Плавучий ядерный энергетический реактор с самоохлаждающейся конструкцией защитной оболочки реактора и системой аварийного теплообмена

Изобретение относится к плавучему ядерному энергетическому реактору. Реактор включает в себя самоохлаждающуюся конструкцию защитной оболочки реактора и систему аварийного теплообмена. Конструкция защитной оболочки реактора может быть затоплена после того, как температура или давление в конструкции защитной оболочки реактора достигает определенного уровня. Бак реактора также может быть затоплен после того, как температура или давление в баке реактора достигает заранее заданного уровня. Реактор включает в себя систему теплообмена и фильтрующую систему вентиляции защитной оболочки реактора. Техническим результатом является повышение безопасности реактора, в том числе в случае разрушения множества труб, разрушения водопровода между реактором, турбиной и конденсатором и разрушения электрических систем управления. 3 н. и 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Заявитель, Палваннанатан Ганесан, гражданин США, проживающий в штате Небраска по адресу 1408 южный 185-й округ, Омаха, Небраска 681 30, просит выдать ему патентную грамоту на изобретение, изложенное в нижеследующем описании изобретения.

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННУЮ ЗАЯВКУ

Данная заявка является частичным продолжением заявки № 14/1 09072, поданной 17 декабря 2013, под названием FLOATING NUCLEAR POWER REACTOR WITH A SELF-COOLING CONTAINMENT STRUCTURE.

ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Это изобретение относится к плавучему ядерному энергетическому реактору и, в частности, к плавучему ядерному энергетическому реактору, снабженному самоохлаждающейся конструкцией защитной оболочки реактора. Более конкретно, это изобретение относится к системе аварийного теплообмена для ядерного энергетического реактора.

ОПИСАНИЕ УРОВНЯ ТЕХНИКИ

В большинстве ядерных энергетических реакторов первичный электроприводной водяной насос подает охлаждающую воду к реактору. Во многих случаях вторичный или резервный водяной насос предусмотрен на случай выхода из строя первичного водяного насоса. Однако в случае разрушения источника электропитания для водяного насоса или водяных насосов, например, в результате цунами, тайфуна или землетрясения, водяные насосы не смогут нагнетать охлаждающую воду к реактору, что может приводить к опасному расплавлению. Дополнительно, в ряде случаев трубы, подающие охлаждающую воду к реактору, могут выходить из строя по естественным причинам или в результате нападения террористов.

В настоящее время доступны наземные системы охлаждения реактора, где вода хранится в резервуаре выше уровня реактора и самотеком поступает к реактору в случае отказа насоса или электропитания. Эти резервуары выполнены с возможностью вмещать достаточно воды для охлаждения системы в течение трех дней, пока не придет помощь, и можно будет нагнетать извне больше воды. Проблема состоит в том, что в этих резервуарах хранится конечное количество воды. Резервуары будут работать в случае аварийной остановки, как на Фукусиме, Япония, но не будут работать в случае разрушения трубы, приводящей к утечке большого количества воды к наружу. Активная зона реактора будет нагревать воду, подаваемую из резервуара, и пар будет выходить через пробоину в трубе, и вода будет вытекать. После вытекания воды активная зона реактора расплавится вследствие перегрева и взорвется, поэтому необходимо иметь возможность подавать неопределенно большое количество воды для компенсации потери воды через текущую трубу.

Кроме того, современные реакторы защищены крупными конструкциями защитной оболочки реактора, но это не помогает при разрушении трубы вне или внутри камер защитной оболочки реактора. Вероятно, нападение террористов на турбинный зал вне конструкции защитной оболочки реактора опаснее, чем нападение на конструкцию защитной оболочки реактора, поскольку такое нападение приведет к разрушению множества труб и, таким образом, разрушению водопровода между реактором, турбиной и конденсатором. Такое нападение также может привести к разрушению электрических систем управления. Это приведет к потере циркулирующей воды для реактора, при этом аварийный запас воды не сможет компенсировать утечку из всех труб. В такой ситуации реактор перегреется в отсутствие отвода тепла и взорвется.

Изобретение согласно родительской заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, представляет основное усовершенствование уровня техники. Настоящее изобретение представляет дополнительное усовершенствование уровня техники.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Эта сущность изобретения призвана представлять в упрощенной форме основные принципы, которые дополнительно описаны в нижеследующем подробном описании. Эта сущность изобретения не призвана идентифицировать ни ключевые аспекты, ни существенные аспекты заявленного изобретения. Кроме того, эту сущность изобретения не следует использовать для помощи в определении объема заявленного изобретения.

Раскрыт плавучий ядерный энергетический реактор. Ядерный энергетический реактор установлен или расположен на плавучем основании типа баржи, причем плавучее основание типа баржи имеет верхний конец, расположенный выше уровня воды водной массы, и нижний конец расположенный ниже уровня воды водной массы. Боковые стенки простираются между нижним и верхним концами плавучего основания. Ядерный энергетический реактор расположен на дне основания типа баржи. Ядерный энергетический реактор включает в себя вертикальную бетонную конструкцию защитной оболочки реактора, имеющую нижний конец, вертикальную боковую стенку и верхний конец. Конструкция защитной оболочки реактора образует герметичный внутренний отсек. Нижний конец и нижний участок боковой стенки конструкции защитной оболочки реактора расположены ниже уровня воды водной массы. Вертикальная цилиндрическая конструкция металлической стенки простирается вокруг наружной стороны бетонной конструкции защитной оболочки реактора. Верхний конец конструкции металлической стенки закрыт крышкой. Взаиморасположение конструкции металлической стенки, верхнего наружного участка конструкции защитной оболочки реактора и крышки образует газоотводную камеру. Газоотводная камера заполнена фильтрующим материалом, например, камнями или породами, химикатами и водой. Один или более выпускных паропроводов простираются наружу от верхнего конца газоотводной камеры через крышку в атмосферу. Бак реактора, имеющий верхний и нижний концы, расположен во внутреннем отсеке конструкции защитной оболочки реактора, причем бак реактора расположен ниже уровня воды водной массы. Бак реактора включает в себя внутренний отсек, имеющий верхний и нижний концы.

Один или более выпускных паропроводов простираются через конструкцию защитной оболочки реактора, так что один его конец сообщается с верхним концом ее внутреннего отсека и так что другой его конец сообщается с газоотводной камерой. Одна или более рециркуляционных труб связаны с баком реактора, так что один ее конец сообщается с верхним концом внутреннего отсека бака реактора и так что другой ее конец сообщается с нижним концом внутреннего отсека бака реактора. В предпочтительном варианте осуществления одна из рециркуляционных труб относится к типу замкнутого контура. Участок рециркуляционной трубы расположен во внутреннем отсеке конструкции защитной оболочки реактора. Рециркуляционные трубы образуют систему теплообменника. Выпускной паропровод простирается от верхнего конца внутреннего отсека бака реактора наружу через конструкцию защитной оболочки реактора к турбине. Байпасный паропровод простирается от выпускного паропровода, который простирается к турбине, в газоотводную камеру. В байпасном паропроводе установлен нормально закрытый первый клапан. Нормально открытый второй клапан установлен в выпускном паропроводе, который простирается к турбине, снаружи конструкции защитной оболочки реактора. Первый водяной канал, имеющий внутренний и наружный концы, простирается через дно плавучего основания и дно конструкции защитной оболочки реактора, причем наружный конец первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с водной массой. Внутренний конец первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с внутренним отсеком конструкции защитной оболочки реактора. Подпружиненный первый люк установлен с возможностью перемещения на наружной стороне боковой стенки бака на наружном конце первого водяного канала. Первый люк является перемещаемым между закрытым положением и открытым положением. Первый люк, находясь в своем закрытом положении, закрывает наружный конец первого водяного канала. Первый люк, находясь в своем открытом положении, позволяет воде из водной массы течь внутрь через первый водяной канал во внутренний отсек конструкции защитной оболочки реактора для охлаждения бака реактора.

Первое средство запирания связано с первым люком, причем первое средство запирания является перемещаемым между запертым положением и незапертым положением. Первое средство запирания, находясь в своем запертом положении, поддерживает первый люк в его закрытом положении. Первое средство запирания, находясь в своем незапертом положении, позволяет первому люку перемещаться из своего закрытого положения в свое открытое положение. Первый срабатывающий на условие привод связан с первым средством запирания для перемещения первого средства запирания из его запертого положения в его незапертое положение после того, как условие, либо температура, либо давление, в конструкции защитной оболочки реактора достигает заранее заданного уровня. Хотя раскрыт единственный первый водяной канал, можно использовать множество первых водяных каналов.

Второй водяной канал, имеющий внутренний и наружный концы, простирается через дно бака, через дно конструкции защитной оболочки реактора и во внутренний отсек бака реактора. Второй люк установлен с возможностью перемещения во втором водяном канале. Второй люк является перемещаемым между закрытым положением и открытым положением. Второй люк закрывает наружный конец упомянутого второго водяного канала, находясь в своем закрытом положении. Второй люк, находясь в своем открытом положении, позволяет воде из водной массы течь вовнутрь внутреннего отсека бака реактора для охлаждения бака реактора. Второе средство запирания связано со вторым люком, который является перемещаемым из запертого положения в незапертое положение. Второе средство запирания, находясь в своем запертом положении, поддерживает второй люк в его закрытом положении. Второе средство запирания, находясь в своем незапертом положении, позволяет второму люку перемещаться из своего закрытого положения в свое открытое положение. Срабатывающий на условие, либо по температуре, либо по давлению, привод связан со вторым средством запирания для перемещения второго средства запирания из его запертого положения в его незапертое положение, после того как условие внутри упомянутого внутреннего отсека бака реактора достигает заранее заданного уровня. Хотя раскрыт единственный второй водяной канал, можно использовать множество вторых водяных каналов.

Таким образом, основной задачей изобретения является обеспечение усовершенствованного плавучего ядерного энергетического реактора.

Другой задачей изобретения является обеспечение неопределенно большой подачи охлаждающей воды к реактору в случае перегрева реактора.

Дополнительной задачей изобретения является обеспечение плавучего ядерного энергетического реактора, имеющего возможность самоохлаждения после того, как температура или давление достигает заранее заданного уровня в конструкции защитной оболочки реактора или баке реактора этого ядерного энергетического реактора.

Дополнительной задачей изобретения является обеспечение самоохлаждающегося ядерного энергетического реактора, включающего в себя систему аварийного теплообмена.

Дополнительной задачей изобретения является обеспечение самоохлаждающегося ядерного энергетического реактора, включающего в себя фильтрующую систему вентиляции защитной оболочки реактора.

Эти и другие задачи будут очевидны специалистам в данной области техники.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Неограничительные и не претендующие на полноту варианты осуществления настоящего изобретения описаны со ссылкой на нижеследующие чертежи, в которых аналогичные ссылочные позиции относятся к аналогичным деталям в различных фигурах чертежей, если не указано обратное.

Фиг. 1 представляет собой вид в разрезе плавучего ядерного энергетического реактора данного изобретения в нормальных условиях эксплуатации;

фиг. 2 представляет собой вид, аналогичный фиг. 1, за исключением того, что внутренний отсек конструкции защитной оболочки реактора затоплен; и

фиг. 3 представляет собой вид, аналогичный фиг. 2, за исключением того, что внутренний отсек бака реактора также затоплен.

Фиг. 4 представляет собой вид в разрезе, иллюстрирующий реактор с гранулированным топливом с системой теплообмена.

ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Варианты осуществления описаны более подробно ниже со ссылкой на прилагаемые чертежи, которые составляют часть описания и демонстрируют в качестве иллюстрации конкретные примерные варианты осуществления. Эти варианты осуществления раскрыты достаточно подробно, чтобы специалисты в данной области техники могли практически применять изобретение. Однако варианты осуществления можно реализовать во многих различных формах и не следует рассматривать как ограниченные изложенными здесь вариантами осуществления. Таким образом, нижеследующее подробное описание не следует рассматривать в ограничительном смысле, поскольку объем настоящего изобретения определяется только нижеследующей формулой изобретения.

Позиция 10 обозначает плавучее основание, например баржу, как показано в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, № 14/109072, поданной 17 декабря, 2013 г., под названием FLOATING NUCLEAR POWER REACTOR WITH A SELF-COOLING CONTAINMENT STRUCTURE, раскрытие которой включено в данное описание по ссылке для дополнения этого раскрытия при необходимости. Баржа 10 может представлять собой корпус судна или другую плавучую конструкцию. В описании баржи ограничимся указанием того, что баржа включает в себя дно 12, вертикальные концы и вертикальные стороны. Один из концов 14 баржи показан на чертежах. Баржа 10 может быть построена из любого подходящего материала, например, стали, бетона и т.д.

Баржа 10 показана плавающей в водной массе 16, например, в озере, океане и т.д. В целях ссылки водная масса 16 будет описана как имеющая уровень 18 воды. Как показано, верхний конец баржи 10 расположен выше уровня 18 воды, тогда как основная часть баржи 10 погружена в водную массу 16.

Как показано, ядерный энергетический реактор 22 расположен на барже 10. Обычно второй реактор также располагался бы на барже 10, как показано в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения. Реактор 22 включает в себя цилиндрический металлический корпус 24, который включает в себя торцевую стенку 14, которая простирается вверх от дна 12, и который имеет открытый верхний конец 26, расположенный выше уровня 18 воды. Крышка или колпак 28 закрывает открытый верхний конец 26 корпуса 24.

Реактор 22 включает в себя вертикальную конструкцию 30 защитной оболочки реактора, построенную из бетона, которая включает в себя дно 32, вертикальную боковую стенку 34 и верхний конец 36, что образует герметичный внутренний отсек 38. Бак 40 реактора расположен в отсеке 38 и включает в себя открытое дно 42, боковую стенку 44 и верхний конец 46, что образует герметичный внутренний отсек 48. Как показано, дно 42 бака 40 реактора расположено на верхнем конце дна 32 конструкции 30 защитной оболочки реактора.

Как показано, участок наружной стороны боковой стенки 34 конструкции 30 защитной оболочки реактора входит в соприкосновение с внутренней частью корпуса 24 для создания газоотводной камеры 50. Газоотводная камера 50 заполнена породами, химикатами и водой с образованием фильтрующей системы вентиляции защитной оболочки реактора. Внутренний конец выпускного паропровода 52 сообщается с газоотводной камерой 50, а его наружный конец сообщается с атмосферой как показано на фиг. 1. Внутренний конец выпускного паропровода 54 сообщается с газоотводной камерой 50, а его наружный конец сообщается с атмосферой. Хотя показаны и описаны два выпускных паропровода 52 и 54, можно использовать любое количество выпускных паропроводов.

Позиция 56 обозначает выпускной паропровод, который простирается через конструкцию 30 защитной оболочки реактора рядом с ее верхним концом, так что внутренний конец выпускного паропровода 56 сообщается с верхним концом отсека 38, а наружный конец выпускного паропровода 56 сообщается с газоотводной камерой 50. Выпускной паропровод 58 простирается через конструкцию 30 защитной оболочки реактора рядом с ее верхним концом, так что внутренний конец выпускного паропровода 58 сообщается с отсеком 38, а наружный конец выпускного паропровода 58 сообщается с газоотводной камерой 50. Хотя показаны и описаны два выпускных паропровода 56 и 58, может быть использовано любое количество этих выпускных паропроводов.

Позиция 60 обозначает рециркуляционную трубу, имеющую участки 62, 64, 66 и 67 трубы. Участок 62 трубы простирается наружу из отсека 48 рядом с верхним концом его боковой стенки 44. Участок 64 трубы простирается вниз от наружного конца участка 62 трубы во внутреннем отсеке 38, как показано в чертежах. Участок 66 трубы простирается вовнутрь от нижнего конца участка 64 трубы, через боковую стенку 44 в отсек 48 на его нижнем конце. Участок 67 трубы простирается вверх от внутреннего конца участка 66 трубы до внутреннего конца участка 62 трубы с образованием замкнутого контура рециркуляционной трубы. Рециркуляционная труба 60 заполняется подходящим теплоносителем, например, водной, натрием и т.п. Хотя показана единственная рециркуляционная труба 60, можно использовать более одной рециркуляционной трубы 60. Позиция 68 обозначает рециркуляционную трубу для пара, имеющую участки 70, 72 и 74 трубы. Участок 70 трубы простирается наружу из внутреннего отсека 48 рядом с верхним концом боковой стенки 44 бака 40 реактора. Участок 72 трубы простирается вниз от наружного конца участка 70 трубы, как показано на чертежах, так что участок 72 трубы находится во внутреннем отсеке 38 конструкции 30 защитной оболочки реактора. Участок 74 трубы простирается вовнутрь от нижнего конца участка 72 трубы через боковую стенку 44 в отсек 48 на его нижнем конце. Если требуется, внутренние концы участков 70 и 74 трубы могут быть соединены друг с другом трубой, так что рециркуляционная труба является системой с замкнутым контуром. Хотя показана и описана единственная рециркуляционная труба 68, можно использовать любое число рециркуляционных труб 68.

Водяной канал 76 простирается вверх через дно 12 баржи 10 и через дно 32 конструкции 30 защитной оболочки реактора. Внутренний конец канала 76 сообщается с более крупным водяным каналом 78, который сообщается с внутренним отсеком 48 бака 40 реактора. Подпружиненный затвор 80, идентичный показанному и описанному в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, расположен в водяном канале 78 для закрывания водяного канала 76. Люк 80 включает в себя пружину (не показана), которая перемещает люк 80 в его открытое положение. Средство запирания (не показано), которое идентично показанному в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, связано с люком 80, при этом средство запирания является перемещаемым между запертым положением и незапертым положением, как описано в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения. Средство запирания, находясь в своем запертом положении, поддерживает люк 80 в его закрытом положении. Средство запирания, находясь в своем незапертом положении, позволяет люку 80 перемещаться из своего закрытого положения в свое открытое положение. Срабатывающий на условие привод 82, идентичный показанному и описанному в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, связан со средством запирания для перемещения средства запирания из его запертого положения в его незапертое положение после того, как условие, либо давление, либо температура, во внутреннем отсеке 48 бака 40 реактора достигает заранее заданного уровня.

Водяной канал 84 простирается вверх через дно 12 баржи 10 и через дно 32 конструкции 30 защитной оболочки реактора. Внутренний конец канала 84 сообщается с более крупным каналом 86, который сообщается с внутренним отсеком 38 конструкции 30 защитной оболочки реактора. Подпружиненный люк 88, идентичный показанному в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, расположен в водяном канале 86 для закрывания водяного канала 84. Люк 88 включает в себя пружину (не показана), которая перемещает люк 88 в его открытое положение. Средство запирания, идентичное показанному в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, связано с люком 88 при этом средство запирания является перемещаемым между запертым положением и незапертым положением. Средство запирания, находясь в своем запертом положении, поддерживает люк 88 в его закрытом положении. Средство запирания, находясь в своем незапертом положении, позволяет люку 88 перемещаться из своего закрытого положения в свое открытое положение. Срабатывающий на условие привод 92, идентичный показанному и описанному в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения, связан со средством запирания для перемещения средства запирания из его запертого положения в его незапертое положение после того, как условие, либо температура, либо давление, во внутреннем отсеке 38 конструкции 30 защитной оболочки реактора достигает заранее заданного уровня.

Позиция 94 обозначает выпускной паропровод, который простирается от верхнего конца внутреннего отсека 48 бака 40 реактора в традиционную турбину. Как показано, паропровод 94 простирается наружу через боковую стенку 44 бака 40 реактора, через внутренний отсек 38, через конструкцию 30 защитной оболочки реактора и через корпус 24. Байпасный или продувочный паропровод 96 простирается вверх от выпускного паропровод 94 и простирается через корпус 24 в нижний конец газоотводной камеры 50, как показано на чертежах. В трубе 94 установлен нормально открытый клапан 97 с ручным или электрическим приводом. В газоотводной трубе 96 установлен нормально закрытый клапан 98.

Настоящее изобретение функционирует описанным ниже образом. Фиг. 1 иллюстрирует настоящий ядерный энергетический реактор в своем нормальном режиме работы, в этом режиме: (1) люки 80 и 88 закрыты; (2) рециркуляционные трубы 60 и 68 не будут функционировать, поскольку участки 64 и 72 трубы не охлаждаются никаким окружающим теплоносителем (водой) и будут оставаться при той же температуре, что и теплоноситель реактора; (3) клапан 97 будет открыт, а клапан 98 будет закрыт; (4) выпускные паропроводы 56 и 58 будут неактивны; (5) и активная зона бака реактора будет нагревать воду в своем внутреннем отсеке для создания пара и подачи его на турбину через выпускной паропровод 94.

Срабатывающий на условие привод 92, зарегистрировав заранее заданный уровень давления или температуры во внутреннем отсеке 38, будет отпирать средство запирания, связанное с люком 88, для открывания люка 88 и, таким образом, создания временного объема воды во внутреннем отсеке 38 конструкции 30 защитной оболочки реактора. Временный объем воды во внутреннем отсеке 38 окружает бак 40 реактора для охлаждения бака 40 реактора. Бак 40 реактора дополнительно охлаждается рециркуляционной трубой 60. По мере того, как материал на участке 67 трубы нагревается активной зоной бака 40 реактора, материал будет подниматься на участке 67 трубы и проходить наружу через участок 62 трубы и оттуда вниз через участок 64 трубы. Материал на участке 64 трубы, по мере того, как он перемается вниз на участке 64 трубы, будет охлаждаться, поскольку участок 64 трубы окружен водой затопления во внутреннем отсеке 38. Затем охлажденный материал будет проходить от нижнего конца трубы 64 во внутренний отсек 48 бака 40 реактора. Поскольку охлажденный материал на участке 67 трубы охлаждает активную зону бака реактора, в то время как материал в 67 нагревается, материал будет подниматься вверх через участок 67 трубы и оттуда снова выходить наружу через участок 62 трубы. Нагревание и охлаждение материала в рециркуляционной трубе 60 приводит к непрерывному течению материала через систему теплообменника, созданную рециркуляционной трубой 60. Рециркуляционная труба 68 функционирует аналогично рециркуляционной трубе 60 за исключением того, что рециркуляционная труба 68 является открытой рециркуляционной системой, а не системой закрытого контура, каковой является труба 60. Пар из внутреннего отсека 48 выходит наружу через участок 70 трубы. Затем пар проходит вниз через участок 72 трубы, который охлаждается водой затопления во внутреннем отсеке 38. По мере того, как пар перемещается вниз на участке 72 трубы, он охлаждается и превращается в жидкость, при этом охлажденная жидкость возвращается во внутренний отсек 48 бака 40 реактора для охлаждения бака реактора. Вода во внутреннем отсеке 38 нагревается в этом процессе и испаряется или превращается в пар. Эта нагретая вода не контактировала с радиоактивным материалом. Однако, для безопасности, пар во внутреннем отсеке 38 вытягивается в камеру 50 и фильтруется фильтрующим материалом в камере 50 и выводится в атмосферу через выпускные паропроводы 52 и 54. Этот процесс продолжается, пока температура в баке 40 реактора не снизится.

Установленная точка срабатывания для открывания люка 88 будет намного ниже установленной точки срабатывания для открывания люка 80. Таким образом, морская вода не поступает в бак реактора. В очень маловероятном сценарии, когда вышеописанный процесс не способен охлаждать активную зону бака 40 реактора, и температура в баке реактора растет, точка срабатывания для открывания люка 80 становится рабочей (на пределе запаса надежности). Когда вода поступает в бак реактора, она испаряется, и пар поступает в выпускной паропровод 70 и в турбину. Благодаря открыванию клапана 98, пар проходит в газоотводную камеру 50, где он фильтруется и затем выводится в атмосферу через паропроводы 52 и 54. Фильтрующий материал в газоотводной камере 50 и продувка его пара функционирует как фильтрующая система вентиляции защитной оболочки реактора.

В случае разрыва трубы или утечки в трубе 94 после реактора, клапан 97 может закрываться, а клапан 98 открываться, чтобы пар из верхнего конца внутреннего отсека выходил через трубу 96 и проходил через фильтрующий материал в газоотводной камере 50 и оттуда в атмосферу через выпускные паропроводы 56 и 58.

Хотя в вышеприведенном описании подробно рассмотрены люки и приведение в действие этих люков, следует отметить, что люки могут открываться средством, отличным от показанного. Например, люки могли бы приводиться в действие электрическим средством или другим механическим средством.

Дополнительно, баржу можно погружать так, чтобы ее дно покоилось на дне водной массы. В этом случае, люки будут формироваться сбору баржи, как раскрыто в заявке, находящейся в процессе одновременного рассмотрения.

Фиг. 4 иллюстрирует измененную форму реактора, который относится к реактору с гранулированным топливом. В реакторе с гранулированным топливом с фиг. 4 внутренний отсек конструкции защитной оболочки реактора может быть затоплен, так чтобы текучая среда, заполняющая теплообменник 60 закрытого контура, охлаждалась водой во внутреннем отсеке конструкции защитной оболочки реактора после затопления внутреннего отсека посредством открывания водяного канала и люка.

Таким образом, можно видеть, что изобретение решает по меньшей мере все поставленные перед ним задачи.

Хотя изобретение описано применительно к определенным конструкциям и методологическим этапам, следует понимать, что изобретение, заданное в нижеследующей формуле изобретения, не обязано ограничиваться конкретными описанными конструкциями и/или этапами. Напротив, конкретные аспекты и этапы описаны как формы осуществления заявленного изобретения. Поскольку многие варианты осуществления изобретения можно осуществлять на практике, не выходя за рамки идеи и объема изобретения, изобретение задано в нижеследующей формуле изобретения.

1. Плавучий ядерный энергетический реактор, содержащий:

плавучее основание, имеющее дно, расположенное ниже уровня воды водной массы, стороны, простирающиеся вверх от упомянутого дна, и верхний конец, который расположен выше уровня воды водной массы;

причем упомянутое плавучее основание включает в себя вертикальную цилиндрическую опорную конструкцию, имеющую нижний конец, вертикальную цилиндрическую боковую стенку, имеющую внутреннюю и наружную поверхности, и закрытый верхний конец;

ядерный энергетический реактор расположен внутри упомянутой цилиндрической опорной конструкции;

упомянутый ядерный энергетический реактор включает в себя вертикальную конструкцию защитной оболочки реактора, имеющую нижний конец, расположенный на упомянутом дне упомянутого плавучего основания, вертикальную боковую стенку, имеющую верхний и нижний концы, которая находится в соприкосновении с упомянутой внутренней поверхностью упомянутой боковой стенки упомянутой цилиндрической опорной конструкции, и куполообразный верхний конец;

причем упомянутая конструкция защитной оболочки реактора образует герметичный внутренний отсек, имеющий верхний и нижний концы;

упомянутый куполообразный верхний конец упомянутой конструкции защитной оболочки реактора и упомянутый верхний конец упомянутой боковой стенки упомянутой цилиндрической опорной конструкции и упомянутый закрытый верхний конец упомянутой цилиндрической опорной конструкции образуют газоотводную камеру;

причем упомянутая газоотводная камера заполнена фильтрующим материалом;

по меньшей мере один первый выпускной паропровод, простирающийся из упомянутой газоотводной камеры в атмосферу;

по меньшей мере один второй выпускной паропровод, простирающийся от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутой конструкции защитной оболочки реактора в упомянутую газоотводную камеру;

вертикальный бак реактора, имеющий верхний и нижний концы, расположенный в упомянутом внутреннем отсеке упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый бак реактора имеет внутренний отсек с верхним и нижним концами;

третий выпускной паропровод, простирающийся от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора наружу через упомянутую конструкцию защитной оболочки реактора к турбине;

нормально открытый клапан, установленный в упомянутом третьем выпускном паропроводе;

байпасный выпускной паропровод, простирающийся от упомянутого третьего выпускного паропровода, снаружи упомянутой конструкции защитной оболочки реактора, к упомянутой газоотводной камере;

нормально закрытый клапан в упомянутом байпасном выпускном паропроводе;

по меньшей мере один первый рециркуляционный трубопровод, заполненный жидкостью, простирающийся наружу от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора в упомянутый внутренний отсек упомянутой конструкции защитной оболочки реактора, оттуда вниз, и оттуда вовнутрь упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора на его упомянутом нижнем конце, и оттуда вверх вовнутрь упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора с образованием замкнутого контура рециркуляционной трубы;

по меньшей мере один первый водяной канал, имеющий внутренний и наружный концы, простирающийся через упомянутое дно упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый наружный конец упомянутого первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с водной массой;

упомянутый внутренний конец упомянутого первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с упомянутым внутренним отсеком упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

первый люк, связанный с упомянутым первым водяным каналом;

причем упомянутый первый люк является перемещаемым между закрытым положением и открытым положением;

средство, связанное с упомянутым первым люком, которое податливо перемещает упомянутый первый люк в упомянутое открытое положение;

причем упомянутый первый люк, находясь в упомянутом закрытом положении, закрывает упомянутый первый водяной канал;

упомянутый первый люк, находясь в упомянутом открытом положении, позволяет воде из водной массы течь вовнутрь через упомянутый первый водяной канал в упомянутый внутренний отсек упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

первое средство запирания, связанное с упомянутым первым люком, которое является перемещаемым между запертым положением и незапертым положением;

причем упомянутое первое средство запирания, находясь в упомянутом запертом положении, поддерживает упомянутый первый люк в упомянутом закрытом положении;

упомянутое первое средство запирания, находясь в упомянутом незапертом положении, позволяет упомянутому первому люку перемещаться из упомянутого закрытого положения в упомянутое открытое положение;

первый срабатывающий на условие привод, связанный с упомянутым первым средством запирания, для перемещения упомянутого первого средства запирания из упомянутого запертого положения в упомянутое незапертое положение после того, как условие внутри упомянутой конструкции защитной оболочки реактора достигает заранее заданного уровня;

по меньшей мере один второй водяной канал, имеющий внутренний и наружный концы, простирающийся через упомянутое дно упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый наружный конец упомянутого второго водяного канала находится в сообщении по текучей среде с водной массой;

упомянутый внутренний конец упомянутого второго водяного канала находится в сообщении по текучей среде с упомянутым внутренним отсеком упомянутого бака реактора;

второй люк, подвижно связанный с упомянутым вторым водяным каналом;

причем упомянутый второй люк является перемещаемым между закрытым положением и открытым положением;

средство, связанное с упомянутым вторым люком, которое податливо перемещает упомянутый второй люк в упомянутое открытое положение;

причем упомянутый второй люк, находясь в упомянутом закрытом положении, закрывает упомянутый второй водяной канал;

причем упомянутый второй люк, находясь в упомянутом открытом положении, позволяет воде из водной массы течь вовнутрь через упомянутый второй водяной канал в упомянутый внутренний отсек упомянутого бака реактора;

второе средство запирания, связанное с упомянутым вторым люком, которое является перемещаемым между запертым положением и незапертым положением;

причем упомянутое второе средство запирания, находясь в упомянутом запертом положении, поддерживает упомянутый второй люк в упомянутом закрытом положении;

упомянутое второе средство запирания, находясь в упомянутом незапертом положении, позволяет упомянутому второму люку перемещаться из упомянутого закрытого положения в упомянутое открытое положение; и

второй срабатывающий на условие привод, связанный с упомянутым вторым средством запирания, для перемещения упомянутого второго средства запирания из упомянутого запертого положения в упомянутое незапертое положение после того, как условие внутри упомянутого бака реактора достигает заранее заданного уровня.

2. Плавучий ядерный энергетический реактор по п. 1, причем заранее заданный уровень условия упомянутого первого срабатывающего на условие привода ниже, чем заранее заданный уровень условия упомянутого второго срабатывающего на условие привода, посредством чего упомянутое первое средство запирания переместится в свое упомянутое незапертое положение до того, как упомянутое второе средство запирания переместится в свое упомянутое незапертое положение, так что упомянутая конструкция защитной оболочки реактора будет затоплена до затопления упомянутого бака реактора.

3. Плавучий ядерный энергетический реактор по п. 1, причем множество первых выпускных паропроводов простираются из упомянутой газоотводной камеры в атмосферу.

4. Плавучий ядерный энергетический реактор по п. 1, причем множество вторых выпускных паропроводов простираются от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутой конструкции защитной оболочки реактора в упомянутую газоотводную камеру.

5. Плавучий ядерный энергетический реактор по п. 1, причем упомянутый фильтрующий материал состоит из пород, химикатов и воды.

6. Плавучий ядерный энергетический реактор по п. 1, причем по меньшей мере одна вторая рециркуляционная труба для пара простирается наружу из упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора, оттуда вниз, и оттуда вовнутрь упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора на его упомянутом нижнем конце.

7. Плавучий ядерный энергетический реактор по п. 1, причем клапан установлен в упомянутом третьем выпускном паропроводе.

8. Плавучий ядерный энергетический реактор по п. 7, причем упомянутый клапан установлен в упомянутом третьем выпускном паропроводе снаружи упомянутой конструкции защитной оболочки реактора.

9. Плавучий ядерный энергетический реактор с гранулированным топливом, содержащий:

плавучее основание, имеющее дно, расположенное ниже уровня воды водной массы, стороны, простирающиеся вверх от упомянутого дна, и верхний конец, который расположен выше уровня воды водной массы;

причем упомянутое плавучее основание включает в себя вертикальную цилиндрическую опорную конструкцию, имеющую нижний конец, вертикальную цилиндрическую боковую стенку, имеющую внутреннюю и наружную поверхности, и закрытый верхний конец;

ядерный энергетический реактор, расположенный в упомянутой цилиндрической опорной конструкции;

упомянутый ядерный энергетический реактор включает в себя вертикальную конструкцию защитной оболочки реактора, имеющую нижний конец, расположенный на упомянутом дне упомянутого плавучего основания, вертикальную боковую стенку, имеющую верхний и нижний концы, которая находится в соприкосновении с упомянутой внутренней поверхностью упомянутой боковой стенки упомянутой цилиндрической опорной конструкции, и верхний конец;

причем упомянутая конструкция защитной оболочки реактора образует герметичный внутренний отсек, имеющий верхний и нижний концы;

упомянутый верхний конец упомянутой конструкции защитной оболочки реактора и упомянутый верхний конец упомянутой боковой стенки упомянутой цилиндрической опорной конструкции и упомянутый закрытый верхний конец упомянутой цилиндрической опорной конструкции образуют газоотводную камеру;

причем упомянутая газоотводная камера заполнена фильтрующим материалом;

по меньшей мере один первый выпускной паропровод, простирающийся из упомянутой газоотводной камеры в атмосферу;

по меньшей мере один второй выпускной паропровод, простирающийся от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутой конструкции защитной оболочки реактора в упомянутую газоотводную камеру;

вертикальный бак реактора, имеющий верхний и нижний концы, в упомянутом внутреннем отсеке упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый бак реактора имеет внутренний отсек с верхним и нижним концами;

по меньшей мере одну теплообменную трубную конструкцию, имеющую выпускной конец для текучей среды и впускной конец для текучей среды, расположенную в упомянутом внутреннем отсеке упомянутого бака реактора;

выпускную трубу для текучей среды, простирающуюся от упомянутого выпускного конца упомянутого теплообменника и трубной конструкции наружу через упомянутую конструкцию защитной оболочки реактора к турбине;

впускную трубу для текучей среды, простирающуюся от турбины вовнутрь через упомянутую конструкцию защитной оболочки реактора, через упомянутый внутренний отсек упомянутой конструкции защитной оболочки реактора, оттуда в упомянутый бак реактора для соединения с упомянутым впускным концом упомянутой трубной конструкции теплообменника;

по меньшей мере одну рециркуляционную трубу, заполненную жидкостью, простирающуюся наружу от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора в упомянутый внутренний отсек упомянутой конструкции защитной оболочки реактора, оттуда вниз, и оттуда внутрь, в упомянутый внутренний отсек упомянутого бака реактора на его упомянутом нижнем конце, и оттуда вверх в упомянутом внутреннем отсеке упомянутого бака реактора с образованием замкнутого контура рециркуляционного трубопровода;

первый водяной канал, имеющий внутренний и наружный концы, простирающийся через упомянутое дно упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый наружный конец упомянутого первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с водной массой;

упомянутый внутренний конец упомянутого первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с упомянутым внутренним отсеком упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

первый люк, связанный с упомянутым первым водяным каналом;

причем упомянутый первый люк является перемещаемым между закрытым положением и открытым положением;

средство, связанное с упомянутым первым люком, которое податливо перемещает упомянутый первый люк в упомянутое открытое положение;

причем упомянутый первый люк, находясь в упомянутом закрытом положении, закрывает упомянутый первый водяной канал;

причем упомянутый первый люк, находясь в упомянутом открытом положении, позволяет воде из водной массы течь вовнутрь через упомянутый первый водяной канал в упомянутый внутренний отсек упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

первое средство запирания, связанное с упомянутым первым люком, которое является перемещаемым между запертым положением и незапертым положением;

причем упомянутое первое средство запирания, находясь в упомянутом запертом положении, поддерживает упомянутый первый люк в упомянутом закрытом положении;

упомянутое первое средство запирания, находясь в упомянутом незапертом положении, позволяет упомянутому первому люку перемещаться из упомянутого закрытого положения в упомянутое открытое положение;

срабатывающий на условие первый привод, связанный с упомянутым первым средством запирания, для перемещения упомянутого первого средства запирания из упомянутого запертого положения в упомянутое незапертое положение после того, как условие внутри упомянутой конструкции защитной оболочки реактора достигает заранее заданного уровня.

10. Плавучий ядерный энергетический реактор, содержащий:

плавучее основание, имеющее дно, расположенное ниже уровня воды водной массы, стороны, простирающиеся вверх от упомянутого дна, и верхний конец, который расположен выше уровня воды водной массы;

причем упомянутое плавучее основание включает в себя вертикальную цилиндрическую опорную конструкцию, имеющую нижний конец, вертикальную цилиндрическую боковую стенку, имеющую внутреннюю и наружную поверхности, и закрытый верхний конец;

ядерный энергетический реактор, расположенный в упомянутой цилиндрической опорной конструкции;

упомянутый ядерный энергетический реактор включает в себя вертикальную конструкцию защитной оболочки реактора, имеющую нижний конец, расположенный на упомянутом дне упомянутого плавучего основания, вертикальную боковую стенку, имеющую верхний и нижний концы, которая находится в соприкосновении с упомянутой внутренней поверхностью упомянутой боковой стенки упомянутой цилиндрической опорной конструкции, и куполообразный верхний конец;

причем упомянутая конструкция защитной оболочки реактора образует герметичный внутренний отсек, имеющий верхний и нижний концы;

упомянутый куполообразный верхний конец упомянутой конструкции защитной оболочки реактора и упомянутый верхний конец упомянутой боковой стенки упомянутой цилиндрической опорной конструкции и упомянутый закрытый верхний конец упомянутой цилиндрической опорной конструкции образуют газоотводную камеру;

причем упомянутая газоотводная камера заполнена фильтрующим материалом;

по меньшей мере один первый выпускной паропровод, простирающийся из упомянутой газоотводной камеры в атмосферу;

по меньшей мере один второй выпускной паропровод, простирающийся от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутой конструкции защитной оболочки реактора в упомянутую газоотводную камеру;

вертикальный бак реактора, имеющий верхний и нижний концы, в упомянутом внутреннем отсеке упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый бак реактора имеет внутренний отсек с верхним и нижним концами;

третий выпускной паропровод, простирающийся от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора наружу через упомянутую конструкцию защитной оболочки реактора к турбине;

байпасный выпускной паропровод, простирающийся от упомянутого третьего выпускного паропровода, снаружи упомянутой конструкции защитной оболочки реактора, к упомянутой газоотводной камере;

нормально закрытый клапан в упомянутом байпасном выпускном паропроводе;

по меньшей мере одну первую рециркуляционную трубу, заполненную жидкостью, простирающуюся наружу от упомянутого верхнего конца упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора в упомянутый внутренний отсек упомянутой конструкции защитной оболочки реактора, оттуда вниз, и оттуда вовнутрь упомянутого внутреннего отсека упомянутого бака реактора на его упомянутом нижнем конце, и оттуда вверх в упомянутом внутреннем отсеке упомянутого бака реактора с образованием замкнутого контура рециркуляционного трубопровода;

по меньшей мере один первый водяной канал, имеющий внутренний и наружный концы, простирающийся через упомянутое дно упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый наружный конец упомянутого первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с водной массой;

упомянутый внутренний конец упомянутого первого водяного канала находится в сообщении по текучей среде с упомянутым внутренним отсеком упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

нормально закрытый первый люк, связанный с упомянутым первым водяным каналом;

причем упомянутый первый люк является перемещаемым между упомянутыми закрытым положением и открытым положением;

причем упомянутый первый люк, находясь в упомянутом закрытом положении, закрывает упомянутый первый водяной канал;

причем упомянутый первый люк, находясь в упомянутом открытом положении, позволяет воде из водной массы течь вовнутрь через упомянутый первый водяной канал в упомянутый внутренний отсек упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

средство для перемещения упомянутого первого люка в его упомянутое открытое положение после того, как температура или давление в упомянутом внутреннем отсеке упомянутой конструкции защитной оболочки реактора достигает заранее заданного уровня;

по меньшей мере один второй водяной канал, имеющий внутренний и наружный концы, простирающийся через упомянутое дно упомянутой конструкции защитной оболочки реактора;

причем упомянутый наружный конец упомянутого второго водяного канала находится в сообщении по текучей среде с водной массой;

причем упомянутый внутренний конец упомянутого второго водяного канала находится в сообщении по текучей среде с упомянутой внутренней частью бака реактора;

нормально закрытый второй люк, подвижно связанный с упомянутым вторым водяным каналом;

причем упомянутый второй люк является перемещаемым между упомянутыми закрытым положением и открытым положением;

причем упомянутый второй люк, находясь в упомянутом закрытом положении, закрывает упомянутый второй водяной канал;

упомянутый второй люк, находясь в упомянутом открытом положении, позволяет воде из водной массы течь вовнутрь через упомянутый второй водяной канал в упомянутый внутренний отсек упомянутого бака реактора; и

средство для перемещения упомянутого второго люка в его упомянутое открытое положение после того, как температура или давление в упомянутом внутреннем отсеке достигает заранее заданного уровня.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к ядерной энергетике. Способ аварийного расхолаживания ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда.

Изобретение относится к пассивной системе охлаждения с естественной циркуляцией, расположенной в баке для пассивной конденсации. Пассивная система охлаждения с естественной циркуляцией содержит бак для пассивной конденсации, выполненный с возможностью размещения охлаждающей воды, и устройство для рециркуляции конденсата, расположенное внутри бака для пассивной конденсации.

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Бак металловодной защиты для охлаждения кессона содержит реактор паропроизводящей установки, размещенный в кессоне бака.

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Система аварийного расхолаживания содержит автономный прямоточный парогенератор, водяной теплообменник-доохладитель, паровую и водяные ветки, запорную арматуру.

Изобретение относится к способу и системе для аварийного и резервного охлаждения ядерного топлива и ядерных реакторов. Система содержит камеру ядерного реактора, имеющую впускной порт и по меньшей мере один резервуар, содержащий жидкий азот, по меньшей мере один резервуар, содержащий выпускной порт, гидравлически соединенный с упомянутым впускным портом камеры ядерного реактора с обеспечением возможности вытекания жидкого азота в камеру по меньшей мере из одного резервуара, и термически активируемый клапан, соединенный с упомянутым входным портом и выполненный с возможностью обеспечивать управление потоком жидкого азота.

Изобретение относится к системе для снижения давления для емкостей под давлением. Система снижения давления для емкости под давлением, содержащая емкость под давлением и главный клапан, снабженный пневматическим приводом с раскрывающей пружиной, который соединен с одной стороны с емкостью под давлением, содержащей газ внутри нее, и с другой стороны с окружающей средой.

Изобретение относится к системе для снижения давления для емкостей под давлением. Система снижения давления для емкости под давлением, содержащая емкость под давлением и главный клапан, снабженный пневматическим приводом с раскрывающей пружиной, который соединен с одной стороны с емкостью под давлением, содержащей газ внутри нее, и с другой стороны с окружающей средой.

Группа изобретений относится к устройствам для регулирования расхода среды (воздуха). Регулирующее устройство включает шибер с поворотными лопатками, соединенными через передаточный механизм с приводами пассивного и активного принципа действия, кулачковую муфту, промежуточный силовой элемент.

Изобретение относится к системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к средствам и методам отвода тепла от корпусов преимущественно водо-водяных реакторов большой мощности, и может быть использовано в системах аварийного охлаждения корпуса реактора для удержания расплава активной зоны в корпусе реактора.

Изобретение относится к плавучему ядерному энергетическому реактору. Реактор включает в себя самоохлаждающуюся конструкцию защитной оболочки реактора и систему аварийного теплообмена. Конструкция защитной оболочки реактора может быть затоплена после того, как температура или давление в конструкции защитной оболочки реактора достигает определенного уровня. Бак реактора также может быть затоплен после того, как температура или давление в баке реактора достигает заранее заданного уровня. Реактор включает в себя систему теплообмена и фильтрующую систему вентиляции защитной оболочки реактора. Техническим результатом является повышение безопасности реактора, в том числе в случае разрушения множества труб, разрушения водопровода между реактором, турбиной и конденсатором и разрушения электрических систем управления. 3 н. и 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

Наверх