专利名称:具有紧凑的非能动安全系统的压水反应堆的利记博彩app
技术领域：
本发明涉及核反应堆技术、核发电技术、核安全技术和相关技术。
背景技术：
核反应堆安全的中心问题是将放射性堆芯保持在浸没状态下，并将足够的热量移去。在正常运行过程中，反应堆堆芯设置在充满(或大部分填充)一次冷却剂(例如，在轻水反应堆情形中的轻水)的密封反应堆压力容器内。通过一次冷却剂循环通过“热阱”来移走热量。在核电厂的情形中，“热阱”通常采取蒸汽发生器或涡轮机的形式。例如，在沸水反应堆(BWR)中，一次冷却剂在压力容器内沸腾，被汽水分离器/干燥器组件隔开的一次冷却剂蒸汽被送到涡轮机中，在那里，在涡轮机上作有用功的动作使蒸汽冷却下来。冷凝的蒸汽流 回到BWR的压力容器内而完成一次冷却剂循环。涡轮机又驱动发电机，产生BWR电厂的电力输出。
在压水反应堆(PWR)的情形中，一次冷却剂保持在欠热液相中(可能压力容器顶部处的蒸汽气泡除外)。将欠热液态的一次冷却剂泵送通过位于压力容器外面的蒸汽发生器，在蒸汽发生器处，将热量传递给二次冷却剂，二次冷却剂又驱动涡轮机。离开蒸汽发生器的一次冷却剂流回到压力容器内而完成一次冷却剂的循环。
在一种变体的“一体化”PWR设计中，蒸汽发生器位于压力容器内部。在典型的一体化PWR设计中，环形上升管设置在压力容器内而形成内部“上升管”和外部环形的“下降管”区域。一次冷却剂在上升管区域内向上(远离反应堆堆芯)流动，并在外部环形的下降管区域中向下流而完成一次冷却剂流动循环。内部蒸汽发生器通常设置在下降管区域内，并包括许多管子，一次冷却剂在管内向下流动，而二次冷却剂在管外向上流动(或替代地，二次冷却剂在管内向上流动，一次冷却剂在管外向下流动)。
设计出各种安全系统来补救各种可能的事件，这些事件可能危及将反应堆堆芯保持浸没在一次冷却剂中并充分冷却的目标。由安全系统解决的两种可能事件是冷却剂丧失事故(LOCA)以及热阱丧失事故。传统上，安全系统包括钢制安全壳结构，安全壳结构包围压力容器并具有足够结构强度来包含释放出的一次冷却剂蒸汽。在安全壳结构内设置冷凝器，以冷凝一次冷却剂蒸汽，从而降低安全壳内的压力。位于安全壳结构外面的包括很大水体的最终热阱提供用于冷凝器所捕获的热量的热阱。位于安全壳结构内的换料水储存箱(RWST)在换料操作过程中提供水，并还用作紧急情况下的水源。
在LOCA事故中，压力容器或连接管道(例如，将一次冷却剂传送到外部涡轮机或蒸汽发生器或从外部涡轮机或蒸汽发生器中传出一次冷却剂的管道)的破裂造成压力容器减压和可能的一次冷却剂泄漏。LOCA的补救措施包括(I)容纳和冷凝一次冷却剂以使该系统减压；以及(2)向压力容器补水以使反应堆堆芯保持被浸没。RWST提供补水，而位于安全壳结构内的冷凝器提供对逸出的一次冷却剂蒸汽进行再冷凝的机构。
在热阱丧失的事件中，丧失“热阱”。在BWR中，如果一次冷却剂蒸汽向涡轮机的流动中断(例如，因为涡轮机必须非预期地停机或突然地发生故障)，就可发生热阱的丧失。在PWR中，相应的事件是流经外部蒸汽发生器的欠热一次冷却剂流动的中断。在一体化的PWR中，对应的事件是丧失流过内部蒸汽发生器的二次冷却剂。在任何的热阱丧失事件中，所作的响应包括将蒸汽从压力容器排到位于安全壳结构内的冷凝器，以移去热量和有控制地使压力容器减压。理想地是，这将使用闭合的系统来完成，在闭合系统中，来自压力容器的蒸汽排放到冷凝器内。然而，如果由于热阱丧失而使压力上升过快，则有必要将蒸汽排放到安全壳结构内(实际上，将热阱丧失事件转化为有控制的LOCA)。
发明内容
在本发明的一个方面，一种装置包括包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯的核反应堆；含有核反应堆的地下安全壳结构；以及设置在地面线的最终热阱池，其中，地下安全壳结构的上部形成最终热阱池底部的至少一部分。在某些实施例中，地下安全壳结构的上部包括上部穹顶。在某些实施例中，该装置还包括包括热交换器的冷凝器，热交换器包括设置在地下安全壳结构内的冷、热流动路径；以及可操作地将冷凝器与最终热阱池相连接的冷却水管线。·[0009]在本发明的另一个方面，一种装置包括包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯的压水反应堆(PWR);含有核反应堆的地下安全壳结构；以及最终热阱池，其具有至少部分地由地下安全壳结构上部所形成的底部。在某些实施例中，地下安全壳结构上部包括上部穹顶。在某些如此的实施例中，上部穹顶突出到最终热阱池表面上方，以形成由最终热阱池包围的岛。
在本发明的另一个方面，一种装置包括包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯的核反应堆；含有核反应堆的地下安全壳结构；设置在安全壳结构顶上的最终热阱池，其中，安全壳结构形成最终热阱池的底部；包括热交换器的冷凝器，热交换器包括设置在安全壳结构内的冷、热流动路径；以及可操作地将冷凝器与最终热阱水池相连接的冷却水管线。
本发明可采取各种部件和部件布置的形式，并为各种运行工艺和运行工艺布置。附图只是为了说明优选的实施例并不可认为限制本发明。
图I示意性地示出包括如文中披露的紧急安全系统的核反应堆设施的侧剖视图。
图2示意性地示出图I的安全壳结构实施例的俯视图,其包括增大表面积的槽或波纹。
图3和4用图示方式示出图2的增大表面积的槽或波纹的两个实施例的侧视图。
具体实施方式
这里披露的是改进的紧急安全系统，其具有非能动操作和减少易受诸如淹没、地震、敌对攻击等的外部影响危害的优点。
参照图1，所示的压水反应堆(PWR)型的核反应堆10包括压力容器12，其在所示实施例中为圆柱形的垂直安装容器。核反应堆堆芯14设置在压力容器12下部。(注意，在所示的图I中，反应堆堆芯14通过压力容器12中切去部分16而露出)。反应堆堆芯14包括大量裂变材料，例如，含有二氧化铀(UO2)的材料，它是合适基材内裂变的235U同位素浓缩产物。在典型结构中，裂变材料布置为放置在笼形燃料元件架内的“燃料棒”。压力容器12包括处于欠热状态下的一次冷却剂水(通常为轻水，即，H2O,但也可考虑重水，即，D2O).
压水反应堆10包括未予示出的行内公知的其它部件，例如，支承压力容器12内反应堆堆芯14的“架子”或其它结构；由控制棒驱动机构(CRDM)选择性地插入到反应堆堆芯14内的吸收中子的控制棒，用来控制核链式反应；以及形成压力容器12内一次冷却剂循环路径的中央上升管，一次冷却剂泵等。这些各种部件可不同地设置在压力容器内或外。例如，CRDM可以是外部的，就如传统的情形那样，或可位于压力容器内部，就如以下专利中所描述的那样2010年12月16日出版的Stambaugh等人的题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”的U. S. Pub. No. 2010/0316177A1，本文以参见方式引入其全部内容；以及2010年12月16日出版的Stambaugh等人的题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”的国际公开W02010/144563A1，本文以参见方式引入其全部内容。反应堆冷却剂泵可以是内部的或外部的，在某些实施例中，可以完全省略，在此情形中，通过自然循环由反应堆堆芯14产生的热 量驱动一次冷却剂流动。
所示的PWRlO是一体化的PWR设计，由此意味着内部蒸汽发生器设置在压力容器12内。所安装的蒸汽发生器未予示出；然而，图I示意地示出移去的内部蒸汽发生器20，为了维护保养，蒸汽发生器已从压力容器12移出，或在安装到压力容器12内之前如图所示地定位，或类似地定位等。另外，传统的部件未予示出，例如，用来提起压力容器上部以便打开压力容器12以及用来移动蒸汽发生器20的吊车；各种脚手架、用于人员走动的走道或诸如此类的人行道、各种辅助设备和电子设备等。
PWRlO容纳在安全壳结构22内。安全壳结构22通常是钢结构，以提供结构强度和高的热导率(以便于如文中披露的热量移去技术的实施)。附加地或替代地，部分的或全部的安全壳结构22可用钢筋混凝土、诸如带有嵌入的微粒以提高热导率的钢基质复合材料等制成。
所示的安全壳结构22通常为圆柱形的，并还包括下部淹没井24和上部穹顶26。下部淹没井含有包括反应堆堆芯14的压力容器12下部。该淹没井能在某些紧急情况下用水淹没下部区域，以便帮助冷却反应堆堆芯14。如这里所披露的，上部穹顶26提供加强的结构强度并在某些紧急情况下用作为蒸汽冷凝表面。安全壳结构22大到足以容纳PWR10，并在安装和/或维护期间为诸如移去蒸汽发生器20之类的操作额外地提供空间。
安全壳结构22位于地下，由此意味着安全壳结构22位于地面之下，即，低于地平线30 (对于上部穹顶26的最上端部分可能除外)。二次安全壳结构32包含(主)安全壳结构22。二次安全壳结构32通常用混凝土、钢筋混凝土或其它合适的结实的建造材料制成。在这里披露的实施例中，二次安全壳结构32不是热通道，因此构成二次安全壳结构32的材料热导率不是设计所要考虑的(因此，使得混凝土是合适的材料)。二次安全壳结构32大部分在地下，以便“包含”地下的主安全壳结构22 ;然而，二次安全壳结构32的上部“屋顶”34是在地面以上的。
安全壳结构22的地下布置以及其相对大的尺寸便于使用非能动的紧急冷却系统，该系统包括地面的(即，地平线处)最终热阱(UHS)池40，其与安全壳结构22的上部穹顶26热连通。上部穹顶26具有用作为UHS池40至少一部分“底部”的外表面42以及用作为被UHS池40冷却的冷凝表面的内表面44。UHS池40由形成池40至少一部分“底部”的上部穹顶26连同侧壁46以及在所示实施例中焊接(或其它方式密封地连接)到上部穹顶26的附加的底部部分48 —起包含。在某些实施例中，该附加的底部部分48可被省略，代之以将侧壁直接焊接(或其它方式直接密封地连接)到上部穹顶26。
“地面”或“地平线处”意味着UHS水池40内的水大部分或全部在地平线之下，且当UHS池40处于其最大容量时，水表面大约就在地平线处。水表面可略微低于地平线，但不应太低于地平线而使地震、爆炸或其它的破坏会造成周围地面坍倒到UHS池40内和湮没该池。同样地，水表面可略微高于地面线(例如，构造侧壁来延伸到高于地面)，但不应太高于地面线而使地面上方的泄漏会导致UHS池干涸。
二次安全壳结构32的上部(即，屋顶34)可选择性地省略掉。包括有屋顶34能更·好地控制UHS池40内组成成分(例如，化学成分)，并防止碎片落入UHS池40内。在某些实施例中，UHS池40设置有盖子，其与二次安全壳结构分开。另一方面，在某些实施例中，UHS池的侧壁46和选择性的底部48可形成二次安全壳结构的一部分。具体来说，可考虑UHS池40壁和底部这一方与二次安全壳结构32这另一方之间的各种集成和/或分离的水平和程度。如果省略二次安全壳结构32不危及到安全且不违反适用的核管理标准，则还可考虑完全省略二次安全壳结构32。
UHS池40如下地提供非能动的排热。从压力容器12中释放出的一次冷却剂(不管是失控的LOCA还是诸如在热阱丧失事件中所进行的有控制的L0CA)自然地上升并接触穹顶26的内表面44。与穹顶26外表面42接触的UHS池40使穹顶26保持在外部的环境温度下(或者更精确地说是在UHS池40水温左右，该水温处于或接近于外部的环境温度)。穹顶26的钢材(或其它合适选择的材料)的高热导率保证外表面和内表面42、44处于大致相同的温度。因此，与蒸汽(其为100°C或高于IO(TC)相比，内表面44是冷的(例如，在大多数气候条件下为40°C或低于40°C)。一次冷却剂蒸汽因此冷凝到穹顶26的内表面44上，它的潜热和任何附加的动能通过(高热导率的)穹顶26传递到UHS池40。
冷凝的一次冷却剂呈粘附在穹顶26内表面44上的水(或水滴)形式。在某些实施例中，这样的水就让其在重力作用下落下或沿着表面流下。有利地是，这会导致大量冷凝水流入淹没井24内以为对淹没井24的淹没作出贡献。替代地，设置折流板50来导向冷凝水的流动。在图示的实施例中，折流板50布置成将冷凝水导向到换料水储存箱(RWST)52内，该换料水储存箱(RWST) 52在某些紧急工况(诸如某些LOCA事件)下用于对压力容器12补水。
在某些实施例中，UHS水池40也用作为设置在二次安全壳结构32内的冷凝器60的冷却水。冷凝器60为冷凝一次冷却剂蒸汽而提供附加的机构。在某些实施例中以及在某些紧急工况下，冷凝器60入口直接连接到安全壳结构22内部，以便冷凝已经释放到安全壳结构22内的一次冷却剂蒸汽。在某些实施例中以及在某些紧急工况下，冷凝器60可连接到压力容器12 (连接未予示出)，以便冷凝压力容器12内的一次冷却剂蒸汽。这后一种方法例如在热阱丧失事件的情形中是有用的，在热阱丧失事件中，压力容器12的密封完整性尚未受到危及，但由于热阱的失去，压力容器12内的压力在上升(一次冷却剂转换为蒸汽)。冷凝器60包括热交换器61，热交换器包括冷、热流动路径(图I中示意地示出)。一次冷却剂蒸汽在热路径中流动，而冷却水流过冷路径。冷、热流动路径彼此流体隔绝，但彼此热力连通。例如，冷凝器60可包括在集管中的管子，其中，管子形成一个流动路径，而集管形成另一流动路径。在另一构思的结构中，冷、热流动路径可以是两个互相盘绕的管子。
冷却水通过入口管道62从UHS 池40流入冷凝器60内，而被加热的冷却水(其可以仍是水，或可以是蒸汽，或可以是某种蒸汽/水的混合态)通过出口管道64流回到UHS池40。所示的管道62、64具有与UHS池40流体连通的开口端；替代地，这些端部可与设置在UHS池40内的热交换器盘管66 (图I中用虚线示出)连接，以使冷却水与一次冷却剂蒸汽和UHS池40都流体隔绝。图I的实施例包括冷凝器60，冷凝器包括热交换器61，热交换器包括设置在地下安全壳结构22内的冷、热流动路径，冷却水管线62、64将冷凝器60与UHS池40可操作地连接。尽管示出了单个冷凝器60，但可以理解，一个、两个、三个、四个或更多个冷凝器60可设置在地下的安全壳结构22内，并带有合适的连接冷却水管线62、64。使用多个冷凝器60可提供冗余性，并会是适用的核管理法规所要求的。此外，当设置多个冷凝器60时，热流动路径可连接到不同的部位。例如，一个或多个冷凝器可连接到压力容器12，以对包含在压力容器12内的一次冷却剂蒸汽提供冷凝作用，一个或多个冷凝器可布置成在地下安全壳结构22的内部容积上运行，以对LOCA期间从压力容器12中逸出的一次冷却剂蒸汽提供冷凝作用。
还可理解到，在某些实施例中，可省略掉冷凝器，或可让它们的冷流动路径连接到除UHS池40之外的冷却水源。在某些如此的实施例中，从地下安全壳结构22的内部到UHS池40的唯一传热路径是通过安全壳结构22的上部穹顶26。
如所示的上部穹顶26那样的安全壳结构22上部的结构具有某些优点。穹顶形状具有有利的结构强度，由于上部穹顶26用作UHS池40底部的至少一部分，所以，其可用来支承UHS池40的重量。穹顶形状还提供比平屋顶大的表面面积。然而，也可考虑支承UHS池的安全壳结构的上部具有不同于穹顶形状的结构，例如平屋顶、斜屋顶等。
简要地参照图2-4，所示的上部穹顶26可选择性地包括槽或波纹70，其增加冷凝表面面积。图2提供示出有利构造的上部穹顶26的俯视图，其中，槽或波纹沿着冷凝液预期流动的大致方向“向下”延伸。图3和4示出槽或波纹70的两个合适的构造。图3和4示出通过上部穹顶26—小部分的剖视图，截面横向于槽或波纹70的方向定向。在图3的实施例中，槽或波纹70形成在上部穹顶26的外表面42和内表面44上。该构造可具有如下制造优势，即，上部穹顶26的厚度为恒定的(虽然是波纹或包括槽)。在图4的实施例中，槽或波纹70仅形成在上部穹顶26的内表面44上(因此在图2的俯视图中实际上看不到)。从该构造可认识到，要做得尽可能大的用于冷凝的表面面积是内表面44，而上表面42则可以是较小的面积。由于在外表面42上不包括槽或波纹而留下的附加材料，所以图4的构造可提供改进的结构刚度和结实度。
回过来参照图1，在LOCA过程中，将一次冷却剂蒸汽释放到地下安全壳结构22内。一次冷却剂蒸汽在上部穹顶26内表面44上冷凝，其潜热和任何附加的动能通过(高热导率的)穹顶26传递到UHS池40。这使包括UHS池40在内的水的温度升高，造成从UHS池40水面上更多的蒸发。如果传热速率和大小足够大的话，则包括UHS池40在内的水实际上可沸腾，而提供从UHS池40水面上散发出的蒸汽。包含地下安全壳结构22和UHS池40的二次安全壳结构32具有排气口 80，它们布置成允许从UHS池40蒸发或沸腾出的水从二次安全壳结构32逸出。UHS池40应具有足够的水量，以在设计时间内维持冷却而无需对UHS池40进行任何的补水，例如，根据某些核管理法规的范例，所述设计时间至少为三天，或在某些更严格的核管理法规范例中，设计时间高达14天。在某些实施例中，可构思UHS池40含有几十万加仑或几十万加仑以上的水。然而，对于给定运行时间预期所需要的足够的水量取决于诸如热功率、设计压力等的各种因素，因此，这个水量应该理解为仅是一个说明性的例子而已。
具体来说，从安全壳结构22内部到UHS池40的传热是通过UHS池40底部的面积进行的，该底部面积是由地下安全壳结构22的上部穹顶26所限定的(并因此与上部穹顶26相接触)。湿的面积和水箱容积应足以移去由反应堆堆芯14产生的衰变热，并由此在安全壳结构22内保持合适低的压力和温度条件。从安全壳结构22到UHS池40的传热q由下式给出q = U · Awec · AT，其中，Awet表示湿的面积，U表示从安全壳结构22到UHS池40的传热的总传热系数，而Λ T表示安全壳结构22和UHS池40之间的温差。为了提供足够的冷却，应保持q ^ Qdecay teat，其中，Qd_y heat表示反应堆停堆后由裂变产物衰变而引起的 由反应堆堆芯14产生的热量。对湿面积Awet (即UHS池40底部的面积，该面积由地下安全壳结构22的上部穹顶26定义，并因此接触安全壳结构22的上部穹顶26)求解不等式U · Awet · Λ T 彡 Qdecay heat，可得出
Awet ^ Qdecay heat/ [U · (Tmax_TUHS) ]( I )
在上述标准式(I)中，Awet表示湿的面积，Tfflax表示安全壳内最大许可温度，Tuhs表示UHS池40的最大许可温度，Qdecay heat表示反应堆停堆后由裂变产物衰变而引起的由反应堆堆芯14产生的最高假设热值，以及U表示从安全壳结构22到UHS池40的传热的总传热系数。更具体来说，有利于总传热系数U的分量包括从安全壳结构22的内部到安全壳结构22上部26内表面的冷凝和对流进行的传热；通过安全壳的传导；以及通过UHS池40内水的沸腾和/或对流，从安全壳结构22上部26的外表面到UHS水池40的传热。所产生的衰变热Qtteay heat在反应堆停堆后随时间而减小，并取决于反应堆运行功率历史记录(即，根据停堆之前的时间的运行功率的历史记录)。如公式(I)所示，最小允许的湿的面积应根据要耗散掉的衰变热量来估计。为保守起见，UHS池40应为最大的Qdeeay heat值而设计，该值对所考虑的任何事故情形作出假设。最大许可温度Tmax是安全壳结构22所要求的最高长时间温度。冷却剂丧失事故(LOCA)引起的最初能量释放会导致短暂的温度瞬态，在该瞬态期间安全壳结构22内的温度短暂地超过Tmax。最大温度Tmax应保持足够低，以确保安全壳结构22内的电线、阀门致动器、仪表和其它关键装置继续运行。温度Trais是UHS池40内水的最高允许温度。当热量通过安全壳结构22上部26传递到UHS池40内时，UHS池40内水的温度有望在反应堆停堆之后随时间而变化。TraisS 100°C是由大气压下水的沸点所施加的限定。当传热随着UHS池40温度Tuhs升高而下降时，保守值是TUHS=100°C。设计中另一要考虑的是，当水沸腾或从UHS池40蒸发时，湿面积Awet会在反应堆停堆之后随时间而减小。在某些情形中，鉴于这样的事实在反应堆刚停堆之后，衰变热输出为最高，此时，UHS池40的水位还未耗尽，所以上述问题可以避免。还有，对于L0CA，为了在能量释放之后立即降低压力和温度，安全壳结构22内设备的热容量以及安全壳结构22本身的热容量有很重要的作用。
当标准式(I)得到满足，则UHS池40可降低或稳定安全壳结构22内的压力。根据标准式(I)而作的设计中所用到的参数Awrt、U、Qd_y teat、Tmax和Trais可以各种方法来估计。在一种方法中，Qd_y heat设定到其初始最高值(即，刚好在伴随LOCA或其它停堆事件的任何短暂瞬态之后的值)。最大许可温度Tmax应设定到保守的低值(注意，Tmax的低值驱使最小许可湿面积变大)。同样地，应采用Uuhs的保守的高值(较高的值减小AT，并因此驱使最小许可湿面积变大)。保守的方法是设定Tras=10(rC。通过控制诸如安全壳结构22上部26的壁厚(但该安全壳壁承受来自UHS池40重量，这限制了壁可做到多么薄)之类的参数，可将总传热系数U调整到一定的程度。同样地，湿面积Awet可根据总的结构设计几何形状或布置进行调整。应注意，标准式(I)的替代公式是U · Awert · ΔΤ彡Qtteay heat,其中，ATmin表示安全壳结构22和UHS池40之间的最小温差，其对所考虑的任何事故情形作出假设。
尽管未予示出，但可以构想使排气管80包括筛网、弯头或其它构件来降低被碎片堵塞的可能性。还可以构思一个或多个排气管80采取一节或多节烟 叠置的形式，同时其它的开口用作空气入口，以在UHS池40的水面和二次安全壳结构32屋顶34之间形成的容积内形成拔风。
图I所示的安全系统的操作如下。在LOCA事故中，压力容器12压力边界内的破裂造成一次冷却剂水从容器中逸出。用一个或多个冷凝器60以及由UHS池40提供的冷却穹顶26造成的附加冷凝，由此反应堆冷却剂系统(RCS)通过对压力容器12和安全壳22减压而作出响应。一旦减压使压力降低到足够低的水平，从位于安全壳结构22内的换料水存储箱(RWST)52向压力容器12内注入附加的水。来自反应堆堆芯14的衰变热使该水沸腾，并继续将水释放到安全壳结构22内，直到主动系统(未示出)投入而提供正常冷却为止。非能动冷却系统26、40、60设计成至少在72小时(根据美国核管理委员会NRC的规定)内移去许多如此的能量，以防止安全壳内过高的压力。储存在安全壳穹顶26上方的UHS池40内的水直接与钢安全壳表面接触，以提供大的传热表面。安全壳结构22内的能量加热UHS池40内的水，可能加热到沸腾温度，从而使UHS池40的水沸腾。产生的蒸汽通过排气管80排放到大气中。因为UHS池40内的水未遭污染，所以该排放没有释放出任何放射性。
在热阱丧失事件中，RCS加压，启动紧急堆芯冷却系统(ECCS)的紧急冷凝器60。一次冷却剂蒸汽排放到冷凝器60的入口，冷却液返回到反应堆压力容器12(未示出管道系统)。冷凝器60被来自UHS池40的低压水冷却。
所示的安全系统具有许多优点。与升高的最终热阱水池(例如，安装在传统反应堆厂房顶上)相比，UHS池40在地平线处的放置比降低损坏的可能性。此外，即使UHS池40的安全壳结构26、46、48会破裂，其结果是包括UHS池40的水会向下流入(主)安全壳结构22内(在上部穹顶26破损的情形中)或流入二次安全壳结构32内(在侧壁46或附加的底部部分48破损的情形中)。在前一情形中，水有利于填充淹没井24，而在后一情形中，水关于继续包围主安全壳结构22，因此会继续起作冷凝机构(至少在某种程度上)的作用。
另一优点在于，可对UHS池40补水，而无需将补充水升高到地平线30上方。图I示出通过二次安全壳结构32和侧壁46的说明性补水入口 82。这些入口 82可与各种补水供应源连接。例如，水平线比核设施的地平线30高的天然湖或人工湖可由带有合适并联的手动/电子控制阀的管道而连接到入口 82，以便能通过自动化系统或手工操作(例如，倘若电力长时间失电)打开补水管线。的确，UHS池40甚至可用雨水、洪水或其它自然发生的地表水进行补充，例如，通过将入口 82构造成排水沟(最好包括有合适的筛网或诸如此类过滤件以避免被碎片堵塞)。[0042]地下安全壳结构22和设置在安全壳结构22上方并被安全壳结构22支承的UHS池40的组合还具有大大减小易受敌人攻击而破坏的可能性的优点。安全壳结构22的地下布置是防攻击的主要屏障，UHS池40提供安全壳结构22屏蔽飞射物、爆炸或其它攻击机理的附加的表面屏障。
由于UHS池40缘故减少了进入地下安全壳结构22的通路，而这一减少在诸如换料之类的维护操作过程中会造成某些困难。在所示的实施例中，这通过构造地下安全壳结构22的上部穹顶26来解决，该穹顶26具有足够的高度，从而突出到UHS池40水面的上方，以使穹顶26的顶部形成被UHS池40包围的岛。舱口或其它的入口可设置在该“岛”上，以用于提供新燃料或其它部件。替代地，如果上部穹顶的顶在UHS池水位的下放，则可部分地排水UHS池，以便露出穹顶的顶以提供维护之用的入口。
所示的核反应堆10是带有一体化蒸汽发生器的压水反应堆(PWR)(即为一体化PWR)。然而，所披露的安全系统也适用于其它类型的反应堆，诸如带外部蒸汽发生器的PWR，或沸水反应堆(BWR)。在后一情形中，BWR传统地被容纳在比PWR设计所用的安全壳更加紧 凑的安全壳结构内，该紧凑的传统的BWR安全壳对于UHS池和安全壳结构之间的接触可能没有提供足够的表面面积。通过使用用于BWR反应堆的较大安全壳结构和/或包括BWR安全壳的穹顶内增大表面面积的槽或波纹70，就可弥补上述的不足。
已经图示和描述了多个优选实施例。显然，其它技术人员在阅读和理解以上详细描述后将会想到各种修改和替代方案。本发明应被认为包括所有此类修改和替代，只要它们落入附后权利要求
书或其等价物的范围之内。
权利要求
1.一种装置包括 包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯的核反应堆； 含有核反应堆的地下安全壳结构；以及 设置在地平线处的最终热阱池，其中，地下安全壳结构的上部形成最终热阱池底部的至少一部分。
2.如权利要求
I所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构的上部包括上部穹顶，该上部穹顶形成最终热阱池底部的至少一部分。
3.如权利要求
2所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构的上部穹顶的最上端延伸到最终热阱池水面上方，以形成被最终热阱池所包围的岛。
4.如权利要求
2所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构的上部穹顶包括槽或波纹。
5.如权利要求
I所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构包括钢材。
6.如权利要求
I所述的装置，其特征在于，还包括 含有地下安全壳结构和最终热阱池的二次安全壳结构，二次安全壳结构具有排气管，排气管布置成允许从最终热阱池蒸发或沸腾出的水从二次安全壳结构逸出。
7.如权利要求
6所述的装置，其特征在于，还包括 在二次安全壳结构内设置排水沟，以使地表水从二次安全壳结构外面流入最终热阱池内。
8.如权利要求
I所述的装置，其特征在于，由地下安全壳结构的上部形成的最终热阱池底部部分具有至少为Qd_y heat/[U · (Tmax-Trais)]的面积，其中，Tmax表示地下安全壳结构内的最大许可温度，Tuhs表示最终热阱池的最大许可温度，Qdecay heat表示反应堆停堆后由裂变产物衰变所产生的最高假设热值，以及U表示从地下安全壳结构到最终热阱池的传热的总传热系数。
9.如权利要求
8所述的装置，其特征在于，最终热阱池具有至少300，000加仑的容量。
10.如权利要求
I所述的装置，其特征在于，核反应堆包括压水反应堆(PWR)，而地下安全壳结构足够大以同时容纳PWR和至少一个蒸汽发生器，该蒸汽发生器设计成在PWR内或与PWR —起运行。
11.如权利要求
10所述的装置，其特征在于，PWR是一体化的PWR，而地下安全壳结构足够大以同时容纳PWR和设置在PWR外面的内部蒸汽发生器，但该蒸汽发生器设计成在一体化PWR内运行。
12.如权利要求
I所述的装置，其特征在于，还包括 包括热交换器的冷凝器，热交换器包括设置在地下安全壳结构内的冷、热流动路径；以及 冷却水管线，冷却水管线可操作地将冷凝器与最终热阱池相连接。
13.如权利要求
12所述的装置，其特征在于，设置在最终热阱池内的冷却水管线终止在以下中的一个(i)开口端部，以及(ii)与设置在最终热阱池内的热交换器连接处。
14.一种装置包括 包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯的压水反应堆(PWR); 含有核反应堆的地下安全壳结构；以及 最终热阱池，最终热阱池具有至少部分地由地下安全壳结构上部所形成的底部。
15.如权利要求
14所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构上部包括上部穹顶。
16.如权利要求
15所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构的上部穹顶突出到最终热阱池表面上方，以形成由最终热阱池包围的岛。
17.如权利要求
14所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构的上部包括槽或波纹。
18.如权利要求
14所述的装置，其特征在于，地下安全壳结构包括钢材。
19.如权利要求
14所述的装置，其特征在于，最终热阱池和地下安全壳结构的上部之间的接触面积Awrt满足标准式U · Awet · Λ T > Qdecay heat，其中，Qdecay heat表示反应堆停堆后由裂变产物衰变所产生的最高假设热值，以及U表示从地下安全壳结构到最终热阱池的传热的总传热系数，且ATmin表示假设在所考虑的任何事故情形中出现的地下安全壳结构和最终热阱池之间的最小温差。
20.如权利要求
14所述的装置，其特征在于，还包括 包括热交换器的冷凝器，热交换器包括设置在地下安全壳结构内的冷、热流动路径；以及 冷却水管线，冷却水管线可操作地将冷凝器与最终热阱池相连接。
21.一种装置包括 核反应堆，核反应堆包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯； 含有核反应堆的地下安全壳结构； 设置在安全壳结构顶上的最终热阱池，其中，安全壳结构形成最终热阱池的底部； 包括热交换器的冷凝器，热交换器包括设置在安全壳结构内的冷、热流动路径；以及 冷却水管线，冷却水管线可操作地将冷凝器与最终热阱池相连接。
专利摘要
核反应堆包括压力容器和设置在压力容器内的核反应堆堆芯。地下安全壳结构包含核反应堆。最终热阱(UHS)池设置在地平线处，地下安全壳结构的上部形成UHS池底部的至少一部分。在某些实施例中，地下安全壳结构的上部包括上部穹顶，该上部穹顶可突出在UHS池水面上方以形成由UHS池包围的岛。在某些实施例中，包括热交换器的冷凝器设置在地下安全壳结构内，热交换器包括冷、热流动路径；以及冷却水管线可操作地将冷凝器与UHS水池相连接。
文档编号G21C15/12GKCN102956275SQ201210136259
公开日2013年3月6日 申请日期2012年5月2日
发明者R·C·沃特森, J·D·马洛伊三世, M·J·爱德华兹 申请人:巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan