技术领域
[0001] 本
发明涉及自我诊断应对事故的无人核反应堆，更详细地说涉及如下的核反应堆：在核反应堆出现异常时，即使没有操作员的操作也能够被动地冷却产生的过多的热，并且无需单独控制指令，而是通过核反应堆结构以及压
力等环境条件变化完全被动地执行用于所述安全措施的冷却动作，再则相比于现有的核反应堆安全系统具有结构更简单的冷却系统。尤其是，在此涉及如下的自我诊断应对事故的无人核反应堆：所述冷却系统能够比现有的冷却系统更快速地实现热交换，而且还利用饱和蒸气压，因此无需单独的控制工具也能够容易被动地执行热交换控制。
背景技术
[0002] 核发电是利用核分裂时产生的
能量转动
涡轮机来生产
电能的方式实现的，图是1简单示出一般核反应堆发电的原理。核反应堆容器内的核
燃料通过核分裂产生的巨大的
热能传递到核反应堆容器中的冷却剂，如图1深色箭头所示，冷却剂以从核反应堆容器排出经过
热交换器重新进入反应堆容器的方向循环。冷却剂的热能经
过热交换器的同时传递到
蒸汽发生器，
蒸汽发生器内的
水通过热能变成高温高压的蒸汽引起
相变。如此产生的高温高压的蒸汽沿着图1的浅色箭头供应到涡轮，通过该蒸汽的力旋转汽轮，并且与涡轮连接的发
电机也一同进行旋转，进而实现发电。因涡轮旋转而丧失能量的蒸汽重新产生相变而变成水，图1的浅色箭头该水再次流入蒸气发生器进而实现循环。
[0003] 在如上所述，在核反应堆中产生非常大的热能，在核反应堆发生事故导致无法正常运行的情况下，通过该热能存在破坏核反应堆本身的大型事故的危险。因此，在核反应堆必须配备各种安全系统，以用于在核反应堆出现损坏的情况下急速冷却核反应堆。所述安全系统由如下的形态实现：对核反应堆各部补充供应冷却剂的形态；以及使冷却剂沿着适当的流路循环，从而吸收核反应堆各个部位的热最终排放到外部
散热设备(heatsink)的形态。此时，与核反应堆的各个部位直接
接触过的冷却剂含有危害环境的放射能物质，因此该冷却剂本身不得直接排放到外部，而是只向外部散热。对于在上述的安全系统中向外部
散热器的散热的热交换器在核反应堆技术领域通常也称为余热散热用热交换器。
[0004] 现有的余热散热用热交换器具有与图2大致相同的形态。如图2所示，现有的余热散热用热交换器由高温
流体流动的流路1设置在水箱2内的形态构成，所述水箱2形成水池(pool)形状并且内部容纳冷却剂。通过这一结构，余热散热用热交换器从流动于流路1内的高温流体向水箱2内的冷却剂传递热，进而最终冷却高温流体。在高温流体的热传递到所述流路1周边的冷却剂时，也通过
对流实现热传递，若高温流体的
温度非常高，则所述流路1周边的冷却剂
沸腾，进而也可实现热传递。
[0005] 但是，对于如上所述的余热的散热，正在进一步要求更加快速且有效的冷却，而且在本领域技术人员之间正在不断对现有的余热散热用热交换器要求更加改善热交换速度以及效率。而且，对于现有的核反应堆安全系统，大部分情况是需得到控制指令才能运行，因此在运行方面存在不便与危险要素，并且在
现有技术中反应堆的安全系统结构本身就非常复杂且多重化，因此存在很难建造、运行以及控制设备的问题。因此，正在不断要求如下的核反应堆安全系统：能够比现有的安全系统更加提高冷却效率，无需操作员单独操作也能够完全被动地运行，再则相比于现有的反应堆安全系统形成更加简单的结构。
发明内容
[0006] (要解决的问题)
[0007] 本发明是为了解决如上所述的现有技术的问题而提出的，本发明的目的在于提供如下的自我诊断应对事故的无人核反应堆：在核反应堆出现异常时，无需操作员的操作也能够被动地冷却过度产生的热，而且无需单独的控制指令也能够通过核反应堆结构以及压力等环境条件变化完全被动地执行上述安全措施的冷却动作，再则相比于现有的核反应堆安全系统形成更加简单的结构。本发明的另一目的在于提供如下的自我诊断应对事故无人核反应堆：利用两相
传热现象(two-phase heat transfer mechanism)进行热交换，并且为了通过该两相传热能够有效进行热交换，导入喷射式热交换器，该喷射式热交换器具有三维配置流路的最佳结构，进而将热交换性能最大化，同时利用饱和蒸气压，进而无需单独的控制工具也能够容易被动地控制热交换。
[0008] (解决问题的手段)
[0009] 用于达成上述目的的本发明的自我诊断应对事故的无人核反应堆包括：核反应堆驱动系统，包括容纳核反应
堆芯的核反应堆容器、连接蒸汽管与供水管的蒸汽发生器；以及核反应堆安全系统，分成能量释放空间(EnergyRelease Space,ERS)、能量吸收空间(Energy Absorbing Space,EAS)、能量转移空间(Energy Transfer Space,ETS)，其中所述能量释放空间容纳核反应堆驱动系统，所述能量吸收空间通过形成在上侧的通道与所述能量释放空间连通并且容纳冷却剂，与所述能量释放空间以及所述能量吸收空间间隔，并且具有与所述核反应堆驱动系统连接的余热散热部以及与所述能量吸收空间连接的流动通道，并且从所述核反应堆驱动系统中释放的热传递到冷却剂，之后将冷却剂吸收的热传递到外部来释放该热；
[0010] 根据所述核反应堆驱动系统内的压力变化以及冷却剂是否
泄漏而变化的热工水水力条件，选择性地流动所述核反应堆安全系统内的冷却剂来冷却所述核反应堆驱动系统；其中，所述余热散热部包括：热交换部，利用两相传热现象(two-phase heat transfer mechanism)执行热传递，所述两相传热现象利用通过与所述能量吸收空间连接的流动通道供应的冷却剂；密封容器部，在内部容纳冷却剂以及所述热交换部，并且下部开放以使冷却剂流动；外筒部，围绕所述密封容器部并且容纳以及流动冷却剂；通过所述热交换部沸腾生成冷却剂蒸汽，通过所述冷却剂蒸汽在所述密封容器部内配置所述热交换部的
位置形成具有饱和蒸气压的空间。
[0011] 作为更详细的
实施例，本发明的自我诊断应对事故的无人核反应堆包括：核反应堆驱动系统，包括容纳核反应堆芯151的核反应堆容器152、与蒸汽管154以及供水管155连接的蒸汽发生器153；核反应堆安全系统，包括：第一
安全壳110，在内部第一空间V1容纳气体以及所述核反应堆驱动系统；第二安全壳120，与所述第一安全壳110紧贴配置，并且内部具有水平隔壁125，进而内部空间被区分成下部的第二空间V2以及上部的第三空间V3，并且在所述第二空间V2容纳冷却剂；安全壳贯通管111，一侧末端配置在所述第一空间V1，而另一侧末端与所述第二空间V2连通，并且具有安全壳贯通
阀111v；冷却剂注入管112，一侧末端配置在所述第三空间V3，而另一侧末端与所述第一空间V1连通，并且具有冷却剂注入阀112v；余热散热装置130，配置在所述第三空间V3，并且与所述核反应堆驱动系统连接，将从所述核反应堆驱动系统释放的热传递到冷却剂，之后将冷却剂吸收的热传递到外部；根据所述核反应堆驱动系统内的压力变化以及冷却剂是否泄漏而变化的热工水水力条件，选择性地流动所述核反应堆安全系统内的冷却剂来冷却所述核反应堆驱动系统；其中，所述余热散热装置130包括：第一热交换器131，与所述核反应堆驱动系统连接，并且流动所述核反应堆驱动系统内的冷却剂来散热；第二热交换器132，与所述第一热交换器131紧贴配置，并且流动余热吸收用冷却剂来吸收热；冷却剂喷射管133，将与所述第二空间V2连接而供应的冷却剂喷射到所述第一热交换器131；热交换容器134，形成内部容纳冷却剂的密封容器形态，在上部容纳配置所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132，而在下部形成与所述第二空间V2连通来使冷却剂流动的冷却剂流动通道134a；热交换容器外筒135，为了使所述冷却剂流动通道134a下部末端浸渍在冷却剂以确保冷却剂液位，围绕所述热交换容器
134并且容纳并流动冷却剂；其中，通过所述第一热交换器131沸腾生成冷却剂蒸汽，通过所述冷却剂蒸汽在所述热交换容器134内配置所述第一热交换器131以及所述第二热交换器
132的位置形成具有饱和蒸气压的空间；在具有饱和蒸气压的空间上将由所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂喷射于所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132产生两相传热现象。
[0012] 另外，本发明的自我诊断应对事故无人核反应堆运行方法作为运行如上所述的核反应堆的方法，包括：隔离步骤，包括关闭所述核反应堆驱动系统的步骤；关闭配置在所述蒸汽管154的蒸汽管隔离阀154v以及配置在所述供水管155的供水管隔离阀155v的步骤；第一热交换器循环步骤，包括所述核反应堆驱动系统内冷却剂
蒸发生成的蒸汽流入所述第一热交换器131的步骤；流入所述第一热交换器131的蒸汽通过所述第一热交换器131
凝结生成冷却剂，之后生成的冷却剂再次流入所述核反应堆容器152进行循环的步骤；饱和蒸气压空间形成步骤，包括容纳于所述热交换容器134内的冷却剂与流入所述第一热交换器131的蒸汽热交换，进而加热以及沸腾所述冷却剂的步骤；在所述第一热交换器131周边沸腾冷却剂而生成的蒸汽聚集在所述热交换容器134上部形成具有饱和蒸气压的空间的步骤；饱和蒸气压空间扩张至配置所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132的位置的步骤；两相传热步骤，包括由所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂喷射到所述第一热交换器131外面；接触于所述第一热交换器131外面的冷却剂从所述第一热交换器131内蒸汽吸收并蒸发热，并且凝结所述第一热交换器131内的蒸汽生成冷却剂的步骤；在所述第一热交换器131外面蒸发生成的蒸汽接触于所述第二热交换器132外面的步骤；接触于所述第二热交换器132外面的蒸汽向所述第二热交换器132内的冷却剂释放热来凝结成冷却剂，并且在所述第二热交换器132内的冷却剂蒸发生成蒸汽的步骤；余热散热步骤，包括所述第二热交换器
132内蒸汽排放到外部或者流入外部单独的热交换器的步骤；向所述第二热交换器132流入外部冷却剂或者在外部单独的热交换器凝结生成的冷却剂再次流入进行循环的步骤。
[0013] (发明效果)
[0014] 相比于现有的热交换器，本发明具有能够更加迅速进行热交换的效果。更详细地说，与单纯利用对流以及传导的基本热传递原理执行热交换的现有的热交换器不同，本发明的三维热交换器利用两相传热现象(two-phase heat transfer mechanism)进行热交换，因此相比于现有的热交换器能够实现更加迅速的热交换。
[0015] 另外，根据本发明具有如下的效果：为了通过所述两相传热更加有效地执行热传递，由高温媒介流动的流路、低温媒介流动的流路、喷射冷却剂的流路构成三维紧密配置的结构，进而具有能够更加提高如上所述的两相传热的效率。即，本发明并不只是单纯利用两相传热原理执行热交换，还在热交换器结构导入能够提高上述传热效率的三维结构，进而具有将热交换速度以及热交换效率最大化的效果。
[0016] 尤其是，根据本发明具有如下的效果：填充冷却剂的密封空间内配置利用两相传热的热交换器，进而以使启动热交换器时生成的蒸汽迅速且有效地冷凝。因此，通过在如上所述的两相传热时必然产生的冷却剂的蒸气压，具有可防止热交换空间以及与该热交换空间连接的空间内的压力过度增加的效果。再则，通过上述结构本身自然连动热交换器的启动以及停止与液位调节，因此无需施加用于执行单独的运行以及停止的控制等，因此具有将运行上的便利性最大化的效果。
[0017] 再则，相比为了冷却现有的核反应堆而使用的热交换器，本发明的热交换器具有更高的热交换速度以及热交换效率，因此在本发明的热交换器适用于冷却核反应堆的情况下，具有能够更加提高核反应堆冷却效率的效果。不仅如此，如上所述防止热交换器容纳空间内的压力增加，因此将本发明的热交换器适用于核反应堆安全系统，还能够得到抑制核反应堆安全壳内压力过度上升的效果。
[0018] 另外，根据本发明，安全系统是完全被动式的，因此在核反应堆受损时，无需单独的控制指令也能够迅速进行冷却，进而具有能够最大限度的降低事故危险。最重要的是，与现有的被动式核反应堆安全系统完全不同，本发明具有基于热工水力驱动的概念的新结构，并且基于该新结构可按照各种事故条件执行适当的各种冷却动作。尤其是，本发明的核反应堆安全系统结构与现有的核反应堆安全系统结构比较时，具有大大简化的结构，据此在设计以及建造时相比于现有的能够更高更加降低难度，而且在运行建造完成的核反应堆时，在提高容易性以及便利性方面也具有无法比拟地的效果。当然，也具有节约资源的优秀效果，具体有在设计、建造、运用、控制上花费的时间、人力、
费用等。
[0019] 另外，本发明的核反应堆安全系统结构不仅与现有的不同还与传统的核反应堆也不同，本发明的核反应堆安全系统利用两相传热方式快速吸收核反应堆高温能量并排放到外部(
海水等散热设备)，进而大幅度提高冷却速度，最终具有大幅度提高绝对的冷却能力的效果。再则，将起到散热设备作用的冷却剂吸收的热再一次排放到外部，即无限的散热设备，进而最终具有能够无限延长余热散热时间的效果。
[0020] 不仅如此，对于执行冷却动作，实际上完全没有主动(即，在外部操作员下达控制指令的情况下运行)的控制工具，而且整体结构本身就已经非常简单，因此在制作以及运用等方面相比于现有的能够更加提高便利性。当然，在不要求主动控制或者驱动所需的单独的动力源的这一点上，具有节约运用中不必要的
能源浪费的经济效果。再则，相比于现有的如上所述本发明的形状简单(比现有的冷却能力优秀)，因此相比于具有现有的安全系统的核反应堆能够设置在更小的空间，当然具有能够大大提高核反应堆运行以及建设经济性。
附图说明
[0021] 图1是一般的核反应堆发电原理；
[0022] 图2是现有的余热散热用热交换器的结构；
[0023] 图3是本发明的核反应堆结构的概念；
[0024] 图4是本发明的核反应堆的运行原理；
[0025] 图5是本发明的核反应堆的两相传热原理；
[0026] 图6是本发明的核反应堆的饱和蒸气压空间形成原理；
[0027] 图7是本发明的核反应堆的实施例；
[0028] 图8是本发明的核反应堆的运行方法。
[0029] (附图标记说明)
[0030] 100：(本发明的)核反应堆
[0031] 110：第一安全壳
[0032] 111：安全壳贯通管 111v：安全壳贯通阀
[0033] 112：冷却剂注入管 112v：冷却剂注入阀
[0034] 113：蒸汽排放管 113v：蒸汽排放阀
[0035] 114：蒸汽旁路管 114v：蒸汽旁路阀
[0036] 115：安全壳减压管 115v：安全壳减压阀
[0037] 115a：安全壳减压管热交换器
[0038] 116：辅助供水管 116v：辅助供水阀
[0039] 120：第二安全壳 125：水平隔壁
[0040] 130：余热散热装置
[0041] 131：第一热交换器 132：第二热交换器
[0042] 131v：辅助蒸汽排放阀 132a：第二辅助热交换器
[0043] 133：冷却剂喷射管
[0044] 134：热交换容器 134a：冷却剂流动通道
[0045] 135：热交换容器外筒 135v：热交换容器外筒阀
[0046] 136v1：第一循环阀 136v2：第二循环阀
[0047] 150：核反应堆驱动系统 151：核反应堆芯
[0048] 152：核反应堆容器 153：蒸汽发生器
[0049] 154：蒸汽管 154v：蒸汽管隔离阀
[0050] 155：供水管 155v：供水管隔离阀
[0051] 156：冷却剂补充管 157：核反应堆容器
安全阀[0052] 具体实施方法
[0053] 以下，参照附图详细说呢具有上述结构的本发明的自我诊断应对事故的无人核反应堆。
[0054] Ⅰ.核反应堆的概念结构以及运行原理
[0055] 图3是示出本发明的核反应堆结构概念；图4是示出图3的本发明的概念性核反应堆结构的运行原理。
[0056] 本发明的核反应堆具有安全系统，在核反应堆驱动系统150因事故等而停止运行时，能够迅速且有效地执行冷却。据此，在本发明的核反应堆中反应堆的驱动系统可以形成任何一种形态，详细地说一般在大型核反应堆使用的形态，即可以是容纳核反应堆芯的核反应堆容器与蒸汽发生器分开间隔的形态的核反应堆驱动系统150，或者也可以是使用于小型核反应堆的形态，即在核反应堆容器内容纳蒸汽发生器来形成一体的核反应堆驱动系统。无论所述核反应堆形成任何形状(即，不论是大型核反应堆或是小型核反应堆)，所述核反应堆驱动系统150基本包括容纳核反应堆芯的核反应堆容器、连接蒸汽管以及供水管的蒸汽发生器。
[0057] 如图3所示，本发明的核反应堆安全系统大致分为三个空间，能量释放空间(Energy Release Space,ERS)、能量吸收空间(Energy Absorbing Space,EAS)、能量转移空间(Energy Transfer Space,ETS)。在能量释放空间(ERS)容纳核反应堆驱动系统150，在能量吸收空间(EAS)容纳冷却剂。如图所示，能量吸收空间(EAS)通过形成在上侧的通道与所述能量释放空间(ERS)连通。另外，能量转移空间(ETS)与能量释放空间(ERS)以及能量吸收空间(EAS)隔离，并且内部具有与所述核反应堆驱动系统150连接的余热散热部以及与所述能量吸收空间连接的流动通道，因此从所述核反应堆驱动系统150释放的热传递到冷却剂，之后向外部传递冷却剂吸收的热。
[0058] 如上所述形成的本发明的核反应堆安全系统根据通过所述核反应堆驱动系统150内的压力变化以及冷却剂是否泄漏而变化的热工水利条件选择性流通所述核反应堆安全系统内的冷却剂，进而冷却所述核反应堆驱动系统150。通过图4更加详细说明通过所述本发明的概念性核反应堆的结构的运行原理。
[0059] 图4(A)示出图3示出的本发明的核反应堆的概念性结构的平时状态。在核反应堆正常运行时无需追加冷却核反应堆，因此图4(A)的状态将保持不变。即，在这一情况下，处于所述能量吸收空间(EAS)以及能量转移空间(ETS)中冷却剂未移动的状态。
[0060] 图4(B)是因为核反应堆发生事故等而停止运行，从而开始排放过多的热的状态下冷却剂移动。首先，如图4(B)所示，若因为核反应堆驱动系统150的过热导致所述能量释放空间(ERS)内的压力上升(此时，也可只用所述能量释放空间(ERS)内的空气进行加压，或者还可通过因在核反应堆驱动系统150中发生冷却剂泄漏，之后该冷却剂蒸发而生成的蒸汽进行加压)，则通过形成在所述能量释放空间(ERS)上侧的通道所述能量吸收空间(EAS)内的冷却剂受压。据此如箭头所示，所述能量吸收空间(EAS)内的冷却剂供应到所述能够转移空间(ETS)。
[0061] 另一方面，如上所述在所述能量转移空间(ETS)内具有余热散热部以及流动通道。如图3所示，所述余热散热部包括：热交换部，通过两相传热现象(two-phase heat transfer mechanism)进行热传递，其中所述两相传热现象利用通过与所述能量吸收空间连接的流动通道供应的冷却剂；密封容器部，在内部容纳冷却剂以及所述热交换部，并且下部开放以使冷却剂能够流通。更详细地说，所述热交换部包括：第一热交换器，与所述核反应堆驱动系统150连接，流动通过所述核反应堆驱动系统150内循环的冷却剂；第二热交换器，与所述第一热交换器紧贴配置，从流动于所述第一热交换器内的冷却剂吸收热。
[0062] 此时，通过所述热交换部沸腾而生成的冷却剂蒸汽在所述密封容器部内配置所述热交换部的位置形成具有饱和蒸气压的空间。更详细地说，通过所述第一热交换器沸腾而生成的冷却剂蒸汽在所述密封容器部内配置所述热交换部的位置形成具有饱和蒸气压的空间，在具有饱和蒸气压的空间上通过与所述能量吸收空间连接的流动通道供应的冷却剂喷射于所述第一热交换器以及所述第二热交换器以发生两相传热现象，进而通过两相传热现象能够更加有效进行热传递(在以下的内容中将对两相传热原理以及饱和蒸气压空间的形成进行更加详细说明)。即，在图4(B)的情况，冷却剂从能量吸收空间(EAS)向能量转移空间(ETS)移动的同时对反应堆驱动系统执行间接冷却。
[0063] 图4(C)示出因为发生更多的过热无法只以图4(B)的间接冷却实现充分冷却的状态下的冷却剂的移动。如图4(B)所示，若冷却剂从能量吸收空间(EAS)向能量转移空间(ETS)移动的同时对核反应堆驱动系统150执行冷却的过程延迟，则随着时间推移能量转移空间(ETS)内的冷却剂液位持续上升，而能量吸收空间(EAS)内冷却剂液位则持续下降。此时，若能量转移空间(ETS)内的冷却剂液位上升到一定程度以上，则如图4(C)所示能量转移空间(ETS)内的冷却剂移动到能量释放空间(ERS)。移动到能量释放空间(ERS)的冷却剂与核反应堆驱动系统150直接接触，据此冷却剂能够直接吸收核反应堆驱动系统150中的热。即，在图4(C)的情况下，冷却剂从能量转移空间(ETS)移动到能量释放空间(ERS)的同时可对核反应堆驱动系统150直接执行冷却。
[0064] 如上所述，对于图4(B)、(C)的情况，最终从核反应堆驱动系统150释放的热传到冷却剂，进而对核反应堆驱动系统150执行冷却。如此，在本发明中根据核反应堆驱动系统150中的压力变化、冷却剂是否泄漏以及据此变化的各个空间中的压力变化、冷却剂液位等热工水力条件，核反应堆安全系统内的冷却剂适当地移动于各个空间之间，进而对核反应堆驱动系统150执行冷却。
[0065] Ⅱ.两相传热原理以及饱和蒸气压空间形成原理
[0066] 在此，在本发明的核反应堆中，尤其是利用两相传热现象(two-phase heattransfer mechanism)执行热传递。图5是用于说明在本发明的核反应堆中使用的两相传热现象的原理的图面。
[0067] 现有的大部分热交换器的基本热交换原理如下：使热交换介质通过与外部隔离的流路内，中间隔着流路壁面流路内部的热交换介质与流路外部的另一热交换介质相互直接进行热交换，从而进行热传递。例如，最广发使用如下的
风冷式热交换器：流路内流动高温的
冷却水，而在流路外流动低温的空气，以使低温的空气吸收高温的冷却水的热。举另一示例，还广泛使用如下的双重热交换器：中间隔着壁面在一侧使高温的油流动，而在另一侧则使低温的
冷却水流动，以使低温的冷却水吸收高温的油的热。但是，在本发明中热交换部通过与上述完全不同的原理执行热交换。
[0068] 如图5所示，利用两相传热现象(two-phase heat transfermechanis m)的本发明的热交换部基本需要如下三种结构：高温的热交换介质流动的排放用管(图5中的左侧管)；低温的热交换介质流动的吸收用管(图5中的右侧管)；以及对这两个管喷射另一热交换介质(图5中的冷却水，当然也可以使用其他液体)的
喷嘴。
[0069] 在排放用管内流动高温的热交换介质，而在吸收用管内则流动低温的热交换介质。现有的热交换器是将这两种管紧贴设置，进而通过壁面使热从高温侧传递到低温侧，但是本发明与此不同，利用两相传热本发明的热交换部是将两种管间隔适当距离。
[0070] 喷嘴设置在排放用管侧，从而向排放用管喷射冷却水，若喷射冷却水进而该水珠接近或者接触于排放用管外面，则冷却水水珠瞬间吸收排放用管内的高温的热交换介质的热后快速蒸发。即，从排放用管外面通
过冷却水水珠吸收大量的蒸发热，进而发生淬火现象(Tube outside:Quenching)，而在排放用管内部中高温的热交换介质作为冷却水水珠的蒸发热自身的热被吸收排放之后冷却进而出现冷凝现象(Tube inside:Condensation)。
[0071] 如上所述，在排放用管周边冷却水全部蒸发变成蒸汽状态，该蒸汽与间隔于排放用管的吸收用管接触。此时，在吸收用管流动低温的热交换介质，因此若蒸汽接近或者接触于吸收用管外面，则蒸汽作被吸收用管内的低温热交换介质瞬间吸热后凝结，进而凝结在吸收用管外面。即，出现如下的现象：在吸收用管外面蒸汽被低温的热介质吸热后凝结，进而变成冷凝水凝结在管外面并向下流(Tube inside:Condensation)；在吸收用管内部则产生低温的热交换介质吸收蒸汽的热后蒸发(Tubeinside:Evaporation)。
[0072] 在如上所述两相传热的现象中，通过如下的方法变成气相-液相的两相(two-phase)的同时执行热传递：排放用管以及吸收用管相互间隔，而且从喷嘴喷射的另外的热交换介质(图5的示例中的冷却水)以液体状态从喷嘴喷出，在排放用管附近蒸发变成气体状态，之后在吸收用管附近重新凝结重新变成液体状态。对于该两相传热方式最近发表了比现有的热传递方式具有更快速有效的热传递的研究。
[0073] 本发明就是利用如上所述的两相传热方式实现冷却剂的热吸收，进而相比于现有的核反应堆安全系统能够实现更加快速且有效的冷却。
[0074] 图6是示出本发明的核反应堆的饱和蒸气压空间形成原理。在图6更加简略的示出图3的余热散热部。本发明的余热散热部具有的热交换部与图2所示的现有的余热散热用热交换器比较时具有如下的区别点：第一，除了高温流体流动的流路(图6中的第一热交换器)以外，还具有
低温流体流动的流路(图6中的第二热交换器)以及流动通道；第二，内部容纳高温流体流动的流路的冷却剂容纳结构不同。
[0075] 基本上，在最初能够以如图6(A)所示的状态运用本发明的喷射式热交换器。图6(A)的状态相当于图4(A)的状态，若在这一状态下在第一热交换器流动高温流体，则与图2的现有的余热散热用热交换器类似，向高温流体流动的第一热交换器周边的冷却剂传递热以使冷却剂沸腾，进而冷却高温流体。
[0076] 另一方面，如图2所示，现有的余热散热用热交换器是由容纳冷却剂的水箱单纯形成上部开放的船体形状，因此在高温流体流动的流路周边冷却剂沸腾的情况下，气泡上升散发到大气中。但是，本发明的情况则是冷却剂容纳结构由现有的不同，详细地说本发明的冷却剂容纳结构由密封容器部与水箱构成，容纳流动高温流体的第一热交换器的密封容器部形成下部开放上部封闭的形状，在密封容器部下部具有上部开放的船体形状水箱。即，在现有的余热散热用热交换器的水箱还具有密封容器部的形状。此时，如图所示在密封容器部最初状态是内部充满液体状态的冷却剂。
[0077] 在这一状态下，若第一热交换器周边的冷却剂沸腾，则(现有技术是气泡向开放的上侧上升扩散到大气中从而流失)，本发明中的密封容器部的上部是封闭的，因此气泡聚集在密封容器部上部而不流失。若持续生成蒸汽，则最终如图6(B)所示在密封容器部上部形成充满具有饱和蒸气压的蒸汽的空间流出液体状态的冷却剂相当于形成的饱和蒸气压空间，如图6(B)浅色箭头所示密封容器部内的液位下降，而密封容器部-水箱之间的液位则上升。
[0078] 如上所述，在容纳第一热交换器、第二热交换器、流动通道的状态下，通过两相传热现象(two-phase heat transfer mechanism)可从第一热交换器内的高温流体向第二热交换器内的低温流体传递热，其中所述第一热交换器在由具有饱和蒸气压的蒸汽充满的空间流动高温流体、所述第二热交换器流动低温流体、所述流动通道喷射冷却剂、所述蒸汽是如上所述的制冷剂蒸发而成的。
[0079] 相比于说明两相传热现象的原理的图5时，图6中的第一热交换器(流动高温流体)相当于图5中的排放用管，图6中的第二热交换器(流动低温流体)相当于图5中的吸收用管，图6中的流动通道相当于图5中的喷嘴。即，在如图6的结构中通过上述两相传热原理能够顺利进行从高温流体向低温流体传递热。
[0080] 如上所述，两相传热是利用冷却剂的蒸发热以及冷凝热来进行传热，因此相比于从一般的流体传递热(即，对流传热)大幅度提高传热效率。即，相比于现有的传热方式上述两相传热方式能够实现更加快速且有效的传热。
[0081] 另一方面，如上所述在本发明的热交换器中使用的两相传热中，利用从流动通道(图5中的喷嘴)喷射的冷却剂在第一热交换器(图5中的排放用管)蒸发；并在第二热交换器(图5中的吸收用管)周边凝结的现象实现热传递，第一热交换器以及第二热交换器周边冷却剂蒸汽越多越有利。相反的，第一热交换器以及第二热交换及周围诸如空气的非凝结气体比例越高则降低两相传热效率。
[0082] 但是，如图6所示的本发明的热交换器中从原来未充满气体的空间的状态(图6(A)的状态)变成通过冷却剂沸腾而充满气体(即，冷却剂蒸汽)的空间，从而该空间成为充满冷却剂蒸汽的空间，并且该冷却剂蒸汽形成饱和蒸气压。也就是说，在图6(B)的状态下，在密封容器部内液体状态的冷却剂液位上侧空间设置的第一热交换器以及第二热交换器周边处于非冷凝气体比例最小的状态，因此在图6(B)的状态下将两相传热效率最大化。
[0083] 综上所述，在本发明中，
[0084] 在最初，作为如图6(A)的状态，即高温流体流动的第一热交换器完全浸渍在冷却剂状态，此时通过冷却剂沸腾冷却高温流体(与现有的余热散热用热交换器类似)。
[0085] 若冷却剂持续沸腾，则冷却剂蒸汽充满密封容器部上部空间，进而如图6(B)形成有具有饱和蒸气压的冷却剂蒸汽充满的空间。此时，在充满冷却剂蒸汽的空间中通过第一热交换器-第二交换器之间两相传热来冷却高温流体。另外，第一热交换器下侧一部分可能会浸渍在液体状态的冷却剂，在此利用与图6(A)相同的原理通过冷却剂的沸腾冷却高温流体。
[0086] 即，为了冷却高温流体，与只单纯利用冷却剂沸腾的现有余热散热用热交换器不同，本发明是对浸渍在液体状态的冷却剂的部分依旧利用冷却剂沸腾，而暴露在蒸汽的部分则利用两相传热来执行冷却，因此相比于现有的能够实现大幅度提高冷却效率以及速度。不仅如此，在本发明的余热散热部的结构特征上在产生两相传热的空间填充冷却剂蒸汽成饱和状态，因此在产生两相传热的空间混合非冷凝气体(空气等)，进而能够从根本上消除降低传热效率的不良影响的原因，最终将两相传热效率最大限度提高到最大值。
[0087] Ⅲ.核反应堆的具体结构以及运行方法
[0088] 通过上述图3以及图4说明了本发明的反应堆的概念性结构(参照Ⅰ.项)，通过图5以及图6说明了在本发明的核反应堆使用的主要原理，即两相传热原理以及饱和蒸气压空间形成原理(参照Ⅱ.项)。以下，将本发明的核反应堆作为更加具体及详细的实施例进行说明。图7是本发明的核反应堆的实施例，在图7的实施例中本发明的核反应堆也由核反应堆驱动系统150以及核反应堆安全系统构成。
[0089] (核反应堆驱动系统150)
[0090] 核反应堆驱动系统150包括：容纳核反应堆芯151的核反应堆容器152、连接蒸汽管154以及供水管155的蒸汽发生器153，如上所述也可形成在核反应堆容器内配置蒸汽生成器的一体形形态，或者在核反应堆容器外配置蒸汽发生器的形态等，核反应堆驱动系统150并不限定于如图所示的，而是可形成其他任何一种形态。对于核反应堆驱动系统150的各部的动作如下进行详细说明。
[0091] 所述核反应堆芯151作为核反应堆中心部，是核燃料的
原子核与
中子结合发生一分为二
核裂变来产生热能的部分。即，一般所述核反应堆核芯151就是指燃料棒束，即核反应堆的核燃料。并且，一般在所述核反应堆芯151具有核反应堆功率
控制棒，核反应堆功率控制棒可上下移动地插入设置在所述核反应堆芯151，根据插入程度调节核燃料的核裂变程度，进而最终起到控制所述核反应堆100功率本身的作用。
[0092] 所述核反应堆容器152与外部密封形成，并且容纳所述核反应堆芯151。如上所述，需控制核反应堆功率控制棒能够上下移动，因此一般使上端部一部分暴露到所述核反应堆容器152外部，在这一观点上所述反应堆芯151自然配置在所述核反应堆容器152的下侧。此时，在所述核反应堆容器152内容纳冷却剂，以使冷却剂吸收从所述核反应堆芯151产生的热能。冷却剂吸收在所述核反应堆芯151产生的热能，进而不仅起到冷却所述核反应堆芯151的作用，还将冷却剂吸收的热传递到外部，进而最终起到可发展的冷却剂的作用(对此，在以下对蒸汽发生器153部分进行详细说明)。冷却剂一般使用冷却水(即，水)，并且将在以下进行详细说，在运行核反应堆安全系统时，平时处于密封状态的循环流路也可能开放混合在各部流动的热交换介质，因此一般在反应堆各部全部使用的热交换介质或者冷却剂全部一贯地用作冷却水。
[0093] 所述蒸汽发生器153形成热交换器形态，并配置在所述核反应堆容器152内部。在所述蒸汽发生器153内部流动作为热交换介质的冷却剂，并且从所述蒸汽发生器153周边的所述反应堆容器152内冷却剂接收热。据此，在所述蒸汽发生器153内部流动的冷却剂吸收热来发生蒸发，如此变成高温高压的气体状态的冷却剂排放到蒸汽管154来运行涡轮。在运行涡轮之后凝结的冷却剂重新通过供水管155供应到所述蒸汽发生器153进而实进行循环。所述蒸汽管154以及所述供水管155分别具有蒸汽管隔离阀154v以及供水管隔离阀155v，进而在紧急情况下与外部隔绝。
[0094] 如上所述，在正常运行时，所述核反应堆容器152内部的冷却剂自然循环对流。并且，如下进行详细说明。若在所述核反应堆芯151产生的热能被冷却剂吸收，则高温的冷却剂上升。若高温的冷却剂到达配置在所述核反应堆芯151上侧的所述蒸汽发生器153，则所述蒸汽发生器153内冷却剂与高温的冷却剂进行热交换。即，所述蒸汽发生器153内的冷却剂吸收高温冷却剂的热。从而，高温的冷却剂经过所述蒸汽发生器153的同时降低温度，从而所述冷却剂下降。如此下降的冷却剂重新吸收在所述核反应堆芯151产生的热能，从而实现自然循环对流。
[0095] 以上说明的反应堆驱动系统是在现有的大型或者小型(一体形)核反应堆也共同具备项目。运行上述结构的驱动系统，进而在反应堆产生电力，在正常运行时，只用该驱动系统也没有问题。但是，若在所述核反应堆容器152出现破损导致所述核反应堆容器152内冷却剂泄漏，则无法用充分量的冷却剂吸收在所述核反应堆芯151产生的热能，因此所述核反应堆芯151周边的温度过度上升，存在出现零部件融化等更大破损的问题。核反应堆的情况，因放射能泄漏等对环境的影响非常大，因此安全性比什么都重要，据此在所述核反应堆容器152出现破损导
致冷却剂的泄漏时，必须具备迅速冷却核反应堆容器152等的安全系统。
[0096] 此时，如上所述安全系统只有收到操作员的操纵等单独的控制指令才能运行的情况下，在反应堆操作员不在或者因自身受到伤害等问题而发生事故时，若不及时下达控制指令，则会发展到更大危险。另外，在能够执行诸如
电子控制等自动控
制动作的系统也会因核反应堆受损而发生的高热导致系统受损，进而存在无法正确运行的危险。因此，必须具备被动式安全系统，在发生核反应堆受损以及冷却剂泄漏时，根据其本身的物理性环境变化进行机械性动作。当然，在现有技术中也对所述被动式安全系统进行了大量研究。但是，事实是现有的被动式安全系统还存在如下的问题。
[0097] 首先，现有的被动式安全系统的体积相当大，因此在建设或者经济性方面的制约性相当高，为了克服这一问题，消耗了相当的时间、人力等资源。尤其是最近需求正在逐渐增加的小型核反应堆的情况，在适用现有的被动式安全系统的情况下无法得到充分冷却的效率，因此存在提高涉及难度的问题。再则，据此不仅建设实际核反应堆的过程中更加浪费空间、材料、费用等的资源，而且在运行已建成的核反应堆的期间在维护等放慢不得不更加浪费时间、人力、费用等资源。
[0098] 本发明为了解决上述问题，不仅能够用一个系统适当应对各种核反应堆事故发生状况，安全系统(即，用于冷却核反应堆的装置)完全是被动式的，因此根本无需操作员单独的指令，进而在反应堆受损时能够迅速冷却。尤其是，本发明的核反应堆与现有的不同，本发明主要利用两相传热方式执行冷却，并且在事故发生时分成多个空间的安全壳内冷却剂适当移动的过程中进行冷却，进而相比于现有的能够更下迅速且有效地进行冷却。不仅如此，相比与现有的被动式安全系统本发明的结构更加简单，最终能够大幅度缩小核反应堆体积，据此也非常适用于最近需求正在逐渐增加的小型核反应堆。
[0099] (核反应堆安全系统)
[0100] 在图7的实施例中所述核反应堆安全系统大致由第一安全壳110以及第二安全壳120构成，在此具有安全壳贯通管111、冷却剂注入管112等，以使冷却剂移动，并且具有用于余热散热的余热散热装置130。
[0101] 所述第一安全壳110在内部的第一空间V1容纳气体以及所述核反应堆驱动系统150。即，所述第一安全壳110内空间(即，所述第一空间V1)相当于在上述本发明的核反应堆概念结构(参照图3、Ⅰ.项)中的能量释放空间(ERS)。
[0102] 所述第二安全壳120与所述第一安全壳110紧贴配置，并且内部具有水平隔壁125，进而内部空间分为下部的第二空间V2以及上部的第三空间V3，在所述第二空间V2容纳冷却水。此时，所述第二安全壳120下部的第二空间V2相当于上述说明的本发明的核反应堆概念结构(参照图3、Ⅰ.项)中的能量吸收空间(EAS)。并且，所述第二安全壳120上部的第三空间V3相当于上述的本发明的反应堆概念结构(参照图3、Ⅰ.项)中的能量转移空间(ETS)。
[0103] 如上所述，构成所述核反应堆安全系统的所述第一安全壳110以及所述第二安全壳120内部形成能量释放空间(ERS)、能量吸收空间(EAS)、能量转移空间(ETS)，同时根据通过所述核反应堆驱动系统150内的压力变化以及冷却剂是否泄漏而变化的热工水力条件选择性流动所述核反应堆安全系统内的冷却剂，进而冷却所述核反应堆驱动系统150。此时，为使所述核反应堆安全系统内的冷却剂顺利流到各个空间而具有多个通道，最基本的具有安全壳贯通管111、冷却剂注入管112。
[0104] 所述安全壳贯通管111一侧末端配置在所述第一空间V1，而另一侧末端与所述第二空间V2连通，并且所述安全壳贯通管111具有安全壳贯通阀111v。所述安全壳贯通管111相当于上述本发明的核反应堆概念结构(参照图3、Ⅰ.项)中的通道。另一方面，所述冷却剂注入管112一侧末端配置在所述第三空间V3，而另一侧末端与所述第一空间V1连通，并且所述冷却剂注入管112具有冷却剂注入阀112v。
[0105] 通过所述安全壳贯通管111实现冷却剂或者蒸汽移动于所述第一空间V1-所述第二空间V2之间；通过所述冷却剂注入管112实现冷却剂或者蒸汽移动于所述第三空间V3-所述第一空间V1之间(另一方面，将在以下进行更加详细说明，冷却剂移动于所述第二空间V2-所述第三空间V3之间是通过冷却剂喷射管133实现的)。对于此时的冷却剂或者蒸汽的移动，完全不要求单独控制装置的主动的动作，而是通过所述第1、2、3空间V1、V2、V3内的冷却剂的状态(液体/气体)、压力差异、
水头差等自然移动。即，根据通过所述核反应堆驱动系统150内的压力变换以及冷却剂是否泄漏而变化的热工水力条件选择性流动所述核反应堆安全系统内的冷却剂，进而自然实现冷却所述核反应堆驱动系统150的动作。
[0106] 所述余热散热装置130配置在所述第三空间V3并且与所述核反应堆驱动系统150连接，将在所述核反应堆驱动系统释放的热传递到冷却剂，之后冷却剂吸收的热传递到外部。更加详细说明所述余热散热装置130的结构，所述余热散热装置130包括：第一热交换器131、第二热交换器132、冷却剂喷射管133、具有冷却剂流动通道134a的热交换容器134、热交换容器外筒135。
[0107] 所述第一热交换器131与所述核反应堆驱动系统150连接来流动所述核反应堆驱动系统150内的冷却剂来散热。此时，所述第一热交换器131相当于上述本发明的核反应堆概念结构(参照图3、4、Ⅰ.项)以及本发明的主要原理(参照图5、6、Ⅱ.项)中的第一热交换器或者排放用管。
[0108] 所述第二热交换器132与所述第一热交换器131紧贴配置，并且流动余热吸收用冷却剂来吸收热。此时，所述第二热交换器132相当于上述本发明的核反应堆的概念结构(参照图3、4、Ⅰ.项)以及本发明的主要原理(参照图5、6、Ⅱ.项)中的第二热交换器或者吸收用管。
[0109] 所述冷却剂喷射管133向所述第一热交换器131喷射与所述第二空间V2连接供应的冷却剂。此时，所述冷却剂喷射管133相当于上述本发明的核反应堆的概念结构(参照图3、4、Ⅰ.项)以及本发明的主要原理(参照图5、6、Ⅱ.项)中的流动通道或者喷嘴。
[0110] 所述热交换容器134形成内部容纳冷却剂的密封容器形态，在上部容纳所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132，而在下部形成与所述第二空间V2连通来流动冷却剂的冷却剂流动通道134a。此时，所述热交换容器134相当于上述本发明的核反应堆的概念结构(参照图3、4、Ⅰ.项)以及本发明的主要原理(参照图5、6、Ⅱ.项)中的密封容器部。
[0111] 所述热交换容器外筒135围绕所述热交换容器134，以确保所述冷却剂流动通道134a下部末端浸渍在冷却剂的冷却剂液位，并且容纳以及流动冷却剂。此时，所述热交换容器外筒135相当于上述本发明的主要原理(参照图6、Ⅱ.项)中的水箱。只是，在图6示出的水箱只单纯起到容纳冷却剂的作用，而所述热交换容器外筒135因形状特征具有能够更加顺利调节冷却剂液位的效果。
[0112] 对于所述热交换容器外筒135的结构如下进行详细说明。所述热交换容器外筒135基本形成对应于所述热交换容器134的形状，以围绕所述热交换容器134。更详细地说，所述热交换容器外筒135大于所述热交换容器134，以使所述热交换容器外筒135内壁以及所述热交换容器134外壁之间保持固定间隔距离。另外，所述热交换容器外筒135上部开放下部封闭，以使冷却剂能够向上部流动。
[0113] 如上所述，所述热交换容器外筒135围绕所述热交换容器134，进而从所述热交换容器134排放的冷却剂最先填充于所述热交换容器134的外壁以及所述热交换容器外筒135内壁之间的空间。此时，所述热交换容器外筒135的下部是封闭的，因此填充于这一空间的冷却剂液位上升到所述热交换容器外筒135开放的上部之前，冷却剂无法脱离该空间。即，通过在所述热交换容器134内中形成饱和蒸气压空间从所述热交换容器134排放的冷却剂填充于所述热交换容器134外壁-所述热交换容器外筒135内壁之间的空间，进而与所述热交换容器134内冷却剂液位的水头差不大，进而能够确保适当的冷却剂液位。
[0114] 在不具备所述热交换容器外筒135的情况下，从所述热交换容器134排放的冷却剂扩散到所述第三空间V3，从而很难形成过高的冷却剂液位。在所述热交换容器134下部也可设置垂直隔壁等结构物，以区划所述第三空间V3内空间的一部分，但是即便如此在考虑到所述第三空间V3的体积时，还是相当缺乏从所述热交换容器134排放的冷却剂的绝对量本身，因此流向所述第三空间V3的冷却剂液位以及所述热交换容器134内冷却剂液位之间水头差相当大，并且这是显而易见的。但是，如此水头差大的空间相互连通的情况下，为了保持该水头差，各个空间之间应具有非常大的压力差。即，如此在水头差大的环境下无法顺利实现在所述热交换容器134内形成饱和蒸气压空间的同时通过形成的压力排放冷却剂的过程。
[0115] 但是，在具有所述热交换容器外筒135的情况下，从所述热交换容器134排放的冷却剂优先填充于所述热交换容器134-所述热交换容器外筒135之间的空间，由于该空间的体积不大，因此(在与向所述第三空间V3排放冷却剂比较时)以相对更少量的冷却剂也能够容易达到高液位。即，所述热交换容器134内冷却剂液位以及所述热交换容器134-所述热交换容器外筒135之间空间内冷却剂液位具有相对小的水头差来保持均衡。因此，能够在所述热交换容器134内更加稳定并且顺利地形成饱和蒸气压空间以及排放冷却剂。
[0116] 即，上述的本发明的反应堆概念结构(参照图3、4、Ⅰ.项)以及本发明的主要原理(参照图5、6、Ⅱ.项)中说明，在本发明的核反应堆中，
[0117] 通过所述第一热交换器131沸腾而产生冷却剂蒸汽，通过该冷却剂蒸汽在所述热交换容器134内配置所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132的位置形成具有饱和蒸气压的空间；
[0118] 在具有饱和蒸气压的空间上由所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂喷射于所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132，以发生两相传热现象。
[0119] 据此，如上所述，通过两项传热原理不仅能够比现有的核反应堆安全系统更加迅速且有效地执行冷却，而且该两相传热现象始终在饱和蒸气压空间进行，进而将两相传热效率最大化到最大值。
[0120] (核反应堆安全系统运行方法)
[0121] 分步骤详细说明如图7所示的实施例的本发明的核反应堆运行方法(具有上述结构)。图8是分步骤示出图7的实施例的本发明的核反应堆运行方法。
[0122] 图8(A)是反应堆正常运行时的状态。即，在核反应堆驱动系统150中未发生过热，因此从核反应堆芯151产生的热使用于蒸发全部供应到供水管155的蒸汽发生器153内的冷却剂。另外，蒸汽发生器153内的蒸汽全部通过蒸汽管154排放，以使用于旋转外部的发电机来进行发电。在这一情况，核反应堆安全系统不运行而是保持在初始状态，本发明的核反应堆安全系统中的初始状态是冷却剂填充在所述第三空间V3，并且所述余热散热装置130中所述热交换容器134充满冷却剂的状态。
[0123] 核反应堆安全系统开始运行意味着故意关闭核反应堆驱动系统150或者因为事故核反应堆驱动系统150非正常运行。即，在核反应堆安全系统开始运行之前都执行隔离步骤作为前提，所述隔离步骤包括：所述核反应堆驱动系统150关闭的步骤；关闭设置在所述蒸汽管154的蒸汽管隔离阀154v以及所述供水管155的供水管隔离阀155v的步骤。
[0124] 如上所述，在核反应堆出现异常运行时，在核反应堆芯151发生过热，若所述蒸汽发生器153与外部装置(发电装置)之间执行隔离，则所述蒸汽发生器153以及核反应堆容器152内的冷却剂急剧蒸发。另外，若核反应堆容器152发生损伤而泄漏冷却剂，泄漏到所述第一空间V1内的冷却剂也急剧蒸发来产生大量的蒸汽。通过如此产生的蒸汽诱发的核反应堆驱动系统150内的压力变化，所述核反应堆安全系统内的冷却剂开始移动。如上所述，图8(B)是示出通过核反应堆驱动系统150内压力变化来移动核反应堆安全系统内冷却剂来实现核反应堆冷却的状态。图8(B)所示的状态下反应堆安全系统的运行包括：第一热交换器循环步骤、饱和蒸气压空间形成步骤、两相传热步骤与余热散热步骤。
[0125] 第一热交换器循环步骤包括如下的步骤。首先，所述核反应堆驱动系统150内冷却剂蒸发生成的蒸汽流入所述第一热交换器131。之后，流入所述第一热交换器131的蒸汽通过所述第一热交换器131并凝结生成冷却剂，生成的冷却剂再次流入所述核反应堆容器152进行循环。在图7的实施例中示出所述第一热交换器131与核反应堆驱动系统150中蒸汽发生器153连接，即在这一情况下向所述第一热交换器131流入所述蒸汽发生器153内蒸汽。另一方面，连接至所述第一热交换器131的流路也可具有与所述核反应堆容器152或者所述第一空间V1连通的流路。在这一情况下，不仅是所述蒸汽发生器153内蒸汽，还有所述核反应堆容器152内蒸汽或者所述第一空间V1内蒸汽也流动到所述第一热交换器131来进行冷却。
[0126] 若向所述第一热交换器131流入高温的蒸汽，则所述第一热交换器131周边的冷却剂与高温的蒸汽热交换，进而首次冷却蒸汽。这相当于如图2所示的现有的余热散热用热交换器的冷却方法。但是，用这种现有的方法无法充分迅速地冷却大量蒸汽，因此在本发明中利用两相传热原理冷却蒸汽(两相传热步骤)。再则，为了将两相传热效率最大化，配置形成饱和蒸气压空间的装置(饱和蒸气压形成步骤)。对该步骤如下进行说明。
[0127] 饱和蒸气压空间形成步骤按照如下的顺序执行。首先，与在所述第一热交换器循环步骤中说明的相同，若蒸汽流入所述第一热交换器131，则收容在所述热交换容器134内的冷却剂与流入所述第一热交换器131的蒸汽进行热交换，进而加热并沸腾冷却剂(当然，在这一步骤中也是持续冷却蒸汽)。如上所述，在所述第一热交换器131周边冷却剂沸腾而生产的蒸汽形成气泡形态，进而因
密度差异而聚集在所述热交换容器134上部。若随着时间推移气泡聚集的量增加，则最终该气泡在所述热交换容器134上部形成具有饱和蒸气压的空间。在随着时间进一步推移，所述气泡聚集而成的饱和蒸气压空间扩张到配置所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132的位置。在这一时间点所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132处于配置在冷却剂蒸汽饱和的空间上的状态，即在所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132周边空间内不存在非冷凝气体。
[0128] 两相传热步骤按照如下的顺序执行。如上所述形成饱和蒸气压空间的状态下，首先向所述第一热交换器131外面喷射由所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂从而接触该冷却剂。参照图5、Ⅱ项，所述冷却剂喷射管133相当于图5的喷嘴，所述第一热交换器131相当于图5的排放用管。如此，接触于所述第一热交换器131外面的冷却剂吸收所述第一热交换器131内蒸汽的热从而蒸发，所述第一热交换器131内的蒸汽凝结生成冷却剂。之后，在所述第一热交换器131外面蒸发而成的蒸汽接触于所述第二热交换器132外面。参照图5、Ⅱ项，所述第二热交换器132相当于图5的吸收用管。接触于所述第二热交换器132外面的蒸汽向所述第二热交换器132内的冷却剂释放热凝结成冷却剂，所述第二热交换器132内的冷却剂蒸发生成蒸汽。
[0129] 如上所述本发明的反应堆安全系统中利用两相传热原理进行冷却，因此相比于现有的利用一般热交换原理的冷却，具有能够更加迅速且高效率执行冷却的优点。不仅如此，本发明还具有如下的优点。在通过所述两相传热原理进行热传递时，空间内非冷凝气体的比例越高则降低传热效率，但是如上所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132配置在由通过饱和蒸气压形成步骤自然制造的冷却剂蒸汽饱和的空间(即，饱和蒸气压空间)，因此将两相传热效率最大化。
[0130] 余热散热步骤按照如下的顺序执行。所述第二热交换器132内的冷却剂通过两相传热原理与经过所述第一热交换器131内的蒸汽热交换，从而吸收热变成蒸汽。将该蒸汽的热排放到外部，最终消除余热。具体地说，首先所述第二热交换器132内蒸汽排放到外部或者流到外部单独热交换器，之后向所述第二热交换器132流入外部冷却剂或者再次流入由外部单独的热交换器冷凝生成的冷却剂进行循环，进而可对余热进行散热。再则，在从所述第二热交换器132排放的冷却剂流动的流路上还具有配置在所述第三空间V3的第二辅助热交换器132a(将在以下内容中进行详细说明)，进而在安全系统驱动过程中填充于所述第三空间V3内的冷却剂排放到外部之前也可提前进行部分冷却。
[0131] 在图3或者图7的实施例中示出本发明的核反应堆使所述第一安全壳110以及所述第二安全壳120配置在水面以下。即，可将本发明的核反应堆设置在(诸如，海水或者储水库)具有接近无限值的
热容量的散热设备(heat sink)。在这一情况下，所述第二热交换器132的流入端与排放端可直接向海水或者储水库的填满水的空间开放。如此，所述第二热交换器132内蒸汽以气泡形态通过排放端排放，进而能够便利地散热，并且通过流入端向所述第二热交换器132流入相当于从所述第二热交换器132排放的蒸汽的量的海水或者储水库的水，进而能够重新进行热交换。
[0132] 当然，虽未在图面示出，但是如上所述也可使所述第二热交换器132与外部单独的热交换器连接。此时，是外部单独的热交换器配置在诸如海水或者储水库的散热设备。在这一情况下，所述第二热交换器132内蒸汽通过排放端流入外部单独的热交换器，该热交换器将热传递到散热设备，进而冷却蒸汽凝结成液体状的冷却剂，如此凝结的冷却剂通过所述第二热交换器132流入端在此流入进行循环，进而能够对余热进行散热。
[0133] 在此，附加地还可在所述核反应堆安全系统具备辅助供水管116，进而还可执行冷却剂辅助供水步骤。更详细地说，所述辅助供水管116一侧末端与所述第二空间V2连通，另一侧末端与所述蒸汽发生器153连通，并且在所述辅助供水管116上具有辅助供水阀116v。此时，所述冷却剂辅助供水步骤的过程如下：若所述第二空间V2的压力高于所述蒸汽发生器153内压力，则所述辅助供水阀116v开放，所述第二空间V2内冷却剂供应到所述蒸汽发生器153。
[0134] 另外，在这一情况下进一步在所述核反应堆安全系统还具有辅助蒸汽排放阀131v，进而还可执行饱和蒸气压空间辅助蒸汽供应步骤。更详细地说，所述辅助蒸汽排放阀
131v设置在所述第一热交换器131上部，进而将蒸汽辅助供应于所述热交换容器134内具有饱和蒸气压的空间。此时，所述饱和蒸气压空间辅助蒸汽供应步骤的过程如下：若通过所述冷却剂辅助供水步骤向所述蒸汽发生器153辅助供应的冷却剂蒸发生成蒸汽，则所述辅助蒸汽排放阀131v开放，由此所述蒸汽发生器153内蒸汽供应到所述热交换容器134内，进而还形成具有饱和蒸气压的空间。在所述饱和蒸气压空间再供应蒸汽，进而能够更加有效执行所述第一热交换器131-所述第二热交换器132之间的两相传热。
[0135] 另一方面，在以上本发明核反应堆说明了如下的动作：因为在核反应堆驱动系统150中发生的过热而生成的蒸汽流入所述第一热交换器131，通过由所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂的喷射进行第一热交换器131-第二热交换器132之间的两相传热，进而所述蒸汽冷却并凝结返回到核反应堆驱动系统150进行循环。此时，通过所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂当然也可以是从外部单独供应的冷却剂。但是，为使装置结构以及运用更加便利，并且无需单独的控制指令也能够进行被动式动作，优选为使通过所述冷却剂喷射管
133供应冷却剂的动作也是根据热工水力条件的变化自然发生。为此，所述核反应堆安全系统还可包括蒸汽旁路管114以及核反应堆容器安全阀157。
[0136] 所述蒸汽旁路管114一侧末端连接于在所述核反应堆驱动系统150内从所述蒸汽发生器153向所述第一热交换器131流入冷却剂的流路上，而另一侧末端连接于所述安全壳贯通管111，并且在所述蒸汽旁路管114具有蒸汽旁路阀114v。若没有所述蒸汽旁路管114，则所述蒸汽发生器153内的冷却剂蒸汽全部流向所述第一热交换器131来利用于冷却，但是在核反应堆出现运行异常的情况下，核反应堆内温度非常快速上升，据此所述蒸汽发生器153内的冷却剂的蒸发速度以及蒸汽发生量也急剧增加，因此存在所述蒸汽发生器153以及所述第一热交换器131内压力过度上升的危险。在这一情况下，若通过所述蒸汽旁路管114使所述蒸汽发生器153内蒸汽通过安全壳贯通管111绕行流向所述第二空间V2，则向所述蒸汽旁路管114右绕行的蒸汽起到加压所述第二空间V2内压力的作用。
[0137] 如图所示，所述核反应堆容器安全阀157设置在所述核反应堆容器152，起到将所述核反应堆容器152内蒸汽排放到所述第一空间V1或者所述安全壳贯通管111的作用。
[0138] 以下，详细说明通过热工水力条件的变化用所述冷却剂喷射管133供应冷却剂的冷却剂喷射步骤。如上所述，在还具有所述蒸汽旁路管114以及所述核反应堆容器安全阀157时，能够更加顺利执行所述冷却剂加压喷射步骤，但是在没有所述蒸汽旁路管114以及所述核反应堆容器安全阀157情况下，在实现待在一下说明的冷却剂加压喷射步骤上也不会存在大问题。
[0139] 冷却剂加压喷射步骤按照如下的顺序执行。首先，在所述核反应堆驱动系统150内生成的蒸汽至少通过选自开放所述安全壳贯通阀111v、开放所述蒸汽旁路阀114v或者开放所述核反应堆容器安全阀157中的一种动作流向所述安全壳贯通管111。即使不具有所述蒸汽旁路管114或者所述核反应堆容器安全阀157，若冷却剂从所述核反应堆容器152向所述第一空间V1泄漏冷却剂，则向所述第一空间V1泄漏的冷却剂急剧蒸发，使所述第一空间V1内压力急剧上升，因此通过压力自然开放所述安全壳贯通阀111v，据此通过所述安全壳贯通管111从所述第一空间V1向所述第二空间V2流动蒸汽，进而加压所述第二空间V2。当然，此时所述安全壳贯通阀111v优选为只允许从所述第一空间V1流向所述第二空间V2的止回阀形态。
[0140] 另一方面，即使核反应堆运行出现异常，在从所述核反应堆容器152未向所述第一空间V1泄漏冷却剂的情况下，不具有所述蒸汽旁路管114或者所述核反应堆容器安全阀157就无法进行加压。此时，所述蒸汽旁路管114连接于所述安全壳贯通管111，因此在配置所述蒸汽旁路管114的情况下，所述蒸汽发生器153内蒸汽通过所述安全壳贯通管111流入所述第二空间V2，进而能够顺利进行加压。另外，如图所示所述核反应堆容器安全阀157将蒸汽排放到所述第一空间V1或者排放到所述安全壳贯通管111，因此在蒸汽排放到所述第一空间V1的情况，利用与冷却剂泄漏时相同的原理通过所述安全壳贯通管111流向所述第二空间V2，在蒸汽排放到所述安全壳贯通管111的情况，蒸汽当然自然流向第二空间V2。
[0141] 如上所述，蒸汽至少通过选自开放所述安全壳贯通阀111v、开放所述蒸汽旁路阀114v或者开放所述核反应堆容器安全阀157中的一种动作流入所述安全壳贯通管111，则通过所述安全壳贯通管111流入的蒸汽的加压所述第二空间V2的冷却剂流向所述冷却剂喷射管133。与此相同，若冷却剂流向所述冷却剂喷射管133，则通过压力开放所述冷却剂喷射阀
133v，因此实现冷却剂通过所述冷却剂喷射管133向所述第一热交换器131以及所述第二热交换器132喷射，进而执行上述的两相传热步骤。
[0142] 如上所述，向所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂不一定是容纳在所述核反应堆安全系统某一处的冷却剂，并且根据另外的控制指示也能够实现冷却剂供应动作。但是，在本发明中，尤其是执行所述冷却剂加压喷射步骤的情况，向所述冷却剂喷射管133供应的冷却剂是收容在所述第二空间V2的冷却剂，并且该供应动作是因为通过核反应堆过热发生的核反应堆驱动系统150中的压力变化而引起的。即，在这一情况下，无需另外供应冷却剂或者主动控制指令，也因此能够大幅度提高运用上的便利性或者应对紧急状况的灵敏度。
[0143] 如上所述，在本发明的核反应堆中在平时保持如图8(A)的状态，之后在核反应堆过热时变成如图8(B)的状态，进而通过因压力以及热工水力条件的变化而自然移动冷却剂来冷却反应堆驱动系统。更详细地说，冷却剂以蒸汽状态移动到第三空间V3内的余热散热装置130，进而排放第一空间V1的热，并且第二空间V2的冷却剂移动到第三空间V3，进而顺利进行热传递。
[0144] 如上所述，所述第二空间V2的冷却剂持续移动到第三空间V3来执行冷却，随着时间的推移最终第二空间V2的冷却剂全部移动到第三空间V3。此时，为了中断冷却动而不流失冷却剂，在本发明的核反应堆中处于所述状态之前使冷却剂进行其他移动，并且在这一过程中还直接冷却核反应堆驱动系统150。如图8(C)示出直接冷却该核反应堆驱动系统150的状态。
[0145] 冷却剂直接冷却步骤按照如下的顺序执行。首先，通过所述两相传热步骤凝结在所述第二热交换器132表面生成的冷却剂通过所述冷却剂流动通道134a排放到所述第三空间V3(当然，在所述饱和蒸气压空间形成步骤中所述热交换容器134上部形成充满
饱和蒸汽的空间，据此以流出相当于该体积的冷却剂也通过所述冷却剂流动通道134a一同排放)。即，通过所述冷却剂喷射管133流入所述热交换容器134内的冷却剂蒸发以及冷凝的同时利用于两相传热，之后最终凝结成液体状的冷却剂的状态填充于所述第三空间V3。
[0146] 如上所述，若在所述第三空间V3填充冷却剂的同时所述第三空间V3内的冷却剂液位上升，则所述第三空间V3空置的空间压力逐渐提高。即，在核反应堆出现过热的初期所述第一空间V1的压力最高，所述第三空间V3的压力处于相对低的状态，但是随着时间推移，核反应堆冷却到一定程度的同时所述第一空间V1的压力逐渐降低，并且因为所述第三空间V3内冷却剂液位上升所述第三空间V3内压力逐渐上升。
[0147] 再则，所述核反应堆安全系统还可包括蒸汽排放管113，所述蒸汽排放管113一侧末端与所述第一空间V1上部连通，而另一侧末端与所述第三空间上部连通。在所述蒸汽排放管113具有蒸汽排放阀113v，在所述蒸汽排放阀113v开放时，将所述第一空间V1内蒸汽流向所述第三空间V3，以加压所述第三空间V3内压力。即，在所述第一空间V1内压力增加时，开放所述蒸汽排放阀113v，如此所述第一空间V1内一部分蒸汽直接流入所述第三空间V3，这当然也起到降低所述第一空间V1的压力的同时提高所述第三空间V3的压力。若持续与此相同的过程，则在到达某一临界时间点时，所述第一空间V1以及所述第三空间V3内的压力保持均衡。
[0148] 如上所述，若所述第一空间V1以及所述第三空间V3内的压力保持均衡，则相比于位于相对低位置的所述第一空间V1位于相对高位置的所述第三空间V3内的冷却剂的水头差成为发生动作的诱因。即，在这一状态下，通过所述第一空间V1以及所述第三空间V3之间的水头差开放所述冷却剂注入阀112v，据此在所述第三空间V3容纳的冷却剂流入所述冷却剂注入管112。如此，如图8(C)所示，通过所述冷却剂注入管112流入所述第一空间V1的冷却剂直接接触于所述反应堆容器152执行冷却。
[0149] 如上所述，为使冷却剂从所述第三空间V3流向所述第一空间V1，在所述第三空间V3冷却剂液位越高越有利。为此，在所述核反应堆安全系统中排放填充于所述热交换容器外筒135的冷却剂，以使所述热交换容器外筒135起到虹吸管(siphon)作用，在所述热交换容器外筒135下部具有热交换容器外筒阀135v，进而能够进一步执行冷却剂液位调节步骤。
[0150] 此时，所述冷却剂液位调节步骤按照如下的顺序执行。首先，通过所述冷却剂直接冷却步骤，在所述热交换容器外筒135填充冷却剂提高液位。此时，若开放所述热交换容器外筒阀135v，则通过虹吸管原理在所述热交换容器外筒135填充的冷却剂排放到所述第三空间V3直到所述第三空间V3以及所述热交换容器外筒135之间的液位相同。据此，冷却剂还能够再填充于所述第三空间V3，因此能够更加提高诱导所述冷却剂直接冷却步骤的第三空间-第一空间水头差。即，最终通过所述冷却剂液位调节步骤能够使所述冷却剂冷却步骤更加顺利执行。
[0151] 即，在核反应堆出现过热的初期处于如图8(B)的状态，进而反应堆驱动系统内冷却剂移动到余热散热装置130，通过两相传热释放热，之后重新返回到核反应堆驱动系统150进行循环，进而执行间接冷却，在经过一定时间之后处于如图8(C)的状态，进而冷却剂直接接触于核反应堆容器152的外面执行间接冷却。
[0152] 如上所述，若冷却剂直接接触于反应堆容器152外面，则冷却剂吸收核反应堆容器152的热而蒸发，并且根据该蒸汽填充于所述第一空间V1，所述第一空间V1内压力重新上升。如上所述，若是现实所述第一空间V1以及所述第三空间V3内压力均衡，则填充于所述第三空间V3的冷却剂流向所述第一空间V1，如此若所述第三空间V3的冷却剂流向所述第一空间V1进而减少水头差的同时所述第一空间V1内压力重新变高，则自然中断冷却剂直接冷却步骤。另外，在这一过程中填充于所述第二空间V2的冷却剂(间接冷却过程中)，依次流向所述第三空间V3-(直接冷却过程中)所述第一空间V1，最终降低冷却剂液位，相反所述第一空间V1内冷却剂液位上升。因此，若经过某一临界时间点，通过所述第一空间V1以及所述第二空间V2内冷却剂水头差所述第一空间V1的冷却剂通过所述安全壳贯通管111流向所述第二空间V2，进而所述第二空间V2重新被填充到一定程度。
[0153] 如上所述的状态是接近出现过热的初期状态。据此，反复如下的过程，即图8(B)的过程：通过所述第一空间V1内压力所述第二空间V2内冷却剂通过所述冷却剂喷射管133供应到所述余热散热装置130，并且通过利用供应的冷却剂的第一热交换器131-第二热交换器132之间两相传热，间接冷却核反应堆驱动系统150。当然，随着该图8(B)的过程的进行，若接近图8(C)的状态，则再一次重新进行冷却剂的直接冷却过程，根据压力以及热工水力条件的变化反复交叉执行图8(B)-图8(C)的过程的同时能够完全消除在核反应堆发生的过热。
[0154] 另一方面，为了能够在上述过程中防止所述第一空间V1过压，所述核反应堆安全系统还可具有安全壳减压管115。所述安全壳减压管115一侧末端与所述第一空间V1下部连通，另一侧末端与所述冷却剂注入管112连通，并且具有安全壳减压阀115v。所述安全壳减压管115为了减压所述第一空间V1内压力，起到将所述第一空间V1内蒸汽流向所述冷却剂注入管112的作用，此时所述核反应堆运行方法还可包括安全壳减压步骤。
[0155] 安全壳减压步骤按照如下的顺序执行。首先，在所述冷却剂直接冷却步骤之后，流入所述第一空间V1而直接接触于所述核反应堆容器152的冷却剂从所述核反应堆容器152吸收热并蒸发生成蒸汽。从所述核反应堆容器152吸收热生成的蒸汽填充于所述第一空间V1，进而所述第一空间V1内压力上升。如此，所述安全壳减压阀115v因压力而开放，据此第一空间V1内蒸汽通过所述安全壳减压管115流入所述冷却剂注入管112，进而可对所述第一空间V1内过压进行减压。
[0156] 在上述过程中，在所述安全壳减压管115上还可具有安全壳减压管热交换器115a。在这一情况下，所述第一空间V1内蒸汽通过所述安全壳减压管热交换器115a的同时提前冷却流入所述冷却剂注入管112。所述冷却剂注入管112内冷却剂最终重新流向所述第一空间V1与所述核反应堆容器152下部直接接触执行直接冷却，同样地在所述安全壳减压管115上配置所述安全壳减压管热交换器115a，进而提前冷却蒸汽。
[0157] 附加地，在所述核反应堆容器152还可具有补充冷却剂的冷却剂补充管156。在如上所述的冷却过程中，所述核反应堆容器152内的冷却剂从所述核反应堆容器152泄漏之后循环核反应堆安全系统内各种装置以执行冷却动作，也就是说最终所述核反应堆容器152内冷却剂逐渐减少。所述冷却剂补充管156连接于所述核反应堆容器152从外部接收冷却剂向所述核反应堆容器152内补充供应冷却剂。即，在配置所述冷却剂补充管156的情况下，可执行通过所述冷却剂补充管156从外部供应的冷却剂补充到所述核反应堆容器152内的冷却剂再补充步骤。
[0158] 另外，更附加地说在所述反应堆驱动系统还具有第一循环阀136v1以及第二循环阀136v2，向所述蒸汽发生器153进一步供应冷却剂，进而能够使核反应堆内循环更加顺利。更详细地说，所述第一循环阀136v1以及所述第二循环阀136v2配置在所述第一热交换器
131下部的流路上，其中所述第一循环阀136v1配置在所述热交换容器134内部，所述第二循环阀136v2配置在所述热交换容器134外部。在这一情况下，若开放所述第一循环阀136v1以及所述第二循环阀136v2，则可执行冷却剂蒸汽发生器补充步骤，使通过所述第一循环阀
136v1以及所述第二循环阀136v2从所述第三空间V3供应的冷却剂补充到所述蒸汽发生器
153，据此能够使核反应堆内冷却剂循更加顺利。
[0159] 本发明不限定于上述的实施例，不仅有多样的适用范围，在该技术领域具有通常知识的技术人员等任何人在不超出
权利要求的要求保护的本发明的要点的情况下能够实施多样的
变形。
[0160] 工业可利用性
[0161] 通过本发明，节约在设计、建造、运用、控制等所需的时间、人力、费用等资源的效果非常优秀，并且具有能够更加提高在反应堆运营以及建设经济性的效果。
