用于水冷却慢化核反应堆的安全壳的制作方法
【专利说明】用于水冷却慢化核反应堆的安全壳
【背景技术】
[0001] 下面是一些相关现有技术参考文献的列表。
[0004] 现如今运转的水冷却慢化核电站配备有安全壳，该安全壳用作在反应堆冷却剂系 统泄漏或破裂的情况下容纳放射性物质的释放。在正常操作中，反应堆冷却剂系统将使高 压水和/或蒸汽循环W便将产生于反应堆忍中的热量传递至发电设施，比如，蒸汽轮机及 其发电机。
[0005] 若干种类的安全壳在现有技术中是已知的。在当前运行的电站中使用最多的两类 安全壳是压力抑制安全壳W及全压力安全壳。压力抑制安全壳被用于所谓的沸水反应堆 度WR)，同时，全压力安全壳和压力抑制型安全壳两者都用于增压水反应堆（PWR)。BWR与 PWR都使用轻水作为反应堆冷却剂和慢化剂。重水冷却剂和慢化剂被用于重水反应堆，并且 运些已采用全压力型安全壳。
[0006] 在BWR中，处于高压（大约70己）下的水在反应堆忍中沸腾，并且产生的蒸汽被 直接送至蒸汽轮机设施。容置有反应堆忍的压力容器（反应堆压力容器）连同其相应的主 要和辅助管路连接件位于安全壳厂房的一个隔间一-通常被称为干井一一内。在反应堆冷 却剂系统泄漏或破裂的情况下，排放入干井中的高压蒸汽连同通常存在于干井中不可凝的 气体将经由适当的通风管道被指引朝向安全壳厂房的第二个隔间，该安全壳厂房的第二个 隔间由于其包含通常保持在环境压力和溫度下的大量水而通常被称为湿井。从干井中排放 的蒸汽在与湿井中的水团混合之后将被压缩。在从反应堆冷却剂系统排污结束之后，湿井 和干井内的压力达到与安全壳厂房设计相兼容的稳态平衡水平。同时，紧急关闭和冷却系 统将已经启动W确保反应堆忍的继续冷却。
[0007] 在PWR中，在反应堆忍中产生的能量被用于加热高压水流（通常被称为初级水 流），该高压水流接着被送至一个或若干个热交换器一一通常被称为蒸汽发生器，在一个或 若干个热交换器中，其热量被传递至第二水流（被称为次级水流），从而允许第二水流沸腾 (处于大约70己的压强）并且因此产生蒸汽W被引导至蒸汽轮机设施。在蒸汽发生器初级 侧的出口处，初级水流通过使用反应堆冷却剂累重新引导返回至反应堆忍。分离部件一一 被称为增压器一一连接至反应堆冷却剂系统并且用作保持反应堆冷却剂系统内的压力处 于饱和压力之上。运通过使用安装在增压器的下部中的液位下方的电加热器在增压器的上 部中产生蒸汽泡而实现。反应堆压力容器、增压器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂累、连接运些 主要部件的管道部段W及各种相关的辅助管道和设备全部位于安全壳厂房中。如在大多数 (但不是全部，见下文）PWR设施中采用的全压力安全壳中，在泄漏或破裂的情况下会从反 应堆冷却剂系统中排出的高压蒸汽被允许膨胀，使得所述高压蒸汽更够充满安全壳厂房的 整个容积。在反应堆冷却剂系统的排污端处，安全壳气氛将被升高至大约5己的压强并且 溫度接近运个压强下的饱和溫度。
[0008] 确保在反应堆冷却剂系统的排污端处安全壳设计压力将不会超过的所需用于全 压力安全壳的总厂房容积通常大于压力抑制型安全壳中的总容积。因此，一些PWR设施建 设项目也已经采用压力抑制概念，例如冰冷凝器型安全壳（参见美国专利no3423286)， W及目前仍然在俄国和东欧运行的俄国设计的早期PWR设施（指定为WER型，特别地是 VV邸-414模型）。
[0009] W上简单描述的基本设计概念的修改与改进已经被提出。例如，美国专利号 393765U4131509W及8126107设及将全压力型安全壳分隔成两个区域或隔室的实践，其 中一个区域或隔室容置反应堆冷却剂系统W及其主要部件。在反应堆的动力操作期间，运 个第一区域对设施操作人员来说是不可进入的。包括消耗燃料存储池和各种辅助系统及设 备的第二区域在反应堆动力操作期间是可进入的。在反应堆冷却剂系统破裂的情况下，无 论怎样，对于经由安装在两个区域之间的分隔封套中的合适的排污面板排放的蒸汽膨胀而 言整个安全壳容积是可供使用的。
[0010] 具有不同隔室的安全壳设计的其他示例是美国专利4587080和6173027。在US 4587080的全压力PWR安全壳中，分离的隔室设置在安全壳的下部中W便改进在冷却剂回 路下方来自反应堆冷却剂系统中断流动W及来自随该流动流出的蒸汽的冷凝的溢出水收 集的控制。此外，对于蒸汽排放的膨胀整个安全壳容积保持可用，因为隔室具有至安全壳的 上部区域的通风口。在美国专利6173027的BWR压力抑制安全壳中，干井空间被分隔为两 个区域，上部区域和下部区域，并且在运两个区域中的一个区域泄漏或破裂的情况下，使另 一个干井空间可用作用于湿井的膨胀容积，因此，增大整个湿井膨胀容积并且允许对整个 厂房容积进行相应的节省。
[0011] 在所描述的另一示例的设计选项中，旨在用于PWR设施安全壳概念的美国专利no 5388130,蒸汽发生器安装在分离的隔室（在美国专利no5388130中还称为"结构"）中并 且仅反应堆压力容器位于"初级"安全壳中。冗余的快速作用W及自动隔离的阀安装在反 应堆压力容器与蒸汽发生器之间的管道连接件中。由于自动隔离特征，蒸汽发生器隔室不 需要与完整的反应堆冷却剂系统排污瞬态相关的全压力保留能力。对运些隔室提供有防爆 板或蒸汽释放阀W避免超过隔室的设计压力限制。由于蒸汽发生器的自动隔离，需要用于 容置反应堆忍和反应堆压力容器的全压力初级安全壳的总容积可W减小。在所需的建造容 积方面的减小是W复杂化为代价实现的，该复杂化是由于对可靠的自动隔离阀（用于每个 蒸汽发生器的4个隔离阀）的需要W及在大直径初级冷却剂管道布置与安全壳管道贯穿件 的设计中所增加的复杂性。
[0012] 如今的水冷却慢化操作设施W及W上简要回顾的所有变型的安全壳设计选项将 导致由来自反应堆冷却剂系统中的破裂或泄漏，或者一一在PWR情况下一一来自反应堆冷 却剂系统或者次级冷却剂蒸汽或给水管道的蒸汽排放造成的安全壳内部的压力、溫度W及 湿度的严峻的环境状况。运些状况通常为大约5己、150摄氏度W及100%的饱和湿度。需 要用于紧急关闭W及用于反应堆忍的冷却的安全系统的部件一一还包括用于事故后情况 监测的仪器一一将需要可靠地承受运样的操作环境。它们的操作能力需要用适当的测试W 及质量确保程序来证明。
[0013] 现有技术还包括到目前为止在操作设施中还未被采用的新版安全壳的提案。特殊 意义之一在于小容积、高压力安全壳概念。在运种类型的设计中，反应堆冷却剂系统排污 导致安全壳压力更快并且更显著的增大，并且运个增大的背压导致了在更高的平衡压力下 W及保持在反应堆压力容器中的足够的冷却剂水物料量的情况下排污阶段的更早结束，W 确保堆忍保持被覆盖并且堆忍冷却保持有效。因此，对于被设置用于应急堆忍冷却的安全 系统的需求可W减少。美国专利no3984282和4050983根据用于当前操作设施（例如， 3800MW堆忍热功率、常规的再循环BWR堆忍设计W及常规的四回路PWR)中普遍使用的功 率级和设施构型的反应堆设计的运种概念，描述了分别用于PWR和BWR的反应堆设施设计。 运种设施概念中的小容积安全壳将必然导致对于空间和通道设备的容限减少，并且因此将 意味着更难W进行设备维护与运行中检查（参见美国专利3984282中指出的说明，19页，左 列，29至36行）。
[0014] 小容积、高压力安全壳还被提出用于美国专利no6795518和美国专利申请公开 no20090161812中所谓的集成的或一体式PWR概念，或者用于其他所谓的PWR类型的小型 模块化反应堆（SMR)。在运些一体的PWR概念中，反应堆冷却剂系统的所有主要部件一一比 如反应堆忍、蒸汽发生器、反应堆冷却剂累一一容置在单个的反应堆压力容器中。
[0015] 美国专利申请公开no20090161812呈现了排空安全壳概念，在该排空安全壳概 念中，正常设施操作下，在正常气氛压力下或者在部分真空下的干燥空气气氛保持在安全 壳区域中，因此，允许对紧急情况下衰变热移除进行改进。运个概念的示例实施方式的描述 包括下述一个示例：在运个示例中，安全壳包括多个区域，该多个区域的一些区域通常处于 大气压力，同时，其他区域处于部分真空。然而，在紧急情况下，区域之间的连通是预见的W 允许运些区域之间的压力释放W及冷却剂流动，使得在紧急情况下，整个安全壳构成一个 单一容积。
[0016] 在法国专利no96 08479(国际公开noWO9801863)中提出的构型呈现出获得大 大简化并且紧凑的反应堆设施布置的另一方法。通过采用利用连接反应堆压力容器与蒸 汽发生器的同轴双管道组件的反应堆冷却剂系统构型、此外使用来自美国专