CN111627573A - 核能发电设备的绝对安全控制*** - Google Patents

核能发电设备的绝对安全控制*** Download PDF

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CN111627573A CN201910145418.4A CN201910145418A CN111627573A CN 111627573 A CN111627573 A CN 111627573A CN 201910145418 A CN201910145418 A CN 201910145418A CN 111627573 A CN111627573 A CN 111627573A
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Abstract

本发明公开一种核能发电设备的绝对安全控制***，使用包括但不限于重力、压缩介质推动及/或电磁力等的预力能量，当核能发电设备失去电力时，不用电力就很快把核子反应停止。此安全控制***包括多个控制棒及调制器，其中每一个该控制棒对应于核能发电设备中的反应炉的相邻核燃料棒之间，而该调制器对应于多个核燃料棒中的侧边位置。当工作电力异常时，以预力能量驱动各个控制棒***反应炉中相邻的该核燃料棒之间，及/或将各个调制器移动离开核燃料棒的侧边位置。通过该安全控制***迅速停止核反应，使核能发电设备于电力异常时确保反应炉的安全。

Description

核能发电设备的绝对安全控制***
技术领域
本发明关于一种核能发电设备的绝对安全控制***，特别是指一种在核能发电设备的电力异常时，以重力、压缩介质推动或磁力的一驱动多个控制棒***至反应炉中的核燃料棒之间，及/或同时驱动调制器移动离开核燃料棒的安全控制***。
背景技术
查核能发电设备主要是利用核子***产生的能量所造成的热蒸气，透过发电机运转发电。例如，以压水式反应炉为例，核子连锁反应产生的热量被加压到约160个大气压力，经炉心连结到蒸汽产生器，再经由热交换后变成约50个大气压力的水蒸汽(二次冷却水)，透过汽涡轮室带动发电机发电。
反应炉的事故会造成巨大的灾难，因此必须为可能发生的事故设置种种的安全保护设备。例如对丧失冷却水有紧急炉心冷却装置，以及如果反应炉容器或冷却水管路遭到破坏或损坏时，能够防止辐射物质大量泄漏到厂外的围阻体。
为了确保反应炉运作的安全，一般会配置控制棒(Control Rods)。控制棒的功能为调控反应炉中的自由中子数量，当控制棒置于反应炉心时，核***所产生的自由中子被控制棒所吸收，使自由中子浓度下降进而减缓连锁反应速率(反之亦然)。控制棒材料选择方面，需有良好的中子俘获截面的特性，例如银、铟、镉、硼...等。这些元素(化合物或合金)吸收不同能量的自由中子，所以控制棒材料选择须考虑到反应炉中子辐射能量分布。
反应炉中一般还会配置调制器(Nuclear Moderators)。由于连锁反应机率与自由中子动能呈负相关，在核***过程中产生的自由中子动能约为2MeV，然而在慢中子反应炉中，高速中子无法使连锁反应持续进行，故须加入调制器使自由中子动能降低，进而增加中子与燃料棒中原子核的碰撞机率。调制器运作原理是利用弹性碰撞，使高速移动自由中子动能转移至其他原子(分子)达到减速效果。调制器材料选择方面包含石墨、轻水、重水。另外在快中子反应炉设计里，燃料棒使用高浓度铀来增加自由中子与原子核碰撞机率，因此不需要调制器进行中子减速。
虽然在现有技术中，针对核能发电设备设计出各种不同的安全检测及应变***，但是设备本身的故障、管路损坏、天灾、人为操作过程的误失...等各种因素，仍无法保证万无一失。因此，在为核能发电设备设计安全***时，需要假设最恶劣的状况随时会发生。
发明内容
鉴于习知技术的缺失，本发明的一目的即是提供一种核能发电设备的绝对安全控制***，以期只要简易的控制机构设计，即可达到良好的安全控制效果。
本发明为达到上述目的，本发明的绝对安全控制***包括多个控制棒及调制器，其中每一个该控制棒对应于核能发电设备中的反应炉的相邻核燃料棒之间，而该调制器对应于多个核燃料棒中的侧边位置。当工作电力异常时，以预力能量及控制棒连动机构驱动各个控制棒***反应炉中相邻的该核燃料棒之间，由该控制棒吸收该反应炉中的慢中子或者有效中子，及/或同时将各个调制器移动离开核燃料棒的侧边位置，以降低该反应炉中的该慢中子或者有效中子数量。通过该安全控制***迅速停止核反应，使核能发电设备于电力异常时确保反应炉的安全。
其中，安全控制***更包括一调制器连动机构、一调制器预力装置。当工作电力正常时，该调制器连动机构受该调制器预力装置所施加的该第二预力而使该多个调制器分别定位在该多个核燃料棒的侧边位置；当工作电力异常时，该调制器预力装置释放该第二预力，由该调制器连动机构带动该多个调制器移动离开该核燃料棒。
其中，该控制棒预力装置可为一重力式控制棒预力装置。
本发明另一实施例中，控制棒预力装置包括一驱动杆件、一驱动单元、一压力容器、一阀件。该压力容器中预先储存一压力的压缩介质。当工作电力正常时，该阀件呈关闭状态，该控制棒维持定位在一远离该核燃料棒的远离位置；当工作电力异常时，该阀件开启，使该驱动单元的该活塞动件受到该压力容器内的压缩介质而推动位移，并由该活塞动件和该驱动杆件带动该控制棒连动机构，进而将该控制棒***至该反应炉中相邻的该核燃料棒之间。该压缩介质可为一压缩空气或一压缩液体之一。此实施例的结构亦可以应用于控制反应炉中的调制器的动作。
本发明另一实施例中，控制棒预力装置包括一感应电流产生单元、一电磁场产生单元。当工作电力正常时，该感应电流产生单元产生一感应电流，使该控制棒维持定位在一远离该核燃料棒的远离位置；当工作电力异常时，该控制棒连动机构带动该控制棒***至该反应炉中相邻的该核燃料棒之间。此实施例的结构亦可以应用于控制反应炉中的调制器的动作。
其中，安全控制***还包括一冷却水箱塔，该冷却水箱塔通过一液体释放阀门连通至该反应炉。
在效果方面，本发明的设计可以使得在能发电设备的工作电力异常时，以重力、压缩空气、压缩液体或电磁力之一使各个控制棒由远离位置***反应炉中相邻的该核燃料棒之间，且/或同时各个调制器移动离开核燃料棒的侧边位置。通过本发明的设计结合于核能发电设备，可确保核能发电设备的反应炉安全。
附图说明
图1显示包括有本发明核能发电设备的安全控制绝对***的核能发电***示意图。
图2显示本发明第一实施例核能发电设备的绝对安全控制***的示意图。
图3显示本发明第一实施例中，当工作电力异常时，控制棒与调制器因受重力而分别落下至相邻核燃料棒之间及离开核燃料棒的示意图。
图4显示本发明第二实施例核能发电设备的绝对安全控制***的示意图。
图5显示本发明第二实施例中，当工作电力异常时，控制棒因受控位移而位于相邻核燃料棒之间及离开核燃料棒的示意图。
图6显示本发明第三实施例核能发电设备的绝对安全控制***的示意图。
图7显示本发明第三实施例中，当工作电力异常时，控制棒因受控位移而位于相邻核燃料棒之间及离开核燃料棒的示意图。
1 核能发电设备
11 反应炉
12 核燃料棒
13 稳压器
14 蒸气发生器
15 一次冷却泵
16 围阻体
2 涡轮发动机
3 发电机
4 冷凝器
5 二次冷却泵
6 预力装置
61 控制棒
611 控制棒连动机构
612 控制棒预力装置
62 调制器
621 调制器连动机构
622 调制器预力装置
7 冷却水箱塔
71 冷却液体
72 液体释放阀门
81 驱动杆件
82 驱动单元
821 管体
822 活塞动件
83 阀件
84 压力容器
91 感应电流产生单元
92 电磁场产生单元
93 强力电磁场
M1 第一预力
M2 第二预力
I 感应电流
V 工作电力
具体实施方式
参阅图1所示，其显示包括有本发明核能发电设备的绝对安全控制***的核能发电***示意图。如图所示，核能发电设备1中包括一反应炉11、多个核燃料棒12(NuclearFuel Rods)彼此间隔地布设在该反应炉11中，其中该核燃料棒12于该反应炉11中，通过核***过程及链式反应产生多个原子核及多个中子，从而产生巨大热能。本发明实施例的反应炉11是以压水式反应炉，但本发明也可以应用在其它型式的反应炉(例如沸水式反应炉)。
反应炉11中所产生的热能经稳压器13后，进入蒸气发生器14，使水被加热后产生高温水蒸气。蒸气发生器14通过一个一次冷却泵15连通于反应炉11。为了安全防护，反应炉11、稳压器13、蒸气发生器14、一次冷却泵15等组件都被容置在一围阻体16中。
蒸气发生器14所产生的高温水蒸气经导引至一涡轮发动机2，即可带动发电机3产生电力V。涡轮发动机2结合一冷凝器4，以对涡轮发动机2进行冷却。冷凝器4另结合一个二次冷却泵5或其它冷却水(例如海水)，以使冷凝器4得到良好的冷却效果。
本发明的安全控制***包括多个彼此间隔定位的控制棒61(Control Rods)和/或多个彼此间隔定位的调制器62(Nuclear Moderators)。其中，多个控制棒61是对应于反应炉11中的多个核燃料棒12中的相邻核燃料棒12之间，而该多个调制器62是一一地对应于反应炉11中多个核燃料棒12的邻近侧边位置。控制棒61和调制器62在一预力装置6的控制之下，以对反应炉11中所进行的核***过程提供有效的保护作用。
控制棒61的功能是用来吸收中子，其材料是选用具有良好中子吸收能力的材料(例如银、铟、硼...)或其合金(例如高硼钢、银铟镉合金...)。
调制器62的功能是作为中子慢化器，其材料是选用具有降低反应炉中的慢中子或者有效中子数量的材料(例如石墨)。
预力装置6工作所需的电能可取自发电机3所产生的电力V。该电力V经过习知的电压转换而可以得到一适合于预力装置6所需的工作电压。
本发明的安全控制***还可以包括一冷却水箱塔7，配置在一高于反应炉11的高度位置。该冷却水箱塔7中储存大量的冷却液体71(例如水)，并且通过一液体释放阀门72连通至反应炉11。
在核***反应结束后，放射性元素进行贝塔衰变，施放所谓衰变热，衰变热辐射功率为核***的约7％，因此需要注入冷却液体进行冷却，而我们冷却机制是以重力(位能转换动能)驱动液体流动，液体释放阀门72由发电机3所产生的电力V控制。当电力V异常时，液体释放阀门72将打开，因此冷却液体71将因重力而流动至反应炉11以冷却反应炉11。
参阅图2所示，其显示本发明第一实施例核能发电设备的绝对安全控制***的示意图。图3显示本发明第一实施例中，当工作电力异常时，控制棒与调制器因受重力而分别落下至相邻核燃料棒之间及离开核燃料棒的示意图。
如图所示，多个彼此间隔定位的控制棒61位于反应炉11的上方位置，且共同地连结于一控制棒连动机构611，如此使得每一个该控制棒61可对应于该反应炉11中的多个核燃料棒12的相邻核燃料棒12之间。
一控制棒预力装置612连结于控制棒连动机构611，且控制棒预力装置612连接于工作电力V，以使控制棒预力装置612可施加一第一预力M1于该控制棒连动机构611。
当工作电力V正常时，该控制棒连动机构611受该控制棒预力装置612所施加的第一预力M1而使该多个控制棒61维持定位在一远离该核燃料棒12的远离位置。控制棒预力装置612可为一般电磁机构(例如由工作电力V所激磁)通过简易的卡扣、夹爪、插销而使该多个控制棒61维持定位在该远离位置。
当工作电力V异常时(失去电力时)，该控制棒预力装置612释放该第一预力M1，并藉由重力，由该控制棒连动机构611带动该多个控制棒61由该远离位置***该反应炉11中相邻的该核燃料棒12之间(即位于***位置)。如此，即可由控制棒61吸收该反应炉11中的慢中子或者有效中子。
本发明调制器62对应于该多个核燃料棒12中的侧边位置。一调制器连动机构621连结于该多个调制器62。
一调制器预力装置622连结于调制器连动机构621，且调制器预力装置622连接于工作电力V，以使调制器预力装置622可施加一第二预力M2于该调制器连动机构621。
当工作电力V正常时，该调制器连动机构621受该调制器预力装置622所施加的第二预力M2而使该多个调制器62分别维持定位在多个核燃料棒12的侧边位置。调制器预力装置622亦可为一般电磁机构(例如由工作电力V所激磁)通过简易的卡扣、夹爪、插销而使该多个调制器62维持定位在核燃料棒12的侧边位置。
反之，当工作电力V异常时，该调制器预力装置622释放该第二预力M2，并藉由重力，由该调制器连动机构621带动该多个调制器62由该核燃料棒12的侧边位置移动离开该核燃料棒12，如此即可降低反应炉11中的慢中子或者有效中子数量。在一般情况下，反应炉11中可裂变核发射出的中子的速度比可被裂变核捕获的中子速度要快，一般作法是使用中子减速剂将中子的速度降下来而形成慢中子，以产生链式反应。本发明通过调制器62由该核燃料棒12的侧边位置移动离开该核燃料棒12的控制机制，可降低反应炉11中的慢中子或者有效中子数量。
亦即，依据上述的本实施例的设计，预力装置6包括一控制棒预力装置612和一调制器预力装置622，而该控制棒预力装置612与该调制器预力装置622分别为一重力式控制棒预力装置，通过重力原理驱动多个控制棒61和多个调制器62的动作。
图4显示本发明第二实施例核能发电设备的绝对安全控制***的示意图。图5显示本发明第二实施例中，当工作电力异常时，控制棒因受控位移而位于相邻核燃料棒之间的示意图。本实施例的组成构件与第一实施例大致相同，故相同元件乃标示相同的元件编号，以资对应。在本实施例中，同样包括反应炉11、控制棒61、调制器62等构件，而该多个控制棒61由控制棒连动机构611作连动连结。该控制棒连动机构611经由一驱动杆件81连结一驱动单元82，而该驱动单元82包括有一管体821及一可在该管体821中受驱动移动的活塞动件822，且该活塞动件822结合于该驱动杆件81。管体821通过一阀件83连通一压力容器84。压力容器84中储存一预设压力的压缩介质(例如压缩空气或压缩液体)。
当工作电力V正常时，阀件83呈关闭状态，控制棒61因连结于控制棒连动机构611和驱动杆件81，故使控制棒61维持定位在一远离该核燃料棒12的远离位置，而调制器62则维持定位在核燃料棒12的侧边位置。
当工作电力V异常时，阀件83开启，使驱动单元82的活塞动件822受到压力容器83内的压力而推动位移，并由驱动杆件81带动控制棒连动机构611，进而将控制棒61***至反应炉11中相邻的核燃料棒12之间，如此，即可由控制棒61吸收该反应炉11中的慢中子或者有效中子。
图6显示本发明第三实施例核能发电设备的绝对安全控制***的示意图。图7显示本发明第三实施例中，当工作电力异常时，控制棒因受控位移而位于相邻核燃料棒之间的示意图。类似于图4的本实施例，在本实施例中，同样包括反应炉11、控制棒61、调制器62等构件，而该控制棒61则由控制棒连动机构611作连动连结。该控制棒连动机构611连结一感应电流产生单元91(例如一感应线圈)。一电磁场产生单元92对应于该感应电流产生单元91，并与该感应电流产生单元91相隔一距离。
当工作电力V正常时，因感应电流产生单元91产生一感应电流I，故使控制棒61维持定位在一远离该核燃料棒12的远离位置，而调制器62则维持定位在核燃料棒12的侧边位置。
当工作电力V异常时，由于电磁场产生单元92失磁，感应电流产生单元91不再产生该感应电流I，而使控制棒连动机构611带动控制棒61位移，将控制棒61***至反应炉11中相邻的核燃料棒12之间，如此，即可由控制棒61吸收该反应炉11中的慢中子或者有效中子。
前述图4～图6所示的实施例中，是以水平架设各组件作为实施例说明，各组件也可以改为垂直架设的型式。
再者，前述图4～图6所示的实施例示意图是以控制棒预力装置612通过控制棒连动机构611控制反应炉11中的控制棒61的动作作为实施例说明。相同的结构设计同样可以应用于控制反应炉11中的调制器62的动作。
例如，以图4所示的实施例为例，控制棒预力装置612中的相同构件亦可应用于本发明中的调制器预力装置622。亦即，在此应用中，驱动杆件81连结于调制器连动机构621。当工作电力V正常时，阀件83呈关闭状态，使调制器62维持定位在核燃料棒12的侧边位置(如图2所示)。当工作电力V异常时，该阀件83开启，使驱动单元82的活塞动件822受到该压力容器84内的压缩介质而推动位移，并由该活塞动件822和该驱动杆件81带动该调制器连动机构621，进而将该调制器62移动离开该核燃料棒12(如图3所示)。该压缩介质可为压缩空气或压缩液体之一。
又例如以图6所示的实施例为例，控制棒预力装置612中的相同构件亦可应用于本发明中的调制器预力装置622。亦即，在此应用中，感应电流产生单元91连结于调制器连动机构621。当工作电力V正常时，感应电流产生单元91产生一感应电流，使该调制器62维持定位在核燃料棒12的侧边位置(如图2所示)。当工作电力V异常时，电磁场产生单元92失磁，感应电流产生单元91不再产生该感应电流I，故调制器连动机构621带动调制器62移动离开该核燃料棒12(如图3所示)。
以上实施例仅为例示性说明本发明的结构设计，而非用于限制本发明。任何熟于此项技艺的人士均可在本发明的结构设计及精神下，对上述实施例进行修改及变化，唯这些改变仍属本发明的精神及以下所界定的专利要求范围中。因此本发明的权利保护范围应以本申请的权利要求范围所列。

Claims (12)

1.一种核能发电设备的绝对安全控制***，在该核能发电设备中包括一反应炉、多个核燃料棒彼此间隔地布设在该反应炉中，其中所述的核燃料棒于所述的反应炉中，通过核***过程及链式反应产生多个原子核及多个慢中子或者有效中子，从而产生能量，提供一工作电力，所述的安全控制***包括：
多个彼此间隔定位的控制棒，位于反应炉的上方位置，每一个所述的控制棒对应于所述的多个核燃料棒中的相邻核燃料棒之间；
一控制棒连动机构，连结于所述的多个控制棒；
一控制棒预力装置，电连接于所述的工作电力，以施加一第一预力于所述的控制棒连动机构；
当所述的工作电力正常时，所述的控制棒连动机构受所述的控制棒预力装置所施加的所述的第一预力而使所述的多个控制棒定位在一远离所述的核燃料棒的远离位置；
当所述的工作电力异常时，所述的控制棒预力装置释放所述的第一预力，由所述的控制棒连动机构带动所述的多个控制棒由所述的远离位置***所述的反应炉中相邻的所述的核燃料棒之间，用以吸收所述的慢中子或者有效中子；
多个彼此间隔定位的调制器，每一个所述的调制器对应于所述的多个核燃料棒中的侧边位置。
2.根据权利要求1所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的控制棒预力装置为一重力式控制棒预力装置。
3.根据权利要求1所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的控制棒预力装置包括：
一连结于所述的控制棒连动机构的驱动杆件；
一驱动单元，其包括有一管体及一可在所述的管体中受驱动移动的活塞动件，且所述的活塞动件结合于所述的驱动杆件；
一阀件，电连接于所述的工作电力；
一压力容器，通过所述的阀件连通所述的管体，所述的压力容器中储存一预设压力的压缩介质；
当所述的工作电力正常时，所述的阀件呈关闭状态，所述的控制棒维持定位在一远离所述的核燃料棒的远离位置；
当所述的工作电力异常时，所述的阀件开启，使所述的驱动单元的所述的活塞动件受到所述的压力容器内的压缩介质而推动位移，并由所述的活塞动件和所述的驱动杆件带动所述的控制棒连动机构，进而将所述的控制棒***至所述的反应炉中相邻的所述的核燃料棒之间。
4.根据权利要求3所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的压缩介质为一压缩空气或一压缩液体之一。
5.根据权利要求1所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的控制棒预力装置包括：
一感应电流产生单元，连结于所述的控制棒连动机构；
一电磁场产生单元，对应于所述的感应电流产生单元，并与所述的感应电流产生单元相隔一距离，所述的电磁场产生单元电连接于所述的工作电力；
当所述的工作电力正常时，所述的感应电流产生单元产生一感应电流，使所述的控制棒维持定位在一远离所述的核燃料棒的远离位置；
当所述的工作电力异常时，所述的控制棒连动机构带动所述的控制棒***至所述的反应炉中相邻的所述的核燃料棒之间。
6.根据权利要求1所述的核能发电设备的绝对安全控制***，还包括一冷却水箱塔，所述的冷却水箱塔通过一液体释放阀门连通至所述的反应炉。
7.根据权利要求1所述的核能发电设备的绝对安全控制***，更包括：
一调制器连动机构，连结于所述的多个调制器；
一调制器预力装置，电连接于所述的工作电力，以施加一第二预力于所述的调制器连动机构；
当所述的工作电力正常时，所述的调制器连动机构受所述的调制器预力装置所施加的所述的第二预力而使所述的多个调制器分别定位在所述的多个核燃料棒的侧边位置；
当所述的工作电力异常时，所述的调制器预力装置释放所述的第二预力，由所述的调制器连动机构带动所述的多个调制器移动离开所述的核燃料棒。
8.根据权利要求7所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的调制器预力装置为一重力式调制器预力装置。
9.根据权利要求7所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的调制器预力装置包括：
一连结于所述的调制器连动机构的驱动杆件；
一驱动单元，其包括有一管体及一可在所述的管体中受驱动移动的活塞动件，且所述的活塞动件结合于所述的驱动杆件；
一阀件，电连接于所述的工作电力；
一压力容器，通过所述的阀件连通所述的管体，所述的压力容器中储存一预设压力的压缩介质；
当所述的工作电力正常时，所述的阀件呈关闭状态，所述的调制器维持定位在所述的多个核燃料棒的侧边位置；
当所述的工作电力异常时，所述的阀件开启，使所述的驱动单元的所述的活塞动件受到所述的压力容器内的压缩介质而推动位移，并由所述的活塞动件和所述的驱动杆件带动所述的调制器连动机构，进而将所述的调制器移动离开所述的核燃料棒。
10.根据权利要求9所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的压缩介质为一压缩空气或一压缩液体之一。
11.根据权利要求7所述的核能发电设备的绝对安全控制***，其中所述的调制器预力装置包括：
一感应电流产生单元，连结于所述的调制器连动机构；
一电磁场产生单元，对应于所述的感应电流产生单元，并与所述的感应电流产生单元相隔一距离，所述的电磁场产生单元电连接于所述的工作电力；
当所述的工作电力正常时，所述的感应电流产生单元产生一感应电流，使所述的调制器维持定位在所述的多个核燃料棒的侧边位置；
当所述的工作电力异常时，所述的调制器连动机构带动所述的调制器移动离开所述的核燃料棒。
12.根据权利要求7所述的核能发电设备的绝对安全控制***，还包括一冷却水箱塔，所述的冷却水箱塔通过一液体释放阀门连通至所述的反应炉。
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