具有应急冷却装置的核反应堆以及冷却方法

本发明涉及具有应急冷却装置的核反应堆以及冷却方法，所 述应急冷却装置和冷却方法尤其可用于在冷却剂损失事故发生之 后，冷却核反应堆的堆芯。

在核能生产方面，核反应堆必须设计成能经受各种可以预料 到的事故。

人们研究避免极为重大的潜在事故，最令人担心的多半就是 核反应堆中的主冷却剂损失的事故。反应堆冷却管路破裂导致压 力降低和冷却剂损失，就可能发生这种事故。很容易想象得到，如 果反应堆堆芯不进行冷却，堆芯就会升温，不仅要严重损坏反应堆 的结构，而且会损害其周围环境。

减轻这种事故后果的主要方法是用冷却剂喷注反应堆。在冷 却管路失去压力后，必须尽快采取这种措施，以便吸收在发生冷却 剂损失事故期间在堆芯积聚的热量。这种措施通常需要将若干应 急冷却剂贮罐就近布置并使之与反应堆管路相连接。在某些情况 下，这些贮罐具有压力，在其他一些情况下，则用泵向反应堆供给 冷却剂。该冷却剂通过反应堆容器的壁靠近容器顶部，或者通过包 括反应堆堆芯上方高压区的管路在内的装置注入反应堆管路，例 如热支管管路或冷支管管路。不过，向反应堆管路注入冷却剂的一 个主要缺陷是，管路有可能破裂而冷却剂到不了反应堆堆芯。现行 设计的另一个缺陷是，在冷却剂损失事故中，容器下部的冷却剂急 骤蒸发，这使容器中已有的正常冷却剂到达不了堆芯。第三个缺陷 是，堆芯中产生的蒸汽发生作用，使加入的应急冷却剂到不了堆芯。

通常，在冷却剂损失事故期间，核反应堆堆芯喷注罐用来向核 反应堆容器供给应急冷却剂。然而，如果是正在运行的核反应堆装 置，那么，在冷却剂损失事故期间，要在应急冷却剂注入之前核反应 堆容器各部分发生急骤蒸发的时刻采取措施。“急骤蒸发”这个术 语一般用来描述液体在高温下以及当迅速减压时在压力下的蒸发。 当正常冷却剂因反应堆正常冷却剂管路破裂而受到大为降低的压 力影响时，在核反应堆中即发生这种现象，正常的反应堆冷却剂 从破裂处排出。这种急骤蒸发和正常冷却剂损失可在几秒钟的时间 内发生，视温度和压力而定。

尽快向反应堆供给应急冷却剂是很重要的，以便限制堆芯中冷 却剂急骤蒸发和沸腾时而发生的堆芯升温。最为重要的是，在这种 迅速减压后，要向堆芯入口供给应急冷却剂，确保冷却剂不断流向 堆芯，以便尽可能限制或防止堆芯升温。注入应急冷却剂的目的也 是为了防止或尽可能限制通常存在于下高压间以及在反应堆容器 的环状竖直空间中，冷却剂的量因急骤蒸发而减少。

核反应堆具有应急冷却装置，应急冷却装置允许应急冷却剂 在堆芯入口，也就是说在容器下部，在堆芯下方，注入容器内部，这 种核反应堆是公知的。应急冷却剂由应急贮罐供给，一旦容器内注 入区的压力因管路破裂而减压之故降低到应急贮罐中冷却剂的压 力之下，所述应急贮罐就喷注应急冷却剂。

在发生冷却剂损失这样的事故后，冷却剂被保持在应急贮罐 中的压力决定应急冷却装置的干预速度。

为了使应急冷却装置尽快干预以重新喷注堆芯，避免冷却剂 通过急骤蒸发现象而干涸掉，必须配置高压冷却剂贮罐。这种贮 罐具有有限的容量，即贮罐排空非常迅速，而且将冷却剂注入容器 的应急冷却装置工作时间太短，不能有效地冷却核反应堆。

人们也提出了一些冷却装置，它们具有不同压力的贮罐，与反 应堆主管路的支管相连接，构成正常冷却装置。万一主管路的支管 破裂，这种装置就起不了作用，因为注入主管路的冷却剂会从主管 路支管的裂口流出主管路。因此，应急冷却剂不能进入容器，不能 与核反应堆堆芯接触使之冷却。

因此，本发明的目的是提出一种核反应堆，该反应堆包括容器、 堆芯罩以及应急冷却装置，所述容器具有多个入口和出口，所述堆 芯罩位于容器内，所述应急冷却装置可以在发生冷却剂损失这样的 事故后，很快注入应急冷却剂，通过长时间持续地将应急冷却剂注 入容器，连续冷却堆芯。

为此，本发明的核反应堆包括：

—一个筒体，位于反应堆容器内，围绕堆芯罩，以确定堆芯罩和 筒体之间的环状管路；

—一个喷管，穿过容器的壁，与堆芯罩和筒体之间确定的环状 管路相连通；

—至少两个以不同的供给压力向喷管供给应急冷却剂的装置。

本发明还涉及核反应堆应急冷却方法，即：在发生冷却剂损失 这样的事故后，以至少两个不同的压力连续向核反应堆容器注入应 急冷却剂。

更具体地说，本发明的装置和方法使得可以从不同的被动或主 动的冷却剂源连续供给应急冷却剂，无需使用反应堆的正常冷却管 路。

在实施例中，高压罐首先向核反应堆供给应急冷却剂。低压罐 在高压罐恰好排空前，向反应堆堆芯供给应急冷却剂。位于反应堆 室内的重力供给罐在低压罐排空前不久，向反应堆堆芯供给应急冷 却剂。当重力供给罐排空时，由反应堆室内的池回收的冷却剂被泵 送注入反应堆堆芯。反应堆容器可包括一个或多个喷管，用于在 位于堆芯顶部之上的高度注入应急冷却剂。反应堆容器还可以沿 堆芯罩的外部具有一条管路，将应急冷却剂引向堆芯底部。发生急 骤蒸发现象时，可用止回阀、虹吸切断器和限流装置迅速排出蒸汽， 尽可能限制反应堆中的冷却剂损失。包括自动控制减压阀在内的装 置可以安装到增压器上，或者安装到压水核反应堆主管路的每个热 支管中，或者安装到每个蒸汽发生器的蒸汽喷管上，以便有助于将 主管路中的压力降低到足够低的值，使应急冷却剂能够从重力供 给罐流入反应堆的主冷却管路中。

特别是，在发生冷却剂损失事故期间，本发明可以将应急冷却 剂注入堆芯，使堆芯散热，尽可能降低或消除堆芯升温。另外，本发 明供给冷却剂的装置不干扰反应堆的正常冷却管路，也不使用反 应堆运行时所用的这条正常冷却管路。本发明还可以以不时调节 的方式将冷却剂注入堆芯，以防用于冷却堆芯的现有冷却剂急骤蒸 发。

为使本发明易于理解，下面参照附图及压水核反应堆的实施 例，对本发明应急冷却装置，及发生主冷却剂损失事故的情况下应 急装置的工作情况加以描述。

附图如下：

图1是本发明核反应堆的示意图。

图2是反应堆容器的局部竖直剖视图。

图3是用于将应急冷却剂注入核反应堆的喷管的剖视详图。

图4是核反应堆冷支管的喷管的剖视详图。

图5是核反应堆容器内部的立体分解图。

图6是安装在核反应堆容器中的止回阀的剖视图。

图7是沿图6中7—7线的视图。

一般来说，图1所示的本发明反应堆冷却装置包括应急冷却 剂贮罐12，14和16、池18和被动式装置66，所述被动式装置66由 安装在与贮罐相连接的管道系统中的止回阀构成，用于连续地被 动地从贮罐12，14，16和电动泵62向反应堆容器11供给应急冷却 剂，所述电动泵62用于主动地从池18向反应堆容器供给应急冷 却剂。当反应堆处于正常工作温度和正常工作压力时，电动截流 阀64通常为全开，贮罐12，14，16和池18通过止回阀66与反应堆 冷却管路断开。

核反应堆容器11配有在发生冷却剂损失事故期间允许其接收 应急冷却剂的装置。来自各种贮罐和池的应急冷却剂可通过应急 冷却剂供给管路22，供给固定在反应堆容器11上的喷管24。冷却 剂供给管路和喷管24使贮罐12，14，16和池18同核反应堆容器 11相连通，专门用来在发生冷却剂损失事故期间供给应急冷却剂。 这就可以克服当由于正常的反应堆冷却管路中的管子破裂而发生 冷却剂损失事故时，试图通过运行中反应堆的正常冷却管道系统 供给应急冷却剂时所遇到的缺陷。喷管24构成将应急冷却剂注入 核反应堆容器的装置；较好的实施例中可采用四个喷管24，但所需 的喷管数目取决于反应堆容器的尺寸及其设计。如图2所详细示出 的那样，每个喷管24布置在反应堆堆芯26顶部之上的一定高度 上。图中示出两个喷管24位于冷支管的入口28之上和热支管的 出口30之上，但是这些喷管可以很容易地布置在所述入口和出口 之下，只要位于堆芯26之上就行。每个喷管24包括一个限流孔 32，如图3所示。该小截面孔限定流动截面，当应急冷却剂供给管路 22破裂而发生主冷却剂损失事故时，使泄漏流量减至最小。

具有如图2和5所示的圆形横截面的筒体34围绕堆芯罩36 加以安装。这在与每个喷管24连通的环状空间40中形成一个环 状管路38。在这个实施例中，通过喷管24供给的应急冷却剂在管 路38中沿堆芯罩36的外表面向下流。这样，如果由于用来将主冷 却水注入容器11的冷支管28破裂，或者用来将与堆芯26接触而 变热的主冷却水排出容器11的热支管30破裂而发生主冷却剂损 失事故，就可以有助于减小应急冷却剂在到达堆芯26之前损失的 危险性。筒体34可围绕其外周边部分配有一系列孔42，当喷管24 或者应急冷却剂供给管路22破裂或泄漏，所述孔就起虹吸切断器 的作用。

当冷支管的入口部分28或者冷支管的管道系统的裂口导致主 冷却剂损失事故时，在若干秒钟之内即可发生急骤蒸发。堆芯26 中产生的蒸汽扩散到容器的上高压间，因此难以将应急冷却剂注 入堆芯26。如图2、6和7所示的构成反应堆内部构件的止回阀46 可从上高压间和堆芯26快速去除蒸汽，促使应急冷却剂注入堆 芯。内部构件止回阀46安装在堆芯罩36上，圆盘54处于正常关 闭位置。万一发生冷却剂损失事故，就在圆盘上形成压差，使圆盘 打开，使流体通过止回阀54从堆芯流向上高压间，流入反应堆容 器的环状空间40中。流经阀54的流体可从环状空间40直接流向 冷支管28的裂口。这条直接通道可使蒸汽从上高压间和堆芯快速 排出，促使应急冷却剂注入堆芯。

图4示出反应堆容器11的另一个特性，在发生主冷却剂损失 事故后，可减小反应堆冷却剂的损失速度。冷支管的每个入口28可 配有一个缩小截面状的限流装置60，它不影响反应堆的正常运行。 从图1可以看到高压罐12，它是增压罐，用于被动地向反应堆容器 11供给冷却剂。使用例如氮这样的惰性气体即可将罐12增压到高 压。高压罐12通过应急冷却剂供给管路22向一个或多个喷管24 供给冷却剂。

在本发明中，高压罐12是应急冷却剂的第一来源，因为在冷 却剂损失事故最初几秒钟的关键时期，高压使冷却剂快速注入堆 芯。在堆芯入口和环状空间中发生急骤蒸发之前或几乎与此同时， 利用堆芯冷却剂供给罐的高压向这些区域供给应急冷却剂，这一 点很重要。另外，在高压堆芯冷却剂供给罐排空之前或几乎与此同 时，必须供给足量的应急冷却剂，使低压堆芯冷却剂供给罐开始工 作，以确保不断地供给应急冷却剂。

应急冷却剂的第二个来源是低压贮罐14。贮罐14与罐12的 相似之处在于，罐14是增压罐，内装应急冷却剂，也用惰性气体增 压。罐14的压力可低于罐12的压力，因为在从罐14开始注入应 急冷却剂时，注入速度无需那么快。罐14通过应急冷却剂供给管 路22向一个或多个喷管24供给冷却剂，罐14供给冷却剂是在罐 12排空之前不久开始的，以防中断应急冷却剂的流量。低压堆芯 冷却剂供给罐设计成，在低压堆芯冷却剂供给罐排空之前，或者使 重力供给罐16开始工作，或者泵送注入冷却剂。

在罐14排空前不久开始供给冷却剂的第三个应急冷却剂来源 是一个或多个重力供给罐16。重力供给罐16通过应急冷却剂供给 管路22向一个或多个喷管24供给冷却剂。在已有技术中，用于贮 存应急冷却剂并通过泵送和注入向核反应堆供给应急冷却剂的供 给罐，一般是含硼水贮罐，位于核反应堆室外。在本发明中，重力 供给罐16位于反应堆室内。为便于将反应堆冷却管路中的压力降 低到足以使应急冷却剂从重力供给罐流向冷却系统的低压，自动 减压阀68，70安装在冷却管路的每个热支管上，或安装在增压器 上。减压装置由截流阀68和减压阀70构成。阀68和70可由负责 设备的操作人员从控制室手动遥控，或者由来自反应堆的具有系 统安全特性的装置的多余压力信号加以自动控制。供给应急冷却 剂的再一个来源是一个或多个池18，位于反应堆室内，回收泄漏到 反应堆室的冷却剂，不管该冷却剂是主冷却剂还是应急冷却剂。泵 62将池18回收的冷却剂通过应急冷却剂供给管路22供给一个或 多个喷管24。

在反应堆运行期间，管道系统中的止回阀66使罐12，14，16 和池18同反应堆冷却管路11隔开。因为管子破裂后反应堆冷却 管路中的压力降低，所以罐12至16中的压力变得高于反应堆冷却 管路中的压力，因此，应急冷却剂通过应急冷却剂供给管路22’、处 于打开状态的截流阀64和止回阀66、管路22、喷管24以及注入 管路38，从罐12至16流向堆芯下部。由于堆芯26中的急骤蒸发和 沸腾，产生的蒸汽流入上高压间44的区域。对于由冷支管28的大 裂口或小裂口造成的主冷却剂损失事故来说，反应堆内部构件的 止回阀46(图2、6和7)用于迅速打开上高压间44的区域和冷支管 28的裂口之间的直接通道。该直接通道可使蒸汽从上高压间44和 堆芯26迅速排出，便于在发生主冷却剂损失事故时，向堆芯注入应 急冷却剂。在高压罐快排空前，反应堆冷却剂的压力降低到低于低 压罐14的压力的数值，因此，冷却剂通过供给管路22、反应堆的喷 管24和堆芯罩的注入管路38，从低压罐流向堆芯下部。在低压罐 14快排空前，反应堆冷却剂的压力进一步降低到低于置于高位置 的重力供给罐的压力的数值，可使应急冷却剂再被动地沿上述应 急冷却剂注入通道流向反应堆堆芯的入口64。反应堆冷却管路中 原来的水分以及从罐12至16注入的应急冷却剂回收在反应堆室 里的池中。在重力供给罐16即将排空时，此时(即最初动作后若干 小时)，可开动泵62，通过前述应急冷却剂流动通道，从池18向堆 芯26的入口注入应急冷却剂。

换热器71(图1)可冷却回收的冷却剂，以便当回收的冷却剂注 入容器时，提高冷却效果，该换热器71可布置在应急冷却管路泵送 管路22’的那些部分上，所述管路22’与供给管路22相连接，接收 反应堆室中泵送的回收冷却剂。

因此，本发明的装置和方法可在发生冷却剂损失事故后立即向 堆芯供给应急冷却剂，有效地冷却堆芯，并且可通过连续启动贮存 冷却剂的装置或泵送冷却剂的管路长时间地冷却堆芯。另外，应急 冷却剂直接输送到堆芯底部，安全可靠地完成其重新注入和冷却 堆芯的任务，避免冷却剂过早地通过主管路的裂口排出。

本发明不限于所描述的实施例。

本发明冷却核反应堆的装置和方法已经根据压水核反应堆进 行了描述。但是，该装置和该方法可应用于任何水冷却核反应堆， 反应堆的堆芯布置在容器内，由堆芯罩加以围绕。本发明冷却核反 应堆的装置和方法采用两个具有不同压力的贮罐、一个重力供给 贮罐、以及回收和泵送冷却剂的管路。显然，向一个或若干个喷管 供给冷却剂的装置可进行各种组合，这些组合中至少包括两个向喷 管供给具有不同压力的冷却剂的装置。

冷却装置供给管路可包括用以关闭和打开阀和止回阀的不同 装置。