包括集成自主被动衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆

技术领域

本发明涉及核反应堆领域，特别是压水核反应堆和沸水核反应堆。

更具体地，本发明涉及在事故情况下改进这些核反应堆的衰变热去除功能。其目的是在先进的轻水反应堆(LWR)安全系统的架构中集成自主式被动衰变热去除系统。

因此，本发明的目的是减轻现有技术的安全被动冷凝器或被动壁冷凝器的主要缺点，该缺点在于需要在非常高的高度的水量，这给核设施的土木工程带来负担并使其复杂化，这是一个严重的限制，特别是在地震问题方面，并且增加了成本。

本发明的第二个优点在于，由于使用自然对流的被动冷却和由于改进的热交换性能而更紧凑的交换器，因此获得了这种类型的系统的更好的总体性能，从而获得了更小的系统总体体积。

必须记住，核反应堆的衰变热是核链式反应停止后堆芯产生的热量，并且由裂变产物的衰变能组成。

尽管参照压水反应堆进行描述，但本发明适用于沸水核反应堆或如目前所设想的安全衰变热排出装置需要在高处提供大量水作为冷源的任何轻水核反应堆(LWR)。

背景技术

压水反应堆(PWR)包括三个循环(流体回路)，其正常运行的一般原理如下。

一回路中的加压水吸收以铀核和钚核(如适用)反应堆的堆芯裂变产生的热量形式供应的能量。

这种高温下的加压水(通常为155巴和300℃)然后进入蒸汽发生器，并将其能量传输至二回路，该回路也使用加压水作为热交换流体。这种高压下(通常约70巴)的蒸汽形式的水然后通过膨胀构件膨胀，将流体的焓变化转化为机械功，然后在发电机的存在下转化为电功。

然后，二回路中的水通过冷凝器冷凝，其利用第三个循环(冷却循环)作为冷源。

与压水反应堆不同，沸水反应堆(BWR)没有蒸汽发生器：它只包括一个用于安全壳中蒸发后产生的水和蒸汽的回路。一回路中的水在堆芯中部分蒸发。该水在压力下循环，但该压力低于压水反应堆的压力(通常为70巴至80巴)。

公开物[1]的图2示出了沸水反应堆的一般配置。从冷凝器中抽取的水在反应堆安全壳的压力下通过主泵泵送，并进入安全壳中堆芯的外围。然后将其与堆芯中产生的蒸汽-水乳液分离产生的高流量饱和水混合并加热。离开堆芯时，水-蒸汽混合物通过重力和离心而分离。产生的蒸汽被引导至下游蒸汽收集器和涡轮机，饱和水被再循环以与较冷的水混合。水混合物沿着安全壳的壁下降，在那里通过安全壳外部的一环路被一回路泵吸入，以被引导到堆芯中，然后穿过堆芯，在那里产生的热量被抽取，导致加热至饱和和蒸发点。

沸水反应堆包括安全冷凝器，也称为隔离冷凝器：它们构成反应堆堆芯的紧急冷却的最终依靠。公开物[1]的图4给出了隔离冷凝器布置的示意图。

然而，尽管轻水反应堆(LWR)的运行是已知的、掌握的和可靠的，但核能的历史、特别是2011年的福岛第一核电站事故表明了在极端事故情况下发电站管理方面的弱点，电网长期失电，由于内部发电装置和冷源的损失而加剧。

这种事故情况尤其是由反应堆的衰变热去除缺陷引起的。2011年的福岛第一核电站事故期间，燃料冷却池也出现了这些事故序列。

反应堆堆芯衰变热现象表现如下。

当核反应停止时，正在分解的裂变产物继续产生热量，直到达到稳定状态。

关闭反应堆一秒钟后，该热量占反应堆额定热功率的7％。

然后，如公开物[2]中的图1所示，它随着时间的推移而减少。

例如，在关闭反应堆72小时后，它仍然占标称热功率的0.5％。因此，排出这些热量以防止堆芯中燃料变质甚至熔化的所有风险至关重要。

例如，VVER TOI压水反应堆的标称电功率为1300Mwe，标称热功率约为3200MWth。关闭72小时后，该反应堆仍产生约20MWth的残余热功率。

一般而言，为了排出衰变热，一直不断努力改善系统的被动性和多元化，以确保更好的整体可靠性。目的是保持结构的完整性，即第一安全壳屏障(燃料组件护层)、第二安全壳屏障(一回路)和第三屏障(安全壳)，即使在长期普遍缺乏电力的情况下(这对应于福岛核电站型场景)也是如此。

更具体地，自福岛第一核电站事故以来，大量研究都集中在几十小时内的被动衰变热排出技术上。

新解决方案的要求首先取决于提高性能和可靠性，以及在任何人为干预和使用外部硬件手段之前(即至少72小时)的最大可能的操作自主性。

更关键的是，在本发明的上下文中，除了电池电源之外，事故情况被认为是来自任何来源的电源长期(通常几天)中断。这种情况被称为全厂断电(SBO)。

在事故情况下，在无需电力的主动装置的情况下，从压水反应堆的堆芯抽取衰变热的有效手段之一是通过被动系统冷却反应堆堆芯，即通过经由空气交换器将其热能引导至大气或位于高处的储水器(水池)中以实现自然对流来进行冷却。这种系统被称为被动余热去除(PRHR)系统。

被动余热去除系统具有相同的整体结构，无论是通过空气还是通过水进行冷却：冷却回路布置在压水反应堆的蒸汽发生器的出口处。因此，蒸汽被输送到并联回路中，在那里，蒸汽被空气冷凝器或水冷凝器冷却和冷凝，而不是将蒸汽从二回路引导到涡轮机中。

第一自然循环环路能够将热能从堆芯传递到蒸汽发生器，随后是第二环路将其从蒸汽发生器传递到冷凝器。因此，通过蒸汽发生器和两个自然循环环路(因此是被动的)来排出反应堆堆芯发出的余热。

用于被动余热去除的空气冷凝器的示例是VVER TOI压水反应堆的示例，其热力和电力在上文中有所提及：空气冷凝器采用单管交换器的形式，该单管交换器具有蛇形整体结构的圆形翅片。

像这样的空气冷凝器的优点在于以下事实：空气是取之不尽的冷源(在开放的介质中)，而且是自然存在的。因此，这种空气冷凝器技术完全与冷却时间无关，并且不存在冷源逐渐损失的现象。

该技术的主要缺点是空气交换器的体积。事实上，与空气的热交换系数低，空气交换器所需的体积和面积非常大，热抽取性能非常依赖于气象条件。

例如，VVER TOI被动余热去除系统的尺寸设计为能够抽取等于反应堆标称热功率的2％的余热，即64MWth的功率。为了实现这种功率，必须在核设施的上部安装16个交换面积相当于几千平方米的单元。

如上所述，冷却压水反应堆堆芯所需的衰变热排出可由水冷凝器产生，如图2示意性所示。反应堆堆芯1连接到蒸汽发生器2，并且衰变热去除由被动自然循环闭合环路3提供，该环路3包括通向水冷凝器4的蒸汽发生器，水冷凝器4浸没在放置在高处的储水器或水池5中。因此，该环路3使得能够将热能从蒸汽发生器传递到储水器5。在衰变热去除期间，该储水器5的温度升高到水的沸点。水在大气压下以一定的动能蒸发到空气中。

许多当前项目使用水作为被动余热去除的冷源，其中可以特别列举：

-美国西屋公司的AP-600和AP-1000项目；

-中国核电集团公司(CGNPC)和中国核工业集团公司(CNNC)的华龙一号项目；

-俄罗斯ROSATOM公司的VVER1200项目，该版本使用采用水作为冷源的被动安全冷凝器。

这种衰变热去除系统具有以下主要缺点。

首先，在高处的水源的存在使土木工程变得复杂和负担，因为需要该安全冷源在地震或飞机碰撞类型的极端侵袭情况下保持完整的结构。

此外，由于水蒸发的影响，蒸汽发生器的冷却时间与水池的体积直接相关：水的体积越大，冷却时间越长。例如，标称热功率为3060MW的HPR1000反应堆包括被动余热去除系统，其尺寸设计用于提供72小时的冷却，这意味着水池体积为2300m

因此，该系统的问题在于水池土木工程限制与所达到的冷却时间(通常为最短72小时)之间的必要折衷。

同样的问题出现在沸水反应堆(BWR)的衰变热去除上，这些衰变热特别是导致福岛第一核电站多个部分的堆芯熔化。在这种情况下，蒸汽不再是来自蒸汽发生器的二回路的蒸汽，而是直接来自反应堆安全壳的蒸汽，这些蒸汽然后必须冷却和冷凝以排出堆芯的衰变热。一次蒸汽的冷凝和冷却所需的冷源也必须位于相对于反应堆堆芯的高度，且体积大。福岛灾难中涉及的沸水反应堆中的该冷源的尺寸并不能实现如目前最需要的72小时的被动运行。

根据现有的事故协议，压水反应堆或沸水反应堆的安全壳冷却和减压系统则同样可以用作衰变热去除装置，特别是在一回路是有意打开(最终场景中所谓的“增压打开”配置)还是无意打开的情况下(一次破裂型事故后一次冷却剂损失的情况)。最终的冷源于是专门用于排出与这种冷却方式相关的衰变热。

在上述两种情况下，这两种类型的被动安全冷凝器能够只在足够数量的冷水源能够收集必要的热力以冷却反应堆堆芯的情况下才长期运行。

与压水反应堆相关的应用一样，该冷源必须位于相对于反应堆安全壳及其安全壳外壳形成的组件的高度处，以建立自然循环，从而能够从反应堆堆芯或安全壳外壳中心排出热力。

一般来说，如果增加流体的密度的冷源位于比降低相同流体的密度的热源更高的高度，则单相或两相流体的自然循环是可能的。在相反的情况下，自然回路发生热分层和堵塞。

因此，由于高处水体积的限制约束，与几小时的运行相比，自主冷源供应设备将使这种类型的安全系统的运行自主性大大扩展成为可能。

通过举例说明，公开物[4]的图2给出了关于以下的想法：在专门用于被动安全壳冷却系统(PCCS)的运行的高度处的冷源的必要体积，该被动安全壳冷却系统一方面用于最终排出，另一方面用于安全排出的隔离冷凝器。

除了压水反应堆(PWR)的冷却系统之外，已经设想了在事故情况下使用有机朗肯循环(ORC)机。

如上所述，使用水的被动余热去除的问题在于水池的体积和冷却时间之间的关系。

此外，该问题的一个解决方案是通过交换器去除水池中积累的一些能量。于是，该交换器用作有机朗肯循环的蒸发器。有机朗肯循环的冷凝器是空气冷凝器(aerocondenser)。

该解决方案使得能够通过涡轮发电机联接成为有机朗肯循环的泵供电而使用有机朗肯循环的涡轮产生的功率，这导致能够排出存储在水池中的一些热量的自主系统。

因此，这种有机朗肯循环可以回收以热量形式存储在水池中的一些能量，并在专用回路中将其排出/去除，从而限制从水池中蒸发的水量，从而延长通过水池冷却的时间。

因此，专利申请WO2012/145406提出了这种解决方案，但适用于不同的应用领域。事实上，送入水池的热能来自仍在产生热量的废核燃料。因此，应用于压水反应堆的该技术可以减轻上面提到的一些问题。事实上，储存在水池中的一些热能可以通过有机朗肯循环回路去除，这使得可以在给定的水池体积下增加堆芯衰变热去除时间。

然而，尽管能够改善冷却时间与水池体积之间的比率，但该技术的效率取决于能够将热量排出至最终冷源(空气)的交换器的体积。事实上，为了使该系统在冷却轻水反应堆的整个过程中真正发挥作用，水池冷却循环的交换器提取的功率必须与水池和反应堆之间交换的功率具有相同的数量级。

现在，如上所述，在VVER TOI反应堆的情况下，反应堆的衰变热约为几十MW。

因此，采用上述应用中提出的有机朗肯循环，去除水池和反应堆之间交换的全部或至少很大一部分功率将需要巨大的设施体积，特别是对于最终的空气交换器而言。

换句话说，尽管与有机朗肯循环相比，能够在更长的给定时间内从反应堆堆芯抽取衰变热，但专利申请WO2012/145406中提出的系统仍然具有非常有限的实际用途，并且对于数百kW的剩余功率确实有效。

专利申请WO2013/019589提出了一种类似的解决方案，即通过将废核燃料浸没在储水器中并使用该储水器的热能来运行有机朗肯循环或斯特林循环来冷却废核燃料。该专利申请还提出增加热电模块，以通过将废燃料转化为电来使用废燃料产生的热量。

根据WO2013/019589的这些解决方案的新颖之处在于，除了从水池中抽取的热能之外，还使用了由这些不同系统产生的电，使用了两个水泵，其中一个水泵在放置在高处的通风机的高度将水从储水器(水池)中引导出来以对其进行冷却，另一个泵从另一个储水器抽水，以减轻水池中的水蒸发。

因此，由于这些水泵，冷却时间和水池体积之间不再存在直接联系，因为专用泵能够将水不断地供给水池。

然而，根据WO2013/019589的解决方案具有许多缺点。

首先，斯特林循环或有机朗肯循环的冷源的交换器是空气交换器，并且如上所述，这些交换器可以具有非常大的体积并且必须位于高处。

此外，空气交换器具有很大程度上取决于外部温度的特性，因此也取决于其可变性。因此，为了确保其可靠性，系统必须能够适应电站地理区域中的温度变化。

因此，需要改进轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)的衰变热去除系统，以便使用有机朗肯循环机减轻上述缺点。

发明内容

为此，在一个方面，本发明涉及一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：

-反应堆堆芯；

-用于从所述反应堆堆芯排出至少一些衰变热的系统，所述系统包括：

第一储水器或水池，所述第一储水器或水池布置在所述反应堆堆芯上方；热交换装置，所述热交换装置浸没在所述水池中，使得所述水池中包含的水冷却来自所述反应堆的一回路或二回路的蒸汽进入装置的蒸汽；

有机朗肯循环机，包括：

-膨胀机；

-冷凝器；

-第一泵；

-蒸发器，所述蒸发器布置成与所述水池接触，使得所述水池构成所述有机朗肯循环机的热源；

-流体回路，在所述流体回路中，工作流体以闭合环路循环，所述流体回路将所述膨胀机连接到所述冷凝器、将所述冷凝器连接到所述第一泵、将所述第一泵连接到所述蒸发器、以及将所述蒸发器连接到所述膨胀机；

与所述水池不同的第二储水器、以及第二泵，所述第二泵连接到所述第二储水器和所述有机朗肯循环冷凝器，以将水作为所述有机朗肯循环机的冷源供给所述有机朗肯循环冷凝器。

对于根据第一实施方式的压水核反应堆(PWR)，该反应堆(PWR)包括冷却回路，所述冷却回路包括蒸汽发生器和水冷凝器，所述水冷凝器浸没在所述水池中并以闭合环路连接到所述蒸汽发生器。

对于根据第二实施方式的压水核反应堆(PWR)，存在于所述一回路中的衰变热去除装置是液体/液体交换器，并且所述热交换装置是浸没在所述水池中的水交换器，使得所述水池中包含的水冷却在所述液体/液体交换器中循环的所述一回路的水。

对于根据第一实施方式的沸水核反应堆(BWR)，该反应堆(BWR)包括冷却回路，所述冷却回路包括：

-在供给所述反应堆的涡轮机的管线上的一次蒸汽入口；

-水冷凝器，所述水冷凝器浸没在所述水池中并以闭合环路连接到所述蒸汽入口。

对于根据另一实施方式的压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，用于从所述反应堆堆芯排出衰变热的系统可以是用于对存在于安全壳外壳中的蒸汽减压的系统，并且所述热交换装置一方面可以是浸没在所述水池中或者直接从所述水池取水的水交换器，另一方面可以是与所述反应堆的安全壳中存在的蒸汽直接接触的安全壳壁冷凝器。

所述第二储水器有利地布置在低于所述水池的部分中，有利地布置在地上或在地里。

所述有机朗肯循环蒸发器可浸没在所述水池中或位于远离所述水池。

浸没的蒸发器优选为管式交换器或板式交换器。

根据有利的实施方式，所述反应堆还包括冷却循环，所述冷却循环包括：

-压缩机；

-冷凝器，所述冷凝器连接到所述第二泵以向所述第二泵供给水；

-膨胀构件；

-空气蒸发器；

-流体回路，在所述流体回路中，工作流体以闭合环路循环，所述流体回路将所述压缩机连接到所述冷凝器，将所述冷凝器连接到所述膨胀构件，将所述膨胀构件连接到所述空气蒸发器，以及将所述空气蒸发器连接到所述压缩机。

所述冷却循环冷凝器有利地是有机朗肯循环冷凝器。

所述冷却循环的工作流体更有利地是有机朗肯循环的工作流体。

根据有利的变型，所述有机朗肯循环膨胀机的轴联接到所述冷却循环压缩机的轴。

根据另一有利的变型，所述有机朗肯循环机和在适用情况下的所述冷却循环布置在所述系统的下部，在所述水池下方。

根据另一变型，所述反应堆可包括注入器，所述注入器布置在所述系统的下部中并连接到布置在所述系统的上部中的第二泵，所述注入器适于给所述第二泵充注。

所述反应堆优选地包括电池，所述电池用于电启动所述第一泵、所述有机朗肯循环的电气部件以及在适用情况下的所述冷却循环、还有所述第二泵。

因此，本发明首先采用了一种安全的被动冷凝器系统，该系统使用所述被动冷凝器浸没在其中并且位于高处(在反应堆堆芯上方)的储水器或水池作为冷源。该水池能够将衰变热从反应堆堆芯去除。

现在，正如前文所解释的，这种架构取决于水池的体积：水池的冷却时间与其体积成比例(或直接相关)，因此受到限制。

为了减轻这种情况，本发明本质上包括植入有机朗肯循环机和与水池分离的补充储水器，储存在水池中的能量是有机朗肯循环蒸发器的热源，所述补充储水器通过专用泵直接供给所述有机朗肯循环冷凝器以构成所述有机朗肯循环冷凝器的冷源。

因此，通过从有利地位于与高部分的水池相比的较低部分(优选地在地面处)的补充储水器供给水，补偿了由于水池蒸发而造成的水损失。

将冷源布置在地面上的主要优点是，大大简化了用于支撑和保护核设施上部的该安全冷源体积的土木工程，并且降低了施工和维护成本以及由此产生的抗震研究成本。

根据本发明的衰变热去除系统与现有技术系统的不同之处特别在于以下方面：

-与使用空气作为冷源的现有系统相比，从补充储水器的下部引导的水用作有机朗肯循环冷凝器的冷源，

从补充储水器供应的该水还可以有利地用作冷却循环的冷凝器的冷源，冷却循环的目的是产生冷功率以例如冷却有机朗肯循环膨胀机，从而确保系统的更大自主性和可靠性。

因此，与现有系统的几何结构相比，根据本发明的系统配置的主要优点是使用在高处供给的水来供给经历蒸发的水池，作为有机朗肯循环冷凝器的冷源，并且有利地作为冷却循环的冷源。

因此，根据本发明的系统的配置使得能够使用板式水交换器作为有机朗肯循环蒸发器，该板式水交换器无疑必须远离水池，但其体积比等效的动力空气冷凝器小得多。作为示例，板式水交换器的对流交换系数相对于其流体为空气的冷凝器提高了50至100倍。

使用水交换器能够降低有机朗肯循环中的有机朗肯循环流体的冷凝压力，从而提高效率。

使用泵送的水作为有机朗肯循环的冷源，并有利地作为结合的冷却循环的冷源，可以进一步大大提高系统的可靠性：交换器体积的减少使其不易受到外部侵袭，无论是自然的还是恶意的。

此外，水/水板冷凝器是本领域中众所周知的交换器，具有很大的可靠性(核领域中的基本标准)。

因此，冷源(反应堆冷却循环、有机朗肯循环、冷却循环)的交换器的冷源是水的事实避免了使用补充冷源，该补充冷源在现有技术中是空气。

如上所述，空气交换器极其依赖于环境空气温度。因此，使用来自设施下部的储水器的水作为有机朗肯循环的冷源使得可以较少地依赖于外部温度及其变化。

事实上，通过本发明，由于循环的冷源，不再存在任何功率限制。事实上，水交换器的尺寸和冷源侧的温度条件不像现有技术的空气冷凝器那样受到限制，其目的是最小化其尺寸，而不涉及上述空气的温度。

因此，本发明使得可以产生高电功率，并且因此能够以小的设施体积将大量的水从低部分导向高部分。

将冷却循环添加到根据本发明的有机朗肯循环使得可以冷却有机朗肯循环的膨胀机以及要冷却的其他部件，例如电力电子设备，因此提高了系统的自主性和可靠性。单个冷凝器可以有利地由有机朗肯循环和冷却循环共享，这可以通过串联或并联的流体流动来实现。

根据本发明的有机朗肯循环的剩余电力不仅可以满足上述需求，还可以满足设施的其他安全电气需求，例如控制、测量、冷却设备等的电力供应。

根据本发明的系统意味着使用启动系统所需的电池。事实上，有机朗肯循环的冷源是来自补充储水器的水，有必要启动水泵，该水泵将从补充储水器取水以启动系统。这些电池中积累的能量可能非常有限，冗余的多组电池能够实现极大的可靠性。

归根结底，具有根据本发明的系统的核反应堆具有许多优点，其中可以列举：

-核反应堆的现有冷却系统，特别是包括蒸汽发生器、自然对流闭环回路和冷却池的压水反应堆的冷却系统的显著改进；

-可靠且自主的系统；

-核设施上部体积小的可能性，这减轻了土木工程和成本限制；

-通过在高处使用被动冷凝器和冷源，维持从反应堆去除衰变热的被动设计。衰变热去除继续由冷源的逐步蒸发驱动，并且不完全依赖于诸如有机朗肯循环回路的主动系统。只有冷源自主性取决于该主动但自主的系统的运行。因此，衰变热去除功能的可靠性没有损失，正如所有衰变热都必须依赖于有机朗肯循环类型的有源电路的假设一样：[5]。

本发明的其他优点和特征将在参考仅通过说明性和非限制性说明的方式提供的本发明的实施方式的附图阅读详细描述时更清楚地显现。

附图说明

[图1]图1以曲线的形式示出了称为VVER TOI反应堆的现有技术核反应堆的衰变热随时间的减少。

[图2]图2是现有技术的压水反应堆型核反应堆堆芯的被动衰变热去除系统的示意图。

[图3]图3是根据本发明的一个实施方式的用于从压水反应堆型反应堆堆芯去除衰变热的被动系统的示意图。

[图4]图4是如图3的系统的有机朗肯循环和冷却循环的T-s熵图。

[图5]图5是示出根据本发明的系统的第一变型的示意图。

[图6]图6是示出根据本发明的系统的第二变型的示意图。

[图7]图7是示出根据本发明的系统的第三变型的示意图。

[图8]图8是示出本发明的另一实施方式的示意图，该实施方式具有用于对沸水反应堆或压水反应堆的安全壳中存在的蒸汽减压的系统。

[图9]图9是示出根据本发明的用于沸水反应堆或压水反应堆的热交换装置的第一变型的示意图。

[图10]图10是示出根据本发明的用于沸水反应堆或压水反应堆的热交换装置的第一变型的示意图。

具体实施方式

在整个本申请中，术语“竖直”、“下”、“上”、“低”、“高”、“下方”和“上方”应参照以水平运行配置布置在反应堆堆芯上方的填充有水的核反应堆的冷却池来理解。

图1和图2已在前文中描述，因此下文不再评论。

在图1至图10中，本发明和现有技术相同的元件用相同的附图标记表示。

在与本发明相关的图3至图7中，仅示出了用于冷却压水核反应堆堆芯的系统的一部分，即蒸汽发生器，其以闭合环路连接到浸没在冷却池中的水交换器。

虚线表示各种电气部件的电力线，而实线表示流体管线。

在图3中示出了根据本发明的用于从压水反应堆排出至少一些衰变热的自主系统。

该系统首先包括布置在反应堆堆芯上方的冷却池5和浸没在该冷却池中的水冷凝器4，使得该冷却池中包含的水冷却从反应堆的二回路流出的蒸汽。

该系统还包括有机朗肯循环(ORC)机6，该有机朗肯循环机6包括：

-膨胀机60；

-冷凝器61；

-第一泵62，其用于工作流体；

-蒸发器63，其相对于冷却池5布置，使得冷却池5构成有机朗肯循环的热源；

-流体回路64，在流体回路64中，工作流体以闭合环路循环。

如图所示，根据本发明，流体回路64将膨胀机60连接到冷凝器61，将冷凝器61连接到第一泵(称为有机朗肯循环的泵)62，将有机朗肯循环的泵62连接到蒸发器63，将蒸发器63连接到膨胀机60。

形成通用池7的第二储水器包含专用于冷却反应堆的所有冷源，并供给专用于有机朗肯循环并包含安全冷凝器4和有机朗肯循环蒸发器63的冷却池5。

来自通用池7的水用作交换器冷凝器61的冷源。来自通用池7的水在通过第二泵(供水泵8)注入冷却池5之前被冷凝器61略微加热。该泵8供给专用流体管线65，以减轻接收反应堆衰变热的冷却池5的蒸发。

膨胀机60通常可以是涡轮压力调节器、螺旋压力调节器、螺杆压力调节器、活塞压力调节器等。

冷凝器61通常是板式冷凝器。

有机朗肯循环泵62通常是离心泵或隔膜泵、螺杆泵等。

有机朗肯循环机6可以包括缓冲槽66，也就是说，一定量的工作流体的储备使得能够在变化的条件下特别充分地运行有机朗肯循环。如图3所示，该缓冲槽66可以布置在有机朗肯循环泵62的上游。

在图3所示的实施方式中，蒸发器63是竖直浸没在冷却池5中的管状蒸发器。

该系统还包括与冷却池不同的第二储水器7、以及连接到第二储水器和有机朗肯循环的冷凝器61的泵8，以向冷凝器61供应水，作为有机朗肯循环的冷源。

在图3的有利实施方式中，还提供了冷却循环9，包括：

-压缩机90；

-冷凝器61，其是有机朗肯循环的冷凝器，连接到水泵8，以向水泵8供应水；

-膨胀构件92；

-空气蒸发器93；

-流体回路94，在流体回路94中，工作流体以闭合环路循环。

流体回路94将压缩机90连接到有机朗肯循环冷凝器61，将冷凝器61连接到膨胀构件92，将膨胀构件92连接到空气蒸发器93，以及将空气蒸发器93连接到压缩机90。

膨胀构件92可以是阀，或者优选地是涡轮机、注入器等。

与有机朗肯循环6一样，冷却循环9也可以包括在该循环中形成工作流体储存器的缓冲槽。

可以提供电池10以用于电启动各种泵62、8、有机朗肯循环的电气部件以及在适用情况下的冷却循环9。更准确地，电池可用于启动有机朗肯循环的功能，也就是说，启动有机朗肯循环泵62并激活将冷源供给冷却池5的浸没的泵8，从而使得可以提供有机朗肯循环的冷源(冷凝器交换器)。

以下给出了额定功率为3200MWth的压水反应堆事故情况下的尺寸示例。

有机朗肯循环的工作流体是一种有机流体，其蒸发温度低于沸水，在大气压力下约为100℃。可以特别列举Novec649、HFE7000、HFE7100等。

可以设想许多其他有机流体，例如烷烃、HFC、HFO、HFCO、HFE以及其他流体(NH

用于模拟设定尺寸的流体是HFE7100，并且有利地用于有机朗肯循环6和冷却循环9两者。

在该示例中，冷却池5中的水的温度传感器或液位传感器能够检测冷却池5的完全饱和状态以及由于沸腾而失去液位的开始。。

在启动填充泵8之前，存在冷却池5被半排空的延迟。为了可靠性，泵8的流速在其启动时固定在冷却池蒸发损失的流速。

知道反应堆堆芯的剩余功率随着时间而降低，从泵8启动的时刻起，冷却池5的水存量增加。

下表1汇总了与冷却池相关的尺寸。

[表1]

下表2汇总了与池运行的时间相关的信息。

[表2]

下表3给出了流速：

[表3]

下表4给出了外部温度：

[表4]

下表5给出了内部压力：

[表5]

下表6给出了交换器的功率：

[表6]

下表7给出了电功率：

[表7]

因此，下表8汇总了在所有上述运行条件下待设定尺寸的交换器的体积：[表8]

有机朗肯循环和冷却循环的T-s图如图4所示。

图3配置的一个可能的变型在于，将有机朗肯循环6的涡轮机60的轴11与冷却循环的压缩机的轴联接。图5中所示的配置使得不需要为冷却循环的压缩机供应电功率成为可能，因此节省了能量(机电转换)。

该系统的第二个变型在于，将有机朗肯循环和冷却循环之间的如下部件的优点集中起来：工作流体、一些管道、冷凝器61，如已经示出的。

该系统的另一个变型在于，由于中间回路的存在，将有机朗肯循环和冷却循环放置在系统的下部，这使得可以将有机朗肯循环涡轮机和用于将水从下部供给到上部的泵8联接到同一轴。这使得系统的可靠性得以提高，因为事实上涡轮机和水泵8之间的功率传输是纯机械的：没有机械能转换成电能。然而，这种配置使得有机朗肯循环位于下部，这使其容易受到许多事故情况的影响：洪水等。此外，有必要从下部的池中获取热能。这尤其还使得操作人员能够方便地进行维护和监视。

如图6所示，通过中间回路，也可以将有机朗肯循环放置在下部，而无需将水泵8连接到有机朗肯循环涡轮机60。该中间回路则包括通过第三泵68供给的补充蒸发器67。这种配置的优点将是可以通过辅助热源12和阀13而具有有机朗肯循环功能，以能够对系统进行维护/测试以提高其可靠性。

另一个可能的变型是不使用图3所示的浸没式管式蒸发器，而是使用远处定位的蒸发器，例如板式蒸发器。为此，有必要通过图7所示的泵14将水从储水器供给到管道中。这种配置能够减少热交换器的体积，减少将交换器安装在池上的工作量，或者如在前面的配置中那样，通过辅助热源，有机朗肯循环能够运作。需要注意的是，在蒸发器出口处的水与来自有机朗肯循环冷凝器的水的混合只需要从池中的单次摄取，而不是在其他配置和变型中的两次摄取。

该技术的另一种可能变型是在设施的下部放置冷凝注入器。因此，通过借助于下部的注入器致动泵送运动，可以将水泵8定位在结构的上部。这种配置将使有机朗肯循环和泵8的整体可以位于上部(因此更安全，不会受到外部侵袭、洪水等)。该注入器将能够充注系统：通过低容量热能储备来供给，该注入器将向泵8的进水管导入足够量的水以充注泵8。

本发明不限于刚刚描述的示例；所示示例的特定特征可以在未示出的变型中彼此组合。

可以设想不脱离本发明范围的其他变型和实施方式。

刚刚参照压水核反应堆描述的衰变热去除系统可用于沸水核反应堆(BWR)。

一般来说，本发明适用于可以构成冷源的任何池5，该冷源用于冷却压水反应堆堆芯或沸水反应堆堆芯，或者用于冷却和/或减压压水反应堆或沸水反应堆的主安全壳。

因此，尽管在所示的示例中，用于从反应堆堆芯排出衰变热的装置包括蒸汽发生器，但无论是对于压水反应堆还是对于沸水反应堆，该装置同样可以是安装在安全壳中的冷凝器。

例如，对于压水反应堆，可参考HPR1000项目的环境冷凝器面板(“被动安全壳排热，Passive containment heat removal”)或公开物[6]，该公开物描述了安装在安全壳壁上的优化冷凝器(“被动安全壳冷却系统，Passive containment cooling system”)。对于沸水反应堆，请参阅KERENA反应堆中的安全壳冷却冷凝器的配置。

更一般地，对于压水反应堆或沸水反应堆，用于从反应堆堆芯排出衰变热的装置可以是用于对安全壳中存在的蒸汽减压的系统(图8)，热交换装置一方面可以是浸没在池5中(图10中的闭环配置，取自参考文献[7])或直接从池5取水(图9的闭环配置，取自参考文献[7])的水交换器4，另一方面可以是与反应堆的安全壳100中存在的蒸汽直接接触的安全壳壁冷凝器11。

池5可以是给外壳喷水器回路的喷水器歧管供水的源，其在导致反应堆建筑中压力显著增加的事故情况下使该压力降低，从而保持安全壳的完整性。对于压水反应堆，请参见HPR1000项目的主安全壳内或AP1000项目的主安全壳外的内部喷水器歧管的配置。

引用的文献列表

[1]:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE-1785_web.pdf.

[2]:S.Kadalev等,2014,Annals of Nuclear Energy,第72卷,第182-188页.

[3]:D.C.Sun,Y.Li,Z.Xi,Y.F.Zan,P.Z.Li,W.B.Zhuo,“Experimentalevaluation of safety performance of emergency passive residual heat removalsystem in HPR1000”,Nuclear Engineering and Design,第318卷,2017,第54-60页,ISSN0029-5493,https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.04.003.

[4]:David Hinds and Chris Maslak,“Next-generation nuclear energy:TheESBWR”Nuclear News.2006年1月.

[5]:Hofer,Buck,Starflinger,“Operational Analysis of a self-propellingHeat Removal System using supercritical CO2 with athlet”,The 4th EuropeansCO2Conference for Energy Systems March 23-24,2021,Online Conferences CO2,2021-sCO2.eu-157.[6]:Huiun Ha等.“Optimal design of passive containmentcooling system for innovative PWR”Nuclear Engineering and Technology 49(2017)第941-952页.

[7]:https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_164_web.pdf.