RU2774804C2 - Floating nuclear reactor with self-cooling bearing structure of reactor containment and emergency heat exchange system - Google Patents
Floating nuclear reactor with self-cooling bearing structure of reactor containment and emergency heat exchange system Download PDFInfo
- Publication number
- RU2774804C2 RU2774804C2 RU2020116499A RU2020116499A RU2774804C2 RU 2774804 C2 RU2774804 C2 RU 2774804C2 RU 2020116499 A RU2020116499 A RU 2020116499A RU 2020116499 A RU2020116499 A RU 2020116499A RU 2774804 C2 RU2774804 C2 RU 2774804C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- barge
- nuclear reactor
- containment
- wall
- reactor vessel
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 44
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 114
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims abstract description 40
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 68
- 239000000789 fastener Substances 0.000 claims description 5
- 230000001681 protective Effects 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 5
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 4
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000007769 metal material Substances 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminum Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000003303 reheating Methods 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯBACKGROUND OF THE INVENTION
ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯFIELD OF THE INVENTION
Настоящее изобретение относится к плавучему энергетическому ядерному реактору. Более конкретно, настоящее изобретение относится к плавучему энергетическому ядерному реактору, содержащему баржу, которая располагается на плаву во внутреннем пространстве большого заполненного водой резервуара, и причем энергетический ядерный реактор располагается на барже. Еще более конкретно, энергетический ядерный реактор по настоящему изобретению имеет несущую конструкцию защитной оболочки реактора, которая является самоохлаждающейся. Кроме того, настоящее изобретение относится к аварийной системе охлаждения для энергетического ядерного реактора. В дополнение к этому, настоящее изобретение относится к подвесной конструкции для поддержания баржи в условии по уровню в заполненном водой резервуаре. Подвесная конструкция также предотвращает вступление баржи в контакт с резервуаром, и она может перемещаться вверх и вниз относительно резервуара.The present invention relates to a floating nuclear power reactor. More specifically, the present invention relates to a floating nuclear power reactor comprising a barge that is floating in the interior of a large water-filled reservoir, and wherein the nuclear power reactor is located on the barge. Even more specifically, the nuclear power reactor of the present invention has a reactor containment carrier structure that is self-cooling. In addition, the present invention relates to an emergency cooling system for a nuclear power reactor. In addition, the present invention relates to a suspended structure for maintaining a barge in a level condition in a water-filled tank. The suspended structure also prevents the barge from coming into contact with the tank, and it can move up and down relative to the tank.
ОПИСАНИЕ УРОВНЯ ТЕХНИКИDESCRIPTION OF THE PRIOR ART
В большинстве энергетических ядерных реакторов первичный водяной насос с электрическим приводом подает охлаждающую воду в реактор. Во многих случаях предусматривается вторичный или запасной водяной насос на тот случай, если первичный водяной насос прекратит работу.In most nuclear power reactors, an electrically driven primary water pump supplies cooling water to the reactor. In many cases, a secondary or backup water pump is provided in case the primary water pump fails.
Однако, если источник электрической энергии для водяного насоса или водяных насосов будет разрушен, например, при цунами, тайфуне или землетрясении, водяные насосы не смогут качать охлаждающую воду в реактор, что может привести в результате к опасному расплавлению. Кроме того, в некоторых ситуациях трубы, подающие охлаждающую воду в реактор, могут выйти из строя по естественным причинам или из-за нападения террористов.However, if the electrical power source for the water pump or water pumps is destroyed, such as by a tsunami, typhoon, or earthquake, the water pumps will not be able to pump cooling water into the reactor, which could result in a dangerous meltdown. In addition, in some situations, the pipes supplying cooling water to the reactor may fail due to natural causes or due to a terrorist attack.
В настоящее время доступны наземные системы охлаждения реакторов, которые хранят воду в резервуаре, выше уровня реактора, которая будет пассивно поступать в реактор в случае отказа насоса или отключения электричества. Эти резервуары конструируются так, чтобы они содержали достаточно воды для охлаждения системы в течение трех дней, пока не придет помощь и не закачают дополнительную воду снаружи. Проблема заключается в том, что вода хранится в этих резервуарах в конечном количестве.Ground-based reactor cooling systems are currently available that store water in a reservoir, above the level of the reactor, that will passively flow into the reactor in the event of a pump failure or a power outage. These tanks are designed to hold enough water to cool the system for three days until help arrives and pumps in additional water from outside. The problem is that water is stored in these tanks in a finite amount.
Резервуары будут работать в случае отключения системы безопасности, как в Фукусиме, Япония, но не будут работать в случае разрыва трубы с утечкой большого количества воды в окружающую среду. Активная зона реактора будет нагревать воду, подаваемую из резервуара, и водяной пар будет уходить через разрыв трубы и вода будет вытекать. После того как вода вытечет, активная зона реактора расплавится из-за перегрева и взорвется. Следовательно, необходимо иметь возможность подачи неограниченного количества воды для компенсации потерь воды через протекающую трубу.The tanks will work in the event of a safety shutdown, as in Fukushima, Japan, but will not work if a pipe breaks, leaking large amounts of water into the environment. The reactor core will heat the water supplied from the tank and the water vapor will escape through the pipe break and the water will flow out. After the water flows out, the reactor core will melt due to overheating and explode. Therefore, it is necessary to be able to supply an unlimited amount of water to compensate for water losses through a leaking pipe.
Кроме того, сегодняшние реакторы защищены мощными несущими конструкциями защитной оболочки реактора, но это не является решением при разрыве трубы внутри или снаружи камер защитной оболочки. Нападение террористов на турбинный зал снаружи несущей конструкции защитной оболочки реактора, вероятно, опаснее, чем нападение на несущую конструкцию защитной оболочки реактора, поскольку такое нападение привело бы в результате к множеству разрывов труб, то есть к разрыву водяного контура между реактором, турбиной и конденсатором. Такое нападение могло бы также приводить в результате к разрушению электрических систем контроля. Это могло бы приводить в результате к потере поступления воды в реактор, при этом аварийный запас воды не сможет компенсировать все протекающие трубы. В такой ситуации реактор перегреется без отвода тепла и взорвется.In addition, today's reactors are protected by heavy reactor containment load-bearing structures, but this is not a solution for a pipe rupture inside or outside the containment chambers. A terrorist attack on the turbine hall outside the reactor containment structure is probably more dangerous than an attack on the reactor containment structure, since such an attack would result in many pipe ruptures, i.e., a rupture of the water circuit between the reactor, turbine and condenser. Such an attack might also result in the destruction of electrical control systems. This could result in a loss of water supply to the reactor, and the emergency supply of water would not be able to compensate for all the leaking pipes. In such a situation, the reactor will overheat without heat removal and explode.
Заявитель ранее получил патенты США №9378855, 9396823 и 9502143, относящиеся к плавучим энергетическим ядерным реакторам. Указанные выше патенты представляют собой значительный шаг вперед в данной области, и настоящее изобретение представляет дополнительные усовершенствования в данной области несколькими способами.Applicant has previously received US Pat. The above patents represent a significant advance in this area, and the present invention represents further improvements in this area in several ways.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION
Этот раздел приведен для ознакомления с выбором концепций в упрощенной форме, которые дополнительно описываются ниже в разделе «Подробное описание». Этот раздел не предназначен для идентификации ключевых аспектов или главных аспектов заявляемого объекта изобретения. Кроме того, этот раздел не предназначен для использования в качестве помощи при определении объема заявляемого объекта изобретения.This section is provided to introduce a selection of concepts in a simplified form, which are further described below in the "Detailed Description" section. This section is not intended to identify key aspects or major aspects of the claimed subject matter. In addition, this section is not intended to be used as an aid in determining the scope of the claimed subject matter.
Описывается плавучий ядерный реактор. Плавучий ядерный реактор по настоящему изобретению содержит в целом прямоугольный резервуар, имеющий нижнюю стенку, вертикально стоящую первую торцевую стенку, вертикально стоящую вторую торцевую стенку, вертикально стоящую первую боковую стенку и вертикально стоящую вторую боковую стенку. Резервуар может иметь иные формы, чем прямоугольная. Каждая из первой торцевой стенки, второй торцевой стенки, первой боковой стенки и второй боковой стенки резервуара имеет наружную сторону, внутреннюю сторону, нижний конец и верхний конец. Резервуар углублен в землю, при этом в резервуаре содержится вода. Верхний конец резервуара может находиться на уровне земли или выше уровня земли.A floating nuclear reactor is described. The floating nuclear reactor of the present invention comprises a generally rectangular vessel having a bottom wall, a vertically standing first end wall, a vertically standing second end wall, a vertically standing first side wall, and a vertically standing second side wall. The reservoir may have shapes other than rectangular. Each of the first end wall, the second end wall, the first side wall and the second side wall of the tank has an outer side, an inner side, a lower end and an upper end. The tank is deepened into the ground, while the tank contains water. The top end of the tank may be at ground level or above ground level.
Баржа расположена на плаву в резервуаре, при этом баржа имеет нижнюю стенку, первую торцевой стенку, первую боковую стенку, вторую боковую стенку и открытый второй конец.The barge is located afloat in the tank, while the barge has a bottom wall, a first end wall, a first side wall, a second side wall and an open second end.
Ядерный реактор расположен в барже. Ядерный реактор содержит первую защитную оболочку, которая предпочтительно имеет цилиндрическую основную секцию, верхнюю секцию и нижнюю секцию. Первая защитная оболочка выполнена из нержавеющей стали или из другого пригодного материала. Первая защитная оболочка расположена на открытом конце баржи, при этом боковые стороны первой защитной оболочки находятся в зацеплении с концами боковых стенок баржи, закрывая открытый конец баржи. Это расположение первой защитной оболочки обеспечивает контакт части наружной стороны первой защитной оболочки с водой в резервуаре для охлаждения первой защитной оболочки. Первая защитная оболочка образует герметичное внутреннее отделение. Во внутреннем отделении первой защитной оболочки расположен корпус реактора с образованием воздушного отделения между наружной стороной корпуса реактора и внутренней стороной первой защитной оболочки. Корпус реактора поддерживается внутри первой защитной оболочки множеством креплений. Корпус реактора может располагаться по центру внутри первой защитной оболочки или смещенным вбок от центральной оси первой защитной оболочки.The nuclear reactor is located in a barge. The nuclear reactor comprises a first containment, which preferably has a cylindrical main section, an upper section and a lower section. The first containment is made of stainless steel or other suitable material. The first containment is located at the open end of the barge, while the sides of the first containment are engaged with the ends of the side walls of the barge, closing the open end of the barge. This arrangement of the first containment ensures that part of the outer side of the first containment is in contact with the water in the first containment cooling tank. The first containment forms a sealed inner compartment. The reactor vessel is located in the inner compartment of the first containment to form an air compartment between the outer side of the reactor vessel and the inner side of the first containment. The reactor vessel is supported within the first containment by a plurality of fasteners. The reactor vessel may be centrally located within the first containment, or offset laterally from the central axis of the first containment.
Первая защитная оболочка имеет установленный на ней на ее нижнем конце затвор или запорный элемент, который избирательно закрывает нижнее отверстие в первой защитной оболочке. Нижнее отверстие в первой защитной оболочке находится в гидравлическом сообщении с водой в резервуаре, когда затвор или запорный элемент открыт, так что воздушное отделение может заполняться водой. Первая защитная оболочка может также иметь проходящую от ее нижнего конца нижнюю водяную трубу, которая находится в гидравлическом сообщении с воздушным отделением. В этой нижней трубе расположен нормально закрытый односторонний клапан. Наружный конец нижней трубы находится в гидравлическом сообщении с водой в резервуаре. Когда односторонний клапан в водяной трубе находится в закрытом положении, текучая среда в воздушном отделении не может вытекать наружу по водяной трубе. Когда односторонний клапан в водяной трубе открыт, вода из резервуара может проходить вверх по водяной трубе для заполнения водой воздушного отделения.The first containment has a closure or locking element installed on it at its lower end, which selectively closes the lower opening in the first containment. The lower opening in the first containment is in fluid communication with the water in the reservoir when the closure or closure is opened so that the air space can be filled with water. The first containment may also have a lower water pipe extending from its lower end, which is in fluid communication with the air compartment. This downpipe contains a normally closed one-way valve. The outer end of the downpipe is in hydraulic communication with the water in the tank. When the one-way valve in the water pipe is in the closed position, the fluid in the air compartment cannot flow out through the water pipe. When the one-way valve in the water pipe is opened, water from the tank can flow up the water pipe to fill the air compartment with water.
Корпус реактора расположен во внутреннем отделении первой защитной оболочки и поддерживается в нем креплениями, которые простираются между внешними стенками корпуса реактора и внутренними сторонами первой защитной оболочки. В одном варианте осуществления корпус реактора расположен по центру внутри первой защитной оболочки. Во втором варианте осуществления корпус реактора смещен от центральной оси первой защитной оболочки. Корпус реактора имеет внутреннее отделение, которое заполнено текучей средой.The reactor vessel is located in the inner compartment of the first containment and is supported therein by fasteners that extend between the outer walls of the reactor vessel and the inner sides of the first containment. In one embodiment, the reactor vessel is located centrally within the first containment. In the second embodiment, the reactor vessel is offset from the central axis of the first containment. The reactor vessel has an internal compartment which is filled with fluid.
Верхняя секция корпуса реактора имеет проходящую вверх от него верхнюю трубу или трубку, которая находится в гидравлическом сообщении с внутренним отделением корпуса реактора. В проходящей вверх из корпуса реактора верхней трубе расположен необязательный первый клапан. Первый клапан представляет собой электрический клапан открытия-закрытия, который нормально закрыт, но который открывается, если от него отключается электропитание. Множество разнесенных друг от друга охлаждающих трубок находятся в гидравлическом сообщении с верхней трубкой и простираются вниз от нее между первой защитной оболочкой и корпусом реактора в воздушном отделении. Нижние концы охлаждающих трубок гидравлически соединены с нижней трубой или трубкой, которая простирается вниз от корпуса реактора. В нижней трубке расположен необязательный второй клапан. Необязательный второй клапан представляет собой электрический клапан открытия-закрытия, который нормально закрыт, но который открывается, если от него отключается электропитание. В верхней трубке после необязательного первого клапана расположен нормально закрытый и необязательный односторонний третий клапан. Необязательный третий клапан, будучи закрыт, предотвращает протекание воды вверх в охлаждающей трубке в верхнюю секцию корпуса реактора. В нижней трубке после необязательного второго клапана расположен нормально закрытый и необязательный односторонний четвертый клапан. Необязательный четвертый клапан, будучи закрыт, предотвращает вытекание воды в корпусе реактора из него наружу.The upper section of the reactor vessel has an upper tube or tube extending upward from it, which is in fluid communication with the internal compartment of the reactor vessel. An optional first valve is located in the top tube extending upwards from the reactor vessel. The first valve is an electrical open-close valve that is normally closed but opens when power is removed from it. A plurality of spaced apart cooling tubes are in fluid communication with and extend downward from the top tube between the first containment and the reactor vessel in the air compartment. The lower ends of the cooling tubes are hydraulically connected to a bottom tube or tube that extends downward from the reactor vessel. An optional second valve is located in the lower tube. The optional second valve is an electrical open-close valve that is normally closed but opens when power is removed from it. In the upper tube, after the optional first valve, there is a normally closed and optional one-way third valve. An optional third valve, when closed, prevents water from flowing upward in the cooling tube into the upper section of the reactor vessel. Downstream of the optional second valve is a normally closed and optional one-way fourth valve. An optional fourth valve, when closed, prevents water in the reactor vessel from flowing out of it.
Теплообменник расположен смежно с первой защитной оболочкой и содержит основную секцию, верхнюю секцию и нижнюю секцию. Конструкция теплообменника может принимать множество форм. Теплообменник содержит наружную стенку или вторую защитную оболочку, которая выполнена из металла. Внутри второй защитной оболочки теплообменника расположен корпус, который поддерживается в нем креплениями. Корпус имеет внутреннее отделение, которое заполнено текучей средой.The heat exchanger is located adjacent to the first containment and contains the main section, the upper section and the lower section. The design of a heat exchanger can take many forms. The heat exchanger contains an outer wall or a second protective shell, which is made of metal. Inside the second protective shell of the heat exchanger there is a casing, which is supported in it by fasteners. The housing has an internal compartment which is filled with fluid.
Первая секция трубки находится в гидравлическом сообщении с внутренним отделением корпуса реактора и простирается наружу от него и простирается через первую защитную оболочку, через вторую защитную оболочку теплообменника, а затем через корпус теплообменника в его внутреннее отделение. Вторая секция трубки простирается от первой секции трубки во внутреннем отделении. Третья секция трубки простирается от второй секции трубки, через стенку корпуса теплообменника, через наружную стенку теплообменника и через защитную оболочку и через стенку корпуса реактора, так что она находится в гидравлическом сообщении с внутренним отделением корпуса реактора. Четвертая секция трубки простирается от внутреннего отделения теплообменника к турбине. Возвратная линия или трубка простирается от выходной стороны турбины во внутреннее отделение теплообменника. Турбина приводит в действие генератор обычным образом, при этом генератор имеет линии электропередач, простирающиеся от него обычным образом.The first section of the tube is in fluid communication with and extends outward from the inner compartment of the reactor vessel and extends through the first containment shell, through the second containment shell of the heat exchanger, and then through the heat exchanger shell into its inner compartment. The second section of the tube extends from the first section of the tube in the inner compartment. The third tube section extends from the second tube section, through the wall of the heat exchanger, through the outer wall of the heat exchanger, and through the containment and through the wall of the reactor vessel, so that it is in fluid communication with the internal compartment of the reactor vessel. The fourth section of the tube extends from the inner compartment of the heat exchanger to the turbine. The return line or tube extends from the outlet side of the turbine into the interior of the heat exchanger. The turbine drives a generator in a conventional manner, with the generator having power lines extending from it in a conventional manner.
Когда энергетический ядерный реактор функционирует обычным образом, необязательные первый, второй, третий и четвертый клапаны, если они используются, будут закрыты. Если первый, второй, третий и четвертый клапаны не используются, циркуляции текучей среды через узел охлаждающих трубок не будет. Нагретая текучая среда или водяной пар, создаваемый во внутреннем отделении корпуса реактора, будет высвобождаться в корпус теплообменника посредством верхней секции трубки. По мере того, как нагретая текучая среда или водяной пар проходит через верхнюю секцию трубки, промежуточную секцию трубки и нижнюю секцию трубки, текучая среда во внутреннем отделении корпуса теплообменника будет нагреваться. Нагретая текучая среда и/или водяной пар во внутреннем отделении корпуса теплообменника будет высвобождаться в турбину, приводя в действие турбину и генератор, приводимый в действие турбиной. Возвратная линия для текучей среды и/или водяного пара простирается от выходной стороны турбины до внутреннего отделения корпуса теплообменника.When the nuclear power reactor is operating normally, the optional first, second, third and fourth valves, if used, will be closed. If the first, second, third and fourth valves are not used, there will be no circulation of fluid through the cooling tube assembly. The heated fluid or steam generated in the interior of the reactor vessel will be released into the heat exchanger vessel via the top section of the tube. As the heated fluid or water vapor passes through the top tube section, the intermediate tube section, and the bottom tube section, the fluid in the interior of the heat exchanger housing will be heated. The heated fluid and/or steam in the interior of the heat exchanger housing will be released into the turbine, driving the turbine and a generator driven by the turbine. The return line for fluid and/or steam extends from the outlet side of the turbine to the interior of the heat exchanger housing.
Если ядерный реактор перегревается или давление в нем становится слишком высоким, затвор на нижнем конце первой защитной оболочки откроется для заполнения водой воздушного отделения корпуса реактора, чтобы охладить его, а также узел охлаждающих трубок. Первый клапан, второй клапан, третий клапан и четвертый клапан, если они используются, откроются, чтобы дать возможность горячей текучей среде и/или водяному пару из внутреннего отделения корпуса реактора проходить через охлаждающие трубки, которые находятся в контакте с водой в воздушном отделении, для охлаждения текучей среды и/или водяного пара в охлаждающих трубках.If the nuclear reactor overheats or becomes too pressurized, a shutter at the lower end of the first containment will open to fill the reactor pressure vessel air compartment with water to cool it as well as the cooling tube assembly. The first valve, second valve, third valve, and fourth valve, if used, will open to allow hot fluid and/or water vapor from the interior of the reactor vessel to pass through cooling tubes that are in contact with water in the air compartment, to cooling the fluid and/or water vapor in the cooling tubes.
Множество узлов подвеса соединяют баржу с резервуаром, чтобы поддерживать баржу в условии по уровню. Узлы подвеса также позволяют барже перемещаться вниз и вверх в резервуаре в случае удара самолета, удара ракеты или землетрясения. Узлы подвеса также предотвращают вступление баржи в контакт с резервуаром.A plurality of suspension units connect the barge to the tank to keep the barge in level condition. Suspensions also allow the barge to move up and down in the tank in the event of an aircraft strike, missile strike or earthquake. Suspensions also prevent the barge from coming into contact with the tank.
Главной задачей изобретения является создание усовершенствованного плавучего энергетического ядерного реактора.The main objective of the invention is to create an improved floating nuclear power reactor.
Другой задачей изобретения является создание плавучего энергетического ядерного реактора, имеющего аварийную систему теплообмена.Another object of the invention is the creation of a floating nuclear power reactor having an emergency heat exchange system.
Другой задачей изобретения является создание плавучего энергетического ядерного реактора, причем ядерный реактор располагается на барже, которая плавает в воде резервуара или в массе воды.Another object of the invention is to provide a floating nuclear power reactor, wherein the nuclear reactor is located on a barge that floats in the water of a reservoir or in a body of water.
Другой задачей изобретения является создание энергетического ядерного реактора, который установлен на барже, плавающей в резервуаре, при этом предусмотрены узлы подвеса для поддержания баржи и ядерного реактора в условии по уровню и для того, чтобы позволить барже перемещаться вверх и вниз в резервуаре.Another object of the invention is to provide a nuclear power reactor that is mounted on a barge floating in a tank, with suspension units provided to keep the barge and the nuclear reactor in level condition and to allow the barge to move up and down in the tank.
Другой задачей изобретения является создание плавучего энергетического ядерного реактора, у которого часть защитной оболочки находится в контакте с водой в резервуаре.Another object of the invention is to provide a floating nuclear power reactor in which part of the containment is in contact with the water in the tank.
Другой задачей изобретения является создание плавучего энергетического ядерного реактора, содержащего уникальный узел охлаждающих трубок, связанных с ним.Another object of the invention is to provide a floating nuclear power reactor having a unique cooling tube assembly associated with it.
Эти и другие задачи будут очевидны специалистам в данной области техники.These and other objects will be apparent to those skilled in the art.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙBRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS
Неограничивающие и неисчерпывающие варианты осуществления настоящего изобретения описываются со ссылками на следующие далее фигуры, где сходные ссылочные номера относятся к сходным деталям на различных видах, если не указано иного.Non-limiting and non-exhaustive embodiments of the present invention are described with reference to the following figures, where like reference numbers refer to like parts in different views, unless otherwise indicated.
Фиг.1 представляет собой общий вид в перспективе, иллюстрирующий плавучий энергетический ядерный реактор по настоящему изобретению, плавающий в заполненном водой резервуаре;Fig. 1 is a general perspective view illustrating the floating nuclear power reactor of the present invention floating in a water-filled tank;
Фиг. 2 представляет собой частичный вид в разрезе, если смотреть сверху на плавучий энергетический ядерный реактор по настоящему изобретению;Fig. 2 is a partial sectional view as viewed from above of the floating nuclear power reactor of the present invention;
Фиг. 2А представляет собой вид, сходный с Фиг. 2, за исключением того, что корпус ядерного реактора на Фиг. 2 перемещен ближе к металлической конструкции защитной оболочки реактора;Fig. 2A is a view similar to FIG. 2, except that the nuclear reactor vessel of FIG. 2 moved closer to the metal structure of the reactor containment;
Фиг. 3 представляет собой вид в разрезе плавучего энергетического ядерного реактора по настоящему изобретению;Fig. 3 is a sectional view of a floating nuclear power reactor of the present invention;
Фиг. 3А представляет собой вид, сходный с Фиг. 3, за исключением того, что корпус реактора перемещен ближе к одной стороне металлической защитной оболочки;Fig. 3A is a view similar to FIG. 3, except that the reactor vessel has been moved closer to one side of the metal containment;
Фиг. 4 представляет собой вид в разрезе части плавучего энергетического ядерного реактора по настоящему изобретению;Fig. 4 is a sectional view of a portion of a floating nuclear power reactor of the present invention;
Фиг. 5 представляет собой вид в разрезе, сходный с Фиг. 3, за исключением того, что конструкция защитной оболочки реактора заполнена аварийной охлаждающей водой; иFig. 5 is a sectional view similar to FIG. 3, except that the reactor containment structure is filled with emergency cooling water; and
Фиг. 6 представляет собой вид, сходный с Фиг. 2, за исключением того, что направляющие узлов подвеса прикреплены к барже вместо резервуара, а цепи узлов подвеса прикреплены к резервуару.Fig. 6 is a view similar to FIG. 2, except that the hanger rails are attached to the barge instead of the tank, and the hanger chains are attached to the tank.
ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯDESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS
Варианты осуществления описываются более полно ниже со ссылками на прилагаемые фигуры, которые составляют его часть и в качестве иллюстрации показывают конкретные иллюстративные варианты осуществления. Эти варианты осуществления описываются достаточно подробно, чтобы обеспечить возможность осуществления изобретения специалистами в данной области техники. Однако варианты осуществления могут быть реализованы во множестве различных форм и не должны рассматриваться как ограниченные приведенными здесь вариантами осуществления. Поэтому нижеследующее подробное описание не должно восприниматься в ограничивающем смысле, при этом объем настоящего изобретения определяется только прилагаемой формулой изобретения.Embodiments are described more fully below with reference to the accompanying figures, which form part of it and show specific exemplary embodiments by way of illustration. These embodiments are described in sufficient detail to enable those skilled in the art to carry out the invention. However, the embodiments may be implemented in a variety of different forms and should not be construed as limited to the embodiments provided herein. Therefore, the following detailed description should not be taken in a limiting sense, and the scope of the present invention is determined only by the appended claims.
Заявитель ранее получил патенты США №№9378855, 9396823 и 9502143, относящиеся к плавучим энергетическим ядерным реакторам. Заявитель включил раскрытие упомянутых выше патентов во всей их полноте сюда по ссылке для завершения данного раскрытия при необходимости. Используемый в настоящем документе термин текучая среда может включать водяной пар.Applicant has previously received US Pat. The Applicant has incorporated the disclosure of the above patents in their entirety here by reference to complete this disclosure where appropriate. As used herein, the term fluid may include steam.
Плавучий ядерный реактор по настоящему изобретению обозначен в целом ссылочным номером 10. Ядерный реактор 10 плавает в бетонном резервуаре 12, имеющем нижнюю (донную) стенку 14, первую торцевую стенку 16, вторую торцевую стенку 18, первую боковую стенку 20, вторую боковую стенку 22 и открытый верхний конец 24. Резервуар 12 углублен в землю 26, как видно на Фиг. 1, так что верхний конец 24 резервуара 12 находится на уровне 28 земли или выше него. Резервуар 12 частично заполнен водой 30 из источника воды. Резервуар 12 также может представлять собой массу воды. Предпочтительно, вода 30 поступает в резервуар 12 под действием силы тяжести.The floating nuclear reactor of the present invention is designated generally with
Номер 32 относится к баржеподобному судну (далее - «баржа»), которое(ая) плавает в резервуаре 12. Баржа 32 содержит нижнюю стенку 34, первую боковую стенку 36, вторую боковую стенку 38, полукруглую торцевую стенку 40 и открытый конец 41 на концах 42 и 43 боковых стенок 36 и 38 соответственно. Баржа 32 выполнена из металлического материала, такого как нержавеющая сталь, сталь, железо, алюминий или другой пригодный материал. Баржа 32 поддерживается в резервуаре 12 множеством верхних узлов 44, 46, 48, 50, 52, 54, 56 и 58 подвеса, которые простираются между баржей 32 и резервуаром 12, как будет подробно описано ниже. Баржа 32 также поддерживается в резервуаре 12 восемью нижними узлами подвеса, идентичными узлам 44, 46, 48, 50, 52, 54, 56 и 58 подвеса, которые располагаются ниже узлов 44, 46, 48, 50, 52, 54, 56 и 58 подвеса.
Номер 59 относится к ядерному реактору, который располагается в барже 32, закрывая открытый конец 41 баржи, как будет подробно объяснено ниже. Реактор 59 содержит вертикально стоящую защитную оболочку 60, которая имеет цилиндрическую основную часть 62, верхнюю секцию 64 и нижнюю секцию 66. Защитная оболочка 60 выполнена из нержавеющей стали или другого пригодного материала. Защитная оболочка 60 расположена на открытом конце 41 баржи 32, при этом стороны защитной оболочки 60 находятся в зацеплении соответственно с концами 42 и 43 боковых стенок 36 и 38 баржи 32 и прикреплены к ним посредством сварки или чего-либо подобного, закрывая открытый конец 41 баржи 32. Описанное здесь расположение защитной оболочки 60 обеспечивает контакт части наружной стороны защитной оболочки 60 с водой 30 в резервуаре 12 для охлаждения защитной оболочки 60. Защитная оболочка 60 образует герметичное внутреннее отделение 68.
Защитная оболочка 60 имеет установленный в ней затвор 70, как видно на Фиг. 2, который закрывает отверстие 71 в защитной оболочке 60. Защитная оболочка 60 может также иметь простирающуюся от ее нижнего конца трубу 72, которая находится в гидравлическом сообщении с воздушным отделением 68. В трубе 72 расположен нормально закрытый односторонний клапан 74. В некоторых случаях отверстие 71 и затвор или запорный элемент 70 могут быть не нужны.The
Корпус 75 реактора располагается в отделении 68 и имеет внутреннее отделение 76. Корпус 75 поддерживается в отделении 68 креплениями 77, которые простираются между внешними стенками корпуса 75 реактора и внутренней стороной защитной оболочки 60, как видно на Фиг. 2. Как видно на Фиг. 2, корпус 75 реактора расположен по центру в защитной оболочке 60. Фиг. 2А идентична Фиг. 2 за исключением того, что корпус 75 реактора расположен ближе к одной стороне защитной оболочки 60. Как видно на Фиг. 2А, расположение корпуса 75 реактора ближе к теплообменнику укорачивает простирающиеся между ними секции трубки, тем самым уменьшая шанс разрыва трубы или трубки в контуре.The
Верхняя секция корпуса 75 реактора содержит простирающуюся от нее трубу или трубку 78, которая находится в гидравлическом сообщении с внутренним отделением 76. В трубке 78 расположен электрический клапан 80 открытия-закрытия. В трубке 78 после клапана 80 расположен нормально закрытый односторонний клапан 81. Множество трубок 82 гидравлически соединены с трубкой 78 и простираются вниз от нее между защитной оболочкой 60 и корпусом реактора 75. Нижние концы трубок 82 гидравлически соединены с простирающейся вниз от корпуса 75 реактора трубой или трубкой 84, внутренний конец которой находится в гидравлическом сообщении с внутренним отделением 76. В трубке 84 расположен электрический клапан 86 открытия-закрытия. В трубке 84 перед клапаном 86 расположен нормально закрытый односторонний клапан 87. Клапаны 80 и 86 представляют собой электрические клапаны и являются нормально закрытыми. Если электропитание отключается, клапаны 80 и 86 переходят в свое открытое положение, чтобы обеспечить возможность прохождения через них горячей текучей среды и/или водяного пара. Открытый клапан 80 дает возможность прохождения текучей среды и/или водяного пара через него к нижнему концу трубок 82. Открытый клапан 86 дает возможность прохождения текучей среды и/или водяного пара вверх во внутреннее отделение 76 корпуса 75. Клапаны 80 и 86 отделяют контур трубки от корпуса реактора в то время, когда реактор функционирует. В случае отключения электричества или любой другой причины аварийного отключения, клапаны 80 и 86 открываются, чтобы дать возможность горячей жидкости в корпусе 75 реактора перемещаться в контур охлаждения. Когда клапаны 80 и 86 открыты, любое перемещение вверх жидкости в трубках 82 предотвращалось бы односторонними клапанами 87 и 81.The upper section of the
Клапаны 80, 81, 86 и 87 являются необязательными. Если клапаны 80, 81, 86 и 87 не используются, то циркуляции текучей среды в узле охлаждающих трубок не будет, пока воздушное отделение 68 не заполнится водой.
Номер 88 относится к вертикально стоящему теплообменнику, который расположен смежно с защитной оболочкой 60, как видно на чертежах. Теплообменник 88 содержит центральную основную часть 90, верхнюю секцию 92 и нижнюю секцию 94. Теплообменник 88 содержит наружную стенку 96, которая выполнена из металлического материала, такого как нержавеющая сталь или другой пригодный материал. Внутри теплообменника 88 расположен корпус 98, поддерживаемый в нем простирающимися между ними креплениями 100. Стенка 96 и корпус 98 образуют внутреннее отделение 99. Корпус 98 имеет внутреннее отделение 101.
Номер 102 относится к трубке, имеющей секции 104, 106 и 108 трубки. Секция 104 трубки находится в гидравлическом сообщении с корпусом 75 реактора и простирается наружу от него и простирается через защитную оболочку 60, через наружную стенку 96 теплообменника 88 и затем через корпус 98 в отделение 101. В секции 104 трубки расположен электрический клапан 142 открытия-закрытия, являющийся нормально открытым. Клапан 142 закроется, если отключится электропитание или если возникнет разрыв трубы снаружи защитной оболочки 60. Секция 106 трубки простирается от секции 104 трубки во внутреннем отделении 101, как видно на Фиг. З. В секции 108 трубки расположен электрический клапан 144 открытия-закрытия, являющийся нормально открытым. Клапан 144 закроется, если отключится электропитание или если возникнет разрыв трубы снаружи защитной оболочки 60. Секция 108 трубки простирается от секции 106 трубки через стенку корпуса 98, через наружную стенку 96 теплообменника 88, через защитную оболочку 60 и через стенку корпуса 75 реактора, таким образом находясь в гидравлическом сообщении с внутренним отделением 76 корпуса 75 реактора.
Трубка 110 простирается от внутреннего отделения 101 теплообменника 88 к турбине 112. Возвратная линия или трубка 114 простирается от выходной стороны турбины 112 до внутреннего отделения 101 теплообменника 88. Турбина 112 приводит в действие генератор 116 обычным образом, при этом генератор 116 имеет линии 118 электропередачи, проходящие от него обычным образом.The
К внутренней стороне торцевой стенки 18 прикреплена пара вертикально расположенных направляющих или каналов 120 и 122. К внутренней стороне боковой стенки 20 прикреплена пара вертикально расположенных направляющих или каналов 124 и 126. К внутренней стороне торцевой стенки 16 прикреплена пара вертикально расположенных направляющих или каналов 128 и 130. К внутренней стороне боковой стенки 22 прикреплена пара вертикально расположенных направляющих или каналов 132 и 134. Каждая из направляющих 120, 122, 124, 126, 128, 130, 132 и 134 имеет верхнее колесо и нижнее колесо, которые могут двигаться в них вертикально.Attached to the inside of the
Поскольку узлы 44, 46, 48, 50, 52, 54, 56 и 58 подвеса являются идентичными, за исключением длины, подробно будет описан только узел 48 подвеса. Узел 48 подвеса содержит верхнюю цепь 136, нижнюю цепь 138 и промежуточную цепь 140. Наружные концы цепей 136, 138 и 140 прикреплены к верхнему колесу в направляющей 122. Внутренние концы цепей 136, 138 и 140 прикреплены к барже 32. Как можно увидеть, верхняя цепь 136 простирается вверх и внутрь от направляющей 122 до баржи 32. Как также можно увидеть, нижняя цепь 138 простирается вниз и внутрь от направляющей 122 до баржи 32. Кроме того, как можно увидеть, промежуточная цепь 140 простирается горизонтально внутрь от направляющей 122 до баржи 32. Узел подвеса под узлом 46 подвеса будет подобным же образом прикреплен к нижнему колесу в направляющей 122 и к барже 32. Другие узлы подвеса будут прикрепляться к направляющим 124, 126,128, 130, 132 и 134 и к барже 32.Since the
Узлы 44, 50, 56 и 58 подвеса являются идентичными. Узлы 46, 48, 54 и 56 подвеса являются идентичными. Единственная разница между узлами 44, 50, 56, 58 подвеса и узлами 46, 48, 54 и 56 подвеса заключается в том, что узлы 46, 48, 54 и 56 подвеса несколько длиннее узлов 44, 50, 56 и 58 подвеса.The
Фиг. 6 иллюстрирует необязательную конструкцию, где направляющие 120, 122, 124, 126, 128, 130, 132 и 134 установлены на барже 32, а не на внутренних сторонах резервуара 12. В этой ситуации их цепи прикреплены к внутренним сторонам резервуара 12.Fig. 6 illustrates an optional design where guides 120, 122, 124, 126, 128, 130, 132 and 134 are mounted on
Узлы подвеса не только поддерживают баржу 32 в условии по уровню (без крена), но и позволяют барже 32 перемещаться вверх и вниз в резервуаре 12. Кроме того, узлы подвеса предотвращают вступление баржи 32 в контакт с резервуаром 12.The hangers not only keep the
Хотя является предпочтительным, чтобы каждый из узлов подвеса содержал промежуточную цепь 140, имеются некоторые случаи, когда промежуточная цепь 140 не нужна.Although it is preferred that each of the suspension nodes contain an
При нормальных рабочих условиях вода или другая жидкость в отделении 76 корпуса 75 реактора нагревается обычным образом стержнями 136. В норме, если они используются, клапаны 80 и 81 в трубке 78 будут находиться в их закрытом положении, и клапаны 86 и 87 в трубке 84 будет закрыты. Кроме того, клапан 74 в трубе 72 будет закрыт. В дополнение, затвор 70 будет закрыт. При нормальных рабочих условиях горячие текучие среды и/или водяной пар, возникающие из-за нагрева жидкости в отделении 76 корпуса 75 реактора стержнями 136, будут проходить наружу из внутреннего отделения 76 с помощью секции 104 трубки 102. Секция 104 трубки простирается наружу через защитную оболочку 60, через стенку 96 теплообменника 88 и через наружную стенку корпуса 98 во внутреннее отделение 101 теплообменника 88. Затем, по мере того как горячая жидкость или водяной пар проходит через внутреннее отделение 101, тепло из секций 104, 106 и 108 трубки будет нагревать текучую среду в отделении 101. Нагретая в отделении 101 текучая среда или водяной пар поступает в турбину 112 с помощью трубки 110. Нагретая текучая среда или водяной пар в турбине 112 будет вызывать ее вращение и приводить в действие генератор 116, так что генерируемое генератором электричество будет подаваться в электрические провода 118. Возвратная линия 114 возвращает водяной пар или горячую текучую среду в отделение 101 для повторного нагрева. При нормальных рабочих условиях тот факт, что наружная сторона защитной оболочки 60 находится в контакте с холодной водой 30 в резервуаре 12, уменьшает нагрев защитной оболочки 60.Under normal operating conditions, the water or other liquid in
Если реактор 59 перегревается или давление в нем становится слишком высоким, клапан 74 и/или затвор 70 откроется, чтобы позволить холодной воде 30 в резервуаре 12 поступать и по меньшей мере частично заполнять или заливать воздушное отделение 68, как видно на Фиг. 5. Вода в отделении 68 окружит корпус 75 реактора, охлаждая корпус 75 реактора. В дополнение к этому, откроются необязательные клапаны 80 и 81 в трубе 78 и откроются необязательные клапаны 86 и 87 в трубе 84, так что горячая текучая среда в корпусе 75 реактора потечет в трубку 82 и пойдет вниз в трубках 82. Трубки 82 окружены холодной водой в воздушном отделении 68, и она будет охлаждать горячую текучую среду или водяной пар в них. По мере того как горячая текучая среда в трубках 82 охлаждается, плотность текучей среды в трубках 82 увеличивается, вызывая движение вниз текучей среды в трубках 82. Охлажденная текучая среда или водяной пар в трубках 82 возвращается в отделение 76 для охлаждения реактора. Клапаны 81 и 87 являются предпочтительными, но необязательными, как указано. Как указано, клапан 74 и труба 72 также являются необязательными.If
В итоге, когда ядерный реактор функционирует правильно, соприкосновение наружной стороны защитной оболочки 60 с водой в резервуаре 12 будет охлаждать защитную оболочку 60. В это время необязательные клапаны 80, 81, 86 и 87 будут закрыты.As a result, when the nuclear reactor is operating correctly, the contact of the outer side of the
В это время клапан 81 будет предотвращать протекание текучей среды через него и клапан 80. В это время клапаны 86 и 87 будут предотвращать протекание через них. Если питание отключится, клапаны 80 и 86 откроются. Текучая среда из внутреннего пространства корпуса 75 реактора сможет проходить через клапаны 80 и 86. Клапаны 81 и 87 предотвращают любой обратный поток через них. Это приводит к тому, что горячая текучая среда движется от верхней секции внутреннего отделения 76, проходя через секции 78, 82 и 84 трубки в нижнюю секцию внутреннего отделения 76. Вода в воздушном отделении 68, охлаждающая текучую среду внутри корпуса 75 реактора с помощью трубок 82, будет предотвращать перегрев реактора.At this time,
Узлы подвеса, описанные выше, поддерживают баржу 32 в условии по уровню во время сильных ветров или штормов. Узлы подвеса не только поддерживают баржу 32 по уровню во время сильных ветров или штормов, но и позволяют барже 32 перемещаться вниз в резервуаре 12, поглощая некоторую часть удара, если баржа 32 и оборудование на ней подвергнется удару ракеты или самолета.The suspension units described above keep the
Таким образом, можно видеть, что изобретение решает по меньшей мере некоторые или все поставленные перед ним задачи.Thus, it can be seen that the invention solves at least some or all of its objectives.
Хотя изобретения было описано в формулировках, которые являются специфическими для определенных конструкций и технологических этапов, необходимо понимать, что изобретение, охарактеризованное в прилагаемой формуле изобретения, не обязательно ограничивается описанными конкретными конструкциями и/или этапами. Наоборот, конкретные аспекты и этапы описаны как формы осуществления заявляемого изобретения. Поскольку на практике могут быть реализованы множественные варианты осуществления изобретения без отклонения от сути и объема изобретения, настоящее изобретение изложено в формуле изобретения.Although the inventions have been described in terms that are specific to certain structures and steps, it is to be understood that the invention described in the appended claims is not necessarily limited to the particular structures and/or steps described. On the contrary, specific aspects and steps are described as forms of carrying out the claimed invention. Since multiple embodiments of the invention can be practiced without departing from the spirit and scope of the invention, the present invention is set forth in the claims.
Claims (181)
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US15/807,049 US10685751B2 (en) | 2017-11-08 | 2017-11-08 | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system |
US15/807,049 | 2017-11-08 | ||
PCT/US2018/054168 WO2019094126A2 (en) | 2017-11-08 | 2018-10-03 | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2020116499A RU2020116499A (en) | 2021-12-08 |
RU2020116499A3 RU2020116499A3 (en) | 2021-12-28 |
RU2774804C2 true RU2774804C2 (en) | 2022-06-23 |
Family
ID=
Citations (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3599589A (en) * | 1967-12-29 | 1971-08-17 | Mc Donnell Douglas Corp | Earthquake-resistant nuclear reactor station |
US3794849A (en) * | 1972-08-18 | 1974-02-26 | Ite Imperial Corp | Power transmission system for connecting floating power plant to stationary conductors |
US4057465A (en) * | 1975-08-08 | 1977-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor auxiliary heat removal system |
US4839137A (en) * | 1982-02-24 | 1989-06-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear steam supply system and method of installation |
US4919882A (en) * | 1983-10-21 | 1990-04-24 | Westinghouse Electric Corp. | Modular nuclear steam supply system and method of constructing a nuclear reactor using a modular nuclear steam supply system |
RU2188466C2 (en) * | 2000-01-11 | 2002-08-27 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Санкт-Петербургское Морское Бюро Машиностроения "Малахит" | Floating nuclear power plant |
RU2225050C1 (en) * | 2003-05-06 | 2004-02-27 | Гаврилов Сергей Дмитриевич | Method for handling reactor compartments of nuclear powered submarines (alternatives) |
US20090232267A1 (en) * | 2008-03-17 | 2009-09-17 | Korea Atomic Energy Research Institute | Emergency core cooling system having core barrel injection extension ducts |
US8867691B1 (en) * | 2011-08-26 | 2014-10-21 | Warren N. Root | Seismic safe nuclear power plant |
US20150170773A1 (en) * | 2013-12-17 | 2015-06-18 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system |
US20160314859A1 (en) * | 2013-12-17 | 2016-10-27 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure |
RU2606207C2 (en) * | 2012-01-18 | 2017-01-10 | Дснс | Submerged electricity production module |
Patent Citations (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3599589A (en) * | 1967-12-29 | 1971-08-17 | Mc Donnell Douglas Corp | Earthquake-resistant nuclear reactor station |
US3794849A (en) * | 1972-08-18 | 1974-02-26 | Ite Imperial Corp | Power transmission system for connecting floating power plant to stationary conductors |
US4057465A (en) * | 1975-08-08 | 1977-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor auxiliary heat removal system |
US4839137A (en) * | 1982-02-24 | 1989-06-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear steam supply system and method of installation |
US4919882A (en) * | 1983-10-21 | 1990-04-24 | Westinghouse Electric Corp. | Modular nuclear steam supply system and method of constructing a nuclear reactor using a modular nuclear steam supply system |
RU2188466C2 (en) * | 2000-01-11 | 2002-08-27 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Санкт-Петербургское Морское Бюро Машиностроения "Малахит" | Floating nuclear power plant |
RU2225050C1 (en) * | 2003-05-06 | 2004-02-27 | Гаврилов Сергей Дмитриевич | Method for handling reactor compartments of nuclear powered submarines (alternatives) |
US20090232267A1 (en) * | 2008-03-17 | 2009-09-17 | Korea Atomic Energy Research Institute | Emergency core cooling system having core barrel injection extension ducts |
US8867691B1 (en) * | 2011-08-26 | 2014-10-21 | Warren N. Root | Seismic safe nuclear power plant |
RU2606207C2 (en) * | 2012-01-18 | 2017-01-10 | Дснс | Submerged electricity production module |
US20150170773A1 (en) * | 2013-12-17 | 2015-06-18 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system |
US20160314859A1 (en) * | 2013-12-17 | 2016-10-27 | Palvannanathan Ganesan | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10685751B2 (en) | Floating nuclear power reactor with a self-cooling containment structure and an emergency heat exchange system | |
ES2402240T3 (en) | Submerged containment vessel for a nuclear reactor | |
JP4148417B2 (en) | Stable passive residual heat removal system for liquid metal furnace | |
ES2806383T3 (en) | Passive reactor cooling system | |
JP6305936B2 (en) | Underwater power generation module | |
EP2715734B1 (en) | Passive decay heat removal and related methods | |
RU2682901C2 (en) | Floating nuclear power reactor with self-cooling containment structure and emergency heat exchange system | |
US11569000B2 (en) | Passive containment cooling system for a nuclear reactor | |
ES2802975T3 (en) | Coolant loss accident reactor cooling system | |
US11107595B2 (en) | Floating nuclear reactor protection system | |
JP6203196B2 (en) | Power generation module | |
RU2774804C2 (en) | Floating nuclear reactor with self-cooling bearing structure of reactor containment and emergency heat exchange system | |
JP6305935B2 (en) | Diving energy generation module | |
KR101677981B1 (en) | Safty system for a nuclear power plant and nuclear power plant having the same | |
JP6305937B2 (en) | Submersible or underwater power generation module | |
US11410783B1 (en) | Underground nuclear power reactor with a blast mitigation chamber | |
JP6307443B2 (en) | Submersible power generation module | |
RU2745348C1 (en) | Integral nuclear reactor (options) | |
JPS59135397A (en) | Secondary heat transfer circuit for liquid metal reactor | |
US11848111B2 (en) | Double containment nuclear power reactor with passive cooling and radiation scrubbing | |
RU2776024C1 (en) | Method for passive cooldown of reactor plant with reactor under pressure | |
KR102341084B1 (en) | Passive Colling System for Nuclear Reactor having Anti-Sticking System for Shell and Method for Operating the Same | |
CN110462749A (en) | Nuclear facilities with fuel tank and corresponding refrigerating module | |
WO2021029985A1 (en) | Floating nuclear reactor protection system |