用于冷却核反应堆堆芯的被动系统

摘要

在燃料更换期间被动地冷却压水反应堆中的核燃料的系统利用重力和采用电池储备对准或在安全位置失效结构的阀，从而在反应堆拆解和燃料更换期间维持水在反应堆堆芯上方。大量储备水被维持在废燃料池的水平高度以上并与废燃料池流体连通，且被用于在堆芯内的反应被成功地停止后从反应堆堆芯中取出衰变热。通过使该大量储备水沸腾取出衰变热，这使得电站在没有外部支援的情况下长期维持安全关停状态。

主权项

一种核发电设施，包括：安全壳建筑；被容纳在安全壳建筑内的细长反应堆容器，所述反应堆容器具有核反应堆芯以及与核反应堆芯轴向隔开的开口端，所述核反应堆芯具有在其中发生裂变反应的裂变材料，所述开口端在凸缘处被顶盖密封；基本上在反应堆容器上方的水平高度处被支撑在安全壳建筑外部的废燃料池，所述废燃料池具有与反应堆容器的内部通过第一阀流体连通的冷却剂池，所述第一阀被构造成在反应堆被泄压并且反应堆容器内的冷却剂的液位低于给定液位时将冷却剂从冷却剂池自动供给到反应堆容器的内部；以及最终热阱冷却剂蓄液器，在核发电设施的正常运行下，所述最终热阱冷却剂蓄液器的冷却剂上液位被支撑在基本高于废燃料池的水平高度上，最终热阱冷却剂蓄液器的下部分与废燃料池通过第二阀流体连通，第二阀的运行由废燃料池中的冷却剂液位控制，从而将废燃料池中的冷却剂大致维持在预选液位处。