紧凑型加压水核反应堆 【技术领域】
本发明涉及有着集成和紧凑设计的加压水核反应堆。
本发明尤其适用于小型和中等功率核反应堆，换言之，尤其是适合于功率小于或等于约600兆瓦电功率(MWe)的核反应堆。
背景技术
现有的压水核反应堆通常包括容纳堆芯的容器，将该容器同位于该容器外面的蒸气发生器相连接的主回路系统以及主回路泵系统可使加压水在各个主回路中循环以便把堆芯中核反应产生的热量传递到蒸气发生器。一个加压器同样位于容器的外面，用于将容器和主回路内的水加压。
在这类现有的核反应堆中，二(次)回路将每台蒸气发生器连接到一台汽轮机，该汽轮机驱动一台交流发电机使来自主回路的热量转换成电流。更准确而言，在蒸气发生器内，这种热量将在二(次级)回路中用次级泵加以循环的水转换成蒸汽。该蒸汽驱动汽轮机，然后在冷凝器内变成液态。
也有一些“集成”型加压水核反应堆和“紧凑”型加压水核反应堆是公知的。
集成反应堆与以前的反应堆不同之处在于蒸汽发生器位于反应堆容器内部，在一个容器外壁和该容器内的隔板之间所限定的一个环状区域内。但主泵仍留在容器外面，用适当的管道同容器相连。控制棒的控制机构同样位于该容器外面，这一点同传统的反应堆没有两样。密闭安全壳为主回路提供总体封闭。
在紧凑型反应堆中，单组蒸汽发生器形成容器的盖。
按常规设计的集成式或紧凑型的加压水核反应堆已经被成功地应用多年，并且已经用它们构建了许多项目。
但是，它们存在着一系列与它们的设计直接相关的缺点。
第一个缺点与它们的设计相关。主泵和加压器位于容器的外面。控制棒由位于该容器外面的马达驱动，而控制机构包括一伞形齿轮。由于这些设备的复杂性，不可能以这种方式设计高功率堆芯(高于500或1000MW热量)，因为大量地控制棒需要大的堆芯尺寸。
第二个缺点是它们的投资成本，特别是由于因上述设计所面临的建筑物结构的成本。
另一个缺点在于存在有一定数量的事故隐患，同样与现有反应堆的设计有关。这类事故隐患使之必须使用大量的防护和残留功率排空系统，这样会使这些反应堆的成本明显增加。
而且，现有的加压水核反应堆只能使用常规设计的核燃料组件。而新近设计的组件有着一些明显的优点，当然希望可以加以利用。
【发明内容】
本发明的目的是至少能解决由现有加压水核反应堆所引发的一些问题。
更准确地说，本发明的目的是特别提供一种紧凑型的加压水核反应堆，这种堆的改进设计使结构比现有反应堆更为经济，因而本身更为安全，同时有可能使用不同类型的核燃料组件。
根据本发明，采用紧凑型加压水核反应堆至少可以使本目标部分得以实现。这种紧凑型加压水核反应堆包括用外壳封闭的容器，装在该容器内的堆芯，形成该容器外壳的蒸气发生器，能够让水在堆芯和蒸汽发生器之间循环的主泵装置，以及将水加压的加压器，其特征在于该泵装置和加压器均位于该反应堆容器之内，因而形成完全集成在该容器之内的一个主回路。
根据本发明的这种全集成式的反应堆设计降低了投资成本，尤其是通过简化建筑物的结构而降低了成本。这种集成设计还消除某些事故隐患，这些隐患从安全角度讲是难以掌控的并且需要昂贵的管理系统。
根据本发明的一种优选实施方案，用于控制棒的控制机构同样集成在反应堆容器之内。
在本发明的这种优选实施方案中，一种近似环状的隔板从顶部朝下呈放射状布置，从而规划出该容器内的一个周边区和一个中央区。因而使堆芯放置在该中央区的底部，加压器放置在该中央区的顶部，而泵装置放置在该周边区的顶部。
尤其是，该加压器包括一有着倒置U形截面的环形水槽，开口朝下，其顶部和形成蒸汽源的桶相通，在泵送装置下面提供有将水从周边区供给该桶的装置。
有利的是，同包含在该中央区内的水一起提供的文丘里系统位于该周边区内，用于在该泵送装置发生故障的情况下在这一区域内提供从顶部到底部的自然水循环。
将应急冷却交换器置于该周边区内该文丘里系统之下也是有益的。
在本发明的一种优选实施方案中，堆芯的反应性的控制无需在冷却水中加入任何可溶性中子毒物。
【附图说明】
参照附图，现对本发明的实施方案加以描述，用它作为展示性和非局限性的一个实例。该附图是一张侧面垂直剖面图，用图形表示按照本发明的一种紧凑型加压水核反应堆。
【具体实施方式】
如附图所示，根据本发明的该紧凑型加压水核反应堆包括带垂直轴的容器10。
该容器10的顶端有一开口，通常是由蒸气发生器12所封闭，因而形成该容器的盖。
在该容器10之内所包括的该封闭容积，在该盖之内由该蒸气发生器12实现，是由从该盖向下呈放射状的大致环形状的隔板15在内部所界定的。该隔板15，其中心在该容器10的垂直轴上，将该封闭容积分隔为中央区16和周边区18，两个区的沟通通过该容器10的底部实现。
堆芯14位于中央区16的底部。它是由沿垂直方向用来排列的核燃料组件形成的。这些组件可以是常规设计，也可以是不同的类型。如果采用不同的类型，尤其可以使用新近设计的组件，例如先进的锕系族组件。
作为非限制性例子，该反应堆的堆芯14尤其可以由17×17棒的157个组件构成，就如同在现有的900MWe加压水反应堆中的那样。但是，其比功率相对这些反应堆减少25％。
这种功率的降低意味着可以免去通常用于控制堆芯反应性的可溶性中子毒物。同时可以考虑使用不同类型的燃料，利用由于工作点的下降和功率密度的下降在临界流上可以获得的限度成为可能。功率密度的下降也可以使延长周期成为可能，因而增大了可用性。
蒸气发生器12包括水平机座板20，它构成所说的容器盖和外包壳22，该包壳22沿该机座板20的周边密封并界定同它的第二封闭空间24。该蒸气发生器还包括倒置的U型管束26，它位于该密闭的第二空间24之内。更具体而言，每根管26的两端被固定到该机座板20上使之一个端的开口在中央区16内，而另一端的开口在周边区18之内。
在容器10内和管26内被界定的封闭容积形成该反应堆的主回路。该主回路被完全集成并充满加压水。
水在反应堆主回路内的循环是用主回路泵送装置进行的，该主回路泵送装置是用一组直接安装在该周边区18顶部的主泵28实现的。
当主泵运行时，主泵28将水按图1中所示方向进行循环。换言之，在周边区18内主泵28将水朝容器10的底部循环，然后在中央区16内朝上通过堆芯14，最后在蒸气发生器12的管26内从底到顶然后从顶到底。
实际上，主泵28可以是不同的形式。某些可以采用的泵特别包括径流泵，注入泵和轴流汽轮泵。
径流泵是浸入的转子泵，在容器的顶部，沿容器垂直轴的径向安放。这种类型的泵在参考文献[1]中已有描述。
在注入泵的情形下，该周边区18的顶部包括一串注入或喷射泵。该注入泵具有低流速和高压力，所以大多数热量传输液体被加以循环而无需到达容器外部。给注入泵的高压供给流来源于容器外部的泵。
最后，垂直汽轮泵也可以置放在周边区18的顶部附近。因此该汽轮机是采用高压原水供给，该水来自于位于容器外部的泵。轴向汽轮泵如前面情况下注入泵相同的“水变压器”的功能，但有着一旋转部件。
在垂直汽轮泵的情形下，汽轮机可以用电马达取代，在该马达中其绕组用密封皮包裹使它们同热传输液隔绝。
根据本发明，加压器30也被集成到反应堆容器10内。更具体而言，该加压器30是一种环形状的水槽，位于该容器10的中央区16的顶部，就在底座板20的下面。该水槽由有着倒置U形截面的壁所界定。构成该加压器30的水槽朝下开口，使开口直接对着容器10的中央区16。
形成加压器30的该水槽顶部充满蒸汽。所说的水槽的顶是用双相蒸汽水混合物供给的，要通过连接至一小的容积桶32的管34，该小容积桶32位于容器10外边并充当一蒸汽源。桶32的水供给由另一管38提供，该管将所说的桶连到容器10的周边区18，它正好在主泵28的下游方。
图1中同样示出了用于控制堆芯14反应性的控制棒40。
将控制棒40和它们的控制机构同样集成到反应堆容器之内是有益的。这种布局取决于事实上它不可能使用标准机构(位于容器之外的电磁机构)，这是因为在该容器10之上有蒸气发生器。
集成的控制机构的这种特殊紧凑的特性使之能够对1个或2个核燃料组件使用1根控制棒40并排除了由于控制棒的排出而引起的局部功率偏移，这种排出效应的担心在采用标准设计的压水反应堆中也是可能存在的。这就意味着控制棒40本身就能够控制堆芯的反应性，说明在反应堆堆芯14的冷却水中可以不存在可溶性中子毒物。
由于低功率密度可以适应较之用标准设计的加压水反应堆稍高的局部功率峰值，这同样也支持了在堆芯14的冷却水中免去可溶性中子毒物的可能性。相对于那些标准的反应堆其每单位容积的低功率和工作点的下降降低了对反应性控制的需要，同时也有助于使消除硼成为可能。
由于集成化设计使选择没有可溶性中子毒物的堆芯变得容易，因为这种设计消除了由于大的初始泄漏而使多个控制棒的控制机构被锁止的可能性。
请注意，反应堆堆芯中的可溶性中子毒物的免除能使辅助系统得以大大简化并减少了处理可溶性毒物所需要的废液处置，因而显著降低了投资成本和维护及运行费用。但是，在事故情况下也可能要注入诸如含硼水的中子毒物。
集成在反应堆容器10内的带控制机构的控制棒既可以由受控于液压设备的控制棒系统组成，也可以由液体棒系统组成，或者用这二种系统组合以提供冗余度。
由液压设备控制的控制棒在参考文献[2]中有详细描述。这种类型的机构由一空芯活塞和一活动阀筒组成。该活塞被固定到堆芯的支撑板上，而该阀筒在底部附近开槽。该活塞和阀筒槽是相同的。阀筒的位置允许活塞内一定的初始液流过。因此通过临时增大或减小这种初始液体流可以使阀筒的高度提升或降低其大小等于该槽节距的高度。
文献FR-A-2 765 722对液体棒系统进行了描述。在这种系统内，通过一束引导管将含有中子吸收剂的液态盐在堆芯内移动。这些吸收剂借助于作为活塞的一种气体并作用于该盐使其移动。该吸收剂盐库位于燃料组件之上。通过快速引入吸收剂可以将堆芯的功率自动加以断开。为了使堆芯内的通量形状得以平坦可以控制该吸收盐的轴向和径向分布。
根据本发明的该紧凑型反应堆的工作点被优先选择在相对低压和低温处。因此，在主回路内使用的压力约为80至90巴。
采用这种操作特性，可以明显降低抗压部件，如容器，蒸气发生器的厚度和蒸气发生器座板20的厚度，可以明显地提高燃料率，降低管道腐蚀和简化防护系统。
对于这种工作点，在次回路中的压力约为30巴，这样使净效率达到30％。堆芯的热功率为2000MW。
如图1所示，根据本发明的这种紧凑型反应堆最好要装备防护或安全系统。
这些防护系统包括排空残留功率的装置，安全注入装置和控制初始压力的机构。
排空残留功率的装置一方面置于主回路上，另一方面又置于反应堆的二(次级)回路上。考虑到反应堆包括单一蒸气发生器，这种布局能够使装置的多样性适合于异常的瞬态变化。
安装在主回路上的功率排空系统包括热交换器42，它位于容器10的周边区18内。这些交换器与反应堆容器10外面的备用冷却回路(图中未示出)相连接。
位于主回路的该系统还包括文丘里(Venturi)系统44，它位于周边区18内的交换器42之上。该文丘里系统44是在隔板15和壳46之间形成的，该壳46与容器10的外壁相连。壳46的形状是这样结构，使之湿断面在周边区18之内朝底部方向逐步减小，直至在该文丘里系统44的底部形成一节流。该文丘里系统用水供给，该水来自中央区16，在该节流处经过为此目的而在隔板15上提供的开口48。该文丘里的大小是这样，使之在正常工作运行期间在44处的压力大致等于在48处的压力。采用这种方法，可以将区域16和区域18之间的短回路流降至最小。在泵关闭情况下，开口48能使堆芯14和交换器42之间保持自然对流以排空堆芯内释放的功率。
尤其是，安装在二回路内的残留功率排空系统，虽然不属于本发明的部分，但可以包括与热阀相关的二回路的冷凝系统，或有着蒸气注入器的系统。
在第一种情形下，在二回路内的冷凝系统可以特别是参考文献[3]中所描述的那种类型，而热阀可以是文献FR-A-2 725 508中所描述的那种类型。
而且，蒸气注入器系统可以按参考文献[4]所描述的加以制作。
也可以提供安全注入装置以确保在事故情况下在主回路内有充分的水存在。但是，由于采用完全集成的反应堆设计消除了大的泄漏，所以采用低流系统就足够。假如主回路内的压力是低的，则来自安全注入系统的排放压力可能是25巴左右。
在除了安装在主回路内的被动系统之外的所有防护系统出现故障的情况下，有关主回路压力的控制，研究表明通过避免加压堆芯的熔化可以对事故的瞬态加以控制而无需在主回路内提供特殊的减压系统(参考文献[5])。
特别是，刚刚提到的该紧凑型反应堆的封闭可以包括包容主回路的压力消除安全壳47。这种安全壳可以被限制到容器10的水平接合面和蒸气发生器12下面的分隔区间的容积。因而该蒸气发生器位于该平面之上的池48内，用于堆芯重装载和维修操作。
在这种布局中，该密封安全壳可以按小容量惰性组分制造。因而可以限制投资成本，而在由于氢压所引发的爆炸情况时相对容易地对危险加以管理。
在严重事故时，可以利用容器的水井淹没方式将堆芯熔体冷却，但无需提供外部的同流换热器。这一点其所以可能是由于该堆芯内的功率和功率密度小于现有900MWe加压水反应堆的相应值。
显然，本发明并不限于将其作为实例已经讨论过的实施方案。特别地，加压器30的形状在不偏离本发明范围的情况下可以与图1中所描述的形状不同。
参考文献
[1]″Design of Safe Integral Reactor″，R.A.Matzie，Nuclear Engineering and design，vol.136(1992)p.72-83.
[2]de Bathéja P.et al.″Design and testing of thereactor internal hydraulic control rod drive for thenuclear heating plant″，Nuclear technology，1987，vol.79，pages 186 to 195.
[3]″A 900 MWe PWR residual heat removal with apassive secondary condensing system″，ICONE 5proceedings，May 29-30，1997，Nice(France).
[4]″Design and testing of passive heat removalsystem with Ejector-Condenser.-Progress in Design，research and development and testing of safety systemsfor advanced water cooled reactors″by K.I.Soplenkov &al.in Proceedings of a Technical Committee meetingheld in Piacenza，Italy，May 16-19 1995.
[5]G.M.Gautier，Passive heat removal system withthe″Base operation passive heat removal″strategy，ICONE 7 proceedings-April 19-23，1999，Tokyo(Japan).