核电站

技术领域

本公开涉及一种核电站。

背景技术

核电站将燃料组件中裂变材料核衰变产生的热能转化为电能。压水式反应堆(PWR)核电厂有一次冷却剂回路，一次冷却剂回路典型地连接以下加压部件：包含燃料组件的反应堆压力器皿(RPV)；一个或多个蒸汽发生器；和一个或多个加压器。一次回路中的冷却剂泵通过这些部件之间的管道系统循环加压水。RPV容纳加热一次回路中的水的核反应堆。蒸汽发生器用作一次回路和二次回路之间的热交换器，在二次回路中产生加压蒸汽以驱动涡轮机。稳压器将一次回路中的压力典型地保持在155巴(bar)左右。

在通过涡轮机之后，二次回路的加压蒸汽在返回蒸汽发生器之前在一个或多个冷凝器中被冷却和冷凝。冷凝器将热量从冷凝的蒸汽传递到三次回路，三次回路使水在三次散热器(即海洋、湖泊或河流)和冷凝器之间循环，三次散热器是核电站废热的最终目的地。

核电站安全系统的设计是为了防止一系列失效。这些安全措施的成功实施确保了核电站条件保持在安全范围内。这些安全措施的失效会导致堆芯损坏，称为“严重事故”。严重事故安全系统可以包括在核电站设计中，以便通过将放射性材料限制在核电站的安全壳结构内，保护人和环境免受电离辐射的有害影响。

特别地，可以在核电站中包括工程结构以限制熔融堆芯，供应水以冷却这些结构并保持它们的结构完整性，并且提供单独的散热器以从安全壳系统移除热量。

发明内容

总的来说，本公开提供了一种通过具有多个熔融堆芯紧急安全壳层而具有增强的安全性的核电站。

在第一方面，本公开提供了一种核电站，其具有：

核反应堆，包括容纳多个包含裂变材料的燃料棒的反应堆压力容器；

在需要冷却核反应堆的紧急情况下水冷反应堆压力容器的外部的装置；

在反应堆压力容器的外部的一次堆芯捕集器，一次堆芯捕集器由适于在堆芯熔融物逸出反应堆压力容器的情况下保持熔融堆芯熔融物的材料形成；以及

在一次堆芯捕集器的外部的二次堆芯捕集器，二次堆芯捕集器衬在罐中，罐在核电站的正常使用中充有水以浸没一次堆芯捕集器并由此水冷一次堆芯捕集器，二次堆芯捕集器由适于在堆芯熔融物逸出一次堆芯捕集器的情况下保持熔融堆芯熔融物的材料形成。

对于从堆芯熔体逸出核电站的熔融堆芯熔融物，核电站的至少三个安全壳层一定已经失效，即反应堆压力容器的外部水冷、水冷一次堆芯捕集器和二次堆芯捕集器。因此，完全封闭失效的可能性显著降低。这种降低的可能性因三个安全壳层的实质独立性而进一步增强。此外，在从最内侧到最外侧安全壳层的过程中，当熔体通过这些层时，熔体温度和熔体体积将增加，由于衰变热，熔体温度增加，并且由于熔融堆芯首先与反应堆压力容器的熔融材料混合，其次与一次堆芯捕集器的熔融材料混合，熔体体积增加。这种温度升高导致与周围环境和安全壳外熔融堆芯熔融物的温差增大，最终促使熔体产生更大的热通量，并提高固化的可能性。由于必须通过这些安全壳层而造成的延迟也降低了衰变热水平。此外，增加的体积降低了衰变热的体积密度，再次增加了固化的可能性。

在第二方面，本公开提供了一种操作第一方面的核电站的方法，方法包括：

正常操作核电站，在正常操作期间，反应堆压力容器的外表面被空气包围；以及

在需要冷却核反应堆的紧急情况下，或者在对核电站的安全测试的情况下，水冷反应堆压力容器的外部。

现在将阐述核电站的可选择的特征。这些可以单独应用或者与本公开的任何方面组合应用。

水冷反应堆压力容器的装置可以包括将反应堆压力容器浸没在水中的装置。

用于将反应堆压力容器浸没在水中的装置可以包括位于反应堆压力容器外部的保水夹套，保水夹套与反应堆压力容器间隔开，使得在紧急情况下夹套和反应堆压力容器之间的腔可以充满水以浸没反应堆压力容器，从而水冷反应堆压力容器。这样的保水夹套可以是一次堆芯捕集器，但是更优选地，保水夹套是单独的部件，一次堆芯捕集器既在反应堆压力容器的外部又在保水夹套的外部，例如，在夹套和一次堆芯捕集器之间具有气隙。

方便的是，上述保水夹套可以在核反应堆的正常操作中起到隔热罩的作用，以保持反应堆中的热量，夹套和反应堆压力容器之间的腔在这样的正常操作中是气腔。

用于浸没反应堆压力容器的装置还可以包括供应系统，供应系统用于在紧急情况下供应水以浸没反应堆压力容器，例如用于向保水夹套和反应堆之间的腔供应水。例如，供应系统可以包括可以靠重力将水进给到腔的一个或多个储罐。这样的重力供给可以减少对泵和其他动力装置的依赖。

在替代实施例中，用于水冷反应堆压力容器的外部的装置可以包括用水喷洒外部或将外部浸没在水中。

核电站还可以具有一个或多个热交换器，热交换器布置成冷凝由浸没在反应堆压力容器中的水沸腾而形成的蒸汽。例如，核电站可以例如通过核电站的安全壳结构的成形来布置，使得冷凝的蒸汽返回到夹套和反应堆压力容器之间的腔。热交换器的冷侧可以是一个或多个局部散热器，比如另外的水罐。一个或多个热交换器还可以布置成冷凝由充水罐中的水沸腾形成的蒸汽。

一次堆芯捕集器典型地是金属堆芯捕集器，例如钢制堆芯捕集器。然而，一次堆芯捕集器也可以是陶瓷堆芯捕集器。

二次堆芯捕集器典型地是陶瓷堆芯捕集器。如前所述，如果熔融堆芯到达二次堆芯捕集器，它将通过反应堆压力容器和一次堆芯捕集器熔融，这两者典型地具有大约1500°的熔点(例如，如果由钢形成)。因此，通过形成陶瓷材料的二次堆芯捕集器，其熔点可以提高到例如大于2000℃，这可以使熔融堆芯在其上固化而不会导致破裂。二次堆芯捕集器可以是外部空气冷却的。在一些实施例中，二次堆芯捕集器可以包括金属堆芯捕集器。第二堆芯捕集器可以采取罐内衬的形式。

本发明可以包括或包含作为核反应堆核电站(本文中称为核反应堆)的一部分。特别地，本发明可以涉及一种压水式反应堆。核反应堆核电站可以具有250兆瓦至600兆瓦(MW)之间或者300兆瓦至550兆瓦之间的功率输出。

核反应堆核电站可以是模块化反应堆。模块化反应堆可以认为是由多个模块组成的反应堆，这些模块在现场外(例如在工厂内)制造，然后通过将这些模块连接在一起而在现场将这些模块组装成核反应堆核电站。一次回路、二次回路和/或三次回路中的任何一者都可以模块化构造来形成。

本公开的核反应堆可以包括一次回路，一次回路包括反应堆压力容器；一个或多个蒸汽发生器和一个或多个稳压器。一次回路通过反应堆压力容器循环介质(例如水)，以提取堆芯核裂变产生的热量，然后将热量递送到蒸汽发生器并转移到二次回路。一次回路可以包括一至六个蒸汽发生器；或者在两个和四个蒸汽发生器之间；或者可以包括三个蒸汽发生器；或者前述数值中任一者的范围。一次回路可以包括一个、二个或者两个以上的稳压器。一次回路可以包括从反应堆压力容器延伸到蒸汽发生器中的每一者的回路，回路可以将热介质从反应堆压力容器运送到蒸汽发生器，并将冷却介质从蒸汽发生器运送回反应堆压力容器。介质可以通过一个或多个泵循环。在一些实施例中，一次回路中的每个蒸汽发生器可以包括一个或两个泵。

在一些实施例中，在一次回路中循环的介质可以包括水。在一些实施例中，介质可以包括添加到介质中的中子吸收物质(例如，硼、钆)。在一些实施例中，在全功率操作期间，一次回路中的压力可以是至少50巴、80巴、100巴或150巴，并且在全功率操作期间，压力可以达到80巴、100巴、150巴或180巴。在一些实施例中，当水是一次回路的介质时，在全功率操作期间，离开反应堆压力容器的水的加热水温可以在540至670开尔文(K)之间，或者在560至650开尔文之间，或者在580至630开尔文之间。在一些实施例中，当水是一次回路的介质时，在全功率操作期间，返回到反应堆压力容器的水的冷却水温度可以在510至600开尔文之间，或者在530至580开尔文之间。

本公开的核反应堆可以包括二次回路，二次回路包括水循环环路，水循环环路从蒸汽发生器中的一次回路提取热量，以将水转化为蒸汽来驱动涡轮机。在实施例中，二次环路可以包括一个或两个高压涡轮机和一个或两个低压涡轮机。

二次回路可以包括热交换器，以在蒸汽返回到蒸汽发生器时将蒸汽冷凝成水。热交换器可以连接到三次环路，三次环路可以包括大量的水以充当散热器。

反应器容器可以包括钢制压力容器，压力容器可以为5至15米高，或9.5至11.5米高，直径可为2至7米，或3至6米，或4至5米。压力容器可以包括反应器主体和位于反应器主体竖直上方的反应器顶盖。反应器顶盖可以通过穿过反应器顶盖上的凸缘和反应器主体上的相应凸缘的一系列螺柱连接到反应器主体。

反应器顶盖可以包括集成的顶盖组件，其中反应器结构的多个元件可以合并成单个元件。合并的元件包括压力容器顶盖、冷却罩、控制棒驱动机构、导弹护罩、起重设备、起重机组件和电缆槽组件。

核芯可以由许多燃料组件组成，其中燃料组件包含燃料棒。燃料棒可以由裂变材料的芯块形成。燃料组件还可以包括用于控制棒的空间。例如，燃料组件可以为17×17栅格的棒提供壳体，即总共289个空间。在这总共289个空间中，24个空间可以保留给反应堆的控制棒，每个控制棒可以由连接到主臂的24个控制小棒形成，一个空间可以保留给仪表管。控制棒可移入和移出堆芯，以通过吸收核裂变过程中释放的中子来控制燃料经历的裂变过程。反应堆堆芯可以包括100至300个燃料组件。完全插入控制棒可以典型地导致反应堆停堆的次临界状态。反应堆堆芯中多达100％的燃料组件可以含有控制棒。

控制棒的移动可以通过控制棒驱动机构来移动。控制棒驱动机构可以命令并给致动器提供动力以降低和升高控制棒进出燃料组件，并保持控制棒相对于堆芯的位置。控制棒驱动机构的棒能够快速插入控制棒，以使反应堆快速停堆(即紧急停堆)。

一次回路可以容纳在安全壳结构内，以在发生事故时保持来自一次回路的蒸汽。安全壳的直径可以在15至60米之间，或者在30至50米之间。安全壳结构可以由钢或混凝土或衬有钢的混凝土形成。安全壳可以容纳一个或多个提升设备(例如环形吊车)。提升装置可安装在反应堆压力容器上方的安全壳的顶部。安全壳可以包含在水罐内或支撑在水罐外部，水罐用于反应堆的紧急冷却。安全壳可以包含允许反应堆补给燃料、燃料组件储存和安全壳内外燃料组件运输的设备和设施。

核电站可以包含一个或多个土木结构，以保护反应堆元件免受外部危害(如导弹袭击)和自然危害(如海啸)。土木结构可以由钢、混凝土或两者的组合制成。

附图说明

现在将参考以下附图仅通过示例的方式描述实施例，其中：

图1是PWR核电站的各部分的示意图；和

图2是核电站熔融堆芯紧急安全壳层的示意图。

具体实施方式

包含燃料组件的RPV 12位于核电站10的中央。围绕RPV的是三个蒸汽发生器14，它们通过加压水、一次冷却剂回路的管道16连接到RPV。冷却剂泵18围绕一次冷却剂回路循环加压水，将热水从RPV输送到蒸汽发生器，将冷却水从蒸汽发生器输送到RPV。

稳压器20将一次冷却剂回路中的水压保持在大约155巴。

在蒸汽发生器14中，热交换器将来自加压水的热量传递给在二次冷却剂回路的管道22中循环的进给水，从而产生用于驱动涡轮机的蒸汽，涡轮机又驱动发电机。蒸汽然后在返回蒸汽发生器之前在一个或多个冷凝器(未示出)中冷凝。冷凝器将热量从冷凝的蒸汽传递到三次冷却剂回路(未示出)，三次冷却剂回路使水在三次散热器(即海洋、湖泊或河流)和冷凝器之间循环。

除了一次回路、二次回路和三次回路之外，核电站10还具有熔融堆芯应急安全壳层，如图2所示。特别是，核电站实施三层熔体保持策略，即：1)IVR(容器内保持)，2)EVCC(容器外堆芯熔融物冷却)，3)和ACCC(空气冷却的陶瓷堆芯捕集器)。这提供了三个保持熔体的机会，而不是一个。将列表从1)向下移动到3)，每一层的适当性能所需的设备减少，使得系统依赖性约束减少，并且失效的条件概率缩小。层的排序也有利地减少了堆芯熔融物的扩散面积。在将列表从1)向下移动到3)时，熔体温度和熔体体积增加，因此与周围环境和容器外的温差增加，促使熔体产生更大的热通量，从而提高固化的可能性。必须通过这些层而导致的延迟也降低了衰变热水平，并且增加的质量降低了衰变热体积密度，再次提高了固化的可能性。

这三个层也各不相同，这有助于提高它们的可靠性和健全性。

更具体地说，IVR层包含淹没在RPV 12和隔热罩24之间形成的腔，以固化RPV下顶盖中的堆芯熔体。在正常操作中，该腔充满空气，并且隔热罩用于保持反应堆中的热量。然而，在需要冷却核反应堆的紧急情况下，隔热罩成为保水夹套，保水夹套允许RPV浸没在冷却水中。这些水来自于供应系统，比如位于反应堆压力容器上方的储罐26，这样水就可以靠重力进给到腔中。

进入腔的水在与RPV 12接触时汽化为蒸汽，但是供应系统可以配置为不断补充这些损失的水并将腔中的水保持在给定的水平。进入腔的任何多余的水都可以被引导至充水罐36。该发电站还可以具有一个或多个布置成冷凝蒸汽的热交换器28。方便地，这些热交换器28可以安装在发电站的安全壳结构的壁上，然后冷凝的蒸汽可以被引导回腔或充罐36。热交换器的冷侧是合适的散热器，比如一个或多个另外的冷水罐30。

EVCC层由金属(典型地为钢)一次堆芯捕集器32提供，一次堆芯捕集器32位于隔热罩24外部，并且典型地通过气隙与隔热罩隔开。这个堆芯捕集器可以浸没在永久填充的另外的罐36(下面讨论)的水34中，使得其外表面是水冷的，增强了其从IVR层吸取热量的能力，从而安全地保持任何逸出IVR层的堆芯熔融物。EVCC层没有移动的机械零件，并且一次堆芯捕集器的厚度足以承受来自RPV的堆芯熔融物质量转移。

尽管如此，在一次堆芯捕集器32失效(例如通过其喷射烧蚀)的可能性越来越小的情况下，ACCC层包括充水罐36，充水罐36在内部衬有陶瓷二次堆芯捕集器38，并安装在坚固的安全壳基底40上。典型地，陶瓷衬里和安全壳基底后面的罐壁由混凝土制成。罐的外表面是空气冷却的。

ACCC层也没有移动零件，并且没有补水要求。陶瓷二次堆芯捕集器38配置成使得其在与熔融堆芯熔融物接触时不会熔融，或熔融得足够慢，使得堆芯熔融物在熔融之前实现再冻结。

应当理解，本发明不限于上述实施例，并且在不脱离本文中描述的构思的情况下，可以进行各种修改和改进。除了相互排斥的情况之外，特征中的任何一者可以单独使用或者与任何其他特征结合使用，并且本公开延伸到并且包括本文中描述的一个或多个特征的所有组合和子组合。