[发明专利]燃料处置区域无源过滤设计

说明书

技术领域

本发明总体上涉及用于核反应堆电站的无源过滤系统，并且更明确地说，涉及在核反应堆电站的燃料处置区域中的无源过滤系统。

背景技术

由核反应堆发电通过放射性材料的核裂变完成。由于核反应的易变性，核电站实际上要求以保证公众的健康和安全的方式设计。

在用来发电的传统核反应堆中，核燃料被耗尽，并且以定期间隔从核反应堆移除并用新鲜燃料替换。废燃料产生衰变热，并且在它已经从核反应堆移除之后保持是放射性的。因而，设有接收废燃料的安全存储设施。在核反应堆中（如在压水反应堆中），将水池提供为用于废燃料的存储池。废燃料池设计成包含一水位，从而将废燃料存储在水下。废燃料池典型地由混凝土建造，并且至少40英尺深。除控制和监视水位之外，也控制和监视水的质量，以防止燃料当它在废燃料池中时退化。进一步，废燃料池中的水被连续地冷却，以移除由废燃料产生的热量。

一般地，核电站包括废燃料池冷却系统，该废燃料池冷却系统设计成从废燃料池中的水中移除由存储的废燃料产生的衰变热。衰变热的移除将废燃料池水温保持在可接受的规定极限内。废燃料池冷却系统典型地包括废燃料池泵，该废燃料池泵使来自废燃料池内的高温水通过热交换器循环，并且然后使冷却的水返回到废燃料池。在一个实施例中，废燃料池冷却系统包括两个系列的机械设备。每个系列包括一个废燃料池泵、一个废燃料池热交换器、一个废燃料池脱矿质器和一个废燃料池过滤器。两个系列的设备共享公共吸入和排出集管。另外，废燃料池冷却系统包括管路、阀和对于系统操作必要的仪器。在这个实施例中，一个系列连续地冷却和净化废燃料池，而另一个系列适用于水转移、外壳内燃料补给储水罐净化、或调整成对于设备操作系列的备用。

图1示出了按照现有技术在其正常操作期间的废燃料池冷却（SFPC）系统10。SFPC10包括废燃料池15。废燃料池15包含水位16，该水位16由于废燃料（未示出）的高温而处于高温下，该废燃料从核反应堆（未示出）转移到废燃料池15中。SFPC系统10包括系列A和B。系列A和B用来冷却废燃料池15中的水。如以前描述的那样，典型地是，操作系列A或系列B之一用以连续地冷却和净化废燃料池15，而另一系列适于作为备用。系列A和B的每一个均包括SFPC泵25、热交换器30以及SFPC脱矿质器和过滤器系统45。这些系列共享公共吸入集管20和公共排出集管50。在系列A和B的每一个中，水通过吸入集管20离开废燃料池15，并且通过SFPC泵25泵送到SFPC热交换器30。在SFPC热交换器30中，流动管线40使水从分支冷却水系统（CCWS）（未示出）通过SFPC热交换器30，并且回到CCWS。来自进入SFPC热交换器30的水（来自废燃料池15）的热量传递到由流动管线40提供的水，并且通过流动管线40返回到CCWS。冷却的水离开SFPC热交换器30，并且通过SFPC脱矿质器和过滤器系统45，该SFPC脱矿质器和过滤器系统45定位在SFPC热交换器30的下游。净化、冷却的水离开脱矿质器和过滤器系统45，通过公共排出集管50输送，并返回到废燃料池15。

最近，核反应堆制造商已经提供无源电站设置，即在没有操作人员干预或场外动力的情况下将减轻核反应堆中的事故事件的电站。Westinghouse Electric Company LLC提供AP1000无源电站设计。AP1000设计包括高级无源安全特征和彻底电站简化，以加强电站的安全性、建造、操作以及维护。AP1000设计强调依赖于自然力的安全特征。在AP1000设计中的安全系统使用自然驱动力，如加压气体、重力流动、自然循环流动以及对流。安全系统不使用有源部件（如泵、风扇或柴油发电机），并且设计成在没有安全级支持系统（如交流电力、分支冷却水、可用水以及HVAC）的情况下起作用。AP1000燃料处置区域设计成使得用于燃料保护的基本装置由无源装置提供，并且依赖于废燃料池水存量的沸腾，以移除衰变热。因而，在极端情况下，废燃料池可沸腾。

假定有源废燃料池冷却系统完全失效，废燃料冷却可由废燃料池中的水的热容量提供。补充水由无源装置提供给废燃料池，以维持水池水位在废燃料以上，而水池水的沸腾提供衰变热的移除。废燃料池水的沸腾将大量蒸汽释放到燃料处置区域中。蒸汽与燃料处置区域中的空气相混合，并且必须从这个区域释放，以防止压力的积累。蒸汽/空气混合物从燃料处置区域释放到大气中。这可潜在导致放射性空中污染物释放到大气中。