可在孔洞暴露所述第二热交换器134、冷却剂喷射管228及第三热交换器232。此时，所述第二热交换器、冷却剂喷射管228及第三热交换器232周边的孔洞可处于饱和蒸气压状态。

此时，如图4所示，若从所述冷却剂喷射管228以点滴状态将冷却水喷射(spray)于所述第二热交换器134，则喷射的冷却水在所述第二热交换器134吸收热而蒸发变成水蒸气。该水蒸气被附近的第三热交换器232吸收热而被冷却，可重新凝结成水。

据此，通过汽化水的汽化热及汽化的水蒸气凝结成水的凝结热吸收或者释放热。如此，利用冷却水的汽化和凝结的热传递现象称为两相流动传热现象(two-phase heattransfer mechanism)。

这种两相流动传热方式被评价为相比于上述的池式沸腾(pool-boiling)方式热传递速度大约优秀20倍以上。

另外，所述第二冷却通道230还可包括第四热交换器234。所述第四热交换器234配置在能量吸收空间部210，以冷却所述能量吸收空间部210的冷却水。

据此，所述第二冷却通道230不仅冷却所述能量传递空间部220，也可冷却所述能量吸收空间部210的冷却水。

此时，所述第三热交换器232配置在上侧，而所述第四热交换器234可相对配置在所述第三热交换器232的下侧。

由于在所述第三热交换器232吸收的热更多，因此水自然地从第四热交换器234向上侧的第三热交换器232侧流动，据此水从所述第四热交换器234下侧流入，吸收热而被加热的水可向第三热交换器232的上侧排放。

所述第二冷却通道230的两端，即水的进水端236和出水端238可与冷却空间部200外部的水连通。据此，不一定要具备单独的泵等，而是通过自然的对流现象可循环所述第二冷却通道230内的水。此时，进水端236配置在所述第四热交换器234的下侧，而出水端238可配置在所述第三热交换器232的上侧。

然后，可配置冷却剂注入管242及注入管开关阀244。

所述冷却剂注入管242可以是为使所述基准气压腔室224的冷却水流入所述能量释放空间部110而经过所述第一空间部100和冷却空间部200形成的排管。然后，所述注入管开关阀244可配置成选择性开关所述冷却剂注入管242。

平常，所述注入管开关阀244是关闭的，在所述核反应堆容器122或者能量释放空间部110的温度或者压力过高或者所述基准气压腔室224冷却水的水位过高在所述饱和蒸气压冷却腔室222内未形成孔洞时可开放所述注入管开关阀244。

在所述注入管开关阀244开放的情况下，所述基准气压腔室224内的冷却水流入所述能量释放空间部110，如图5所示所述核反应堆容器122的下侧一部分浸没于冷却水，进而可冷却所述核反应堆容器122。

所述注入管开关阀244流动预定流量之后可重新关闭。当然，并不限于此，而是可取决于作用于所述注入管开关阀244的压力，在压力增加至已设定的压力以上的情况下开放所述注入管开关阀244，若未达到已设定的压力，则也可关闭所述注入管开关阀244。另外，所述注入管开关阀244也可在所述能量释放空间部110的温度高于已设定的温度的情况下开放，并且在低于已设定的温度的情况下关闭。

另外，如图2所示，在所述核反应堆容器122下侧任意的位置可配置循环入口阀126。通过所述循环入口阀126流入所述能量释放空间部110的冷却水流进核反应堆容器122内侧，进而可直接冷却所述堆芯124。

另外，在所述核反应堆容器122的上侧配置循环出口阀128，可向所述能量释放空间部110排放被所述堆芯124的热汽化的冷却水。

另一方面，为了提高所述能量释放空间部110的压力，所述第一冷却通道130还可包括蒸汽释放阀138，所述蒸汽释放阀138向所述能量释放空间部110内部选择性排放所述第一冷却通道130内的水蒸气。据此，可人为调节所述能量释放空间部110的压力上升的时间点。例如，在能量释放空间部110的压力上升之前需要通过两相流动传热现象进行冷却的情况下，开放所述蒸汽释放阀138直接加压所述能量释放空间部110的压力，进而通过上述的两相流动传热现象可实现循环冷却。

另一方面，如图2及图5所示，本实施例的核反应堆的被动无限冷却结构体还可包括外壁冷却模块250。

所述外壁冷却模块250是利用所述能量释放空间部110的水蒸气压力用水或者空气冷却所述冷却空间部200外壁的构件。

所述外壁冷却模块250可包括：压力进气管251、涡轮机253、冷却风扇255、压力开放阀257及散热片259。

所述压力进气管251是接收所述能量释放空间部110的水蒸气压力的构件。所述压力进气管251一端可位于所述能量释放空间部110，而另一端可位于与所述能量释放空间部110的压力存在压力差的所述能量传递空间部220。此时，所述能量释放空间部110的饱和蒸气压冷却腔室222处于充满冷却水的状态，因此通过压力与所述能量释放空间部110区划，而且在空气存在的基准气压腔室224可设置所述压力进气管251的另一端。

另外，在所述压力进气管251具有压力开放阀257，在已设定的压力以上的压力作用于所述压力进气管251的情况下，所述压力开放阀257开放，进而可开放所述压力进气管251。当然，如果是已设定的压力以下的压力，则可关闭所述压力开放阀257。

所述涡轮机253配置成利用通过所述压力进气管251流进的高压气体的压力进行旋转。由于所述压力进气管251的另一端位于基准气压腔室224内，因此所述涡轮机253也可位于基准气压腔室224内。

另外，旋转所述涡轮机253的气体被浸没在所述基准气压腔室224内的冷却水中凝结，可还原成冷却水。通常，在气体凝结成水的情况下，体积收缩非常严重，因此可对所述基准气压腔室224内的压力造成的影响微不足道。

所述冷却风扇255配置在所述冷却空间部200的外侧上端，并且可通过所述涡轮机253的旋转力进行旋转。所述冷却风扇255可配置成与所述涡轮机253机械性连接接收旋转力，或者可利用由所述涡轮机253发电产生的电力进行旋转。

所述冷却风扇255在所述冷却空间部200外侧的水发生沿着所述冷却空间部200的外壁流动的强制流动，进而也可冷却冷却空间部200的外壁。此时，所述冷却风扇255产生从水冷却空间部200下侧向上侧流动的水流。

据此，向上侧更加快速排出吸收外壁的热而被加热的水，而位于下侧的更低温的水可流向冷却空间部200外壁侧。

另外，在所述冷却空间部200的外壁可设置有一个以上的散热片259。所述的散热片259与通过所述冷却风扇255产生的水流水平，可防止水流受到阻碍。

如上所述，使通过所述两相流动传热现象发生热传递的所述饱和蒸气压腔室接触于所述冷却空间部200的外壁内侧，因此所述饱和蒸气压腔室的热可沿着冷却空间部200的外壁导热，而如此传导的热可被沿着所述冷却空间部200的外壁及散热片259的表面流动的水流冷却。

另外，如上所述，所述第二冷却通道230的进水端236及出水端238向所述冷却空间部200的外部开放，因此可与冷却空间部200外部的水连通。此时，所述第二冷却通道230的出水端238可配置在所述冷却风扇255的下侧。据此，在所述第二冷却通道230的出水端238可形成因为通过所述冷却风扇255流动的水而形成的负压，进而可使所述第二冷却通道230内的水流更加流畅。

另一方面，核反应堆的事故有各种类型，若因为其中的任意一种原因导致核反应堆容器122被破坏，则如图6的(a)及(b)所示，核反应堆容器122内部的冷却剂或者冷却水完全泄漏到核反应堆容器122的外部，据此无法完全消除核反应堆堆芯124衰变热，温度持续上升，最终核反应堆堆芯124熔化，因其热核反应堆容器122的下部被熔融，因此如图6的(c)所示可发生堆芯124熔融物脱离核反应堆容器122下部的熔透，这在核反应堆事故中视为非常危险和危急的重大事故。

为了防止这种熔透，设置各种安全系统及装置等，然而若在这种装置中的一部分出现故障导致一部分不运行或者因为操作员不在或者操作员的失误等而无法采取适当的措施，则存在可发生重大事故的危险。

为了预防这种危险，如图7及图8所示，可配置冷却水供应管261及低温熔融合金体263，在担心因为堆芯124熔融而使核反应堆容器122的温度迅速升高发生核反应堆容器122被熔融破坏的危急状况下，所述冷却水供应管261及低温熔融合金体263直接反应于核反应堆容器122的温度升高来冷却核反应堆容器122，进而可防止熔透。

所述冷却水供应管261可向所述能量释放空间部110的核反应堆容器122下侧引导所述能量吸收空间部210冷却水。为此，所述冷却水供应管261经过并设置在所述第一空间部100和冷却空间部200，并且一端位于所述能量释放空间部110，而另一端可位于所述能量吸收空间部210。此时，位于所述能量吸收空间部210的另一端形成在比所述能量释放空间部110的一端更高的位置，以利用重力使冷却水流动。

所述低温熔融合金体263如下：配置在所述冷却水供应管261的所述能量释放空间部110侧末端，平常关闭所述冷却水供应管261阻断冷却水流动，在所述核反应堆容器122的温度过热时，被从所述核反应堆容器122传递的热熔融，进而开放所述冷却水供应管261。

此时，配置有所述低温熔融合金体263的冷却水供应管261可设置成接触或者非常接近于所述核反应堆容器122。这是为了更好地接收所述核反应堆容器122的热。

另外，在所述冷却水供应管261可形成高温流体防逆流管265，所述高温流体防逆流管265用于防止被所述核反应堆容器122加热的冷却水供应管261内的高温的冷却水逆流到能量吸收空间部210。

所述高温流体防逆流管265可形成在从配置有所述低温熔融合金体263的所述冷却水供应管261的末端间隔的点向上侧弯曲的倒U字形状。即，所述高温流体防逆流管265的上端可形成在比所述冷却水供应管261的能量吸收空间部210侧末端更高的位置。

由于所述冷却水供应管261的末端侧接触于所述核反应堆容器122，因此可接收所述核反应堆容器122的热，据此所述冷却水供应管261末端侧内部中的冷却水可被核反应堆容器122的热加热。若这种高温的冷却水流向能量吸收空间部210侧，则可对整体的冷却性能造成不利影响，所以配置所述高温流体防逆流管265阻止被加热成高温的冷却水流向能量吸收空间部210侧。

另外，在低温熔融合金体263的末端部可配置配重体267。这是为了在所述低温熔融合金体263熔融时通过配重体267的自重可从所述冷却水供应管261掉落。

若核反应堆容器122的冷却剂完全泄漏，则累积堆芯124衰变热，导致核反应堆容器122的外壁温度迅速升高，进而超过安全管理最高温度(例如，350℃)持续升高。

通常，核反应堆容器122在大约1500℃左右开始熔化，考虑到所述安全管理最高温度和核反应堆容器122熔化温度，若大约在350℃～600℃范围内供应冷却水，则确实能够防止因为核反应堆容器122过热而引起的熔融。

据此，所述低温熔融合金体263可由熔点(熔融点)在350℃～600℃范围内的低温熔融合金构成。在提高安全性方面，更加优选为合金熔点在约400℃左右。

然而，如上所述的温度范围是考虑安全性而任意设定的值，如果是在核反应堆正常运行的状态下超过核反应堆容器122的正常温度的值，则也可低于所述温度范围。

具有如上所述的温度范围内的熔点的低温熔融合金可以是将铝(Al)、镁(Mg)、锑(Sb)、锌(Zn)、铅(Pb)、镉(Cd)、铋(Bi)、锡(Sn)等熔点低的金属适当组合制造而成。

另外，所述配重体267、70优选为重量大且不受核反应堆容器122、20的温度升高的影响，例如可用钢材制作。当然，并不限于此，而是也可由石材或者陶瓷材料构成。

据此，如图9所示，若所述核反应堆容器122过热，则所述低温熔融合金体263因为该过高的热而被熔融，而且被熔融的低温熔融合金体263可与所述配重体267一同通过自重掉落。

由于去除了正在堵住所述冷却水供应管261的低温熔融合金体263，因此所述冷却水供应管261被开放，所述能量吸收空间部210的冷却水流入能量释放空间部110的核反应堆容器122的下侧，所述核反应堆容器122的下侧一部分被流入的冷却水淹没，由此实现冷却，进而可防止所述核反应堆容器122的熔融。

或者，如图10所示，为了在所述低温熔融合金体263熔融时能够更加彻底去除所述低温熔融合金体263，从所述配重体267的内部一侧壁面凸出形成连接杆268，在连接杆268的端部可形成扩张直径的卡板269。

所述连接杆268贯通低温熔融合金体263，而卡板269被卡在低温熔融合金体263的排放口内部的侧面。

适用如上所述的结构，在低温熔融合金体263被熔融导致配重体267因为自重而掉落时，卡板269能够从冷却水供应管261清除更多量的低温熔融合金体263的熔融物，因此改善开放状态，能够更加快速供应大量的低温水。

以下，参照图11说明上述的核反应堆的被动无限冷却结构体的运行方法的一实施例。

如图11所示，本实施例的核反应堆的被动无限冷却结构体的运行方法可包括：压力上升步骤S110、孔洞化步骤、压力转移步骤S130、冷却水喷射步骤S140、两相流动传热冷却步骤S150。

首先，在核反应堆处于正常运行的状态的情况下，在所述核反应堆堆芯124产生的热全部适用于核反应堆驱动系统120产生电力。在这一情况下，不运行能量吸收空间部210及能量传递空间部220等的核反应堆安全系统，如图2所示，所述能量吸收空间部210及饱和蒸气压冷却腔室222可全部保持充满冷却水的状态。

另一方面，在核反应堆运行途中因为各种原因导致核反应堆异常过热的情况下，可运行核反应堆安全系统。

在运行所述核反应堆安全系统时，所述核反应堆驱动系统120可停止运行，在所述核反应堆堆芯124中产生的热可全部通过第一冷却通道130排放。

在处于所述核反应堆异常过热的状态的情况下，可进入压力上升步骤S110。所述压力上升步骤S110是所述能量释放空间部110的温度升高进而所述第一空间部100的压力上升的步骤。在所述能量释放空间部110填充有空气等的气体。根据公知的玻意耳－查理定律核反应堆堆芯124过热的情况下，该热通过核反应堆容器122传递于能量释放空间部110内的气体，通过玻意耳－查理定律可提高被加热的能量释放空间部110内的气体的压力。

另一方面，如上所述，在所述核反应堆堆芯124产生的热通过所述第一冷却通道130排放，据此可进入孔洞化步骤。

在所述孔洞化步骤中，如图3所示，所述核反应堆容器122的热通过所述第一冷却通道130的第二热交换器134传递至所述饱和蒸气压冷却腔室222，被所述第二热交换器134加热的所述饱和蒸气压冷却腔室222的冷却水汽化产生孔洞部，据此所述第一冷却通道130的第二热交换器134和第二冷却通道230的第三热交换器232的一部分或者全部可暴露在水面上。

另一方面，可进入压力转移步骤S130，在所述压力上升步骤S110中上升的能量释放空间部110的压力传递于所述能量吸收空间部210。

在所述压力转移步骤S130中，通过所述压力平衡管214所述能量释放空间部110的压力可转移到所述能量吸收空间部210。

通过所述压力平衡管214传递至能量吸收空间部210的压力从上侧向下侧加压所述能量吸收空间部210的冷却水，进而可进入冷却水喷射步骤S140。

所述冷却水喷射步骤S140为，被所述压力平衡管214加压的冷却水因其压力通过所述冷却剂喷射管228上升到所述饱和蒸气压冷却腔室222可喷射于所述第二热交换器134。

另一方面，若所述冷却水喷射于第二热交换器134，则可执行两相流动传热冷却步骤S150。

如图4所示，所述两相流动传热冷却步骤S150可通过两相流动传热现象实现冷却，所述两相流动传热现象如下：在从所述冷却水喷射管喷射的冷却水在所述第二热交换器134的表面吸收所述第二热交换器134的热的同时被汽化，而所述第三热交换器232周边的水蒸气被所述第三热交换器232冷却并凝结变回水的形态。所述第三热交换器232吸收的热通过所述第二冷却通道可向冷却空间部200的外部散热。

另外，由于所述饱和蒸气压冷却腔室222连接于冷却空间部200的外壁，因此也可通过利用所述冷却空间部200外壁的热传递实现散热。

在所述核反应堆进一步过热，利用上述步骤也无法实现令人满意的冷却的情况下，可进入冷却水注入步骤S160。

在所述第二热交换器134散发的热更多的情况下，在所述饱和蒸气压冷却腔室222的上侧的孔洞变大，与此相应地可增加流入所述基准气压腔室224内的冷却水的量。

另外，随着从所述冷却水喷射管向饱和蒸气压冷却腔室222喷射的冷却水的积累，可增加从所述饱和蒸气压冷却腔室222流入基准气压腔室224内的冷却水的量。据此，所述基准气压腔室224内的水位可上升。

在这种情况下，如图5所示，在核反应堆进一步过热的情况下，所述注入管开关阀244被开放，可进入冷却水注入步骤S160。

如上所述，根据作用于所述注入管开关阀244的压力，在压力增加至已设定的压力以上的情况下开放所述注入管开关阀244，若未达到已设定的压力，则也可关闭所述注入管开关阀244。另外，所述注入管开关阀244也可在所述能量释放空间部110的温度高于已设定的温度的情况下开放，并且在低于已设定的温度的情况下关闭。

在所述冷却水注入步骤S160中，所述基准气压腔室224内的冷却水注入于能量释放空间部110，进而所述核反应堆容器122可被冷却水直接冷却。

被所述核反应堆容器122加热的冷却水被水蒸气化，升高所述能量释放空间部110的压力，而升高的压力传递至压力上升管，可反复循环上述的压力转移步骤S130、冷却水喷射步骤S140及两相流动传热冷却步骤S150。

另外，在所述核反应堆容器122内的冷却水的水位下降的情况下，通过所述循环入口阀126流入所述能量释放空间部110的冷却水流进核反应堆容器122内侧，进而可直接冷却所述堆芯124。

另外，在所述核反应堆容器122的上侧配置有循环出口阀128，可向所述能量释放空间部110排放被所述堆芯124的热汽化的冷却水。另外，在所述能量吸收空间部210的压力上升至设定压力以上的情况下，可执行冷却风扇旋转步骤S170。在所述能量吸收空间部210的压力上升至设定压力以上的情况下，运行所述压力开放阀257可进入冷却风扇旋转步骤S170。

所述压力开放阀257开放，高压的能量吸收空间部210的压力作用于所述压力进气管251，通过该压力旋转涡轮机253，通过所述涡轮机253的旋转力可旋转所述冷却风扇255。

由于所述冷却风扇255旋转，在冷却空间部200周边产生水流，能够更加顺利吸收向冷却空间部200外壁传递的热，进而可冷却所述冷却空间部200。

另一方面，在所述核反应堆容器122的温度异常过热的情况下，可进入核反应堆容器122防止熔融步骤S180。

所述核反应堆容器122的温度异常过热，则配置在所述冷却水供应管261的低温熔融合金体263被熔融，开放所述冷却水供应管261，进而所述能量吸收空间部210的冷却水流入核反应堆容器122的下侧，所述核反应堆容器122的一部分被冷却水浸没，通过该冷却水可直接冷却所述核反应堆容器122，因此可防止熔透。

另一方面，在所述能量释放空间部110的压力增加之前要紧急运行核反应堆安全系统时，也可执行蒸汽释放步骤，开放所述蒸汽释放阀138，直接升高所述能量释放空间部110的压力。

若在所述蒸汽释放步骤中开放蒸汽释放阀138，则可依次或者同时执行上述的压力上升步骤S110、孔洞化步骤、压力转移步骤S130、冷却水喷射步骤S140及两相流动传热冷却步骤S150。

据此，没有操作员另外的控制也可运行上述的核反应堆的被动无限冷却结构体，并且没有单独的电源供应也可通过在核反应堆产生的热及因此增加的压力运行核反应堆安全系统，并且无需另外补充冷却水也可无限循环运行直至核反应堆内的压力降低，因此能够进一步提高核反应堆的安全性。

如上所述，说明了本发明的优选实施例，本发明除了上述的实施例以外在未超出其主旨或者范畴的情况下也可具体化成其他形态，而且这对该技术所属技术领域中具有常规知识的技术人员是显而易见的。因此，上述的实施例应该被认为是示例性的，而非限定性的，据此本发明不限于上述的说明，而是在权利要求项的范围及与其同等范围内也可进行更改。