CN106170439A - 具备自冷却的浮动式核动力反应堆 - Google Patents
具备自冷却的浮动式核动力反应堆 Download PDFInfo
- Publication number
- CN106170439A CN106170439A CN201480075637.5A CN201480075637A CN106170439A CN 106170439 A CN106170439 A CN 106170439A CN 201480075637 A CN201480075637 A CN 201480075637A CN 106170439 A CN106170439 A CN 106170439A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- hatch board
- water
- water passage
- blocking device
- move
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
- G21C11/04—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding on waterborne craft
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/112—Measuring temperature
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/02—Reactor and engine structurally combined, e.g. portable
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/909—Mobile reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/912—Nuclear reactor systems situated in the ocean
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
一种浮动式核动力反应堆包括定位在诸如驳船或类似船的浮动船内的一个或两个核动力反应堆,浮动船具有定位在水体的水位上方的上端以及定位在水体的水位下方的下端。披露了一种装置,其用来水淹核反应堆的外壳和水淹反应堆容器,以便冷却该反应堆容器。
Description
申请人,PALVANNANATHAN GANESAN,是美国公民,居住在内布拉斯加州,办公室邮政地址是1408South 185th Circle,Omaha,Nebraska68130,申请人恳求对以下说明书中所阐述的本发明授权。
技术领域
本发明涉及浮动式核动力反应堆,更具体来说,涉及这样的浮动式核动力反应堆,其中,反应堆的外壳结构是自冷却的。
背景技术
在大多数的核动力反应堆中,电动操作的主水泵将冷却水供应给反应堆。在许多情形中,倘若主水泵变得停止工作,所以设置了二次的或备用的水泵。然而,诸如在海啸、台风或地震中,如果水泵或多台水泵的电力中断,则水泵就不能够将冷却水泵送到反应堆,这可导致危险的堆芯熔化事故。另外,在某些情形中,将冷却水输送至反应器的管道可能因自然因素或恐怖袭击而失效。
发明内容
提供本发明内容的简述,是要以简化的形式引入在下面详细描述中要进一步描述的精选的一些概念。本简述并不意图表明所要主张主题的关键方面或主要方面。而且,本简述在确定所主张主题的范围时不意图用作为一种辅助。
本发明披露了浮动式核动力反应堆。在第一实施例中,核动力反应堆安装或定位在浮动的驳船状的船上,该驳船状的船具有上端和下端,上端定位在水体的水位上方,而下端定位在水体的水位下方。侧壁延伸在船的下端和上端之间。核动力反应堆定位在驳船状的船上。核动力反应堆包括直立的外壳结构,外壳结构具有下端、直立的侧壁和上端。外壳结构限定密封的内部隔间。下端和外壳结构侧壁的下部定位在水体的水位下方。反应堆容器定位在外壳结构的内部隔间中,使反应堆容器定位在水体的水位下方。
在第一实施例中,第一水通道具有内部端和外部端,该第一水通道延伸通过容器的侧壁和具有第一水通道外部端的外壳结构的侧壁,第一水通道与水体流体连通。第一水通道的内部端与外壳结构的内部隔间流体连通。在第一水通道的外端处,弹簧加载的第一舱口盖可移动地安装在容器侧壁的外部上。第一舱口盖可在关闭位置和打开位置之间移动。当第一舱口盖处于其关闭位置中时,第一舱口盖允许来自水体的水通过第一水通道向内流入外壳结构的内部隔间内,以冷却反应堆容器。
第一闭锁装置与第一舱口盖相连,使第一闭锁装置移动在闭闩位置和开闩位置之间。当第一闭锁装置处于其开闩位置时,其允许第一舱口盖从其关闭位置移动到其打开位置。第一状态响应致动器与第一闭锁装置相连,一旦外壳结构内的状态(温度或压力)达到预定的水平,使第一闭锁装置从其闭闩位置移动到其开闩位置。
第二水通道具有内部端和外部端,该第二水通道延伸通过容器的一个侧壁而延伸入反应堆容器的内部。在第二水通道的外端处,第二舱口盖可移动地安装在容器侧壁上。第二舱口盖移动在关闭位置和打开位置之间。当第二舱口盖处于其关闭位置时,第二舱口盖关闭所述第二水通道的外部端。当第二舱口盖处于其打开位置时,第二舱口盖允许来自水体的水向内流入反应堆容器内部,以冷却反应堆容器。第二闭锁装置与第二舱口盖相连,第二闭锁装置从闭闩位置移动到开闩位置。当第二闭锁装置处于其闭闩位置时,其使第二舱口盖保持在关闭的位置中。当第二闭锁装置处于其开闩位置时,其允许第二舱口盖从其关闭位置移动到其打开位置。一状态(温度或压力)响应致动器与第二闭锁装置相连,一旦反应堆容器内的状态达到预定的水平,使第二闭锁装置从其闭闩位置移动到其开闩位置。
还描述和显示了水淹外壳结构内部隔间和反应堆容器的其他方式。
附图示出了定位在船上的一对核动力反应堆,旦该船可具有单个安装在其上的核动力反应堆。
因此,本发明的主要目的是提供改进的浮动式核动力反应堆。
本发明的另一目的是提供自冷却的浮动式核动力反应堆,一旦核动力反应堆的外壳结构或反应堆容器内的温度或压力达到预定水平,该浮动式核动力反应堆便会自行冷却。
本发明的另一目的是提供自冷却的核动力反应堆。
本发明的另一目的是提供用于浮动式核动力反应堆的冷却机构,该冷却机构不需要电力就可运行。
本技术领域内技术人员将会认识上述的和其他的目的。
附图说明
参照以下附图,描述本发明非限制性和非排外的实施例,其中,除非另有规定,否则,在全部的各个附图中,相同的附图标记表示相同的零件。
图1是诸如驳船状的浮船的第一实施例的立体图,其具有一对定位在其中的间距开的核动力反应堆;
图2是图1所示浮船以及一对定位在其中的核动力反应堆的剖视图;
图3是图1所示核动力反应堆中一个反应堆的剖视图;
图4是图3所示舱口盖组件中一个舱口盖的局部剖视图,其中舱口盖组件的舱口盖处于关闭位置中;
图5是图4所示结构的局部剖视图,其中,舱口盖处于打开闭位置中;
图6是本发明第二实施例的剖视图,其中,舱口盖组件的舱口盖处于不同于图1-5所示实施例的不同位置中;
图7是本发明第三实施例的剖视图;以及
图8是一种类型致动器的剖视图。
具体实施方式
下面参照附图更完整地来描述实施例,附图形成说明书的一部分,并借助于图示来示出特殊的示范实施例。这些实施例以足够详细的方式披露出来,以让本技术领域内技术人员能够实践本发明。然而,实施例能以许多种不同的方式来实施,且不应认为局限于这里所阐述的实施例。因此,以下的详细描述不应在限制的意义上来看待,本发明的范围是仅由附后的权利要求书来定义。
在图1-5所示的本发明的第一实施例中,附图标记10是指诸如驳船那样的浮船。浮船10可以是船壳或其他的浮动结构。驳船10包括底部12、直立的侧面14和16以及直立的端部18和20。驳船10可由诸如钢材、混凝土等的任何合适材料构造。驳船10显示为在诸如湖泊、海洋等的水体22内浮动。为参考的目的,水体22将被描述为具有水位24。如图所见,驳船10的上端26定位在水位24上方,令大部分的驳船10浸没在水体22内。
在第一实施例中,图中大体地显示一对核动力反应堆28和28’。尽管图中显示了两个反应堆,但驳船10中也可定位单一个反应堆。由于反应堆28和28’是相同的,所以将只详细地描述反应堆28,反应堆28上相同的结构标以符号“’”。反应堆28包括直立的用混凝土构造的外壳结构30,其包括底部32、直立的侧壁34,以及顶端36,形成了密封的内部隔间38。反应堆容器40定位在隔间38内,并包括敞开的底部42、侧壁44和上端46,形成了密封的内部隔间48。如图所见,反应堆容器40的底部42定位在外壳结构30底部32的上端。
在图1-5所示的第一实施例中,外壳结构30的侧壁34和驳船10的侧面16具有水平设置的形成在其中的水通路50。弹簧加载的舱口盖52的下端在附图标记54处可枢转地固定到侧面16的外面,以关闭水通路50的外端。舱口盖52包括弹簧(未示出),其将舱口盖52推压到其打开位置。可枢转的门闩56将舱口盖52保持在其关闭位置内,如图4所示。附图标记57是指状态致动器,其包括本体部分58和从其中延伸出来的颈部60。活塞62可滑动地安装在颈部60内,活塞具有从其中延伸出来的杆64。板66固定到杆64的外端。致动器57定位在侧壁34内,使得本体部分58的放大部分位于内部隔间38内,如图3所示。致动器57可响应于温度或压力,并填充了可膨胀的气体、液体或其组合。可膨胀的实心杆可触发该致动器57。
如图中所见,板66啮合门闩56。在正常运行状态下,活塞62、杆64和板66保持在图4的缩回位置中。如果隔间38内的温度或压力达到临界的预设温度或压力,则致动器57内的介质将被加热或升压,并将膨胀而向外延伸活塞62、杆64和板66,由此,啮合门闩56而将门闩56移动到开闩位置。门闩56移动到图5的开闩位置的运动,致使弹簧加载的舱口盖52移动到其图5的打开位置,由此,能使水向内通过水通路50而水淹隔间38,由此冷却反应堆容器40而防止堆芯熔化。
相同的水通路50A可形成在侧壁34和驳船10的侧面14内,其与水通路50相对,舱口盖52A可以刚才上述的相同方式关闭水通路50A。也如刚才所描述的,致动器57A与门闩56A相连。
水也可借助于水通路50B、致动器57B、门闩56B和舱口盖52B淹入到隔间38的下端内,如图3中所示。反应堆容器40的内部可借助于水通路50C、舱口盖52C、门闩56C和致动器57C被水淹,如图3所示。
在图6的第二实施例中,水通路70向上延伸通过驳船10的底部12并通过外壳结构30的底部32。水通路70的内端与较大的水通路72连通,较大的水通路72与反应堆容器40的内部连通。舱口盖74与舱口盖52相同,其定位在水通路72内而常闭水通路78。状态响应致动器76与致动器57相同,其操作与门闩56相同的门闩70。如果反应堆容器40内的温度或压力上升到预定的水平,则致动器76将释放门闩78,从而舱口盖74将打开,由此水淹反应堆容器46的内部。
在图6的第二实施例中,水通路80向上延伸通过驳船10的底部12并通过外壳结构30的底部32。水通路80的内端与较大的水通路82连通,较大的水通路82与内部隔间38连通。舱口盖84与舱口盖52相同,其定位在水通路82内而常闭水通路80。状态响应致动器86与致动器57相同,其操作与门闩56相同的门闩88。如果内部隔间38内的温度或压力上升到预定的水平,则致动器86将释放门闩88,从而舱口盖84将打开,由此水淹内部隔间38。
本发明第三个优选的实施例显示在图7中。在图7的实施例中,核反应堆90和90’浸没在水体中,并定位在驳船部分内和相应的隔间92和92’内。在反应堆90内,常闭的舱口盖94定位在驳船部分92的地板或底部内,以关闭水通路96的外端,该水通路96与水体和反应堆90的内部连通。如上所讨论的,致动器57检测到反应堆90’内的温度或压力。如果温度或压力达到反应堆90内预设的水平,则如上所讨论的那样,舱口盖94将被打开而水淹反应堆。
在反应堆90’中,常闭的舱口盖98定位在驳船部分92’的上端内,以关闭水通路100的外端,该水通路100与水体和反应堆90’的内部连通。如上所讨论的,致动器57检测到反应堆90’内的温度或压力。如果温度或压力达到反应堆90’内预设的水平,则如上所讨论的那样,舱口盖98将被打开而水淹反应堆90’。此外,常闭的舱口盖102定位在驳船部分92’的端部内,以关闭水通路104的外端,水通路104与水体和反应堆90’的内部连通。如上所讨论的,致动器57检测到反应堆90’内的温度或压力。如果温度或压力达到反应堆90’内预设的水平,则如上所讨论的那样,舱口盖102将被打开而水淹反应堆90’。
尽管附图显示出核反应堆安装在诸如驳船那样的浮动船上,但核反应堆也可定位在水体的底上。
因此,可以看到,本发明至少达到了所有提出的目的。
尽管本发明用专用于某些结构和方法步骤的语言进行了描述,但应该理解到,附后权利要求书中定义的本发明不一定局限于所描述的专用结构和/或步骤。相反,专用方面和步骤是被描述为实施所提出发明的形式。由于本发明许多实施例可在不脱离本发明精神和范围的前提下实践,所以,本发明内容属于下面所附的权利要求书。
Claims (22)
1.一种浮动式核动力反应堆,包括:
浮动船,其具有定位在水体的水位下方的底部、从所述底部向上延伸的侧面,以及定位在水体的水位上方的上端;
核动力反应堆,其定位在所述船上,从所述船的所述底部向上延伸;
所述核动力反应堆包括直立的外壳结构,其具有下端、直立的侧壁、以及上端;
所述直立的外壳结构限定密封的内部隔间;
所述外壳结构的所述直立的侧壁的所述下端和下部定位在水体的水位下方;
第一水通路,其具有内端和外端,延伸通过所述船的所述侧面的其中一个侧面并通过所述外壳结构;
所述第一水通路的所述外端与水体流体连通;
所述第一水通路的所述内端与所述外壳结构的所述内部隔间流体连通;
反应堆容器,其位于所述外壳结构的所述内部隔间中;
所述反应堆容器定位在水体的水位下方;
第一舱口盖,其可移动地安装在所述第一水通路的所述外端处的所述驳船的所述侧壁上;
所述第一舱口盖可在关闭位置和打开位置之间移动;
与所述可移动的舱口盖相连的装置,其可伸缩地推压所述舱口盖到所述打开位置;
当所述第一舱口盖处于所述关闭位置中时,其关闭所述第一水通路的所述外端;
当所述第一舱口盖处于所述打开位置中时,其允许来自水体的水向内流过所述第一水通路,流入所述外壳结构的所述内部隔间内,以冷却所述反应堆容器;
第一闭锁装置与所述第一舱口盖相连,第一舱口盖可从闭闩位置移动到开闩位置;
当所述第一闭锁装置处于所述闭闩位置中时,其将所述第一舱口盖保持在所述关闭位置中;
当所述第一闭锁装置处于所述开闩位置中时,其允许所述第一舱口盖从所述关闭位置移动到所述打开位置;
以及状态响应致动器,其与所述第一闭锁装置相连,一旦所述外壳结构内的状态达到预定的水平,使所述第一闭锁装置从所述闭闩位置移动到所述开闩位置。
2.如权利要求1所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是温度状态响应致动器。
3.如权利要求1所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是压力状态响应致动器。
4.如权利要求1所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,进一步包括:第二水通路,其具有内端和外端,延伸通过所述船的所述侧面的其中一个侧面并通过所述外壳结构进入到所述反应堆容器的内部;第二舱口盖,其可移动地安装在所述第二水通路的所述外端处的所述容器的所述侧壁上;所述第二舱口盖可移动在关闭位置和打开位置之间;当所述第二舱口盖处于所述关闭位置时,所述第二舱口盖关闭所述第二水通路的所述外端;当所述第二舱口盖处于所述打开位置时,所述第二舱口盖允许来自水体的水向内流入所述反应堆容器内部以冷却所述反应堆容器;第二闭锁装置,其与所述第二舱口盖相连,第二舱口盖可从闭闩位置移动到开闩位置;当所述第二闭锁装置处于所述闭闩位置中时,其将所述第二舱口盖保持在所述关闭位置中;当所述第二闭锁装置处于所述开闩位置中时,其允许所述第二舱口盖从所述关闭位置移动到所述打开位置;以及状态响应致动器与所述第二闭锁装置相连,一旦所述反应堆容器内的状态达到预定的水平,使所述第二闭锁装置从所述闭闩位置移动到所述开闩位置。
5.如权利要求4所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是温度状态响应致动器。
6.如权利要求5所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是压力状态响应致动器。
7.一种浮动式核动力反应堆,包括:
浮动船,其具有定位在水体的水位下方的底部、从所述底部向上延伸的侧面,以及定位在水体的水位上方的上端;
核动力反应堆,其定位在所述船上,其从所述船的所述底部向上延伸;
所述核动力反应堆包括直立的外壳结构,其具有下端、直立的侧壁、以及上端;
所述直立的外壳结构限定密封的内部隔间;
所述外壳结构的所述直立的侧壁的所述下端和下部定位在水体的水位下方;
第一水通路,其具有内端和外端,延伸通过所述船的所述底部并通过所述外壳结构;
所述第一水通路的所述外端与水体流体连通;
所述第一水通路的所述内端与所述外壳结构的所述内部隔间流体连通;
反应堆容器,其位于所述外壳结构的所述内部隔间中;
所述反应堆容器定位在水体的水位下方;
第一舱口盖,其可移动地安装在所述第一水通路内;
所述第一舱口盖可在关闭位置和打开位置之间移动;
与所述可移动的舱口盖相连的装置,其可伸缩地推压所述舱口盖到所述打开位置;
当所述第一舱口盖处于所述关闭位置中时,其关闭所述第一水通路;
当所述第一舱口盖处于所述打开位置中时,其允许来自水体的水向内流过所述第一水通路,流入所述外壳结构的所述内部隔间内,以冷却所述反应堆容器;
第一闭锁装置与所述第一舱口盖相连,第一舱口盖可从闭闩位置移动到开闩位置;
当所述第一闭锁装置处于所述闭闩位置中时,其将所述第一舱口盖保持在所述关闭位置中;
当所述第一闭锁装置处于所述开闩位置中时,其允许所述第一舱口盖从所述关闭位置移动到所述打开位置;
以及状态响应致动器与所述第一闭锁装置相连,一旦所述外壳结构内的状态达到预定的水平,使所述第一闭锁装置从所述闭闩位置移动到所述开闩位置。
8.如权利要求7所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是温度状态响应致动器。
9.如权利要求7所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是压力状态响应致动器。
10.如权利要求7所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,进一步包括:第二水通路,其具有内端和外端,延伸通过所述船的所述底部并进入到所述反应堆容器的内部;第二舱口盖,其可移动地安装在所述第二水通路的所述外端处的所述容器上;所述第二舱口盖可移动在关闭位置和打开位置之间;当所述第二舱口盖处于所述关闭位置时,所述第二舱口盖关闭所述第二水通路的所述外端;当所述第二舱口盖处于所述打开位置时,所述第二舱口盖允许来自水体的水向内流入所述反应堆容器内部以冷却所述反应堆容器;第二闭锁装置,其与所述第二舱口盖相连,第二舱口盖可从闭闩位置移动到开闩位置;当所述第二闭锁装置处于所述闭闩位置中时,其将所述第二舱口盖保持在所述关闭位置中;当所述第二闭锁装置处于所述开闩位置中时,其允许所述第二舱口盖从所述关闭位置移动到所述打开位置;以及状态响应致动器与所述第二闭锁装置相连,一旦所述反应堆容器内的状态达到预定的水平,使所述第二闭锁装置从所述闭闩位置移动到所述开闩位置。
11.如权利要求10所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是温度状态响应致动器。
12.如权利要求10所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是压力状态响应致动器。
13.一种浮动式核动力反应堆,其包括:
浮动船,其具有定位在水体的水位下方的底部、从所述底部向上延伸的侧面,以及定位在水体的水位上方的上端;
核动力反应堆,其支承在所述船上;
所述核动力反应堆浸没在水体中;
所述核动力反应堆具有下端、直立的侧壁以及上端;
水通路,其具有内端和外端,延伸通过所述船并进入所述核动力反应堆内;
所述第一水通路的所述外端与水体流体连通;
第一舱口盖,其可移动地安装在所述第一水通路内;
所述第一舱口盖可在关闭位置和打开位置之间移动;
与所述可移动的舱口盖相连的装置,其可伸缩地推压所述舱口盖到所述打开位置;
当所述第一舱口盖处于所述关闭位置中时,其关闭所述第一水通路;
当所述第一舱口盖处于所述打开位置中时,其允许来自水体的水向内流过所述第一水通路,流入所述核动力反应堆内;
第一闭锁装置与所述第一舱口盖相连,所述第一舱口盖可从闭闩位置移动到开闩位置;
当所述第一闭锁装置处于所述闭闩位置中时,其将所述第一舱口盖保持在所述关闭位置中;
当所述第一闭锁装置处于所述开闩位置中时,其允许所述第一舱口盖从所述关闭位置移动到所述打开位置;
以及状态响应致动器与所述第一闭锁装置相连,一旦所述核动力反应堆内的状态达到预定的水平,使所述第一闭锁装置从所述闭闩位置移动到所述开闩位置。
14.如权利要求13所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是温度状态响应致动器。
15.如权利要求13所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述状态响应致动器是压力状态响应致动器。
16.如权利要求13所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述水通路延伸到所述核动力反应堆的下端内。
17.如权利要求13所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述水通路延伸到所述核动力反应堆的侧面内。
18.如权利要求13所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,所述水通路延伸到所述核动力反应堆的上端内。
19.如权利要求18所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,第二水通路从水体延伸到所述核动力反应堆的侧面内。
20.如权利要求19所述的浮动式核动力反应堆,其特征在于,第三水通路从水体延伸到所述核动力反应堆的下端内。
21.一种浮动式核动力反应堆,其包括:
浸没在水体中的核动力反应堆;
所述核动力反应堆具有下端、直立的侧壁、以及上端;
水通路,其具有内端和外端,延伸通过所述核动力反应堆;
所述水通路的所述外端与水体流体连通;
舱口盖可移动地安装在所述水通路内;
所述舱口盖可在关闭位置和打开位置之间移动;
与所述可移动的舱口盖相连的装置,其可伸缩地推压所述舱口盖到所述打开位置;
当所述舱口盖处于所述关闭位置中时,其关闭所述水通路;
当所述舱口盖处于所述打开位置中时,其允许来自水体的水向内流过所述水通路,流入所述反应堆容器内;
闭锁装置与所述舱口盖相连,舱口盖可从闭闩位置移动到开闩位置;
当所述闭锁装置处于所述闭闩位置中时,其将所述舱口盖保持在所述关闭位置中;
当所述闭锁装置处于所述开闩位置中时,其允许所述舱口盖从所述关闭位置移动到所述打开位置;
以及状态响应致动器与所述闭锁装置相连,一旦所述核动力反应堆内的状态达到预定的水平,使所述闭锁装置从所述闭闩位置移动到所述开闩位置。
22.一种状态响应致动器,其包括:
细长的中空体部分,其具有第一端和第二端,第二端具有从所述中空体部分的所述第二端延伸的中空的颈部;
活塞可滑动地安装在所述颈部内,其纵向地可移动在所述颈部内的第一和第二位置;
致动器杆,其具有内端和外端,固定到所述活塞,活塞可在缩回位置和伸展位置之间移动;
所述致动器杆从所述活塞向外延伸通过所述颈部;
当所述活塞处于所述第一位置中时,所述致动器杆处于所述缩回位置中;
当所述活塞处于所述第二位置中时,所述致动器杆处于所述伸展位置中;
所述中空体其内具有响应于压力或温度的介质;
当所述响应于压力或温度的介质经受预定的温度或压力水平时,所述响应于压力或温度的介质便膨胀而致使所述活塞从所述第一位置移动到所述第二位置,由此,致使所述致动器从所述缩回位置移动到所述伸展位置。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US14/109,072 US9502143B2 (en) | 2013-12-17 | 2013-12-17 | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure |
US14/109,072 | 2013-12-17 | ||
PCT/US2014/068557 WO2015094689A1 (en) | 2013-12-17 | 2014-12-04 | Floating nuclear power reactor with self-cooling |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN106170439A true CN106170439A (zh) | 2016-11-30 |
CN106170439B CN106170439B (zh) | 2018-12-18 |
Family
ID=53369309
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201480075637.5A Active CN106170439B (zh) | 2013-12-17 | 2014-12-04 | 具备自冷却的浮动式核动力反应堆 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (3) | US9502143B2 (zh) |
CN (1) | CN106170439B (zh) |
WO (1) | WO2015094689A1 (zh) |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101711580B1 (ko) | 2015-10-02 | 2017-03-02 | 삼성중공업 주식회사 | 부유식원자로탑재설비 |
CN106335611A (zh) * | 2016-08-31 | 2017-01-18 | 中广核研究院有限公司 | 海洋反应堆系统平台及其安装方法 |
CN106531244B (zh) * | 2016-11-28 | 2018-01-19 | 哈尔滨工程大学 | 一种可用于浮动核电站的非能动安全壳冷却系统 |
US10937557B2 (en) * | 2017-10-17 | 2021-03-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Systems and methods for airflow control in reactor passive decay heat removal |
US10685751B2 (en) * | 2017-11-08 | 2020-06-16 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system |
WO2019094128A2 (en) * | 2017-11-08 | 2019-05-16 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear reactor protection system |
US10832824B2 (en) | 2017-11-08 | 2020-11-10 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear reactor with stabilization assemblies |
US11195631B2 (en) | 2017-11-08 | 2021-12-07 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear reactor protection system |
US11075016B2 (en) | 2017-11-08 | 2021-07-27 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear reactor |
US10714221B2 (en) | 2017-11-08 | 2020-07-14 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear reactor protection system |
US20210098143A1 (en) * | 2018-03-22 | 2021-04-01 | Energie Propre Prodigy Ltee / Prodigy Clean Energy Ltd. | Offshore and marine vessel-based nuclear reactor configuration, deployment and operation |
CN109273111B (zh) * | 2018-08-16 | 2020-09-04 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 浮动堆安全壳构筑物 |
US20200411204A1 (en) * | 2019-06-28 | 2020-12-31 | Palvannanathan Ganesan | Emergency cooling water system for a floating nuclear reactor |
US11107595B2 (en) * | 2019-06-28 | 2021-08-31 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear reactor protection system |
US11848111B2 (en) | 2020-12-30 | 2023-12-19 | Palvannanathan Ganesan | Double containment nuclear power reactor with passive cooling and radiation scrubbing |
KR102573326B1 (ko) * | 2021-02-04 | 2023-08-30 | 한국수력원자력 주식회사 | 선박용 일체형 원자로의 피동 잔열 제거 계통 |
US11410783B1 (en) | 2021-02-24 | 2022-08-09 | Palvannanathan Ganesan | Underground nuclear power reactor with a blast mitigation chamber |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2990716A (en) * | 1958-11-04 | 1961-07-04 | Texas Instruments Inc | Thermally responsive actuator |
US3047485A (en) * | 1957-11-15 | 1962-07-31 | Foster Wheeler Corp | Safety arrangement for neutronic reactors aboard water-sustained craft |
US3837308A (en) * | 1971-05-24 | 1974-09-24 | Sanders Associates Inc | Floating power plant |
CN1917096A (zh) * | 2005-08-18 | 2007-02-21 | 株式会社东芝 | 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备 |
WO2007147932A1 (en) * | 2006-06-20 | 2007-12-27 | Macgregor (Fin) Oy | Actuator mechanism of cargo ship hatch |
US20120017584A1 (en) * | 2010-07-21 | 2012-01-26 | Dennis Sheanne Hudson | Cryonucleator |
CN103383865A (zh) * | 2007-11-15 | 2013-11-06 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的被动应急给水系统 |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4135468A (en) * | 1976-07-01 | 1979-01-23 | Wharton Shipping Corporation | Barge-carrying waterborne vessel and transportation method |
US4839137A (en) * | 1982-02-24 | 1989-06-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear steam supply system and method of installation |
FR2985843B1 (fr) * | 2012-01-18 | 2014-03-14 | Dcns | Module de production d'energie electrique |
WO2014013095A1 (es) * | 2012-07-19 | 2014-01-23 | Serbex Tecnología Y Valores, S.L. | Central nuclear y sistema de seguridad con elemento fusible y ascensor gravitacional |
-
2013
- 2013-12-17 US US14/109,072 patent/US9502143B2/en active Active
-
2014
- 2014-12-04 WO PCT/US2014/068557 patent/WO2015094689A1/en active Application Filing
- 2014-12-04 CN CN201480075637.5A patent/CN106170439B/zh active Active
-
2016
- 2016-06-14 US US15/181,952 patent/US10170209B2/en active Active
-
2018
- 2018-11-13 US US16/189,197 patent/US11062812B2/en active Active
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3047485A (en) * | 1957-11-15 | 1962-07-31 | Foster Wheeler Corp | Safety arrangement for neutronic reactors aboard water-sustained craft |
US2990716A (en) * | 1958-11-04 | 1961-07-04 | Texas Instruments Inc | Thermally responsive actuator |
US3837308A (en) * | 1971-05-24 | 1974-09-24 | Sanders Associates Inc | Floating power plant |
CN1917096A (zh) * | 2005-08-18 | 2007-02-21 | 株式会社东芝 | 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备 |
WO2007147932A1 (en) * | 2006-06-20 | 2007-12-27 | Macgregor (Fin) Oy | Actuator mechanism of cargo ship hatch |
CN103383865A (zh) * | 2007-11-15 | 2013-11-06 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的被动应急给水系统 |
US20120017584A1 (en) * | 2010-07-21 | 2012-01-26 | Dennis Sheanne Hudson | Cryonucleator |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US10170209B2 (en) | 2019-01-01 |
US9502143B2 (en) | 2016-11-22 |
WO2015094689A1 (en) | 2015-06-25 |
US20160314859A1 (en) | 2016-10-27 |
CN106170439B (zh) | 2018-12-18 |
US20150170770A1 (en) | 2015-06-18 |
US20190164655A1 (en) | 2019-05-30 |
US11062812B2 (en) | 2021-07-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN106170439A (zh) | 具备自冷却的浮动式核动力反应堆 | |
US9156609B2 (en) | Large subsea package deployment methods and devices | |
US9378855B2 (en) | Floating nuclear power reactor with a self-cooling multiple component containment structure and an automatic radiation scrubbing containment structure | |
RU2555178C2 (ru) | Защитная конструкция для сбора текучей среды, вытекающей в водное пространство | |
JP4370075B2 (ja) | 水没型発電所および方法 | |
US10685751B2 (en) | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system | |
US20140301790A1 (en) | Large volume subsea chemical storage and metering system | |
US20150170773A1 (en) | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system | |
KR100841812B1 (ko) | 잠수함용 통행구 | |
KR101364646B1 (ko) | 소형 안전보호용기를 적용한 피동안전 시스템 및 이를 구비하는 일체형 원자로 | |
RU2682901C2 (ru) | Плавучий ядерный энергетический реактор с самоохлаждающейся конструкцией защитной оболочки реактора и системой аварийного теплообмена | |
JPS61171693A (ja) | 液体取扱い装置 | |
WO2015171187A2 (en) | Floating nuclear power reactor with a self-cooling multiple component containment structure and an automatic radiation scrubbing containment structure | |
KR101504216B1 (ko) | 방사성 물질 저감 설비 및 이를 구비하는 원전 | |
RU2774804C2 (ru) | Плавучий ядерный реактор c самоохлаждающейся несущей конструкцией защитной оболочки реактора и аварийной системой теплообмена | |
KR101462581B1 (ko) | 아이솔레이션밸브유닛 | |
US20200411204A1 (en) | Emergency cooling water system for a floating nuclear reactor | |
KR102627650B1 (ko) | 소형모듈원전의 잔열 냉각 및 방사성 물질 저감 시스템 | |
WO2021194357A1 (en) | Offshore spar platform | |
WO2009016209A2 (en) | Submerged port for underwater craft | |
Cyranka et al. | Accident With P-36 Platform The Emergency Drainage Tank Rupture | |
WO2024097349A1 (en) | Flexible linear accessible controls subsea | |
KR101462580B1 (ko) | 해양구조물의 히브컴펜세이터 제어시스템 | |
DE3111887C2 (de) | Unterwasserstation | |
WO2019034499A1 (de) | Pufferspeicher |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
REG | Reference to a national code |
Ref country code: HK Ref legal event code: DE Ref document number: 1230553 Country of ref document: HK |
|
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |