DE3111887C2

DE3111887C2 - Unterwasserstation

Info

Publication number: DE3111887C2
Application number: DE3111887A
Authority: DE
Inventors: Stephen San Diego Calif. Severs; Harry V. 06830 Greenwich Conn. Toll
Original assignee: Individual
Current assignee: Individual
Priority date: 1981-03-26
Filing date: 1981-03-26
Publication date: 1984-03-01
Also published as: DE3111887A1

Abstract

Beschrieben wird eine Unterwasser-Kernkraftstation mit einer besonderen Träger- und Aufnahmeanordnung, bestehend aus einer vorzugsweise dreieckigen Plattform (100) aus rohrförmigen Schenkeln (102) und Querstreben (106), auf denen ein oder mehrere große sphärische Druckgefäße (110) und ein oder mehrere kleine zylindrische Druckgefäße (129) befestigt sind. Die Druckgefäße dienen zur Aufnahme der betriebsnotwendigen Komponenten der Kernkraftstation und sind so ausgebildet, daß sie den Wasserdrücken bis zu einer Tiefe bis zu vorzugsweise mehreren 100 Metern standhalten können.

Description

Die Erfindung bezieht sich auf eine Unterwasserstation mit einer unterhalb der Wasseroberfläche seegangunabhängig festlegbaren, rohrförmige Abschnitte aufweisenden Tauchplattform und einem auf der Tauchplattform abgestützten, begehbaren sphärischen Druckgefäß.

Eine Unterwasserstation dieser Art ist aus der US-PS 04 429 bekannt. Das sphärische Druckgefäß, das für große Tauchtiefen geeignet ausgebildet ist, dient zur Aufnahme einer Rohölgewinnungsstation und ist einer torusförmigen Tauchplattform aufgesetzt. Diese torusförmige Tauchplattform dient bei der bekannten Untei wasserstation einerseits als Abstützkissen auf dem Meeresboden und andererseits als Ballasttank beim Absenken und Anheben der Station auf und von dem Meeresboden.

Aus eier US-PS 31 18 818 ist ferner eine atombetriebene Un'erwasser-Forschungsstation bekannt, die in Art eines Atom-U-Boots mit einem Antrieb ausgestattet ist und im druckfesten Rumpf einen Kernreaktor zur Deckung des eigenen Energiebedarfs aufweist.

Große Kernkraftwerke, die im kommerziellen Umfang zur Energieversorgung dienen, werden derzeit in der Regel auf dem Land in der Nähe einer zur Kühlung dienenden großen Wasserquelle angeordnet. Bekanntlich begegnen gerade landgestützte Kernkraftwerke besonderen Widerständen von Seiten der Bevölkerung.

Die Sicherheitseinwände gegen landgestützte Kernkraftwerke sind im Hinblick auf mögliche Erdbewegungen und seismische Ereignisse in der Nähe des Kernkraftwerks nicht unbegründet. Außerdem benötigen Kernkraftwerke entsprechend ihrer Leistung erhebliche Kühlenergien, die selbst relativ große Wasserresourcen auf schädliche Übertcnperature-n aufheizen können.

Aus der US-PS 37 94 849 bekannte Offshore-Schwimmplattformen für Kernkraftwerke konnten bisher nicht realisiert werden, da ihre Sicherheit durch Umgebungseinflüsse, wie Seegang und Wind, im besonderen Maße gefährdet ist.

Die eingangs genannten Unterwasserstationen sind allenfalls zur Deckung des eigenen Energiebedarfs,

y> nicht aber als große Kraftwerke oder Kernkraftwerke zur Deckung des Fremdverbrauchs geeignet.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, die Unterwasserstation der eingangs genannten Art als Kernkraftwerk auszubilden, das neben der Erdbebensicherheit und Seegangunabhängigkeit einen besonders hohen thermischen Wirkungsgrad hat und ohne schädliche Umgebungsbeeinflussung eine besonders wirksame Wärmeabführung ermöglicht.

Zur Lösung dieser Aufgabe sieht die Erfindung bei einer Unterwasserstation der eingangs genannten Art vor, daß die rohrförmigen Abschnitte der Tauchplattform der Unterwasserstation drei zu einem Dreieck verbundene Schenkel, eine zentrale Säule und drei, jeweils mit der zentralen Säule und mit einem rohrförmigen Schenkel verbundene Rohrstreben aufweisen, daß drei sphärische Druckgefäße, in denen die Komponenten der Energie-Erzeugungsanlage des Kernkraftwerks aufgenommen sind, an jeweils zwei der rohrförmigen Schenkel gehaltert und abgestützt sind und daß eine einen Materialaustausch gestattende Verbindung zwischen dem Innenraum jedes Druckgefäßes und dem Innenraum jedes angrenzenden rohrförmigen Schenkels vorgesehen ist.

Diese Unterwasserstation sch'itzt das Kernkraftwerk

bo vor ungünstigen meteorologischen und seismischen Einflüssen. Die Gefahr von unautorisierten Eingriffen oder Sabotageakten ist minimiert da eine besondere Ausrüstung erforderlich ist, um zu einer Unterwisseranlage Zutritt zu erlangen. Der Energie-Erzeugungsanlage des Kernkraftwerks stehen unter Wasser große Wassermengen zum Kühlen der zugehörigen Dampfkondensatoren zur Verfügung. Die im Vergleich zu Anordnungen auf Schwimmplattformen größere Was-

seniefe fünri zu einer niedrigeren Kühlwassertemperatur und einer wirksameren Wiederbeimischung des Kühlwassers durch Konvektionsströme. Die besondere Ausbildung der Tauchplattform und die Anordnung der die Komponenten der Energie-Erzeugungsanlage aufnehmenden sphärischen Druckgefäße minimiert sowohl den baulichen als auch den betrieblichen Aufwanc¹. vor allem im Vergleich zu landgestützten herkömmlichen Kernkraftwerken.

Die erfindungsgemäße Unterwasserstation kann bodenseitig dcreh Verankerungsmasten oder ein Kabelverankerungssysiem in Kombination mit einer dynamischen Positionierung:,- und Stabilisierungsvorrichtung befestigt werden.

Vorteilhafte Weiterbildungen der Erfindung sind in den Unteransprüchen gekennzeichnet.

Im folgenden wird die Erfindung anhand eines in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiels näher erläutert. In der Zeichnung zeigt

F i g. 1 eine perspektivische Ansicht der Unterwasserstation in einer seegangunabhängigen Einbaulage unter Wasser;

F i g. 2 eine perspektivische Ansicht der U.iterwasserstation, wobei ein sphärisches Druckgefäß aufgeschnitten dargestellt ist;

Fig.3 eine Draufsicht auf die Unterwasserstation gemäß F ig. 2;

Fig.4 eine Seitenansicht entlang der Linie 4-4 in Fig. 3;

F i g. 5 eine Schnittansicht durch ein den Kernreaktor ''aufnehmendes Druckgefäß der Unterwasserstation;

Fig.6 eine um 90° gegenüber der Ansicht gemäß Fig.5 gedrehte Schnittansicht durch das Druckgefäß;

F i g. 7 eine horizontale Schnittansicht des Druckgefäßes; und

F i g. 8 eine andere Schnittansicht des Druckgefäßes.

In Figi ist die als Unterwasser-Kernkraftwerk dienende Unterwasserstation 10, abgespannt über Seile 12 zum Meeresboden 14 in der Betriebslage viele Meter unterhalb der Wasseroberfläche 16 gezeigt. Die Abspannseile 12 dienen in Verbindung mit dem umgebenden Wasserkörper 18 der Isolation der Unterwasserstation gegen Erdbewegungen, die durch seismische Ereignisse in der Umgebung hervorgerufen werden können.

Eine dynamische Positioniereinrichtung arbeitet als Reservesystem für den Fall, daß die Verankenmeen bzw. Seile verschmutzt oder gerissen sind oder neu verlegt oder ersetzt werden müssen.

Fi g. 2 bis 4 zeigen Einzelheiten der Unterwasserstation. Die Plattform 100 gemäß Fig.2 ist aus drei rohrförmigen Schenkeln 102 zusammengesetzt, die mit ihren Enden zur Bildung eines gleichschenkligen Dreiecks miteinander verbunden sind (Fig.3). Jeder Schenkel ist an der Innenseite durch starre Schotten in Kammern unterteilt, wodurch wasserdichte Schwimmoder Ballasttanks oder Hälfskammern und Vorratsräume gebildet werden. Jeder Schenkel 102 hat wenigstens einen von außen zugänglichen Einstieg und eine Luftschleuse zum offenen Wasser. Die Schenkel sind durch die Schotten verstärkt und außerdem durch versteifende Umfangsringe stabilisiert. Die Schenkel sind an ihren Enden durch Eisenzementkrümmer 104 in der in Fig.3 dargestellten Weise miteinander verbunden. Wenn ein Säulenfundament bei der Einrichtung der Plattform Verwendung findet, so nehmen diese Krümmer 104 die Säulenträgerhülsen und das Hebegetriebe auf.

In der Mitte jedes Platiformschenkels ist eine rohrförmige Strebe 106 angeschlossen, die Air Plattformmitte hin verlauf! und mit einer rechtwinklig zu den Streben 106 verlaufenden zentralen Säule 108 verbun-■ > den ist. Die zentrale Säule 108 kann sich ein gewisses Stück unter der dreieckigen Plattform 100 (Fig. 1) erstrecken und mit schwerem Ballast versehen sein, um die Horizontalstabilität der dreieckigen Plallform 100 zu verbessern. Die Streben 106 stehen un'er Druck und sind mit Schotten versehen, die einen Zutritt zu den Plattformschenkeln ermöglichen.

Im folgenden wird wiederum auf Fig.3 Bezug genommen, in der einige primäre und sekundäre Druckgefäße gezeigt sind, die bei dem bevorzugten

ι Ausführungsbeispiel an der Oberseite der dreieckigen Plattform 100 angebracht sind. Die primären Druckgefäße sind drei Hohlkugeln 110, welche die tür ein Unterwasser-Kernkraftwerk erforderliche Ausrüstung aufnehmen. Jede Kugel sitzt auf einer der drei

i(i viereckigen Zonen der Plattform, welche von den Schenkeln 102 und den Streben 106 gebildet sind, wodurch eine gleichgewichtige Lastverteilung auf der Plattform 100 aufrechterhalten wird. Jede Kugel ist mit den beiden Schenkeln 102 über mit Schotten versehene

2^ri Zugangsbauteile 112 abgestützt. Sie ist in ähnlicher Weise mit einem Stützring 114 der zentralen Säule 108 verbunden. Mit Schotten versehene Verbindungsrohre 116 großen Durchmessers verbinden die drei Kugeln 110 und ermöglichen einen Durchgang für Personal und

i» Material zwischen den Kugeln.

Jedes der sphärischen Druckgefäße hat einen Innendurchmesser von etwa 46 m und besteht aus zwei konzentrischen Schalen (F i g. 5). Die Innenschalen 120 sind 5,08 cm dick und bestehen aus geschweißtem Kohlenstoffstahl mit Verstärkungsrippen und eine weitere Stabilisierung bewirkenden Ringen. Die umgebenden Außenschalen 122 haben eine Stärke von angenähert 2 m und bestehen aus Eisenzement bzw. Stahlbeton. Jede Kugel ist mit einem oberen polaren Druckeinstieg bzw. einer Druckluke 124 ausgestattet, welche zu einem Verbindungsstutzen 126 und einem passenden Flansch 128 zum Andocken von Unterwasser-Versorgungsschiffen führt.
Alle Einstiegsluken, Einstiegszellen und Verbindungsstutzen jeder Kugel haben Druckdichtungen und sind damit wasserdicht. Die Druckgefäße selbst sind so ausgebildet, daß sie einen Sicherheitsfaktor von 2,5 bei .^r ir.aximal zulässigen Einbautiefe von etwa 460 m haben. Der gesamte Baustahl, der in den Druckgefäßen Verwendung findet, wird durch Schweißen verbunden und ist in der Konstruktion ähnlich den Konstruktionselementen herkömmlicher Kernkraftanlagen. Bolzenverbindungen werden unter besonderen Umständen, z. B. bei Verbindungstunneln verwendet.

Die drei sekundären Drucktanks 129, die an der dreieckigen Plattform 100 entsprechend der Darstellung in F i g. 3 und 4 befestigt sind, haben eine zylindrische Form. Jeder Diucktank ist zwischen zwei Kugeln 110 auf der Oberseite eines Plattformschenkels 102 angebracht. Einer der sekundären Drucktanks ist ein chemischer Tank 130, der auf einem der auch die Reaktorkugel 150 tragenden Schenkel 102 angebracht ist und in zwei Hälften unterteilt ist, wobei die obere Hälfte eine konzentrierte Borsäulelösung zur chemisehen Reaktorkontrolle und die untere Hälfte Kernkühlwasser für den Notfall enthält. Dieser chemische Tank ist mit der Reaktorkugel 150 durch ein Verbindungsrohr 132 verbunden.

Ein ähnlicher Tank 134 enthält hochreines Aufbereitungsspeisewasser für den Reaktor in einer einzigen Kammer. Er ist auf dem anderen, die Reaktorkugel 150 abstützenden Schenkel 102 angeordnet und in ähnlicher Weise über ein Verbindungsrohr 132 mit der Reaktorkugel 150 verbunden.

Ein dritter Drucktank, eine vollständig abdichtbare Personal-Luft-Schleuse/Dekompressionskammer 136, ist an dem von der Reaktorkugel 150 am weitesten entfernten Plattformschenkel angebracht. Diese Kammer 136 dient in erster Linie zur Überführung von Personal'und zur Versorgung des Kraftwerks von und zu einer Unterwasserfähre. Im KatastrophenfalJe kann die Kammer 1"6 von der Verbindung zur Plattform mit Hilfe von Explosionsbolzen abgetrennt werden und danach zur Rettung an die Wasseroberfläche frei aufsteigen.

Eine erste der Druckkugeln dient zur Aufnahme eines Druckwasser-Kernreaktors, eines nuklearen Dampfsystems, eines Kernbrennstoff-Betriebssystems und eines Sicherheitssystems. Diese Reaktorkugel ist die Kugel 150 in F i g. 3. Das Reaktor- und Dampfsystem kann eine herkömmliche integrierte Einheit, z.B. ein Nukleardampfve/sorgungssystem sein.

Die F i g. 5 und 6 zeigen den Aufbau der Reaktorkugel 150. Das Reaktorgefäß 152 ist in ein Becken aus boriertem Wasser 153 axial und nahe des Bodens der Reaktorkugel 150 in einer Sicherheitsstruktur 154 aus Eisenzement eingetaucht, über dem Reaktorgefäß 152 ist in einer Höhe von 33,5 m ein Eiskondensator-Sicherheitssystem 156 in der oberen Kammer 158 der Reaktorkugel 150 angeordnet. Dieses System besteht aus einer isolierten und gekühlten Gruppe von ■eisgefüllten Behältern, die hinter federbelasteten Türen • angeordnet sind. Im Falle eines Kühlmittelverlusts oder eines Dampfleitungsbruchs drücken die sich ergebenden zunehmenden Dampfdruckkräfte die Türen auf und ermöglichen das Entweichen von Dampf durch die Eiskörbe, wodurch der Dampf kondensiert und sichergestellt wird, daß die Innendruckgren?e in der Reaktorkugel 150 nicht überschritten wird.

Zusätzlich zum Eiskondensator-Sicherheitssystem ist ein Sprühwasser-Sicherheitssystem 160 über dem Reaktorgefäß 152 angeordnet.

Über dem Reaktorgefäß 152 ist ein Kran 162 gelagert, der die Oberseite der Reaktorkugel 150 überfahren kann und bei der Brennstofferneuerung und Wartung des Reaktorgefäßes 152 und der zugehörigen Systeme gebraucht werden kann.

Nahe des Reaktorgefäßes 152 ist ein Brennsto/f-Auf- und Abgabesystem 164 in Fig.6 gezeigt. Neuer Brennstoff wird durch Tauchglocken oder Unterwasserfahrzeuge zu einer Brennstoffaufnahmekammer in einer der Plattformschenkel nahe der Reaktorkugel 150 gebracht. Von dort wird der Brennstoff in das Brennstoff-Auf- und Abgabesystem 164 eingesetzt, das den Brennstoff durch eine Druckschleuse 166 in die Reaktorkugel 150 überträgt. Danach wird der Brennstoff in den Kern des Reaktorgefäßes 152 durch einen Überkopf-Brennstoffmanipulatorkran 168 eingesetzt. Der verbrauchte Brennstoff bzw. Brennstoffstab wird im umgekehrten Verfahren entfernt, mit der Ausnahme, daß er in einer großen, gefluteten Kammer in einem der Plattformschenkel für eine geeignete Zerfallsperiode gehalten wird, bevor er zur Wasseroberfläche für die Wiederaufbereitung überführt wird.

Das nukleare Dampfsystem, wie es in den F i g. 5 bis 8 gezeigt ist, besteht aus dem Reaktorgefäß 152 und vier geschlossenen Reaktor-Kühlkreisläufen 170, die dem Reaktorgefäß 152 parallelgeschaltet sind. Jeder Reaktorkühlkreislauf 170 enthält eine Kühlmittelpumpe 172, einen Dampfgenerator 174, Rohrleitungen und geeignete Instrumente. Das nukleare Dampfsystem enthält auch einen elektrisch geheizten Druckerzeuger 176 und einen diesem zugeordneten Druckentlastungstank 178.

Im Betrieb zirkuliert Hochdruckwasser (175 kp/cm²) durch den Kern des Reaktorgefäßes 152, um die durch die nukleare Kettenreaktion erzeugte Wärme abzuführen. Das erhitzte Wasser (3433° C) tritt aus dem Kern des Reaktorgefäßes 152 aus und durchläuft die Reaktor-Kühikreisläufe 170 zu den Dampfgeneratoren 174. Dort gibt das erhitzte Wasser seine Wärmeenergie an das Speisewasser ab, um Dampf für den in der zweiten Kugel angeordneten Turbinengenerator zu erzeugen. Der thermische Zyklus ist abgeschlossen, wenn das Reaktorwasser zum Reaktorgefäß 152 durch die Reaktor-Kühlmittelpumpen 172 zurückgepumpt wird.

Die Reaktor-Kühlmittelpumpen 172 sind vertikale, einstufige Mischpumpen des Wellendichtungstyps. Das Betriebssystem für die Reaktor-Kühlmittelpumpen 172 ist so ausgebildet, daß ein geeigneter Kühlmittelstrom zum Reaktorgefäß 152 aufrechterhalten bleibt, um den Reaktorkern unter allen erdenklichen Umständen zu kühlen. Notbatterien, die in einer anderen üruckkugel untergebracht sind, bilden eine Hauptkomponente der Energieversorgung für die Reaktor-Kühlmittelpumpen.

so Der Druck im Nukleardampfsystem wird vom Druckgenerator 176 gesteuert, der den Systemdruck unter Verwendung elektrischer Heizer und Wassersprühanlagen aufrechterhält. Der Dampf kann entweder durch elektrische Heizapparate gebildet werden, oder er kann durch Wasser-Sprühnebel zum Minimieren der Druckschwankungen aufgrund der Kontraktion und Expansion des Kühlmediums kondensiert werden. Federbelastete Dampfsicherheitsventile und kraftbetätigte Freigabeventile zum Überdruckschutz sind mit dem Druckgenerator 176 verbunden. Sie ermöglichen

ein Ablassen des Überdrucks im Ablaßtank 178, wo der abgelassene Dampf kondensiert und mit Hilfe von Mischwassergekühlt wird.

Die für das Dampfsystem erforderlichen Hilfssysteme sind ebenfalls in der Reaktorkugel 150 angeordnet und erfüllen Funktionen wie das Zuführen von Aufbereitungswasser zum Reaktor-Kühlsystem, Reinigen des Reaktorkühlwassers, Lieferung von Chemikalien zum Korrosionsschutz und für die Reaktorkontrolle, Kühlen von Systemkomponenten, Abführen von Zerfallswärme beim Abschalten des Reaktorgefäßes 152 und Zufuhr von Kernkühlung im Falle eines Kühlmittelausfalls. Dieses zuletzt genannte System führt dem Kern des Reaktorgefäßes 152 automatisch eine Borsäurelösung über den Rücklaufarm der Reaktor-Kühlmittelkreisläufe 170 zu, um das Reaktorgefäß 152 unter hohen und niedrigen Reaktor-Druckbedingungen zu kühlen und um eine negative Reaktivität während der Abkühlung des Kernkraftwerks als Folge einer Dampfleitungsunterbrechung oder eines unfallbedingten Dampfaustritts einzuführen. Zusätzlich zu dieser herkömmlichen Kälteinjektion ist das Kernkühlungs-Notsystem der Station mit einer besonderen Injektionsvorrichtung ausgestattet, weiche zusätzliches boriertes Wasser aus

ö5 einem Hochdruckakkumulator 180 zum Kern des Reaktorgefäßes 152 über den oberen Teil des Reaktorgefäßes 152 zuführt.
Eine zweite Druckkugel 180 dient zur Aufnahme der

Leistungsgeneratoreinrichtung. Diese Generatorkugel 180 enthält alle Haupt- und Hilfsturbinen, Generatoren, Wärmetauscher, Pumpen, Speichertanks und Leitungen zum Umsetzen der vom Kernkraftwerk in der Reaktorkugel 150 erzeugten Wärmeenergie in elektrische Energie. Ferner ist in der Generatorkugel ISO ein Reaktor-Speisewasser-Reinheitssteuersystem und eine Aufbereitungseinrichtung für chemische Reaktorsteuerzusätze angeordnet. Zusätzliche Teile der Generatorstation sind in zwei benachbarten Plattformschenkeln 102 und in der unteren Hälfte der dritten Kugel, der Versorgungskugel 200 untergebracht.

Die Kondensatoren für den Leistungsgenerator in der Generatorkugel 180 verlaufen über die Länge der beiden Plattformschenkel, auf denen die Generatorkugel 180 liegt. Druckluken in jedem der beiden Schenkel ermöglichen den Zugang zu den Kondensatorrohren und den Austausch und die Wartung dieser Rohre. Der Wirkungsgrad der Kondensatoren ist wegen der niedrigen Wassertemperatur selbst bei wenigen 10 Metern unterhalb der Wasseroberfläche ausgezeichnet.

Das dritte sphärische Druckgefäß auf der Plattform ist eine Hilfskugel 190 (Fig.3). Die Hilfskugel 190 nimmt die Regelungsanlage und die Bedienungsstation für das Kraftwerk, die Wohn- und Aufenthaltsräume für das Personal, die Versorgungsausrüstung, die Notstrombatterien, die Leistungstransformatoren und das Lager und die Reparaturräume auf.

Die in der Generatorkugel 180 erzeugte elektrische Energie wird zum Haupttransformator in der Hilfskugel 190 übertragen. Nach der Transformation auf eine höhere Spannung wird der Strom durch gebündelte Unterwasserkabel zu einem Leistungsschaltwerk an der Küste übertragen. Das Kraftwerk selbst hat seine eigene elektrische Energieversorgung während des Normalbetriebs, wobei ein geeigneter Abspanntransformator in der Hilfskugel 190 Verwendung findet. Der Notstrom für das gesamte Kernkraftwerk kommt über Leitungen von der Küste zur Plattform, die an Notstrom-Dieselgeneratoren in der küstenseitigen Schaltstation angeschlossen ist, oder alternativ von Notstrombatterien in der Hilfskugel 190.

Die zur Übertragung elektrischer Energie vom Kraftwerk zur Küste verwendeten Kabel (nicht gezeigt) sind voll isoliert und wasserdicht. Sie sind vorzugsweise vergraben, um sie vor Beschädigungen durch Anker, Fischnetze und anderen schleifenden oder gezogenen Gegenständen zu schützen.

Die Spannung für das Übertragungssystem beträgt angenähert 345 kV. Das Übertragungssystem weist zwei vollständige Kreise zur Küste auf, wobei einer für den Normalbetrieb und einer als Reserve vorgesehen ist. Eine Schaltereinrichtung ist in der Hilfskugel 190 vorgesehen, weiche den Reservekreis bzw. die Reserveleitung im Falle eines Hauptkabelbruchs automatisch einschaltet, so daß die Nennleistung des Kraftwerks aufrechterhalten werden kann.
Besonders wichtig für die besondere Unterwasser-Kernkraftstation ist das die Lebensbedingungen bestimmende System. Von primärer Bedeutung ist das Sauerstofferzeugungssystem. Sauerstoff kann durch elektrolytische Dissoziation von Meerwasser erzeugt werden, die durch den Überschuß an von dem Kraftwerk selbst erzeugter elektrischer Energie möglich gemacht wird. Der Hauptvorteil dieser Methode liegt in der ständigen Verfügbarkeit, die unabhängig von der Einsatzdauer ist.

Hicrza 6 Blatt Zeichnungen

Claims

Patentansprüche:

1. Unterwasserstation mit einer unterhalb der Wasseroberfläche seegangunabhängig festlegbaren, rohrförmige Abschnitte aufweisenden Tauchplattform und einem auf der Tauchplattform abgestutzten, begehbaren sphärischen Druckgefäß, d a ■ durch gekennzeichnet, daß die rohrförmigen Abschnitte der Tauchplattform (100) der Unterwasserstation drei zu einem Dreieck verbundene Schenkel (102). eine zentrale Säule (108) und drei, jeweils mit der zentralen Säule (108) und mit einem rohrförmigen Schenkel (102) verbundene Rohrstreben (106) aufweisen, daß drei sphärische Druckgefäße (150, 180, 190), m denen die Komponenten (152,170,174) der Energieerzeugungsanlage des Kernki dftwerks (10) aufgenommen sind, an jeweils zwei der rohrförmigen Schenkel (102) -gehaltert und abgestützt sind und daß eine einen "■Viaterialaustausch gestattende Verbindung zwischen dem Innenraum jedes Druckgefäßes (150,180, 190) und dem Innenraum jedes angrenzenden rohrförmigen Schenkels (102) vorgesehen ist.

2. Unterwasserstation nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die drei sphärischen Druckgefäße (150,180,190) über Leitungen (116) miteinander verbunden sind.

3. Unterwasserstation nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die zentrale Säule (108) in der Tauchplattform (100) axial und nach unten vorspringend angeordnet ist.

4. Unterwasserstation nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die zentrale Säule (108) einen Stützring aufweist und jedes sphärische Druckgefäß (150, 180, 190) mit dem Stützring verbunden ist.

5. Unterwasserstation nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß mehrere zusätzliche Drucktanks (129) mit der Tauchplaltform (100) verbunden sind.

6. Unterwasserstation nach einem der Ansprüche 2 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß in dem ers'en sphärischen Druckgefäß (150) der Kernreaktor (152, 153). ein Dampfsystem (170) und ein Reaktorsicherheitssyslem (156 ... (6ö) angeordnet sind, daß in einem zweiten sphärischen Druckgefäß (180), welches mit dem ersten Druckgefäß (150) verbunden ist, eine Dampfturbinen-Generatoranlage angeordnet ist, die von dem Kernreaktor (152) und dem zugehörigen Dampfsystem (170) getrieben ist, daß ein drittes sphärisches Druckgefäß (190) sowohl mit dem ersten Druckgefäß (150) als auch mii dem zweiten Druckgefäß (180) verbunden ist und ein Steuer- und Betriebssystem, ein Personenversergungssystem und elektrische Transformatoren aufnimmt.