CN103460299B - 自包含的应急废核燃料池冷却*** - Google Patents

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Abstract

本发明涉及用于通过待定位于废核燃料池内的可浸入热量交换器来冷却废核燃料池的辅助***。在每个机组或设备中，循环单个或成组环路的冷却流体（例如海水或工业用水）。***为模块化的，在应急过程中容易易于安装，并且能够通过其自身动力源自我运行。可以并联地使用多个机组，以达到冷却废燃料池所需的程度。

Description

自包含的应急废核燃料池冷却***
相关申请交叉参考
本发明要求2011年3月30日提交的名为“自操作的应急废燃料池冷却***”的临时申请序列号No.61/469,184的优先权。
技术领域
本发明通常涉及用于冷却核反应堆发电设施中的水的冷却***，并且更具体地涉及设计成补充现有的用于废燃料池的冷却***以及用于适应在该设施中发生的应急状况的临时冷却***。
背景技术
在核能发电设施中，反应堆容器壳体核燃料和水定位于通常被称为更换燃料腔和反应堆腔的位置中。在发电过程中，一级流体冷却剂（通常为水）被核燃料加热，并且热量用于产生发电的蒸汽。在更换燃料而停机以及当反应堆未操作时的其他阶段过程中，来自燃料的衰变热继续加热反应堆容器中的水。在燃料可以从反应堆容器移除以及通过反应堆腔转移至设施的废燃料池之前，水必须被冷却至所需的水平。由反应堆堆芯产生的残余衰变热在停机过程中由永久安装的残余热量移除***进行冷却。残余热量移除***在停机过程中为来自反应堆堆芯中的燃料的衰变热提供热量交换冷却。这个***的热量移除能力必须是强大的。在正常停机过程中，残余热量移除***运行若干天，以将来自燃料的衰变热移除至燃料可以从堆芯移除的水平。这是由于以下事实：废燃料池（用于燃料的最终储存地点）具有用永久安装的冷却***，所述永久安装的冷却***不具有足够的冷却能力来在核电站停机之后立即移除由燃料产生的高水平的残余热量。
因此，在需要从反应堆堆芯移除燃料的情况下，当前核电站中的永久冷却***构造需要残余热量移除***运行若干天，以将燃料冷却至其能够被安全地移除至废燃料池的水平，从而允许反应堆检修，诸如更换燃料或者（诸如反应堆再循环***）的部件去污。美国专利5,268,942描述了一种辅助冷却***，所述辅助冷却***能够被永久地储存于安全壳内，以加强残余热量移除***并加速该过程。如果没有该辅助***，那么检修人员在开始移除燃料之前必须等待若干天，直至残余热量移除***充分地冷却反应堆堆芯为止。这个冷却时间增加了设施的总停机周期，因此增加停机操作的成本，从而导致收益损失以及在停机过程中购买的替换电力的成本。另一方面，该辅助***的成本或提高废燃料池冷却***的能力的成本是昂贵的。
日本2011年3月11日的地震和海啸导致福岛核电站的严重损坏和全厂断电。虽然在地震之后成功关闭了核电站，但是接踵而至的海啸使得核电站无法将电力恢复到负责冷却反应堆和废燃料池的冷却***上。这引起堆芯燃料熔化于三个单元中、水总量损失、潜在的废燃料池中的燃料失效、以及放射性物质释放至环境内。关注持续着重于全世界的核电站以及对能够响应超出核电站初始设计基础的事件的需求上。本文描述的实施例以如下方式扩展现有***的能力：能够迅速地移动和安装辅助冷却***，以提供移除来自废燃料池的衰变热的自包含式自给自足的装置，直至正常的电站设备能重返运行为止。
因此，本文描述的实施例的目的为提供辅助安装的冷却***或便携式冷却***，其能够被容易地运送至核电站区域，并且被迅速地安装和激活，以在原有的冷却***无法运行或者因任何原因被证明不够用的情况下为废燃料池提供充分的冷却。
另一个目的为提供如下的冷却***：所述冷却***是自包含式的，并且是用于移除来自废燃料池的衰变热直至正常的电站设备能够重返运行的自给自足装置。
发明内容
通过本文描述的实施例实现这些和其他目的，所述实施例提供自供动力的残余热量移除***，所述残余热量移除***能够被运输至废核燃料池，并且迅速地连接至至少部分地填充有液体（诸如水或含硼水）的废核燃料池。残余热量移除***包括冷却导管，所述冷却导管在废核燃料池内被布置于液体（废燃料被淹没在其中）中，并且具有与废核燃料池内的液体隔离的冷却导管的内部。远离废核燃料池的冷却剂流体储存器通过联接线路连接至冷却导管，冷却剂能够通过所述联接线路从冷却剂流体储存器循环穿过冷却导管并流出至接收槽。循环机构设置用于使冷却剂循环穿过联接线路。在一个实施例中，循环机构为通过一级动力源或辅助动力源提供动力的泵。优选地，泵为柴油驱动泵或汽油驱动泵。在一个实施例中，柴油驱动泵或汽油驱动泵为救火车。替代地，辅助动力源为电动发电机或电池。在其中永久地安装有冷却***的实施例中，循环机构包括控制单元，当废燃料池中的液体升高到预定的温度以上时，所述控制元件激活循环机构。
在另一个实施例中，冷却导管为冷却线圈，并且优选地冷却导管包括多个冷却导管，例如并联地连接至联接线路的冷却线圈，所述多个冷却导管可以利用多个动力源和/或冷却剂流体储存器。在实际上可及之处，冷却剂能够为海水，或替代地为来自任何其他附近来源的水。额外地，冷却塔能够与接收槽关联，以用于在冷却剂流体被排出至接收槽之前冷却冷却剂流体。理想地，冷却导管由耐海水的材料构造，诸如从组90/10、70/30或蒙乃尔镍基合金（Monel）中选择的铜镍合金。
附图说明
当结合附图阅读时，能够从以下优选实施例的描述中进一步理解本发明，其中：
图1为具有辅助残余热量移除***的实施例的典型轻水核反应堆发电设施的相关部件的布局的示意性图示，所述辅助残余热量移除***可以采用本文描述的实施例的益处；
图2为图1中说明的废燃料池的示意性视图，所述废燃料池结合本文描述的辅助废燃料池冷却***；以及
图3为可以用于在图2中示出的实施例中的可浸入的冷却线圈的立体图。
具体实施方式
如图1所示，在典型的轻水反应堆核能发电设施（仅有其相关部件被示出）中，反应堆厂房23包含反应堆容器2，所述反应堆容器2包含堆芯3，所述堆芯3包括通常采用燃料棒束形式的多个核燃料元件4，一般称为燃料组件。在发电运行过程中，反应堆容器2被顶部或顶盖5闭合。反应堆容器2定位于反应堆腔6内，在一些设计中所述反应堆腔6在运行中断过程中流体连接至废燃料池7。然而，即使在反应堆腔在运行中断过程中连接至废燃料池的设计中，运行过程中的安全壳隔离需要将废燃料池水与更换燃料腔和反应堆腔中的水分开。在图1中示出的设施实施例中，废燃料池7通过具有可闭合开口9的壁8与反应堆腔分开，所述可闭合开口9能够通过本领域已知的门（未示出）或其他装置闭合，以将废燃料池7与反应堆腔6隔离。由于可能是核能发电设施的多种实施例，因此废燃料池7和反应堆腔6将被共同地和分开地称为“复合燃料池”10，所述“复合燃料池”10将指代废燃料池7或反应堆腔6内的任何点。复合燃料池10的替代实施例的示例为：其中废燃料池和反应堆腔通过导管（例如未示出的“燃料传输渠道”）而非壁8分开。废燃料池7通常包含燃料架11，所述燃料架11支承储存于废燃料池7中的废燃料棒束。
在发电运行过程中，反应堆顶盖5被闭合，并且一般称为反应堆冷却剂（通常为水）的一级流体12容纳于反应堆容器2内在堆芯3上方的运行水平高度13处。堆芯3加热一级流体12，所述一级流体12被用于产生蒸汽，所述蒸汽被用作产生电的原动力。被用于发电的大规模管系和额外的设备与列举的实施例无关，并且因此未示出。在停机过程中反应堆再循环***14使反应堆容器2内的水再循环，并且流体连接至残余热量移除***15。在图1中示出的设施中，反应堆再循环***14包括“A”环路16和“B”环路17。通过循环泵18维持再循环。在发电运行过程中阀19提供了反应堆再循环***14与残余热量移除***15的隔离。当然，许多不同管系和阀构造是可能的并且根据设施的不同而变化。
可以因多种原因使设施1停机，包括全部的或部分的燃料替换，部件去污或其他原因。需要详细的停机步骤来维持***安全。为了从堆芯3移除燃料棒束4，移除反应堆顶盖5，并且抬升一级流体12的水平高度至复合燃料池10内的更换燃料水平高度20。这个步骤之后，将可闭合开口9激活至打开位置，从而容许一级流体12均衡废燃料池7和反应堆腔6内的更换燃料水平高度20。一旦更换燃料一级流体水平高度20稳定下来，则可以从堆芯3提升燃料棒束4并且安放于燃料架11中。然而，在可以从堆芯移除燃料棒束之前，必须在这个步骤中首先移除来自燃料棒束4的初始衰变热。
一旦堆芯3停机，则燃料4继续产生衰变热。残余热量移除***15为设计成冷却一级流体12的热量交换***，从而移除在***停机过程中产生的初始衰变热。如流程图箭头21所示，残余热量移除***15冷却一级流体12，并且使冷却的一级流体12再循环回至反应堆容器2。如上所述，在美国专利5,268,942中描述的辅助残余热量移除***之前，冷却一级流体12的传统方法需要残余热量移除***15运行若干天，直至初始的大量衰变热从一级流体12移除为止。在残余热量移除***运行过程中被移除的热量的量能够为15,000,000BTU/hr数量级。残余热量移除***15以传统方式运行，直至燃料棒束4被冷却至其能够移除至废燃料池7的位置为止，在所述废燃料池7处更小容量的废燃料池冷却***22将继续循环来自废燃料池7的一级流体（如箭头26所示），并且以低得多的速率移除衰变热，例如1,000,000BTU/hr。残余热量移除***15和废燃料池冷却***22永久地安装于设施1中。由于设备的永久性，以及安全性、冗余、许可和污染问题，永久冷却***的改动将是不现实的并且极其昂贵。
临时辅助冷却***30在美国专利5,268,942中描述，并且提供了立即增加的冷却能力，而无连接至设施1的额外永久连接件。冷却***30包括一级热量交换***31，所述一级热量交换***31包括用于将热量从一级流体12传输至二级冷却流体的一级热量交换器、用于使一级流体循环穿过一级流体热量交换器的一级流体泵、一级流体泵抽吸线路34和一级流体排出线路36。一级流体12在一级热量交换***31中循环，在所述一级热量交换***31中热量被传输至来自二级热量交换***的二级冷却流体。所有的热量交换设备、泵和其他部件据说被安装于滑道上，并且临时地定位于设施1内。由于设施1内严重的空间限制，这个辅助残余热量移除***30的部件可以定位于设施1内的多个位置内。由于放射性颗粒在一级热量交换***31内循环，因此优选的是将一级热量交换***31定位于安全壳厂房23内。
与先前***相反的是，本文描述的实施例提供了一种以显著降低成本的方式向废燃料池供给辅助冷却的简单得多便宜得多的解决方案。下文描述的实施例能够被构造为设施的整体部分，或者在紧急情况下根据需要部署。***可以与大部分任何设施一同使用，并且与先前***不同的是可以为便携式的且被多个设施共享。
在意外失去电力的情况下，现有废燃料池冷却***中的功能丧失、或者维持对废燃料池中废燃料的充分冷却和覆盖的能力将受到挑战。通常，在冷却能力已经受损之后，废燃料池将通过池中流体（通常为含硼水）的沸腾继续维持一定程度的冷却达若干天或周。在必须部署紧急或辅助废燃料冷却***的时刻，条件可能使得进入区域来检修故障和重启现有备份***变得困难或不可实现。在极端情况下，可以想象的是在安放紧急备份冷却***之后废燃料池的环境将是不可接近的。因此，理想的是指定具有扩展的无人看管运行能力的废燃料池冷却***。同样理想的是该***能够在持续和拖延的电力缺失过程中运行。
下文提出的实施例通过使用可浸入的热量交换器为废燃料池提供冷却，所述可浸入的热量交换器直接地浸入废燃料池内。单个或成组的冷却流体（例如海水或工业用水）环路在每个机组（train）或设备中循环。本文描述的***为模块化的并且独立的，可能除了安放于工业用水供给线上的供给的AC电力或辅助冷却之外。能够使用***的多个机组或设备来达到所需的废燃料池冷却程度。
***的计划用途为减轻电力损失的影响、现有废燃料冷却***的失效，或上述两个用途。本文提供的***通过防止或最小化废燃料池中的大量沸腾而发挥作用，并且因此降低来自废燃料池的流体的损失。通过这个方法，避免或者至少减少了额外冷却和流体补充的需求。
如前所述，常规的废燃料池冷却***使来自废燃料池的流体循环穿过废燃料池外侧的一个或多个热量交换器；并且通常还穿过过滤器、脱矿物质装置或其他水处理部件。
本文提供的***提供了超越这种类型的常规***的多个优势。优势包括：
●大大降低了从废燃料池泄露至与本文提供的***关联的设备、或泄露至环境中的机会。
●极大降低了***的复杂性，从而改进了***的可靠性，并且支持其作为独立***的替代用法，所述独立***能够在无供电情况下发挥作用。
●因为仅有清洁（即基本上无放射性）的流体循环穿过***的泵和线路，所以对运行或维护***的人员几乎没有放射暴露的危险性，并且没有***部分会提升周围区域的放射水平。***对周围工作环境无不良影响。
●将热量交换器浸入填充有流体的废燃料池中的能力和意图提供了放射性防护，从而使得***和部件在放射性上不劣于现有的废燃料池中的流体主体。
●***的低重量、体积和复杂程度有利于其快速组装、检测和部署，即使在远离或难以进入的位置中。
●由于在废燃料池中以及可能冷却流体中的状况的影响，对放射性或化学降解的高耐程度。
如本文提供的该***必须能够耐受废燃料池的热环境和放射性环境。***必须能够从废燃料池的完全地或部分地填充的贮藏室至少移除一部分的衰变热。***还必须适当地确保将物理上和化学上分开循环穿过已浸入的热量交换器的冷却环路和废燃料池中的液体主体。额外地，***的淹没部分应当提供对其所暴露的预期放射性暴露的适当程度的耐性。最后，材料应当抵抗预期的流体类型中的腐蚀；这些预期的流体类型目前包括作为循环冷却剂的海水以及废燃料池中的水硼酸溶液。热量交换器材料的选择应当实现或解决所有这些问题。这种材料的一个很好示例为铜镍合金（例如90/10、70/30或蒙乃尔镍基合金）或者能够耐受上述环境的另一种材料。
图2为本文呈现的构思的实施例的示意图，并且示出包封于安全壳厂房23内的废燃料池7。废燃料池具有燃料组件架11，所述燃料组件架11淹没于废燃料池的底部中得到支承，且冷却导管38淹没于燃料组件架11的上方。冷却导管38可以为诸如在图3中说明的线圈管40的热量交换器。再次参考图2，热量交换器38通过具有入口部分42和出口部分44的联接线路42、44连接。入口部分42具有优选地带有过滤器48的进入口46，所述过滤器48淹没于水主体50内，所述水主体50能够为海水（在方便的情况下）、河水、储存槽或其他冷却流体源，一般下文称为冷却剂流体储存器。冷却流体50通过由辅助动力源54驱动的泵52进行循环。在电驱动泵的情况下，能够通过具有备用柴油发电机的线路电流给泵供电。替代地，泵能够为柴油驱动或汽油驱动的，并且优选地为自动起动注油的。冷却流体被驱动穿过联接线路42的进入口部分，穿过热量交换器38，并且向外穿过其被排出的联接线路的出口部分44，优选地返回至源50。在源50为储存槽的情况下，联接线路出口部分44还可以包括冷却塔56，或者在排出物被再循环穿过进入口46之前冷却排出物、或在升高温度下的排出物将对环境产生危害的情况下冷却排出物的一些其他装置。
在一个实施例中，在包括作为永久设备的辅助冷却***62的情况下，泵52可以设置有控制***58，所述控制***58接收来自废燃料池7内的传感器60（诸如热电偶或水平传感器）的输入，所述输入提供废燃料池的状况的指示。例如如果废燃料池7升高至预定温度以上，那么控制***能够随后自动地打开泵52。在某些紧急状况中部署辅助冷却***62的情况下，联接线路42、44可以为半英寸或更大的灭火水龙带，并且运行泵52的辅助动力源54可以为救火车。
因此，废燃料池的流体自由地接触热量交换器38的外管壁，并且废燃料池中的自然沸腾循环帮助热量穿过外壁交换至大量流体内。由于***的主要目的为防止沸腾或降低沸腾的速率，因此容许在刚好低于沸腾的温度下废燃料池中的较低循环的热力状况将不完全防止***发挥其功能。在***的单个机组移除了少于均衡（即总热力损失等于产生的热力）所需的热量的情况下，废燃料池中的温度将继续增加，或者沸腾的水平将增加，直至在热量交换器管的外表面处产生有力的热量移除条件为止。此外，在这时刻之前，温度梯度所致的废燃料池中的流体循环将提供大量的混合，从而引起在热量交换器的外表面处及外表面附近更大的热力梯度。伴随着选择诸如铜或铜镍合金（例如90/10、70/30或蒙乃尔镍基合金等）的高效热导体的而来的是，这些条件将为***产生高的热效率。虽然优选地在容纳废燃料池的厂房的外侧排出清洁的外部冷却流体，但是外部冷却流体可以被捕获于或保持于替代的装置中，所述替代的装置可以包括例如使用保持罐，能够从所述保持罐取得样本来评估任何泄漏或材料降解的可能性。
虽然已经详细地描述本发明的特定实施例，但是将被本领域的技术人员理解的是，能够在本发明的全部教导下发展出那些细节的各种修正和替代方案。例如，两个或更多个机组的冷却导管能够被并联地连接至单个或多个联接线路，以增加***的冷却能力。并联的冷却导管***能够共享循环机构，或者冷却导管的两个或更多个能够具有独立的循环机构。此外，联接线路能够被分别连接至不同的冷却剂源，以进一步确保冗余、充分的冷却剂量以及降低对环境的影响。因此，根据给出附属权利要求及其任意和所有等价物中的整个宽度的本发明的范围，公开的具体的实施例仅意为说明性的而并非限制性的。

Claims (15)

1.一种废核燃料冷却***，所述***包括：
废核燃料池(7)，所述废核燃料池至少部分地填充有包括水的液体，废核燃料池包括：
冷却导管(38)，所述冷却导管直接浸入废核燃料池(7)内，并且冷却导管的外壁自由地接触液体，冷却导管的内部与废核燃料池内的液体隔离；
远离废核燃料池(7)的冷却剂流体储存器(50)，所述冷却剂流体储存器通过联接线路(42)连接至冷却导管(38)，冷却剂能够通过所述联接线路(42)从冷却剂流体储存器循环穿过冷却导管并流出至接收槽；
被构造成使冷却剂循环穿过联接线路(42)的泵(52)；
传感器(60)，所述传感器被构造成监测废核燃料池的状况并且提供指示所述状况的传感器输出；以及
控制***(58)，所述控制***连接到传感器输出，并且被构造成响应于所述状况而打开泵。
2.根据权利要求1所述的***，其中，泵(52)为通过一级动力源或辅助动力源(54)提供动力的泵。
3.根据权利要求2所述的***，其中，辅助动力源(54)为电动发电机。
4.根据权利要求2所述的***，其中，泵(52)为柴油驱动泵或汽油驱动泵。
5.根据权利要求4所述的***，其中，柴油驱动泵或汽油驱动泵(52)为救火车。
6.根据权利要求1所述的***，其中，控制***(58)被构造成仅当废核燃料池中的液体升高到预定的温度以上时打开泵(52)。
7.根据权利要求1所述的***，其中，冷却导管(38)包括并联地连接至联接线路(42)的多个冷却导管。
8.根据权利要求7所述的***，其中，冷却导管(38)为多个冷却线圈(40)。
9.根据权利要求1所述的***，其中，冷却剂为海水。
10.根据权利要求1所述的***，其中，接收槽(44)包括冷却塔。
11.根据权利要求1所述的***，其中，冷却导管(38)由从组90/10、70/30或蒙乃尔镍基合金中选择的铜镍合金构成。
12.根据权利要求1所述的***，其中，控制***(58)被构造成仅当废核燃料池中的液体达到预定的水平时打开泵(52)。
13.根据权利要求1所述的***，包括通过各对应的并联联接线路(47)连接至冷却剂流体储存器(50)的多个所述冷却导管(38)。
14.根据权利要求13所述的***，其中，冷却剂储存器(50)包括多个冷却剂源，并且至少一些所述联接线路(47)被连接至所述多个冷却剂源中的独立的冷却剂源。
15.根据权利要求13所述的***，其中，至少一些所述冷却导管(38)具有独立于其他所述冷却导管的泵(52)。
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