60引導一級冷卻劑從堆芯14到圍繞熱段立管 60的蒸汽發(fā)生器18。多個冷卻劑泵16圍繞反應堆容器10在靠近上堆內(nèi)構(gòu)件26的上端的 水平高度處周向地隔開。反應堆冷卻劑泵16是水平安裝的軸流式密封電機泵。反應堆堆 芯14和上堆內(nèi)構(gòu)件26除了它們的尺寸外，基本上都與之前關(guān)于圖1和2所描述的對應部 件相同。在 2012 年 6 月 13 日提交的題為"Pressurized Water Reactor Compact Steam Generator"的美國專利申請No. 13/495050中記載了圖3和4中所示的小型模塊化反應堆 的運行的更具體描述。
[0035] 第III+代壓水反應堆（比如AP1000⑧核電站設計）以及小型模塊化反應堆 (比如上文所述的）通常特征在于在假想事故期間從反應堆堆芯取出衰變熱的被動冷卻系 統(tǒng)。在很多電站設計中，在反應堆進行燃料更換（典型地每隔18-24個月）之前，這些系統(tǒng) 需要暫停工作。本發(fā)明提供一種在燃料更換期間被動地冷卻壓水反應堆中的核燃料的裝 置。本發(fā)明利用重力和多個能夠采用電池儲備對準或者在安全位置失效的閥，從而在反應 堆拆解和燃料更換期間維持水在反應堆堆芯上方。后面所描述的實施例將這些原理應用于 具有類似于前面所描述的被動安全系統(tǒng)的小型模塊化反應堆，但是所述原理能被應用于具 有兼容的電站設計的任何壓水反應堆。
[0036] 在小型模塊化反應堆的情況下，本發(fā)明所公開的實施例在反應堆建筑內(nèi)或外部維 持大量的儲備水90,它們被用于在成功停止反應后從反應堆堆芯14中取出衰變熱。通過已 知為最終熱阱的該大量儲備水的沸騰取出衰變熱（典型地大約反應堆功率的百分之一）。 最終熱阱90優(yōu)選地支撐到廢燃料池80的水平高度以上，或者至少具有在廢燃料池80的水 平高度以上的出口，從而水能從該最終熱阱90通過重力泄入廢燃料池80,如圖5-13所示。 類似地，廢燃料池80被維持在優(yōu)選在堆芯14以上的水平高度處且出口導管74遠高于堆芯 14,從而使廢燃料池中的冷卻劑能在重力作用下經(jīng)入口 98泄入反應堆容器10。從廢燃料池 經(jīng)導管74到反應堆容器的出口 100優(yōu)選地足夠高，從而使池中的廢燃料82不會暴露，且使 池中維持充足的深度以令人滿意地冷卻池中的廢燃料。最終熱阱90中的大量的水允許電 站在很多天沒有外部支援的情況下維持安全的關(guān)停狀態(tài)。所述天數(shù)由最終熱阱90中的水 池的大小決定。如果沒有從反應堆堆芯14或廢燃料82中有效地取出衰變熱，燃料包殼材 料將超過其設計溫度，從而導致完整性損失和燃料失效。這種情況通常已知為熔毀。
[0037] 在圖5-13中用附圖標記66圖示的電站安全系統(tǒng)被設計成應付所有的假想事故。 當探測到有害運行事件時，這些系統(tǒng)關(guān)停核反應并從反應堆堆芯14中取出衰變熱。核電站 被設計成將大部分的時間用于產(chǎn)生蒸汽，從而最終產(chǎn)生電力。這種狀態(tài)通常被稱為正常運 行。每隔18-24個月，電站通常將會被關(guān)停以補充燃料。在燃料更換期間，反應堆冷卻劑系 統(tǒng)中的水位被降低，從而使反應堆能被拆解以允許接近堆芯內(nèi)的燃料組件。反應堆冷卻劑 系統(tǒng)中的水是被設計為取出衰變熱的安全系統(tǒng)的整體部分。在燃料更換期間，設計為取出 衰變熱的安全系統(tǒng)可能因為水位降低而停止運行。本發(fā)明描述了在燃料更換的各個階段如 何利用廢燃料池80使電站中的水位維持在合適的水平。水的相變會消耗大量的熱；因此， 通過使水沸騰能不斷地從堆芯中取出熱。這與采用了專門的存儲箱來管理反應堆冷卻劑系 統(tǒng)庫存的現(xiàn)有傳統(tǒng)壓水反應堆設計（如在2012年6月13日提交的申請No. 13/495083(RTU 2011-011)中所描述的那樣）是不同的。
[0038] 根據(jù)本發(fā)明，廢燃料池液位84從最終熱阱90被動地維持，優(yōu)選使用被動操作閥88 被動地維持。所述閥88可以是一種浮閥、其他被動操作閥、或在池液位84低于預設極限時 打開從最終熱阱90通往廢燃料池 80的導管86的安全位置失效閥，如圖5-13中所示的實 施例中所展示那樣。
[0039] 下面的段落貫穿圖5-13所示的整個燃料更換過程，描述了所要求保護系統(tǒng)的一 個或多個實施例的布置方案和功能。圖5-9示出了正常的燃料更換順序。圖10-13示出了 在包括電站停電在內(nèi)的假想事故期間，如何被動地維持水位。
[0040] 圖5示出了正常運行下的電站。最終熱阱90和廢燃料池80中的水被維持在所需 的水平。容器10內(nèi)的反應堆冷卻劑系統(tǒng)和安全系統(tǒng)部件也處于滿液位72和68。
[0041] 在圖6中，通過將水從反應堆冷卻劑系統(tǒng)經(jīng)導管74和閥76移動到廢燃料池80,已 經(jīng)降低反應堆冷卻劑系統(tǒng)中的水位72。這提高了廢燃料池水位84。因為廢燃料池容積比 反應堆冷卻劑系統(tǒng)大很多，所以水位84僅上升了幾英寸。反應堆冷卻劑系統(tǒng)排放口 70被 打開以允許容器10中的水位72下降。在反應堆支管102之一上的壓力計78用于測量反 應堆冷卻劑系統(tǒng)中的水位72。
[0042] 在圖7中，反應堆容器封頭頂蓋12和上堆內(nèi)構(gòu)件被從反應堆容器10上拆除，從而 能接近堆芯14內(nèi)的燃料組件。圖8示出了燃料更換箱94的安裝。所述箱能與用于移動燃 料的燃料更換機是一個整體，如2012年5月2日所提交的題為"A Method of Refueling a Nuclear Reactor"的美國專利申請No. 13/461821中所公開的那樣，或者與反應堆安全殼建 筑11的設計是一個整體。燃料更換箱94允許水從廢燃料池80經(jīng)反應堆容器通孔98泄入 反應堆容器14,直到箱內(nèi)的水位與廢燃料池內(nèi)的相同。此時，不再需要位于支管102上的器 械78來維持燃料更換箱94內(nèi)的水位。
[0043] 圖9示出了燃料轉(zhuǎn)移渠 96的安裝（或打開）。此時，池 80和94被連接，而通過燃 料轉(zhuǎn)移渠連接部96維持水位84和72,并且能開始正常的燃料更換。圖10-13示出了該實 施例對多種假想事故狀況（包括在補充燃料的各階段內(nèi)喪失外部電力的假想事故狀況）的 響應。
[0044] 圖10示出了如下的情況：反應堆容器10內(nèi)堆芯14上方的冷卻劑水位由來自廢燃 料池80的水維持，且廢燃料池水位84由最終熱阱90中的水維持（但是應當明白的是可以 使用多于一個的熱阱90)。反應堆支管102上的壓力計78控制反應堆容器10內(nèi)的冷卻劑 水位72。在所述的燃料更換階段，反應堆冷卻劑系統(tǒng)的水位已經(jīng)被降低到使其他被動安全 系統(tǒng)66停止運行的水平。反應堆冷卻劑系統(tǒng)內(nèi)的排放口 70允許蒸汽離開系統(tǒng)進入安全殼 11。所述蒸汽將在安全殼容器壁上冷凝或者被過濾并釋放到環(huán)境。
[0045] 圖11仍示出了反應堆水位72由廢燃料池 80維持，在缺少外部電力期間廢燃料池 水位84由最終熱阱90和被動閥88通過導管86被動地維持。在所述的燃料更換階段，反 應堆容器頂蓋12已經(jīng)被從反應堆容器10拆除。被加熱的反應堆冷卻劑所產(chǎn)生的蒸汽通過 敞開的反應堆容器10的凸緣被排出并在安全殼容器11上冷凝，或者在流過含有放射性污 染物的過濾器后被釋放到環(huán)境。
[0046] 在圖12中，已經(jīng)填充燃料更換箱94和燃料更換渠96以匹配廢燃料池80的水位 84,并且在電站停電之前已經(jīng)打開燃料轉(zhuǎn)移渠并注水。此時，在燃料更換過程中的該時刻， 通過轉(zhuǎn)移渠96的連接部維持反應堆堆芯14上方的水位。在所述情形下，