JP2020518823A - 商業発電のための非常に単純化された沸騰水型原子炉 - Google Patents

Abstract

原子炉は、故障の可能性を著しく低減するために非常に少ないシステムを有する。原子炉は、0〜350メガワットの電気的範囲において、自然循環を可能にする高さ及びより小さい可撓性エネルギー出力を有する沸騰水型原子炉であってもよい。反応器は、不透過性高圧格納容器によって完全に包囲されている。冷却剤プール、ヒートシンク、能動ポンプ、または他の緊急流体源は、格納容器の内部に存在しなくてもよい。分離凝縮器システムのような緊急冷却は、格納容器の外側にある。原子炉圧力容器と一体化された分離弁は、原子炉への格納を介して作動流体および緊急流体を提供する。隔離バルブは、一体型、溶接型、またはそうでなければ、剪断破壊の危険性を排除するためにASME−コンプライアンスを有する反応器および流体導管と一体である。閉じ込めは、完全に地下であり、フットプリントおよび地上の標的領域を最小にするために、地震学的に絶縁され得る。【選択図】図２

Description

商業発電のための非常に単純化された沸騰水型原子炉。

図1は、従来技術の経済的に簡略化された沸騰水型原子炉（ESCBWR）において原子力発電用の燃料41及び原子炉内構造物の様々な構成を有する原子炉圧力容器42を収容する格納容器36の概略図である。反応器42は、従来、核分裂を介して数千メガワットの熱エネルギーを生成することができる。反応器42は、上部ドライウェル54及び下部ドライウェル3を含むドライウェル51内に位置し、ドライウェル3は、外部構成要素及び人員のために、反応器42の周囲及び下方に空間を提供する。原子炉42は、典型的には数十メートルの高さであり、地面レベルからの自然循環冷却及び構築を容易にするために、格納容器36は地上高さよりも高い。ベースマット内部溶融阻止および冷却可能デバイスと呼ばれる犠牲溶融層1は、反応器1の真下に配置されて、潜在的な落下破片、溶融反応器構造、および/または冷却剤を冷却し、格納容器36の下の地面への進行を防止する。

いくつかの異なるプールおよび流路は、プラント内の冷却能力の損失を伴う過渡の場合、原子炉26に流体冷却剤を提供するために、格納容器36内部の緊急炉冷却剤システムを構成する。例えば、格納容器36は、環状または他の様式で反応器42を囲む圧力抑制チャンバ58と、抑制プール59を保持することとを含むことができる。抑制プール59は、主蒸気ラインからの蒸気を凝縮及び放熱のために抑制プール59に分流するために使用される緊急蒸気ベントを含み、格納容器36の過熱及び過加圧を防止する。抑制プール59はまた、ドライウェル54に流入する流体が抑制プール59内に排出されるか、またはポンプされることを可能にする流路を含むことができる。抑制プール59は、冷却材事故の喪失後に格納容器36から熱または圧力を除去するように構成された他の熱交換器またはドレインをさらに含むことができる。緊急炉心冷却システムラインおよびポンプ10は、損失給水および/または他の緊急冷却剤供給を行うために、抑制プール59から反応器42内に冷却剤を注入することができる。

図1に示すように、重力駆動冷却システム（GDCS）プール37は、配管57を介して反応器42に冷却剤をさらに供給することができる。受動的な封じ込め冷却システム（PCCS）プール65は、原子炉の減圧によって生成された蒸気などの、格納容器36内部の蒸気を、より低い格納圧力または主蒸気ライン遮断に凝縮し、凝縮した流体をGDCSプール37に戻すことができる。隔離冷却システム（IC）プール66は、反応器42からの圧力で直接蒸気を取り出し、再循環のために再凝縮器42に戻すために凝縮することができる。これらの安全システムは、必要な冷却剤を供給し、熱を除去し、及び/又は圧力を低減することによって、原子炉42及び格納容器36内の全ての他の構造の過熱及び損傷を防止する効果の各々に、様々な反応器設計における任意の組み合わせで使用することができる。いくつかの追加のシステムが、典型的には、格納容器36の内部に存在し、いくつかの他の補助システムが、関連技術のESBWRにおいて使用される。このようなESBRSは、その全体が参照により本明細書に援用されるGE Hitachi Nuclear Energy、6月1日、2011年6月の「ESBWRプラントの一般的記述」の中に記載されている。

例示的な実施形態は、その封じ込めの外側に実質的に故障モードを有しない原子炉を含む。例示的な実施形態の原子炉は、圧力容器内の自然循環を可能にするが、特に幅方向において、1000メガワットの熱エネルギーを生成することを可能にする、より大きい高さ対幅比を有するESBWR設計に類似し得る。例示的な実施形態の容器は、原子炉を完全に囲み、高圧であっても格納容器からの流体漏れを防止することができる。例示的な実施形態の容器は、GDCSプール、抑制プール、または移動冷却剤ポンプのような冷却剤源を用いずに極めて単純化され得る。隔離凝縮器システムのような格納容器の外側の1つ以上の冷却剤源は、原子炉に長期信頼性のある冷却を提供するのに十分である。一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源を含む、反応器を一体的に調整可能にするために、例示的な実施形態の分離弁を各流体接続部で反応器に使用することができる。

例示的な実施形態の隔離弁は、原子炉および流体導管と冗長かつ一体であり、剪断破壊の危険性を排除するために原子炉容器のためのASME核標準まで製造される。例示的な実施形態の封じ込めが貫通される場合、貫通シールは、高いゲージ圧力まで貫通部で不浸透性の封じ込めを囲み、不浸透性の封じ込めを行うことができる。例示的な実施形態の容器および反応器は、完全に地下であってもよく、緊急冷却剤源とともに、地震および他の衝撃から同じを遮蔽する地震サイロによって囲まれてもよい。サイロ及び格納容器を覆う単一の上部シールドのような限定されたアクセスは、保守、フラッディング及び/又は給油のための簡単なアクセスを提供することができる。

例示的な実施形態は、添付の図面を詳細に説明することによってより明らかになり、同様の要素は、例示のみを目的として与えられ、したがって、それらが示す用語を限定するものではない。

従来技術の原子炉格納容器および内部構造の概略図である。 非常に単純化された沸騰水型原子炉システムの例示的な実施形態の概略図である。 例示的な実施形態のシステムで使用可能な例示的な実施形態の弁の概略図である

これは、特許文献であるため、一般的に、それを読むときに構築の広範な規則が適用されるべきである。本明細書に記載され示された全ては、以下に添付される特許請求の範囲に含まれる主題の一例である。本明細書で開示される任意の特定の構造的および機能的詳細は、単に例を作成および使用する方法を説明するためのものにすぎない。本明細書に具体的に開示されていないいくつかの異なる実施形態および方法は、請求項の範囲内に入り得る。したがって、特許請求の範囲は、多くの代替形態で実施され得、本明細書に記載の例のみに限定されると解釈されるべきではない。

第1、第2、第2、等の序数は、本明細書において様々な要素を説明するために使用され得るが、これらの要素は、これらの用語による任意の順序に限定されるべきではないことを理解されたい。これらの用語は、1つの要素を別の要素と区別するためにのみ使用される；複数の第2のまたはより高い規則がある場合、単に、任意の差または他の関係なしに、多くの数の要素が存在するだけでなければならない。例えば、例示的な実施形態または方法の範囲から逸脱することなく、第1の要素を第2の要素と呼ぶことができ、同様に、第2の要素を第1の要素と呼ぶことができる。本明細書で使用する「および/または」という用語は、関連するリストされた項目のうちの1つまたは複数のすべての組合せを含む。「etc」は「エトセトラ」として定義され、「および/または」コンビネーションにおける、後述の項目の同じグループに属する他のすべての要素の包含を示す。

要素が別の要素に「接続」 、「結合」 、「つながる」 、「付される」 、「固定」される場合、他の要素に直接接続されてもよいし、介在要素が存在してもよいことが理解されるであろう。対照的に、要素が別の要素に「直接接続される」 、「直接結合される」などと呼ばれるとき、介在する要素は存在しない。要素間の関係を説明するために使用される他の語は、同様の形で解釈されるべきである（例えば、「間に」 、「直接的に間に」 、「隣接する」対「直接隣接する」など）。同様に、「通信可能に接続された」のような用語は、ワイヤレスで接続される中間デバイス、ネットワークなどを含む、2つの電子デバイス間の情報交換およびルーティングのすべての変形を含む。

本明細書で使用されるように、単数形「a」 、「an」 、および「the」は、明示的に別段の指示がない限り、単数形および複数形の両方を含むことが意図される。「備える」 、「有する」 、「含む」および/または「含んでいる」という用語は、記載された特徴、特徴、ステップ、動作、要素、および/または構成要素の存在を指定するが、それ自体は、1つまたは複数の他の特徴、特性、ステップ、動作、要素、構成要素、および/またはそのグループの存在または追加を排除しないことが理解されよう。

以下で説明する構造および動作は、図面に記載および/または記載された順序とは異なる順序で行われてもよい。例えば、連続して示される2つの動作および/または図は、関与する機能/動作に応じて、実際には同時に実行されてもよく、ときには逆の順序で実行されてもよい。同様に、以下で説明する例示的な方法内の個々の動作は、以下で説明する単一の動作とは別にループまたは他の一連の動作を提供するように、個々にまたは順次に実行され得る。以下で説明する特徴および機能を有する任意の実施形態または方法は、任意の実行可能な組合せで、例示的な実施形態の範囲内に入ると推定されるべきである。

本発明者らは、ESBWRsが、関連する大きな反応器体積および建設コストを伴う大規模な1000 +メガワット−電力定格を有することを認識した。本発明者らは、一般に、大きなサイズのESBWRsが、地面の上にのみ構築することができない大きなコンテナを必要とすることを認識した。ESBWRsはまた、配管導管および他の流路を有する多数の受動安全システムを、破壊または漏出が可能な反応器に使用し、冷却材事故の損失を引き起こす。本発明者らはさらに、ESBWRsが、即時またはピーク発電容量を必要とする領域における構造および動作のモジュール性または柔軟性なしに、長期的なベースライン発電のために主に使用可能であることを認識した。これらの新たに認識された問題ならびに他の問題を克服するために、発明者らは、例示的な実施形態によって可能にされる固有の解決策を本発明者らによって認識されたこれらおよび他の問題に対処するために以下に説明する例示的な実施形態および方法を開発した。

本発明は、原子炉、それを含む植物、およびそのような反応器および植物を運転する方法である。本発明とは対照的に、以下で説明するいくつかの例示的な実施形態および例示的方法は、本発明と一緒におよび/またはそれに関連して使用され得る様々な異なる構成のほんの一部を例示する。

図2は、例示的な実施形態の反応器142、例示的な実施形態の格納容器136、及び関連する冷却及び発電システムを含む例示的な実施形態の反応器システム100の概略図である。図2には示されていないが、例示的な実施形態のシステム100は、高圧および低圧タービン、発電機、スイッチヤード、凝縮器、冷却塔またはヒートシンクなど、任意の発電設備と同様の方法で主給水ライン120および主蒸気ライン125に接続することができる。例示的な実施形態の格納部136は、一過性または事故のシナリオの場合に放射性物質および植物成分の移動を制限するための、弾力性のある不透過性の材料で構成される。例えば、格納容器136は、一体的に形成されたコンクリート構造であってもよく、潜在的には、補強用内部スチールまたは鉄筋骨格、数インチまたはフィートの厚さであってもよい。あるいは、例えば、以下に説明するように、格納容器136は比較的小さくてもよいので、全鋼体は、格納容器136の強度、放射線遮蔽、および寿命を向上させるために、法外に高価または複雑に製造されずに使用されてもよい。

図2に示すように、例示的な実施形態の格納容器136は、地下であってもよく、潜在的には、原子炉サイロ190内に収容されてもよい。コンクリート蓋191または以下のような他の表面シールドレベルで、グラウンド90は、例示的な実施形態の反応器142および格納容器136を収容するサイロ190を包囲してもよい。サイロ190および蓋191は、地面から遭遇する衝撃波を最小化し、したがって反応器142への地震事象の影響を最小化するように、地震的に絶縁または硬化されてもよい。図2に示すように地下の場合、例示的な実施形態のシステム100は、非常に小さいストライクターゲットを提示し、及び/又は表面衝撃及び爆発に対して硬化されてもよい。さらに、地下の場合、例示的な実施形態のシステム100は、放射性放出に対する追加の封じ込めを有し得、緊急冷却の場合、より容易なフラッディングを可能にし得る。図示されていないが、これらの利益を失うことなく、任意の発電機器が地上に接続されてもよく、および/またはそのような機器はまた、地上の下に配置されてもよい。

後述する例示的な実施形態の反応器142のより小さいサイズに基づいて、例示的な実施形態の格納容器136は、ESBWRを含む既存の原子力発電所に対してコンパクトで簡素化することができる。GDCS、PCCS、抑制プール、BIMCS、バックアップ電池、ウェート、運転者などを含む従来の動作および緊急機器は、全体的に格納容器136から省略されてもよい。格納容器136は、燃料交換及び保守のために反応器142へのアクセスを可能にするシールド191の下の単一の上部アクセスポイントのような、より少ないアクセスポイントを通してアクセス可能であってもよい。

例示的な実施形態の反応器142およびコア141の比較的小さい体積は、格納容器136内への燃料再配置のための現実的なシナリオが存在しないので、床停止および冷却のためのBiMACを必要としない場合がある。それにもかかわらず、例示的な実施形態の格納容器136は、図2に示すように、任意の再配置されたコアを収容及び冷却するのに十分な床厚及び広がり面積を有してもよい。さらに、収容部136を貫通する全貫通部は、以下の図3に関連してさらに説明するように、最小化及び/又は隔離されてもよく、格納部136からの漏洩の危険性を低減又は効果的に排除してもよい。

例示的な実施形態の反応器142は、原子炉の内部構造および高さにおける承認されたESBWR設計と同様に、沸騰水型反応器であってもよい。反応器142は、例えば1000メガワット電気未満で動作する、例えば比例的に小さいコア141を有する最大600メガワットの電気だけを生成するESBWRsの1 / 5体積より小さくてもよい。例えば、例示的な実施形態の反応器142は、約28メートルの高さ及びわずか3メートルの直径であってもよく、約900メガワット−熱及び300メガワット−電気定格で動作するために横断方向に比例して縮小される。あるいは、例えば、反応器142は、約3. 9の高さ対幅比を有するESBWRと同じ割合であってもよく、より小さい体積に縮小されてもよい。もちろん、他の寸法は、例えば2. 7、または2. 0などのより小さい高さ対幅比で、反応器内部のより小さいサイズまたは適切な流路構成で自然循環を可能にし得る、例示的な実施形態の反応器142で使用可能である。

例示的な実施形態の反応器142の比較的大きな高さを維持することは、例示的な実施形態の反応器142において公知のESBWRsによって達成される自然循環効果を維持することができる。同様に、より小さい反応器142は、関連する冷却装置で地下に配置されやすく、および/または炉心141内のより小さい燃料在庫に起因して、より少ない過熱および損傷の危険性を有することができる。さらに、より低い電力定格を有するより小さい例示的な実施形態の反応器142は、より簡単な起動、停止、および/または低減された電力動作をより容易に満たし、エネルギー需要をよりよく一致させることができる。

主給水ライン120および主蒸気ライン125などの冷却剤ループは、発電のための減速材、冷却剤、および/または伝熱流体を提供するために、反応器142に流入することができる。1つまたは複数の隔離凝縮器システム166などの緊急冷却剤源は、ライン120からの給水の損失の事例において、反応器142に緊急冷却をさらに提供することができる。各隔離凝縮器システム166はさらに、例示的な実施形態の反応器142への2つの接続、蒸気出口のための1つ、および反応器142への凝縮物の戻りのための1つを有することができる。反応器142へのこれらの接続の各々は、格納容器136内の反応器142に一体的に接続され、無視できる故障リスクを表す隔離バルブ111、112、167、及び/又は168を使用することができる。例示的な実施形態の反応器142に流入する少数のシステムを有する隔離バルブ111、112、167、および/または168を使用する場合、冷却材事故の損失の可能性は、従来の軽水プラントにおけるリスクよりも少なくとも数桁小さい。図3は、バルブ111、112、167、および/または168のいずれかのために使用され得る例示的な実施形態の隔離バルブ200、または例示的な実施形態の格納容器136を通る例示的な実施形態の反応器142への流体送達のための任意の他のバルブの概略図である。弁111、112、167、および168は、図2の格納容器136をまたいで示されているが、図3に示すように、格納容器136の内部に完全に配置されてもよいことが理解される。2つの分離ゲートバルブ210および220ならびにこれら2つの間の接続を含む、例示的な実施形態のバルブ本体201は、漏れまたは故障の比較可能なリスクなしに、信頼性の高い動作を有する。例えば、バルブ200は、従来の蒸気およびHRSGの格納の内側の給水ラインに見られるギロットタイプの剪断破壊を受けにくい。より小型の例示的な実施形態の反応器142と共に使用される場合、バルブ200は、従来の導管及びバルブよりも小さい及び/又は単純化され、比較的少ない給水又は蒸気流を制御し、例示的な実施形態のシステム100（図2）の製造上の課題及び故障の危険性を更に低減する。

図3に示すように、バルブ200は、冗長シールおよび/または吹き出し防止のために、一次分離ゲートバルブ210および二次分離ゲートバルブ220を含む。一次および二次ゲートバルブ210および220は、反応器142および流れ導管に接続するバルブ本体201と一体的に形成され、それらの間の流れを、破損または切断のリスクなしに可能にする。より高い信頼性のアクチュエータ211および212はそれぞれ、第1および第2のゲートバルブ210および220にそれぞれ接続され、ゲートバルブ210および220からの最小の漏れを可能にし得る。一次隔離ゲートバルブ210およびアクチュエータ211は、例えば、その全体が参照により本明細書に組み込まれる、電力上昇率および生産性利得のための、例えば、CCI核弁リソースガイドにおいて開示されるCCI高エネルギー分離ゲートバルブおよびアクチュエータであってもよい。二次分離ゲートバルブ220及びアクチュエータ212は、別のCCI高エネルギー分離ゲートバルブ及びアクチュエータであってもよい。同様に、バルブ210および220は、バルブボディ201内に一緒に形成されたときに、高い信頼性および有意な剪断破壊故障モードを有しない逆止弁、玉形弁などであってもよい。

バルブ本体201は、単一の部品として一次分離ゲート弁210及び二次分離ゲート弁220の全てを含む、動作中の原子炉環境で使用可能な金属のような、単一の鍛造材料で作られてもよい。代替的に、一次弁210と二次弁220との間などのME標準溶接を、信頼性の原子炉容器レベルで使用することができる。バルブボディ201は、ごくわずかな故障の可能性を有するASK標準溶接を使用して、反応器142にさらに一体的に溶接される。このようにして、全ての流路または導管は、格納容器136内の原子炉142と一体であってもよく、ここで、一体型の一体型は、材料の連続性および非分離性を有する、ASME核仕様での一体成形材料を含む。例示的な実施形態のバルブ200は、反応器142に一体的に接合され、現実的に破断することができないので、原子炉142からの冷却材事故の不必要な損失の可能性が効果的に排除される。このようにして、反応器142は、任意の方法で弁体が結合し得る任意の外部導管（図2の給水ライン120または主蒸気ライン125など）から一体的に調整可能である。

バルブボディ201が収容部136を通過する場合、貫通シール102を使用して、バルブボディ201を隔離し、不透過性に封止することができる。貫通シール102は、バルブ200の周りに材料を通すことなく、格納容器136を横切る大きな圧力勾配を維持することができる。例示的な実施形態のバルブ200の故障リスクがより小さく、貫通シール102の隔離が追加されると、格納容器136内への冷却剤の損失または漏洩の危険性が比較的低くなる可能性がある。すなわち、端部バルブボディ201における格納シール102は、プラント配管の在庫のバランスから格納容器140内に冷却剤を注入するいかなる配管の危険性も効果的に排除する。あるいは、貫通シール102は、格納容器136内の非常に短い距離で、バルブボディ201に接合する導管上に配置されてもよい。

図2に見られるように、バルブ111、112、167、168および反応器142への任意の他の流体接続は、格納容器136内の流路故障の無視できないリスクを排除するために、図3の例示的な実施形態のバルブ200を使用し得る。バルブ112、111、168、および/または167は、フェイルセーフ構成に受動的に作動され得る。例えば、主給水バルブ111および/または主蒸気バルブ112は、事故または異常運転状態の場合に密閉されてもよい。例えば、異常な動作状態を検出すると、弁の電池作動式、爆発性および/またはフェール式のソレノイドアクチュエータを始動することができる。同時に、分離凝縮器弁167および168は、同様の信頼性で開くことができ、分離凝縮器システム166を介して反応器142からの受動的な熱除去を可能にする。

隔離コンデンサ166は、原子炉熱を周囲環境に移送し、漏れなく原子炉冷却剤を凝縮させる既知の設計であってもよい。同様に、分離凝縮器166は、Hunt，Daygren，and Marquoの共有された出願番号第15/635,400、アトーニードケット5.0055.1、「非常に単純化された沸騰水型原子炉用の分離凝縮器システム」に係るコンデンサ300とすることができ、その全体を本明細書に援用する。例示的な実施形態の反応器142の比較的低い電力により、過熱、冷却剤の損失、または反応器142への他の損傷の危険なしに、操作者の介入なしに、隔離コンデンサ166の単純な受動的動作を通じて安全な冷却を可能にし得る。

バルブ111、112、167、および168とは別に、例示的な実施形態の格納容器136は、パワーシステム、機器配置、冷却材のクリーンナップライン等、任意の他のバルブ又は貫通部の周りに密閉することができる。より少ない貫通、より小さいサイズ、内部のシステムの欠如、および/または格納容器136の地下配置により、潜在的に、数百、例えば300 のpsigの反応器圧力付近までの高操作圧力が、潜在的な漏れもなく、可能であ。。

例示的な実施形態の反応器システム100に見られるように、いくつかの異なる特徴により、冷却剤の確率の損失が著しく減少し、応答性および柔軟な発電が可能になり、プラントのフットプリントおよび地上の衝突目標が低減され、および/または原子力プラントの構造および動作が簡略化される。特に、より小さい体積およびコアサイズを有する公知のおよび承認されたESBWR設計要素を使用することによって、例示的な実施形態の反応器142は、非常に小さく簡略化された例示的な実施形態の封じ込め136および緊急熱除去のための受動的な絶縁凝縮器166への依存を依然として可能にし得る。

したがって、例示的な実施形態および方法が説明されるが、例示的な実施形態は、以下の特許請求の範囲内に依然として含まれながら、ルーチン実験を通じて変更および置換され得ることを、当業者は諒解されよう。例えば、様々な異なる冷却剤および燃料タイプは、例示的な実施形態および方法に単に例示的な実施形態の適切な動作および燃料供給を介して適合し、特許請求の範囲に含まれる。そのような変形は、これらの特許請求の範囲から逸脱するものと見なされるべきではない。

Claims (20)

1. 原子炉と、
   前記原子炉に接続する少なくとも1つの一次冷却材ループと、
   前記原子炉に接続する少なくとも1つの緊急冷却剤源を備え、
   前記原子炉が、一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源から一体的に調整可能である、
   電気を商業的に生成するための簡略化された原子炉システム。
2. 格納容器をさらに備え、
   前記原子炉は、前記格納容器の内部にあり、前記緊急冷却剤源は、前記格納容器の外側にあり、前記格納容器は、全体が地下である、請求項1に記載のシステム。
3. 前記格納容器は、地上からアクセス可能な上部シールドに人によるアクセスポイントを有する、請求項2に記載のシステム。
4. 前記原子炉が、その幅を少なくとも3. 9倍上回る高さを有する最大1000メガワット−熱定格沸騰水型原子炉である、請求項2に記載のシステム。
5. 前記格納容器は、緊急冷却のための開いた冷却剤プールを含まない、請求項2に記載のシステム。
6. 一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源を原子炉に接続する複数の隔離弁をさらに備え、
   前記隔離弁の各々は、一次および二次アクチュエータを含み、原子炉と一体であり、一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源のうちの1つに接続される、
   請求項1に記載のシステム。
7. 前記原子炉を囲む格納容器と、
   複数の貫通シールをさらに備え、
   前記隔離バルブの各々は、前記原子炉の外側の前記一次冷却剤ループおよび前記緊急冷却剤源のうちの1つに接続され、
   前記貫通シールの各々は、前記隔離バルブの各々において前記格納容器を封止する請求項６に記載のシステム。
8. 流体冷却剤を前記反応器に又は前記反応器から移動させる全ての貫通部は、前記隔離弁のうちの少なくとも1つを含み、前記格納容器が300 psigまで流体密閉である、請求項7に記載のシステム。
9. 前記格納容器および前記緊急冷却剤源を取り囲むサイロをさらに備え、
   前記サイロは、前記格納容器、前記緊急冷却剤源、および前記原子炉への地震衝撃を低減するように構成された地震構造体である、請求項1に記載のシステム。
10. 原子炉と、
    原子炉を完全かつ不透過的に囲む格納容器と、
    前記原子炉に前記格納容器を介して接続する少なくとも1つの一次冷却材ループと、
    前記格納容器の外側の、前記格納容器を介して原子炉に接続されている少なくとも1つの緊急冷却剤源を備え、
    前記格納容器の内部にオープン冷却剤源またはアクティブ冷却剤ポンプが存在しない、
    電気を商業的に生成するための簡略化された原子炉設備。
11. 前記緊急冷却剤源は、前記原子炉の冷却剤を凝縮し、前記原子炉から周囲環境へ熱を伝達するように構成されたプールを有する隔離凝縮器システムである、請求項10に記載の設備。
12. 前記隔離凝縮器および前記一次冷却剤ループはそれぞれ、前記原子炉の複数の隔離弁のうちの2つに前記格納容器で接合される、請求項11に記載の設備。
13. 前記隔離バルブの各々は、一次および二次アクチュエータを含み、
    前記隔離バルブの各々は、前記原子炉と一体であり、
    前記隔離バルブの各々は、受動的に開かれ、受動的に密閉されるように構成される、請求項12に記載の設備。
14. 前記隔離凝縮器は、過渡事象の検出時に開閉するように構成された隔離弁に接合し、前記一次冷却剤ループは、前記過渡事象の検出時に閉鎖または閉鎖するように構成された隔離弁に接合する、請求項13に記載の設備。
15. 複数の貫通シールをさらに備え、前記貫通シールの各々は、前記隔離バルブの各々において前記格納容器を封止する請求項13に記載の設備。
16. 流体冷却剤を前記反応器に又は前記反応器から移動させる全ての貫通部が、前記隔離弁のうちの少なくとも1つを含み、前記格納容器が300 psigまで流体密閉である、請求項15に記載の設備。
17. 前記原子炉が、その幅を少なくとも3. 9倍上回る高さを有する最大1000メガワット−熱定格沸騰水型原子炉である、請求項13に記載の設備。
18. 前記格納容器は全体が地下にある、請求項13に記載の施設。
19. 前記格納容器および前記緊急冷却剤源を取り囲むサイロをさらに備え、
    前記サイロは、前記格納容器、前記緊急冷却剤源、および前記原子炉への地震衝撃を低減するように構成された地震構造体である、請求項13に記載の設備。
20. 少なくとも3. 9の因子によってその幅を超える高さを有する最大1000メガワット−熱定格沸騰水型原子炉と、
    原子炉を完全かつ不透過的に囲む格納容器を備え、前記格納容器の内部に開放冷却剤源または能動ポンプが存在せず、前記格納容器は全体が地下にあり、
    原子炉に格納容器を介して接続する少なくとも1つの一次冷却材ループと、
    前記格納容器の外側で、前記格納容器を介して原子炉に接続する少なくとも1つの緊急冷却剤源を備え、前記一次冷却剤ループおよび前記緊急冷却剤源は、前記原子炉内の原子炉と一体であり、
    前記1次冷却剤ループおよび前記緊急冷却剤源を前記原子炉に前記原子炉に接続する複数の隔離弁を備え、前記隔離弁の各々は、一次および二次アクチュエータを含み、前記隔離弁の各々は、前記原子炉と一体であり、
    複数の貫通シールを備え、前記貫通シールラインの各々は、前記隔離バルブの各々において前記格納容器を封止し、
    前記格納容器および前記緊急冷却剤源を取り囲むを備え、前記サイロは、前記格納容器、前記緊急冷却剤源、および前記原子炉への地震衝撃を低減するように構成された地震構造体である、
    電気を商業的に生成するための原子炉発電プラント。
    

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