SA519400872B1 - مرفق تبريد في حاوية مفاعل ونظام توليد الطاقة الكهربائية - Google Patents
مرفق تبريد في حاوية مفاعل ونظام توليد الطاقة الكهربائية Download PDFInfo
- Publication number
- SA519400872B1 SA519400872B1 SA519400872A SA519400872A SA519400872B1 SA 519400872 B1 SA519400872 B1 SA 519400872B1 SA 519400872 A SA519400872 A SA 519400872A SA 519400872 A SA519400872 A SA 519400872A SA 519400872 B1 SA519400872 B1 SA 519400872B1
- Authority
- SA
- Saudi Arabia
- Prior art keywords
- reactor
- section
- electric power
- cooling
- supercritical fluid
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 148
- 238000010248 power generation Methods 0.000 title claims abstract description 105
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims abstract description 93
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 48
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 43
- 230000001965 increasing effect Effects 0.000 claims abstract description 17
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 65
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 33
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 32
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 20
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 20
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 14
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 claims description 5
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 5
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 3
- 239000013535 sea water Substances 0.000 claims description 3
- XOAAWQZATWQOTB-UHFFFAOYSA-N taurine Chemical compound NCCS(O)(=O)=O XOAAWQZATWQOTB-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 241001093575 Alma Species 0.000 claims 1
- 101100162703 Caenorhabditis elegans ani-1 gene Proteins 0.000 claims 1
- 241000272161 Charadriiformes Species 0.000 claims 1
- 241000511343 Chondrostoma nasus Species 0.000 claims 1
- 101000802894 Dendroaspis angusticeps Fasciculin-2 Proteins 0.000 claims 1
- 101000642689 Entacmaea quadricolor Delta-actitoxin-Eqd1a Proteins 0.000 claims 1
- 101000617818 Homo sapiens Solute carrier organic anion transporter family member 4A1 Proteins 0.000 claims 1
- 241000252067 Megalops atlanticus Species 0.000 claims 1
- 102100022004 Solute carrier organic anion transporter family member 4A1 Human genes 0.000 claims 1
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 235000013405 beer Nutrition 0.000 claims 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 claims 1
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 claims 1
- BQYJATMQXGBDHF-UHFFFAOYSA-N difenoconazole Chemical compound O1C(C)COC1(C=1C(=CC(OC=2C=CC(Cl)=CC=2)=CC=1)Cl)CN1N=CN=C1 BQYJATMQXGBDHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 229940096118 ella Drugs 0.000 claims 1
- 238000000705 flame atomic absorption spectrometry Methods 0.000 claims 1
- 210000002683 foot Anatomy 0.000 claims 1
- 238000000915 furnace ionisation nonthermal excitation spectrometry Methods 0.000 claims 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims 1
- 239000004071 soot Substances 0.000 claims 1
- 238000004416 surface enhanced Raman spectroscopy Methods 0.000 claims 1
- 229960003080 taurine Drugs 0.000 claims 1
- 210000001550 testis Anatomy 0.000 claims 1
- OOLLAFOLCSJHRE-ZHAKMVSLSA-N ulipristal acetate Chemical compound C1=CC(N(C)C)=CC=C1[C@@H]1C2=C3CCC(=O)C=C3CC[C@H]2[C@H](CC[C@]2(OC(C)=O)C(C)=O)[C@]2(C)C1 OOLLAFOLCSJHRE-ZHAKMVSLSA-N 0.000 claims 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 claims 1
- 238000005057 refrigeration Methods 0.000 description 24
- 238000000034 method Methods 0.000 description 22
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 21
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 14
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 14
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 9
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 9
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 9
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 9
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 9
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 7
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 7
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 7
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 6
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 230000009471 action Effects 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 4
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000009877 rendering Methods 0.000 description 4
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 4
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 230000009977 dual effect Effects 0.000 description 3
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- 238000011160 research Methods 0.000 description 3
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 3
- 101150107869 Sarg gene Proteins 0.000 description 2
- 235000015076 Shorea robusta Nutrition 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 2
- 239000004567 concrete Substances 0.000 description 2
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 238000012856 packing Methods 0.000 description 2
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 2
- 101100234002 Drosophila melanogaster Shal gene Proteins 0.000 description 1
- 206010019280 Heart failures Diseases 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 244000166071 Shorea robusta Species 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000008602 contraction Effects 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 229910003460 diamond Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010432 diamond Substances 0.000 description 1
- 239000003792 electrolyte Substances 0.000 description 1
- 230000002708 enhancing effect Effects 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 230000001939 inductive effect Effects 0.000 description 1
- 239000012774 insulation material Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000001788 irregular Effects 0.000 description 1
- 238000005461 lubrication Methods 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000000289 melt material Substances 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 208000010125 myocardial infarction Diseases 0.000 description 1
- 238000007639 printing Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000005507 spraying Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 1
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
- G21C1/326—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed next to or beside the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/02—Reactor and engine structurally combined, e.g. portable
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B35/00—Control systems for steam boilers
- F22B35/004—Control systems for steam generators of nuclear power plants
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Motor Or Generator Cooling System (AREA)
Abstract
يمكن أن يشتمل نظام التبريد في الحاوية in-vessel cooling وتوليد الطاقة power generation system وفقًا للكشف الحالي على حاوية مفاعل صغيرة الحجم small scale reactor vessel ، وهو عبارة عن قسم للتبادل الحراري heat exchange section يتم توفيره داخل حاوية المفاعل inside the reactor vessel ، ويتم تصميمه لتزويد السوائل فوق الحرجة supply supercritical fluid لتلقي الحرارة heat من نظام سائل التبريد بالمفاعل reactor coolant system في حاوية المفاعل the reactor vessel. وهو قسم لتوليد الطاقة الكهربائية an electric power production section يشتمل على توربين فوق الحرج supercritical turbine تم تصميمه لتوليد الطاقة الكهربائية to produce electric energy باستخدام طاقة السائل فوق الحرج the energy of the supercritical fluid الذي زادت درجة حرارته temperature has increased أثناء تلقي الحرارة من نظام تبريد المفاعل the reactor coolant system ، وقسم تبريد تم تصميمه لتبادل الحرارة مع السائل فوق الحرج الذي يتم تفريغه the supercritical fluid discharged بتشغيل التوربين فوق الحرج driving the supercritical turbine لتقليص ح
Description
مرفق تبريد في حاوية مفاعل ونظام توليد الطاقة الكهريائية Cooling Facility in a Reactor Vessel and Electric Power Generation System الوصف الكامل خلفية الاختراع يتعلق الكشف Aad) بطريقة التبريد method of cooling فى Liga المفاعل reactor vessel ؛ وبشكل أكثر تحديدًا» لإنتاج الطاقة power production باستخدام حرارة نظام تبريد المفاعل heat of a reactor coolant system أثناء التشغيل العادي normal operation « إنتاج طاقة الطوارئ emergency power production باستخدام حرارة نظام تبريد المفاعل heat of the reactor coolant system أثناء وقوع حادث can accident والتبريد cooling في حاوية المفاعل reactor vessel وتنقسم المفاعلات النووية Nuclear reactors إلى مفاعلات من نوع حلقة loop type Je) reactors سبيل المثال؛ مفاعلات تجارية :commercial reactors محلية (domestic 0 يتم فيها تركيب المكونات الرئيسية major components (مولد البخار steam generator « المضخة pressurizer ؛ المضخة pump » إلخ) خارج حاوية المفاعل outside a reactor vessel والمفاعلات المتكاملة integral reactors (مثل مفاعلات :SMART المحلية) التي يتم تثبيت المكونات الرئيسية داخل حاوية المفاعل. بالإضافة إلى ذلك؛ تنقسم المفاعلات reactors إلى مفاعلات نشطة active reactors 5 ومفاعلات سلبية passive reactors تعتمد على تنفيذ نظام السلامة safety system المفاعل النشط active reactor هو مفاعل يستخدم Jie active component Ua Ge المضخة All تعمل pump operated بالطاقة الكهريائية لمولد طوارئٌ 380 electric power of emergency generator أو ما شابه لتشغيل نظام أمان؛ والمفاعل السلبي هو مفاعل يستخدم مكونًا سلبيًا يعمل بواسطة الجاذبية أو ضغط الغاز أو ما شابه لتشغيل نظام السلامة.
قد يحافظ نظام الأمان السلبي في المفاعل السلبي على المفاعل بطريقة آمنة فقط باستخدام قوة طبيعية مدمجة في النظام بدون shal مشغل أو مصدر طاقة تيار متردد من فئة الأمان مثل مولد طوارئ الديزل لأكثر من فترة زمنية (72 ساعة) التي تتطلبها المتطلبات التنظيمية في حالة وقوع حادث؛ وقد يحافظ نظام السلامة على وظيفة نظام السلامة ومصدر طاقة التيار الدائم في حالات الطوارئ باستخدام إجراء المشغل أو نظام عدم السلامة بعد 72 ساعة. على عكس محطة الطاقة الحرارية thermal power plant العامة حيث يتم إيقاف توليد الحرارة عند توقف إمدادات الوقود؛ يولد المفاعل في محطة طاقة نووية الحرارة المتبقية من قلب المفاعل لفترة زمنية طويلة بواسطة منتج انشطاري يتم إنتاجه وتراكمه أثناء التشغيل العادي حتى عندما يتم 0 إيقاف التفاعل الانشطاري في قلب المفاعل. وفقا لذلك»؛ يتم تركيب مجموعة متنوعة من أنظمة السلامة لإزالة الحرارة المتبقية من القلب خلال وقوع حادث في محطة الطاقة النووية. في Als وجود محطة طاقة نووية نشطة (محطة الطاقة النووية الكورية Korea Nuclear (Power Plant يتم توفير مجموعة من مولدات الديزل الطارئة emergency diesel 635 استعدادًا لحالة انقطاع إمدادات الطاقة الكهريائية من الداخل أو الخارج في وقت 5 وقيع الحادث؛ والأكثر نشاطًا في المجال النووي. تستخدم محطات توليد الطاقة مضخة لتدوير مياه التبريد؛ وبالتالي يتم توفيرر مصدر طاقة التيار المتردد للطوارئ ذات القدرة الكبيرة a Ji Age) (diesel generator بسبب متطلبات الطاقة العالية لهذه المكونات النشطة. تم تصميم وقت مخصص عمل المشغل لمفاعل نووي نشط active nuclear reactor على افتراض 30 دقيقة تقريبًا. 0 الاستبعاد المكونات النشطة Jie exclude active components المضخة التي تتطلب كمية كبيرة من الكهرياء؛ يتم إدخال قوة مدفوعة (Jie ضغط الغاز أو الجاذبية في مفاعل نووي سلبي (U.S.
Westinghouse AP1000, Korean SMART) passive nuclear reactor تم تطويره أو تطويره لتعزيز سلامة محطة الطاقة النووية؛ وبالتالي لا تستهلك كمية كبيرة من الطاقة بخلاف المكونات الصغيرة مثل الصمام؛ وهو ضروري أساسًا لتشغيل نظام أمان سلبي. ومع ذلك؛ فيما يتعلق بتعزيز سلامة محطات الطاقة النووية؛ في محطة الطاقة النووية السلبية؛ يتم تمديد وقت
Jy عمل المشغل بشكل كبير من 30 دقيقة إلى 72 ساعة أو أكثرء وبتم استبعاد مصدر طاقة الطوارئ (مولد الديزل) يتم تطبيق المكون النشطء ومصدر طاقة التيار الدائم (البطارية (battery في حالات الطوارئ» وبالتالي يجب الحفاظ على مصدر طاقة التيار الدائم في حالات الطوارئ لأكثر من 72 ساعة. لذلك؛ فإن طاقة مصدر الطاقة الطارئة المطلوية لمحطة طاقة نووية سلبية صغيرة نسبيا بالمقارنة مع محطة طاقة نووية نشطة؛ لكنها كبيرة جدا من حيث قدرة البطارية لأنه يجب الحفاظ على قوة الطوارئ المطلوية لمحطة الطاقة النووية 72 ساعة أو أكثر. بالإضافة إلى ذلك» يتم استخدام نظام إزالة الحرارة المتبقي (نظام مياه التغذية الإضافية أو نظام إزالة الحرارة المتبقي السلبي) كنظام لإزالة حرارة نظام تبريد المفاعل (الحرارة المحسوسة لنظام تبريد المفاعل والحرارة المتبقية من القلب) استخدام مبادل حراري لإزالة الحرارة متصلاً بنظام أولي أو 0 نظام ثانوي عند وقوع حادث في محطات طاقة نووية مختلفة بما في ذلك مفاعل متكامل U.S.
Westinghouse) :801000 ؛ محطة توليد الطاقة النووية من نوع حلقة تجارية ومفاعل SMART : محلي) علاوة على ذلك؛ يتم استخدام نظام حقن الأمان كنظام لحقن مياه التبريد مباشرة في نظام المفاعل في حالة وقوع حادث لفقد المبرد للحفاظ على مستوى الماء في قلب المفاعل وإزالة حرارة نظام تبريد 5 المفاعل ( الحرارة المحسوسة لنظام تبريد المفاعل والحرارة المتبقية من القلب) باستخدام مياه التبريد المحقونة. U.S.
Westinghouse) :001000 ؛ نوع حلقة تجارية ومفاعل :SMART محلي) علاوة على ذلك؛ فإن نظام تبريد حاوية المفاعل أو نظام الرش هو نظام لتكثيف البخار باستخدام التبريد أو الرش لقمع زيادة الضغط عندما يرتفع الضغط داخل حاوية المفاعل بسبب حادث Jie حادث الفقد في المبرد loss—of-coolant accident أو البخار في الخط steam-line- (break accident 0 تتضمن طريقة البناء طريقة الرش المباشر لمياه التبريد لحاوية المفاعل (مفاعل نوع الحلقة التجارية: «(commercial loop type reactor: domestic ls. وهي طريقة لحث البخار المفرغ في حاوية المفاعل إلى خزان قمعي (مفاعل ماء مغلي تجاري (commercial boiling water reactor طريقة استخدام مبادل حراري cue داخل أو خارج حاوية المفاعل (الخرسانة المسلحة :APR +) (reinforced concrete محلي)»؛ طريقة استخدام 5 سطح الحاوية الصلب كمبادل حراري Westinghouse:0100AP) 5لا )؛ أو ما شابه ذلك.
كما هو موضح أعلاه؛ يتم تركيب أنظمة أمان مختلفة various safety systems تم تكوينها مع قطارات متعددة مع قطارين أو أكثر multiple trains with two or more trains في كل نظام مثل نظام all) الحرارة المتبقي residual heat removal system ونظام حقن الأمان
safety injection system 5 لتبريد نظام مفاعل التبريد cooling the reactor coolant Lu) system في ذلك حاوية المفاعل (reactor vessel لحماية قلب to protect Je lial the reactor core في وقت وقوع حادث time of an accident ومع «lly في السنوات الأخيرة؛ كان هناك طلب متزايد على تعزيز السلامة في محطات الطاقة النووية بسبب تأثير محطة فوكوشيما للطاقة النووية impact of Fukushima nuclear power plant (مفاعل الماء
10 المغلي (boiling water reactor وما شابه؛ وبالتالي هناك طلب متزايد على مرافق السلامة ضد حادث خطير Jie نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية ة حتى في محطة طاقة نووية محلية ذات خطر منخفض جداً لتسرب كميات كبيرة من المواد المشعة (مفاعل الماء المضغوط (pressurized water reactor بسبب استخدام حاوية مفاعل نووي ذي قدرة كبيرة جداً. في التفاصيل؛ يتم توفير مختلف مرافق السلامة للتخفيف من حادث في حالة وقوع الحادث.
5 بالإضافة إلى ذلك؛ يتم تصميم كل من مرافق السلامة مع القطارات المتعددة؛ واحتمال فشل جميع الأنظمة في وقت واحد صغير جدًا. ومع ذلك؛ مع تزايد الطلب العام على سلامة محطات الطاقة النووية؛ تم تحسين مرافق السلامة استعدادًا لحادث شديد مع احتمال حدوث منخفض جدًا. نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية هو نظام يتم توفيره لتبريد حاوية المفاعل الخارجية ة أثناء انصهار القلب لمنع حدوث ضرر في حاوية المفاعل؛ بافتراض حدوث ضرر خطير في وظيفة
0 اتتبريد الأساسية وحدث حادث شديد كذويان القلب يحدث بحيث لا تقوم مرافق السلامة بأداء وظائفها بشكل كافٍ بسبب عطل مختلف في وقت وقوع الحادث. AP1000 U.S.) (Westinghouse عندما تتضرر حاوية المفاعل» قد يتم تصريف كمية كبيرة من المواد المشعة في حاوية cde lial وقد يرتفع الضغط داخل حاوية المفاعل بسبب زيادة كمية البخار بسبب تصريف ذوبان القلب
5 والغاز المتكون من تفاعل ذويان القلب-الخرسانة. تعمل حاوية المفاعل كحاجز نهائي لمنع المواد
المشعة من تصريفها في بيئة خارجية أثناء وقوع حادث. عندما تتضرر حاوية المفاعل بسبب زيادة الضغط الداخلي؛ قد يتم إطلاق كمية كبيرة من المواد المشعة إلى بيئة خارجية. ولذلك؛ فإن نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية ة يؤدي وظيفة مهمة للغاية تتمثل في كبت المواد المشعة من تصريفها في حاوية المفاعل وزيادة الضغط الداخلي أثناء حادث شديد لمنع المواد المشعة من
تصريفها في بيثة خارجية .external environment نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية ة الذي يتم اعتماده في كل من الدولتين المحلية والأجنبية هو نظام يتم فيه ملء مياه التبريد في تجويف المفاعل الموجود في الجزء السفلي من حاوية المفاعل ويتم إدخال مياه التبريد إلى مسار تدفق التبريد في المسافة بين sale العزل الحراري وأوعية المفاعل ومن ثم يتم تفريغ البخار إلى edad) العلوي من مسار تدفق التبريد. بالإضافة إلى cally طريقة لحقن
0 معدن سائل في وقت وقوع حادث للتخفيف من ظاهرة التدفق hall الحرجة؛ وهي طريقة لضغط مياه التبريد للحث على نقل الحرارة بمرحلة واحدة» وهي طريقة لتعديل سطح حاوية المفاعل الخارجية ة لزيادة يمكن أن تأخذ في الاعتبار كفاءة نقل hall وهي طريقة لتشكيل التدفق القسري؛ وما شابه ذلك. من ناحية «jal تمتلك تقنيات توليد الطاقة فوق الحرجة تاريحًا من 100 عام تقريبًا. اقترح
Sulzer Bros 5 )1948 سوسرا) تكنولوجيا توليد الطاقة فوق الحرجة (باستخدام ثاني أكسيد الكربون)؛ وقام Emest 6. Feher )1967( الولايات المتحدة الأمريكية) بتطوير تكنولوجيا توليد الطاقة فوق الحرجة (باستخدام ثاني أكسيد الكريون) لأول مرة» وأبحاث حول القوة فوق الحرجة. يجري تنفيذ تكنولوجيا توليد الطاقة النشط في الولايات المتحدة واليابان والصين وكورياء وما شابه ذلك.
0 على الرغم من أنها لا تزال في طور التطوير والبحوث التجريبية في نطاق صغير من عدة عشرات من ميجاوات؛ فإن تكنولوجيا توليد الطاقة فوق الحرجة هي تقنية جذبت الانتباه من حيث تقليص التووبينات وزيادة كفاءة توليد الطاقة في المستقبل بسبب تطوير مبادل حراري مثل مبادل حراري للدائرة المطبوعة أو ما شابه ذلك. إن تكنولوجيا توليد الطاقة فوق الحرجة باستخدام طريقة دورة برايتون هي تقنية لتسخين سائل مضغوط فوق ضغط حرج في مبادل حراري (قسم التسخين
(heating section 25 وحقن السائل الساخن في التوربين» مما يدفع التوريين باستخدام قوة تمدد
السائل» وإنتاج الطاقة الكهريائية باستخدام القوة الدافعة وثاني أكسيد الكريون (درجة الحرارة الحرجة temperature ا011068: 31.1؛ الضغط الحرج: 7.4 ميجابسكال) والتي يسهل استخدامها بالخصائص الكيميائية والسائلة (Viscous da) ويستخدم الضغط الحرج بشكل أساسي. كما أن ضغط السائل الذي يتم تفريغه من التوربين يحافظ على ضغط مرتفع نسبيًا ويتم تبريد السائل المفرغ إلى مستوى درجة حرارة الغرفة من خلال مبادل حراري (قسم التبريد (cooling section ثم يتم نقله إلى المبادل الحراري مرة أخرى من الضاغط. من خلال تشغيل الضاغط بالقرب من النقطة الحرجة؛ يتم تقليل الطاقة المطلوية للضغط؛ مما يساهم في تحسين كفاءة توليد الطاقة. لأن تقنية توليد الطاقة فوق الحرجة تحافظ على حالة الضغط العالي في جميع العمليات؛ فمن الممكن تقليص حجم التوربين والضاغط والمبادل (hall وما شابه على نطاق ads وبالتالي فهي 0 فعالة في محطة حيث يعتبر الحيز أمر ضروري. على وحة التحديد؛ يتم تقليص المكونات عند تطبيقها على نظام السلامة في محطة الطاقة النووية؛ مما يسهل تطبيق أساس التصميم الزلزالي المعزز .strengthened seismic design basis في نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية ة في Gall ذي الصلة؛ بما أن sale العزل الحراري يجب أن تقوم بعمل عزل حراري مناسب أثناء التشغيل الطبيعي لمحطة الطاقة النووية؛ يتم سد مسار التدفق 5 بحيث تتشكل مسارات تدفق المدخل والمخرج بأن يتم فتح المادة العازلة الحرارية في وقت وقوع الحادث بشكل صحيح في الوقت المناسب؛ وهناك وقت تأخير لملء تجويف المفاعل filing the reactor cavity » ويمكن تقليل قدرة إزالة الحرارة heat removal ability بسبب ظاهرة التدفق الحراري الحرجة critical thermal flux phenomenon أو ما شابه ذلك وتبخر ele التبريد لتشكيل طبقة بخار على حاوية المفاعل الخارجية. 0 بالإضافة إلى cally هناك أيضًا بحث حول تبربد حاوية المفاعل الخارجية باستخدام فلز سائل liquid metal » لكن طريقة المعدن السائل liquid metal method تواجه صعويات 85 في صيانة المعدن السائل the maintenance of the liquid metal بالإضافة إلى ذلك» فإن طريقة تبريد حاوية المفاعل الخارجية باستخدام طريقة الضغط لها صعويات في تطبيق تدفق الدورة الطبيعية؛ وتعاني طريقة تعديل سطح حاوية المفاعل من صعويات في تصنيع 5 السطح وصيانته؛ وطريقة التدفق القسري. لديه عيب حيث يلزم تزويده بالطاقة.
من ناحية أخرى؛ تتميز طريقة التوربينات البخارية steam turbine method بحجم أكبر من التسهيلات مقارنة بالطريقة التوربينية فوق الحرجة؛ مما يؤدي إلى زيادة التكلفة عند تطبيق أساس التصميم الزلزالي المعزز. بالإضافة إلى ذلك؛ بما أن نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية يتم تشغيله من خلال إجراء المشغل في وقت وقوع الحادث؛ فإنه يلزم وجود العديد من الأجهزة والمكونات لمراقبة الحادث؛ واحتمال فشل نظام فى وضع الاستعداد فى العمل . فى وقت وقوع حادث أعلى من احتمال أن يتم تشغيل النظام الذي يتم تشغيله للعمل في وقت وقوع الحادث. ويناءة على ذلك؛ يقدم الكشف الحالي نظامًا لتوليد الطاقة وتوليد الطاقة داخل الحاوية؛ حيث يتم الاحتفاظ بمرفق لتوليد الطاقة التوربينية على نطاق واسع في الفن ذي الصلة على dls تقريباً كما يتم تثبيت مرفق لتوليد الطاقة على نطاق صغير بما في ذلك توليد الطاقة فوق الحرج. تلقي الحرارة 0 المنبعثة من حاوية المفاعل أثناء التشغيل العادي أو أثناء حادث dase الطاقة النووية. الوصف العام للاختراع يتمثل أحد أهداف الكشف Jal) في توفير نظام تبريد provide an in-vessel cooling وتوليد الطاقة داخل الحاوية power generation system الذي يتمتع بمصداقية النظام system reliability حيث يمكن تطبيق فئة safety class LoL أو التصميم SHH SEISMIC design 5 بسهولة؛ og تنفيذ التبريد داخل الحاوية in—vessel cooling أثناء التشغيل المستمر continuously operating وأثناء التشغيل العادي normal operation وكذلك خلال حادث لإنتاج الطاقة في حالات الطوارئ .accident to produce emergency power ومن الأهداف الأخرى للكشف الحالي اقتراح نظام تبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية مع تعزيز السلامة حيث يتم إزالة الحرارة المتبقية من نطاق معين أو أكثر خلال عملية عادية وكذلك أثناء 0 وقوع حادث .an accident لا يزال هناك هدف آخر للكشف الحالي هو اقتراح محطة طاقة نووية تتمتع بالكفاءة والأمان كما انها اقتصادية بسبب تقليص ana وموثوقية نظام الطاقة الطارئ لمحطة الطاقة النووية nuclear .power plant
يمكن أن يشتمل نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة Gh للكشف الحالي على حاوية (Jolie وقسم للتبادل الحراري يتم توفيره داخل حاوية المفاعل؛ ويتم تصميمه لتزويد السوائل فوق الحرجة لتلقي الحرارة من نظام مبرد مفاعل في حاوية المفاعل» يشتمل قسم إنتاج الطاقة الكهريائية على توربين فوق الحرج تم تصميمه لإنتاج الطاقة الكهربائية باستخدام طاقة السائل فوق الحرج الذي زادت درجة حرارته أثناء تلقي الحرارة من نظام تبريد المفاعل» وقسم تبريد تم تصميمه لتبادل الحرارة
مع السائل فوق الحرج الذي يتم تصريفه عن طريق دفع الحركتين فوق الحرجة sill لتقليص حجم السائل فوق الحرج؛ حيث يتشكل السائل فوق الحرج الذي حصل على الحرارة من نظام تبريد المفاعل ليتم تدويره من خلال قسم التبادل الحراري»؛ قسم إنتاج الطاقة الكهريائية؛ وقسم التبريد .cooling section
وفقاً لتجسيد؛ يمكن تشغيل نظام توليد الطاقة حتى أثناء التشغيل العادي وخلال حادث محطة الطاقة النووية لإنتاج الطاقة الكهريائية .produce electric power وفقاً لتجسيد؛ يمكن تصميم الطاقة الكهربائية المنتجة أثناء التشغيل الطبيعي لمحطة الطاقة النووية لتزويدها بنظام طاقة داخلي وخارجي وبطارية طارئة. علاوة على ذلك؛ يمكن تصميم الطاقة الكهريائية المشحونة في بطارية الطوارئ لتزويدها كمصدر طاقة طارئ أثناء وقوع حادث نووي.
5 وققاً لتجسيد» يمكن تصميم الطاقة الكهريائية المنتجة أثناء حادث محطة الطاقة النووية لتزويدها بمصدر طاقة طارئ لمحطة الطاقة النووية. يمكن تصميم مصدر الطاقة في حالة الطوارئ ليتم نقله إلى مصدر طاقة لتشغيل نظام الأمان النووي أو تبديل الصمام لتشغيل نظام الأمان النووي أو مراقبة نظام الأمان النووي أو تشغيل نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية خلال حادث محطة الطاقة النووبة.
0 طبقًا لأحد التجسيدات؛ يمكن تطبيق التصميم الزلزالي للفئة السيزمية من الأول إلى الثالث a Seismic design of seismic category | to ١١ « ويمكن تطبيق فئة السلامة من الفئة 1 إلى 3 3 .safety grade of safety class 1 to وفقاً لتجسيد؛ قد تستخدم التوريينات فوق supercritical turbine ds all طاقة التمدد expansion energy في السائل فوق الحرج .the supercritical fluid
— 1 0 —
Gg للتجسيد؛ قد يشتمل قسم التبادل the heat exchange section Shall أيضًا على
القابض الأساسي catcher 0016 8؛ ويمكن تصميم القابض الأساسي لتلقي وتبريد ذويان القلب
cool a core melt عند ذويان القلب داخل حاوبية المفاعل.
وفقاً لتجسيد؛ قد يشتمل النظام أيضًا على قسم حقن Jol متصل بخزان الماء لاعادة التزود بالوقود
(IRWST) 5 لتزويد الوقود بإعادة شحن الماء لقسم التبادل الحراري. علاوة على ذلك؛ يمكن توفير
قسم التفريغ الأول في أنبوب يريط بين قسم التبادل الحراري وقسم إنتاج الطاقة الكهربائية؛ ويمكن
تصميم قسم التفريغ الأول لتصريف الماء التي تعيد تحميل الوقود من خزان الماء بالوقود داخل
(IRWST) الحاوية
Gg للنموذ جٍ قد يشتمل قسم التبريد على مروحة أو (Sag AA aa تصميم المروحة أو المضخة لتوفير سائل تبريد إلى قسم التبريد لتبادل الحرارة مع السائل فوق الحرج. علاوة على ذلك؛ قد
يشتمل سائل التبريد على الهواء؛ أو الماء النقى؛ أو مياه البحرء أو خليط منها.
وفقًا للنموذج؛ قد يشتمل النظام Lia على قسم ضغط متصل بقسم التبريد؛ حيث يتم تصميم قسم
الضغط لزيادة ضغط السائل فوق الحرج الذي يتقلص dann فى جزء التبريد .
Gg للتجسيد؛ قد يشتمل النظام Wiad على and تسخين مزدوج بين قسم إنتاج الطاقة الكهربائية
قسم إنتاج الطاقة الكهريائية والسائل فوق الحرج و المرور من خلال قسم تبادل الحرارة و التبريد مع
بيعضها البعض.
ei على جزء تبريد خارجي لمفاعل تم تصميمه لإحاطة Wail للتجسيد؛ قد يشتمل النظام Gg
على الأقل من حاوية المفاعل وتصميمه لتبريد الحرارة التي يتم تصريفها من حاوية المفاعل. قد 0 يشتمل جزء على الأقل من شكل قسم تبريد gla المفاعل الخارجية على شكل أسطواني أو شكل
نصف كروي أو شكل حاوية مزدوجة أو شكل مختلط.
وفقاً لتجسيد؛ قد يشتمل النظام أيضًا على قسم حقن ثان متصل بخزان الماء لاعادة التزود بالوقود
(IRWST) لتزويد الماء بإعادة شحن الماء لقسم تبريد الحاوية الخارجية . علاوة على ذلك؛ قد
يشتمل النظام Load على قسم تصريف GB في قسم تبريد حاوية المفاعل الخارجية؛ (Sarg تصميم
قسم التفريغ الثاني لتصريف مياه إعادة تعبئة الوقود التي يتم توفيرها من خزان الماء بالوقود في الحاوية .(IRWST) وفقاً لتجسيد؛ قد يشتمل قسم التبادل الحراري أو قسم التبريد على مبادل حراري؛ وقد يشتمل المبادل الحراري على مبادل حراري لدائرة مطبوعة.
يمكن أن تشتمل محطة الطاقة النووية Gy للكشف الحالي على حاوية (Jolie وهي عبارة عن قسم للتبادل الحراري يتم تقديمه داخل حاوية المفاعل؛ وتكونت لتزويد السوائل فوق الحرجة لتلقي hall من نظام مبرد Jolie في حاوية المفاعل»؛ وهو قسم لإنتاج الطاقة الكهربائية يشتمل على توربين فوق الحرج تم تصميمه لإنتاج طاقة كهريائية باستخدام طاقة السائل فوق الحرج الذي زادت درجة حرارته أثناء تلقي الحرارة من نظام تبريد المفاعل؛ وقسم تبريد تم تصميمه لتبادل الحرارة مع السائل
0 فوق الحرج الذي يتم تفريغه عن طريق دفع التوريين فوق الحرج لتقليبص حجم من الساثل فوق oz yall حيث يتم تصميم السائل فوق الحرج لتدوير من خلال قسم تبادل الحرارة؛ وقسم إنتاج الطاقة الكهريائية؛ وقسم التبريد. يتكون نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية dy للكشف الحالي لقيادة قسم إنتاج الطاقة الكهربائية Lay في ذلك التوربين فوق الحرج الذي تم تصميمه لإنتاج الطاقة الكهريائية باستخدام
5 طاقة سائل فوق الحرج في منشأة صغيرة الحجم. قد يعمل قسم التبادل الحراري وقسم إنتاج الطاقة الكهربائية وقسم التبريد في الكشف الحالي بشكل مستمر ليس فقط أثناء التشغيل العادي ولكن أيضًا أثناء الحوادث لتبريد الحرارة المتبقية وتوليد طاقة الطوارئ» وبالتالي تحسين موثوقية النظام. يمكن تضمين قسم التبادل الحراري لتسهيل تطبيق فئة السلامة والتصميم الزلزالي بمرفق صغير الحجم؛ وإجراء التبريد داخل الحاوية من خلال تطبيق فئة السلامة أو التصميم الزلزالي led وبالتالي
0 تحسين موثوقية محطة الطاقة النووية. يمكن تصميم نظام تبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية وفقًا للكشف الحالي لإزالة الحرارة المتبقية من نطاق معين أو أكثر من نظام سائل التبريد بالمفاعل الذي يتلقى الحرارة المتولدة من القلب في حاوية المفاعل» ويعمل بشكل مستمر ليس فقط خلال عملية عادية ولكن أيضا أثناء وقوع Cola لتقليل احتمال فشل التشغيل في وقت وقوع الحادث؛ ويالتالي تحسين سلامة محطة الطاقة النووية.
— 2 1 — قد تعمل محطة الطاقة النووية وفقًا للكشف الحالى على تحسين الكفاءة الاقتصادية لمحطة الطاقة النووية من خلال تقليص نظام الطاقة في حالات الطوارئ من خلال نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية. شرح مختصر للرسومات إن الرسومات المصاحبة؛ Ally يتم تضمينها لتوفير فهم إضافي للاختراع وبتم تضمينها في جزء
من هذه المواصفة؛ توضح تجسيدات الاختراع بالإضافة إلى الوصف الذي يعمل على شرح مبادئ الاختراع. فى الرسومات : شكل ١1 عرض مفاهيمي لنظام تبريد conceptual view of an 10-176556| cooling وتوليد
0 الطاقة داخل الحاوية power generation system المرتبط بتجسيد للكشف الحالى ؛ JSS 1ب عرض مفاهيمي يوضح تشغيل نظام تبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية أثناء عملية عادية مرتبطة بتجسيد للكشف الحالى ؛ شكل 1ج عبارة عن عرض مفاهيمي يوضح تشغيل نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية أثناء تصميم معتمد على حادث النووي المرتبط بتجسيد للكشف الحالي ؛
5 شكل 1د هو عرض مفاهيمي يوضح تشغيل نظام تبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية oll حادث محطة طاقة نووية خطيرة مرتبطة بتجسيد للكشف الحالى ؛ شكل 12 هو عرض مفاهيمي لنظام تبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية المرتبط بتجسيد HAT للكشف الحالى ؛ شكل 2ب الى 2د عرض مفاهيمي لنظام التبريد في توليد الطاقة وتوليد الطاقة المرتبطة بتجسيد
آخر للكشف الحالى ؛ شكل 13 عرض مكبر للعرض المفاهيمي لقسم تبادل الحرارة في شكل 1؛ شكل 3 مسقط جانبي لقسم التبادل الحراري في الشكل 1؛
— 1 3 —
شكل 3ج مسقط علوي لقسم التبادل الحراري في الشكل 1؛
شكل 4 عبارة عن عرض مستعرض علوي andl التبادل الحراري على طول الخط' GAA
شكل 3أ.
شكل لجب عبارة عن عرض مستعرض متوسط لجزءٍ تبادل الحرارة المقطوعة على طول الخط-8 "في شكل 3و
شكل 4ج Ble عن عرض مستعرض سفلي لقسم التبادل الحراري على طول الخط' ©-0 في شكل
13
الوصف التفصيلى:
Lad يلي؛ سيتم وصف التجسيمات المفضلة للكشف الحالي بالتفصيل بالرجوع إلى الرسومات
0 المرفقة؛ ويتم تعيين نفس العناصر أو عناصر مماثلة مع نفس الاشارات الرقمية بغض النظر عن الأرقام في الرسومات وسيتم حذف وصفها المكرر. فى وصف eal Cail إذا كان هناك تفسير مفصل لوظيفة أو بنية معروفة ذات صلة يُعد تحويل قلب الكشف الحالي بلا داع؛ فقد تم Cada هذا التفسير ولكن يفهمه المتمرس في المجال. تُستخدم الرسومات المصاحبة للمساعدة فى فهم الفكرة التقنية للكشف al) بسهولة؛ ويجب أن يكون مفهومًا أن فكرة الكشف الحالى غير
5 1 محدودة بالرسومات المرفقة. من المفهوم أنه على الرغم من أنه يمكن استخدام المصطلحين الأول والثاني وما إلى ذلك هنا لوصف عناصر مختلفة ¢ يجب ألا تكون هذه العناصر محدودة بهذه الشروط. هذه المصطلحات تستخدم عادة فقط لتمييز عنصر واحد عن آخر. قد يتضمن التمثيل المفرد تمثيلًا متعددًا إلا إذا كان يمثل معنى مختلقًا تمامًا عن السياق.
0 يجب أن تفهم المصطلحات 'تتضمن" أو "بها" المستخدمة هنا أن الغرض منها هو الإشارة إلى وجود عدة مكونات أو sae خطوات؛ تم الكشف عنها في المواصفات؛ ويمكن أيضًا فهم أن جزءًا من المكونات أو الخطوات قد لا يتم تضمينها أو مكونات إضافية أو خطوات إضافية قد يتم تضمينها أيضًا.
شكل 11 هو عرض مفاهيمي لنظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية 100 المرتبط بتجسيد للكشف الحالي. ووفقًا لتجسيد للكشف الحالي؛ يمكن تكوين حاوية المفاعل 110 بحيث يتم تدوير سائل تبريد المفاعل وتم تزويد الجزء الداخلي من حاوية المفاعل 110 بقلب 114 يشير 114 إلى وقود نووي. قد تكون حاوية المفاعل 110 عبارة عن وعاء ضغط مصمم لتحمل درجات حرارة وضغوط
عالية لأن الطاقة الكهربائية تنتج عن طريق الحرارة المتولدة أثناء إجراء الانشطار في القلب 114. حتى عندما يتم إدخال قضيب تحكم في القلب 114 لإيقاف القلب 114 خلال حادث محطة الطاقة النووية» يمكن توليد الحرارة المتبقية لفترة طويلة من الزمن. عندما يفترض أن أنظمة مختلفة للسلامة وعدم السلامة لا تعمل في وقت وقوع حادث في محطة الطاقة النووية؛ يمكن أن تضيع
0 مياه التبريد داخل حاوية المفاعل 110 لزيادة درجة حرارة الوقود النووي؛ مما يتسبب في انهيار القلب. من ناحية أخرى؛ أثناء التشغيل الطبيعي لمحطة الطاقة النووية؛ يمكن الحصول على الحرارة من نظام المفاعل 111 لإنتاج البخار. alge البخار 113 قد يكون مفاعل ماء مضغوط. علاوة على cell قد يكون البخار الناتج عن alse البخار 113 عبارة عن بخار يتم تغيير طوره عن طريق
5 استقبال نظام مياه مغذي 10 عبر خط تغذية رئيسي رقم 11 وصمام عزل 12 متصل به. يمر البخار الناتج عن مولد البخار 113 عبر خط بخار رئيسي 14 متصل بصمام Jie 13 ويتم تزويده بتوربين كبير 15 ومولد كبير (غير موضح) لإنتاج الطاقة الكهربائية بينما يتم تحويل طاقة المائع للبخار إلى طاقة كهربائية من خلال الطاقة الميكانيكية. ومع ذلك»؛ على الرغم من أن مفاعل الماء المضغوط موضح في الكشف الحالي؛ فإن تقنية الكشف الحالي لا تقتصر على مفاعل الماء
0 المضغوط. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن لمضخة ayo المفاعل 112 أن تقوم بتدوير سائل التبريد الذي يملا Jala حاوية المفاعل 110. يمكن تصميم ضواغط 115 تم توفيره داخل حاوية المفاعل 110 للتحكم في ضغط نظام المفاعل 111.
علاوة على ذلك؛ يمكن توفير نظام إزالة الحرارة المتبقي السلبي بما في ذلك قسم تخزين مياه التبريد للطوارئ 20 والمبادل الحراري 21 فيه لتصريف حرارة نظام المفاعل 111 إلى قسم تخزين مياه التبريد في الحالات الطارئة 20 من خلال مولد البخار بالتدوير الطبيعي. بسبب تدفق مرحلتين متلقاة عبر الخطوط 22 و 23 وفتح وإغلاق صمام 24 أثناء وقوع حادث. علاوة على ذلك؛ عند توليد البخار بينما يتم تبخير ماء التبريد الطارئة بواسطة الحرارة المنقولة إلى قسم تخزين ماء
التبريد في حالة الطوارئ 20 فقد يتم إخراج البخار من خلال قسم تصريف البخار 25 لتصريف الحرارة المنقولة إلى الجو. نظام التبريد و توليد الطاقة داخل الحاوية 100 هو في حالة التشغيل حتى أثناء التشغيل العادي و يتم نقل الحرارة بشكل مستمر إلى نظام تبريد المفاعل 111 بواسطة الحرارة المتبقية المتولدة من
0 القلب 114 حتى يتم تخفيض درجة حرارة حاوية المفاعل 110 بشكل كبير للوصول إلى حالة آمنة؛ وبالتالي يستمر نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية في العمل. وبناءً على ذلك؛ قد لا تكون هناك حاجة إلى إجراء مشغل لتشغيل نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية؛ وأدوات القياس وأنظمة التحكم المختلفة؛ وتشغيل الصمام أو بدء المضخة وفتح وإغلاق sale العزل الحراري كما هو الحال في الطريقة التقليدية؛ وبالتالي يتم dds احتمال فشل التشغيل في نظام التبريد في
5 الحاوية وتوليد الطاقة 100 إلى حد كبير لتحسين سلامة محطة الطاقة النووية. بالإضافة إلى ذلك؛ بما أنه يمكن إنتاج الطاقة الطارئة بشكل ثابت بواسطة نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية 100 حتى يتم خفض درجة حرارة حاوية المفاعل للوصول إلى حالة آمنة أثناء وقوع حادث؛ قد يتم تقليل طاقة بطارية 06الطارئة إلى تحسين الكفاءة الاقتصادية لمحطة الطاقة النووية وتحسين موثوقية نظام الطاقة في حالات الطوارئ لمحطة الطاقة النووية عن طريق
0 تأمين إمدادات الطاقة في حالات الطوارئ لنظام السلامة؛ وبالتالي تحسين سلامة محطة الطاقة النووية. بالتفصيل»؛ في حالة وجود محطة طاقة نووية سلبية؛ تكون الطاقة الطارئة المطلوية أثناء وقوع حادث أقل من حوالي 70.05 مقارنة بسعة توليد الطاقة الناتجة عن محطة الطاقة النووية أثناء التشغيل العادي؛ ولكنها مصممة لاستخدام البطارية لمدة 72 ساعات أو ST ومن ثم؛ يلزم
5 استخدام بطارية كبيرة جداء مما يؤدي إلى زيادة التكلفة. ومع ذلك؛ قد ينتج نظام التبريد وتوليد
الطاقة داخل الحاوية 100 مستوى مناسب من طاقة الطوارئ باستخدام الحرارة المتبقية المتولدة من القلب 114 (كمية من الحرارة المتبقية المتولدة هي عدة7 (التوقف المبدئي) إلى 1 /عدة7 (بعد بعد 2 ساعة من التوقف) مقارنة بكمية عادية من الطاقة الحرارية). علاوة على cell) عندما يتم إنتاج الطاقة باستخدام نظام التبربد في الحاوية وتوليد الطاقة 100؛
تكون كمية إنتاج الطاقة عدة عشرات من كيلووات إلى عدة ميجاوات؛ وفي حالة التشغيل العادي لمحطة الطاقة النووية؛ تكون السعة أقل من 1 /عدة7 مقارنة بنظام مياه التغذية 10 والتوربين الكبير 15 وليس له أي تأثير تقريبا على تشغيل محطة الطاقة النووية؛ وبالتالي؛ حتى عندما يفشل هذا المرفق خلال عملية عادية؛ لديه قدرة أقل من 1 /عدة oF لذلك ليس له تأثير يذكر على عملية محطة للطاقة النووية.
0 بالإضافة إلى ذلك؛ عندما يتم إنتاج الطاقة باستخدام نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100؛ يمكن أن يتم بناؤه على نطاق صغير بالمقارنة مع نظام مياه التغذية ذو القدرة الكبيرة 10 والتوربين الكبير 15 لإنتاج طاقة نووية عادية؛ وبالتالي؛ من السهل تطبيق التصميم الزلزالي وفئة السلامة؛ وزيادة التكلفة ليست كبيرة جدا بسبب المنشآت الصغيرة حتى عندما يتم تطبيق التصميم الزلزالي وطبقة السلامة.
5 وعلاوة على ذلك؛ ومع إدخال مرافق توليد الطاقة التوربينية فوق الحرجة؛ فإن الكشف الحالي قد يقلل بشكل كبير من حجم التوربينات الصغيرة؛ كما قد يتم تقليص المكونات والخطوط المرتبطة بها بتطبيق سائل فوق الحرج. إلى جانب ذلك؛ حتى في Alla وقوع حادث؛ فإنه يعمل بشكل مستمر كعملية عادية دون أي تشغيل إضافي للصمام؛ وبالتالي؛ أثناء وقوع حادث؛ احتمال فشل تشغيل الصمامات والمضخات
0 وما شابه ذلك لتشغيل نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية في الفن المرتبط به؛ واحتمالية فشل التشغيل أو الانهيار بسبب أدوات قياس Waal) وإشارات التحكم يمكن تخفيضها بشكل كبير. علاوة على ذلك؛ عندما يفشل and التبادل الحراري 120 وقسم إنتاج الطاقة الكهربائية 130 بسبب حدوث حادث خطير؛ يكون مسار التدفق من خلال خزان الماء بالحاوية (يشار إليه فيما يلي ب (IRWST 180 والتفريغ الأول تم تصميم anil) 126 بالفعل؛ وبالتالي؛ يمكن تكوينه لتزويد معدل
5 تدفق مياه التبريد وتصريفه بكفاءة من خلال عملية بسيطة مثل فتح أو إغلاق صمام وفقًا shay
— 7 1 — المشغل؛ واستخدامه لتبريد سائل نظام تبريد المفاعل 111 وذويان القلب بما في ذلك حاوية المفاعل 110. على وحة التحديد؛ فى حالة وجود Jolie متكامل؛ يكون للفضاء السفلى لحاوية المفاعل الداخلى بنية بسيطة؛ وبتم تأمين المساحة السفلية أو الأخرى لحاوية المفاعل Aha) بسهولة؛ وبالتالى يكون من الأسهل تطبيق التبريد داخل الحاوية ونظام توليد الطاقة 100 من الكشف الحالي. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن استخدام نظام التبريد وتوليد الطاقة في الحاوية 100 كوسيلة إضافية لإزالة الحرارة المتبقية التي تؤدي دور إزالة الحرارة المتبقية من قلب المفاعل 114 أثناء وقوع حادث. Lad يلي؛ سيتم وصف نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100 وفقًا للكشف الحالي بالتفصيل. 0 1 قد يشتمل داخل حدود حاوية المفاعل 1 على حاوية Je lao 0 1 1 ¢ وقسم للتبادل الحراري 20 1 6و JARWST 180 يمكن توفير قسم التبادل الحراري 120 داخل حاوية المفاعل 110 وتباعده عن الجزءِ السفلي من القلب 114. يمكن تصميم قسم تبادل الحرارة 120 لتدوير سائل فوق الحرج لتلقي الحرارة من نظام المفاعل 5 111 التي تلقت الحرارة تصريفها من قلب 114. من ناحية (al يشتمل الجزء الخارجي من حدود حاوية المفاعل 1 على قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 130 وقسم تبريد 140 وقسم ضغط 150. وقد يتم توصيل قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 0 بالمحركات 141 و152 ونظام الطاقة 170 لتزويد الطاقة. قد يشمل نظام الطاقة 170 نظام طاقة داخليًا وخارجيًا 1 7 1 ¢ وشاحن 72 1 ؛» ومصدر طاقة للطوارئ 74 1 4 وبطارية lsh 20 73 1 . ومع ذلك» قد يتم وضع يعض المكونات الموضحة خارج حدود حاوية المفاعل 1 . داخل حدود حاوية المفاعل 1 اعتمادًا على خصائص تخطيط محطة الطاقة النووية ٠
قد تكون حاوية المفاعل 110 المتكون داخل حدود حاوية المفاعل 1 عبارة عن deg ضغط تم تصميمها لتعميم سائل تبريد المفاعل في نظام المفاعل 111 وتم تصميمه ليشمل القلب 114 فيه؛ ومصمم لتحمل الضغوط العالية. يتم توفير قسم التبادل الحراري 120 داخل حاوية المفاعل 110 لتلقي الحرارة من نظام المفاعل
Jala 111 5 حاوية المفاعل 110. بالتفصيل؛ يمكن تصميم قسم تبادل الحرارة 120 لتدوير سائل فوق الحرج قادر على استقبال الحرارة من نظام تبريد المفاعل 111 لإجراء التبريد في حاوية المفاعل 110. وبعبارة أخرى»؛ قد يؤدي aud تبادل الحرارة 120 التبريد على سائل تبريد المفاعل داخل حاوية المفاعل 110 أثناء التشغيل الطبيعي لمحطة الطاقة النووية؛ وأداء التبريد على سائل تبريد المفاعل وذويان القلب أثناء حادث محطة الطاقة النووية.
0 بالإشارة إلى تخطيط البنى التفصيلية 121 121 "من قسم التبادل الحراري 120؛ قد يشتمل قسم Jos الحرارة 120 على رأس مدخل تم ترتيبه مع مداخل يتم فيها حقن السائل فوق الحرج؛ و مرتبة مع منافذ منها يتم تفريغ السائل فوق الحرج؛ ومسار تدفق داخلي لتبادل الحرارة مع السائل فوق الحرج. علاوة على ذلك؛ قد يتم تصميم القابض الأساسي كترتيب للهيكل الإضافي 121 من قسم التبادل الحراري 120 وذلك لتلقي وتبريد ذويان القلب 114 خلال حادث شديد. سيتم Chay
5 وصف مفصل لقسم التبادل الحراري 120 فيما بعد مع الإشارة إلى الاشكال 3-13ج و 4أ-4ج. بالإضافة إلى ذلك؛ يتم توفير قسم التبادل الحراري 120 مع أنبوب تصريف 122؛ ويمكن توصيل أنبوب التفريغ 122 إلى aud التبادل الحراري 120 وقسم إنتاج الطاقة byes 130 لإمداد سائل ad التبادل الحراري 120 إلى الكهرياء بقسم إنتاج الطاقة 130. يمكن أن يكون أنبوب التفريغ 2 متفرع إلى الأنبوب 123 ومتصلاً بقسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 من خلال الصمام
0 121. علاوة على ذلك؛ قد يتم توصيل قسم التبادل الحراري 120 مع 180 IRWST لتزويد الوقود بإعادة تحميل الماء من خلال قسم الحقن الأول 183. على وجه التحديد؛ قد يتم توصيل
IRWST 0 إلى الصمام 181 وصمام الفحص 182. ونتيجة لذلك؛ وللتفريغ يتم توفير أنبوب 2 مع قسم التفريغ الأول 126 متصلا بصمام 125 لتصريف ماء إعادة تحميل الماء من
IRWST 180 إلى قسم الحقن الأول 183 من خلال قسم التفريغ الأول 126 خلال وقوع حادث. على dag التحديد؛ يتم تصميم andl) 126 من التفريغ الأول للتبريد داخل حاوية المفاعل 110 حتى عند التبريد وتوليد الطاقة باستخدام قسم تبادل الحرارة للمفاعل 120 وقسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 لا يتم تنفيذه بسبب فشل أو ما شابه ذلك خلال ula خطير على أنبوب لتفريغ
السائل (الغاز / البخار أو السائل /الماء الساخن) من قسم التبادل الحراري 120 إلى حاوية المفاعل (غير (page وما شابه ذلك. وفي الوقت نفسه؛ يمكن نقل السوائل فوق الحرجة وحقنها في قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 من قسم التبادل الحراري 120. وقد يكون قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 130 هو قسم توليد الطاقة
0 الكهربائية التوريينية فوق الحرجة. قد يشتمل قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 على توريين فوق الحرج 131 مصمم لتحويل طاقة التمدد الخاصة بالسائل فوق الحرج الذي زادت درجة حرارته أثناء تلقي الحرارة من نظام المفاعل 111 إلى الطاقة الميكانيكية؛ ومولد صغير 132 متصل بالتوربين للسائل فوق الحرج 131 من خلال وحدة لتحويل الطاقة الميكانيكية (الطاقة الدورانية) إلى طاقة كهربائية لإنتاج الطاقة الكهربائية. قد يتلقى التوربين فوق الحرج 131 درجة حرارة بمقياس محدد
Blu 5 من داخل حاوية المفاعل 110 لإنتاج الكهرياء في ضوءٍ الخصائص أثناء التشغيل العادي وخلال حادث محطة الطاقة النووية. وفقًا لأحد التجسيدات؛ قد يشتمل الكشف الحالي على بناء قادر على توليد الطاقة بشكل متفاوت نظرًا لمعدل نقل الحرارة بسبب الحرارة المتولدة في القلب 114 الموردة أثناء حادث للتحكم في الحمل في قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 Gy لمعدل نقل الحرارة. بالإضافة إلى ely فإن
0 التتوريين فوق الحرج 131 من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 قد يكون dani صغيرة السعة؛ مما يجعل من السهل تطبيق التصميم الزلزالي أو فئة الأمان الموضحة أدناه. الطاقة الكهريائية التي يمكن توليدها من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 لديها القدرة على عدة عشرات من كيلووات إلى عدة ميجاوات؛ والتي هي أقل من 1 7 مقارنة مع نظام تغذية الماء ذو السعة الكبيرة 10 والتوريين الكبير 15 لإنتاج طاقة محطة الطاقة النووية العادية؛ وحتى عندما
تعمل المنشأة أو تفشل؛ لا يكون هناك تأثير كبير على تشغيل نظام مياه التغذية ذات القدرة الكبيرة 0 والتوربين الكبير 15 لإنتاج طاقة نووية Ale وبعبارة أخرى» فإن نظام مياه التغذية ذو السعة الكبيرة 10 والتوربين الكبير 15 لإنتاج الطاقة العادية هي واحدة من أكبر المرافق واسعة النطاق لمحطة الطاقة النووية؛ وتطبيق التصميم الزلزالي وفتئة السلامة فوق نطاق معين لكل المرافق غير اقتصادية للغاية لأنها تسبب زيادة كبيرة في التكلفة. في حالة نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100 الذي يتم تطبيق التوربيين فوق الحرج 1 عليه والمولد الصغير 132؛ يكون حجم النظام 100 أصغر بكثير من نظام مياه التغذية 10 والتوريين الكبير 15 و ويالتالي؛ من السهل تطبيق التصميم الزلزالي أو فئة السلامة عليه؛ والتكلفة المتزايدة عن طريق تطبيق التصميم الزلزالي أو فئة السلامة ليست كبيرة جدًا. يتم تشغيل التوربين 0 فوق الحرج 131 والمولد الصغير 132 بشكل مستمر لتزويد الطاقة في حالات الطوارئ حتى عندما يكون من الصعب توفير الطاقة بسبب حدوث زلزال منذ تطبيق التصميم الزلزالي على نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100؛ يتم تشغيل توربين فوق الحرج 131 ومولد صغير 132 باستمرار لتزويد الطاقة في حالات الطوارئ حتى عندما تحدث حوادث مختلفة منذ تطبيق فئة الأمان لضمان موثوقية النظام. 5 وبالنظر إلى أن الطاقة الكهربائية المطلوبة في lla وجود محطة طاقة نووية سلبية أثناء وقوع حادث؛ فإن عدة عشرات من كيلووات على الرغم من أن قوة الطوارئ لها فرق وفقا لخصائص dane الطاقة النووية» يمكن تزوبد الطاقة الكافية بالطاقة الكهربائية فقط التي تنتجها 131 التووبينات فوق الحرجة 131 والمولد الصغير 132- بالإضافة إلى cally نظرًا لأن طاقة البطارية ©0الطارئة لمحطة طاقة نووية سلبية ليست أكبر من طاقة الطوارئ المطلوية بواسطة محطة 0 طاقة نووية نشطة؛ فقد يتم إعادة شحن بطارية التيار المستمر عن طريق الطاقة التي تنتجها الطبقة فوق الحرجة. التوريين 131 والمولد الصغير 132. (Sag تصميم نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية 100 لتصميم زلزالي من الفئة الزلزالية من الأول إلى الثالث المحدد من قبل الجمعية الأمريكية للمهندسين الميكانيكيين (ASME) على dag التحديد؛ يتم تطبيق الفئة السيزمية | على الهياكل والأنظمة والمكونات المصنفة على أنها عناصر 5 أمان؛ ويجب أن يتم تصميمها للحفاظ على 'وظيفة أمان" متأصلة في حالة حدوث زلزال (SSE)
— 1 2 — ويتم الحفاظ على وظيفة السلامة حتى تحت الزلازل على أساس التشغيل (OBE) في التزامن مع حمل التشغيل العادي ¢ وتم تصميم J لإجهادات والتغييرات المسموح بها لتكون ضمن حدود. على الرغم من عنصر الحماية بالسلامة النووية أو الوظائف المستمرة؛ يتم تطبيق الفئة الثانية من الزلزالية على بند قد تؤدي فيه الأضرار الهيكلية أو تفاعلات العناصر إلى تقليل وظائف السلامة للمباني وأنظمة ومكونات الزلازل من الفئة 1 أو ينتج عنها ضرر للمشغل. وبالتفصيل؛ لا يُشترط أن تكون الهياكل والنظم والمكونات من الفئة 2 من الزلزالية ذات سلامة وظيفية لزلزال منع السلامة؛ ولكن يلزم فقط أن يكون لها تكامل هيكلي. وبالإضافة إلى ذلك؛ ينبغي تصميم وترتيب الهياكل والأنظمة والمكونات من الفئة 2 من الزلازل بحيث لا تؤثر على العمليات المتعلقة بالسلامة 0 صممت الفئة السيزمية Il وفقًا لرموز البناء الموحدة (UBCS) أو المعايير الصناعية العامة ay لوظيفة التصميم الفردية. قد يتم تصميم نظام التبريد و توليد الطاقة داخل الحاوية 100 ليكون فئة السلامة من الفئة 1 إلى 3 من محطة المفاعل المحدد من قبل الجمعية الأمريكية للمهندسين الميكانيكيين (ASME) بالتفصيل؛ تنقسم فئة السلامة لمحطة الطاقة النووية إلى فئة السلامة 1 إلى الفئة 3. 5 1 فئة السلامة 1 هي 458 مخصصة gyal مقاوم للضغط في المرفق ودعمه الذي يشكل حد ضغط مبرد المفاعل ga) قد يؤدي إلى فقد سائل التبريد إلى ما بعد قدرة التكوين العادية لمبرد المفاعل فى حدث الفشل) . قد يتم تعيين فئة السلامة 2 إلى gia مقاوم للضغط من مبنى حاوية المفاعل ودعمه؛ وبتم تعيينه فقط إلى gia مقاوم للضغط من المرفق ودعمه الذي يؤدي وظائف السلامة التالية بينما لا ينتمي 0 إلى as السلامة 1. - وظيفة لمنع إطلاق نواتج الانشطار أو احتجاز أو Jie المواد المشعة في مبنى الاحتواء . - وظيفة إزالة الحرارة أو المواد المشعة المتولدة في مبنى الحاوية (على سبيل المثال؛ نظام رش بناء الاحتواء)» وظيفة sal) التفاعل السلبي لجعل المفاعل في Alla دون حرجة في Alla الطوارئ
— 2 2 — أو قمع زيادة التفاعل الإيجابي من خلال مرفق حدود الضغط (على سبيل المثال؛ نظام حقن aan البوريك) . - وظيفة لتزويد المبرد مباشرة إلى القلب أثناء الطوارئ لضمان التبريد الأساسي (على سبيل المثال» إزالة الحرارة المتبقية؛ نظام التبريد الأساسي للطوارئ) ووظيفة توفير أو الحفاظ على المبرد الكافي للمفاعل لتبريد قلب المفاعل أثناء الطوارئ (على سبيل المثال؛ إعادة تعبئة خزان المياه
لا يتم تضمين فئة السلامة 3 في فئتي السلامة 1 و 2؛ ويمكن تعيينها إلى منشأة تقوم بأحد وظائف السلامة التالية: - وظيفة التحكم في تركيز الهيدروجين في مبنى حاوية المفاعل ضمن الحد المسموح به - وظيفة لإزالة المواد المشعة من مكان ثابت خارج مبنى حاوية المفاعل (مثل غرفة التحكم
0 بالمفاعل؛ وبناء الوقود النووي) مع مرافق السلامة من الفئة 1 أو 2 أو 3 - وظيفة لزيادة التفاعل old) لصناعة المفاعل أو الحفاظ عليه في حالة دون حرجة (على سبيل Jad تكوين حمض البوريك) - وظيفة توفير أو الحفاظ على ما يكفي من المبرد المفاعل لتبريد القلب (على سبيل المثال؛ نظام تجديد سائل التبريد بالمفاعل)
5 - وظيفة للحفاظ على بنية هندسية داخل المفاعل لضمان التحكم في التفاعل الأساسي أو قدرة التبريد الأساسية Jo) سبيل المثال؛ بنية الدعم الأساسية) - وظيفة دعم أو حماية الحمولة لمرافق السلامة من الفئة الأولى أو الثانية أو الثلاثة (الهياكل الفولاذية الخرسانية غير المفئة فى (Il .sec ASME (KEPIC-MN - وظيفة واقي الاشعاع للأشخاص خارج غرفة التحكم بالمفاعل أو محطة الطاقة النووية
0 - وظيفة صيانة التبريد لوقود التخزين الرطب المستهلك lo) سبيل المثال» خزانات الوقود المستهلكة ونظام التبريد) - وظيفة لضمان وظائف السلامة التي تنفذها مرافق السلامة من الفئة 1 أو 2 أو 3 Ae) سبيل
— 3 2 — المثال» وظيفة إزالة الحرارة من مبادلات حرارية من الفئة 1 أو 2 أو 3 وظيفة تشحيم مضخة السلامة من الفئة 2 أو 3؛ وظيفة تغذية الوقود محرك الديزل في حالات الطوارئ) - وظيفة توفير الطاقة الكهريائية التنشيطية أو الطاقة الدافعة لمرافق السلامة من الفئة الأولى أو الثانية أو الثلاثة - وظيفة تسمح لمرافق السلامة من الفئة 1 أو 2 أو 3 بتوفير معلومات للتشغيل اليدوي أو التلقائي
اللازم لأداء وظائف السلامة أو التحكم في المرافق - وظيفة تسمح لمرافق السلامة من الفئة 1 أو 2 أو 3 بتزويد القدرة أو إرسال الإشارات اللازمة لأداء وظائف السلامة - وظيفة تشبيك يدوية أو أوتوماتيكية لضمان أو صيانة مرافق السلامة من الفئة الأولى أو الثانية
0 أو الثلاثة لأداء وظائف السلامة المناسبة - وظيفة توفير الظروف البيئية الملائمة لمرافق السلامة من الفئة الأولى أو الثانية أو الثلاثة وا a - وظيفة مقابلة لفئة السلامة 2 التي معايير تصميم وتصنيع أوعية الضغط؛ (KEPIC-MN ASME ثانية. الثالث؛ لا يتم تطبيقها
5 .من (gal dali يمكن تصميم قسم التبريد 140 Jalal الحرارة مع السائل فوق الحرج المفرغ من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 Lay في ذلك التوربين فوق الحرج 131 والمولد الصغير 132 لاحقًا لإنتاج الطاقة (Ail gl وتقليص حجم الحرج فوق الحرج مائع. بالتفصيل؛ يمكن تزويد السائل فوق الحرج الذي يتم تفريغه من المولد الصغير 132 إلى قسم التبريد 140 من خلال المواسير 141 142.
0 قد يكون نوع المبادل الحراري لقسم التبريد 140 عبارة عن مبادل حراري على شكل قذيفة وأنبوب أو مبادل حراري بلوحة. ومع ذلك؛ قد لا يكون نوع المبادل الحراري محدودًا؛ وقد يكون مبادل حراري قادر على تقليص حجم السائل فوق الحرج. علاوة على ذلك؛ يشتمل قسم التبريد 140 على محرك 143 أو مضخة (غير موضحة)؛ وبقوم المحرك 143 أو المضخة بإمداد سائل التبريد إلى قسم التبريد 140 لتبادل الحرارة مع السائل فوق
الحرج. قد يكون سائل التبريد عبارة عن هواء أو ماء نقي أو ماء بحر أو خليط منه. قد يوفر المحرك 143 طاقة دورانية للمروحة 144 أو للمضخة. قد تكون المروحة 144 مروحة تبريد عندما يتم تطبيق مبادل حراري لتبريد الهواء؛ وقد تشمل Lad مضخة تبريد (غير موضحة) لأداء التبريد بالماء. قد يتم تصغير قسم التبريد 140 باستخدام مروحة 144.
يمكن تزويد المحرك السابق 143 بالطاقة الكهربائية التي ينتجها قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 نفسه من خلال خط متصل 133. المروحة 144 المتصلة بالموتور 143قد توفر هواء التبريد لقسم التبريد 140 للقيام بتبادل الحرارة بكفاءة في التبريد قسم 140. بالإضافة إلى ذلك؛ قد يتم توفير المحرك 143 لتلقي الطاقة الكهربائية التي تنتجها قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 والطاقة الكهريائية المشحونة في بطارية الطوارئ 173.
0 _يمكن توفير خط 145 بين قسم التبريد 140 وقسم الضغط 150 لنقل السائل فوق الحرج؛ وبنتقل تقلص السائل فوق الحرج في قسم التبريد 140 إلى قسم الضغط 150 على طول الماس 145. بالتفصيل؛ قسم الضغط 150 يمكن أن تشمل ضاغط 151 ومحرك 152 تشكلت لزبادة ضغط السائل فوق الحرج. يمكن تصميم المحرك 152 لتوفير طاقة دافعة للضاغط 151؛ وقد يستلم الطاقة الناتجة عن قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 نفسه من خلال الأسلاك المتصلة 134.
5 بالإضافة إلى ذلك؛ قد يتم توفير المحرك 152 لشحن الطاقة الكهريائية التي تنتجها. إنتاج الطاقة الكهربائية قسم 130 إلى بطارية الطوارئ 173( واستقبال الطاقة الكهربائية مرة أخرى من بطارية الطوارئ 173. يمكن نقل السائل فوق الحرج المضغوط بقسم الانضغاط 150 إلى قسم تسخين مزدوج 160 خلال الأنبوب 153. يمكن تصميم قسم التسخين المزدوج 160 لإجراء تبادل حراري بين السائل فوق
0 الحرج الذي يتم تفريغه من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 وإمداده قسم التبريد 140 خلال الأنبوب 141 والسوائل فوق الحرجة المضغوطة في قسم الضغط 150 وتفريغها من قسم الضغط 0 خلال الأنبوب 153. يتم تقليل درجة حرارة السائل فوق الحرج المقدم لقسم التبريد 140 من خلال التبادل الحراري للسائل فوق الحرج يتم تفريغه من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 وقسم الضغط 150( على التوالي» وتم زيادة درجة حرارة السائل فوق الحرج المفرغ من قسم الضغط
5 150 إلى التسخين المسبق فوق الحرجة الموردة إلى قسم التبادل الحراري 120 دون إضافة إلى
ذلك سخان؛ والحد من قدرة تبريد القسم 140 عن طريق التبريد من خلال عملية التبادل الحراري. إن نوع المبادل الحراري لقسم التسخين المزدوج 160 هو مبادل حراري على شكل قذيفة وأنبوب؛ أو لوحة طباعة أو مبادل حراري لوحة؛ ولكن نوع المبادل الحراري غير محدود بها. في هذه الأثناء؛ قد يتم توريد السائل فوق الحرج الذي يتم تفريغه من قسم الضغط 150 والمرور
عبر قسم التسخين المزدوج 160 إلى الأنبوب 161. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن توفير السائل فوق الحرج للأنابيب 163( 164 المتصلة بتبديل الحرارة 120 عبر 161- توصيله بالأنبوب 161- بناء على ذلك؛ يمكن تصميم نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية 100 لتعميم السائل فوق الحرج الذي حصل على الحرارة من نظام المفاعل 111 من خلال قسم التبادل الحراري 120؛ إنتاج الطاقة الكهريائية القسم 130؛ and التسخين المزدوج 160( andy التبريد 140؛ ومن خلال
0 قسم الضغط 150؛ قسم التسخين المزدوج 160؛ وقسم 20,80 140. يمكن تصميم نظام الطاقة 170 لاستخدام الطاقة المنتجة خلال التشغيل العادي السابق لمحطة الطاقة النووية كقوة نظام الطاقة الداخلي والخارجي 171. بالتفصيل؛ قد يكون نظام الطاقة الداخلي والخارجي 171 نظامًا للمعالجة الكهرياء الموردة من مولد توريين كبير في الموقع؛ وقسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130؛ ومولد ديزل في الموقع؛ وشبكة طاقة خارجية.
5 بالإضافة إلى ذلك»؛ يمكن تخزين الطاقة الكهريائية في بطارية الطوارئ 173 من خلال شاحن 172 وهو عبارة عن مرفق لتخزين التيار المتردد (AC) الكهرياء الموردة من الموقع في الخارج؛ أو قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 130 أو ما شابه ذلك . قد تكون بطارية الطوارئ 173 عبارة عن بطارية يتم توفيرها في محطة طاقة نووية في الموقع لتزويد طاقة التيار المباشر في حالات الطوارئ المستخدمة أثناء وقوع حادث.
0 علاوة على ذلك؛ يمكن تزويد الطاقة الكهربائية المخزنة في بطارية الطوارئ 173 إلى عنصر استهلاك الطاقة للطوارئ 174 واستخدامه كمصدر طاقة طارئ. يمكن استخدام مصدر طاقة الطوارئ كمصدر طاقة لتشغيل نظام أمان محطة الطاقة النووية أو فتح أو إغلاق صمام لتشغيل نظام أمان محطة الطاقة النووية أو مراقبة نظام الأمان النووي أثناء حادث dase الطاقة النووية. وعلاوة على cls يمكن أيضاً تصميم الطاقة الكهريائية التي ينتجها قسم إنتاج الطاقة الكهربائية
5 130 أثناء حادث محطة الطاقة النووية لتزويدها بمصدر الطاقة الطارئ لمحطة الطاقة النووية.
علاوة على dll عندما يفشل قسم التبادل الحراري 120 وقسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 بسبب حدوث حادث خطير» يتم بالفعل تصميم مسار تدفق عبر 180 IRWST والجزءِ الأول من التفريغ 6 وبالتالي؛ يمكن تكوينه تزويد وتنفيس معدل تدفق مياه التبريد بكفاءة عن طريق عملية بسيطة مثل فتح أو غلق صمام وفقاً لإجراءات المشغل لتبريد حاوية المفاعل 110.
شكل 1ب هو عرض مفاهيمي يوضح تشغيل نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100 أثناء التشغيل الطبيعي لمحطة الطاقة النووية المرتبطة بتجسيد للكشف الحالي. بالإشارة إلى شكل cl هو عرض مفاهيمي يوضح ترتيب النظام وتدفق السوائل فوق الحرجة أثناء التشغيل الطبيعي لمحطة الطاقة النووية. يتم تزويد مياه التغذية الرئيسية (المياه) من نظام تغذية الماء 10 إلى alge البخار 113 وبتم Jas الحرارة المتلقاة من القلب 114 بواسطة دوران مفاعل
0 المبرد لنظام ays المفاعل 111 النظام الثانوي من خلال مولد البخار 113 لزبادة درجة حرارة مياه التغذية الرئيسية وإنتاج البخار. يتم تزويد بخار الماء الرئيسي الناتج من مولد البخار 113 إلى التوويين الكبير 15 على طول خط البخار الرئيسي 14 لتدوير التوربين الكبير 150 وتدوير المولد الكبير (غير المبين) المتصل عبر العمود لإنتاج الطاقة الكهريائية. قد تنتج الطاقة الناتجة عن طريق المولد الكبير الكهرباء إلى موقع أو خارج الموقع من نظام الطاقة.
5 وفي الوقت نفسه؛ يمكن تصميم قسم التبادل الحراري 120 لتلقي بعض الحرارة من نظام المفاعل 1 للسماح للسائل فوق الحرج لإنتاج الطاقة الكهربائية من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130. بالتفصيل» قد يكون أول ارتفاع في درجة حرارة السائل فوق الحرج نفذت في قسم التسخين المزدوج 160« ومن ثم يمكن توفير الحرارة لقسم التبادل الحراري 120. سيتم وصف قسم التسخين المزدوج 0 بالتفصيل في وقت لاحق في الوصف.
يمكن تزويد السائل فوق الحرج إلى قسم التبادل الحراري 120 من خلال خط 161 و 163 Jalal الحرارة. ونتيجة لذلك»؛ يمكن إجراء زيادة ثانية في درجة حرارة السائل فوق الحرج و الضغط فوق الضغط Cua قد يتم زيادة درجة الحرارة إلى قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 بما في ذلك التووبينات فوق الحرجة 131 ومولد صغير 132 على طول أنبوب التصريف 122. السوائل فوق الحرجة تزيد مع زيادة مساحة مسار تدفق في إطار التوريين فوق الحرج 131. وفقا لذلك؛ يتم
5 تدوير التوريين فوق الحرج 131 عن طريق قوة تمدد تشكلت لتمدد السائل فوق الحرج؛ (Rang
تحويل طاقة السوائل من السائل فوق الحرج إلى طاقة ميكانيكية. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن إنتاج الطاقة الكهريائية أثناء تحويل الطاقة الميكانيكية إلى طاقة كهربائية في المولد الصغير 132 المتصل عبر العمود. وعلاوة على cll يمكن تصميم الطاقة الكهربائية التي ينتجها قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 130
لاستخدام الطاقة الكهريائية كقوة كهربائية لنظام الطاقة الداخلي والخارجي 171 من خلال نظام الطاقة 170. وبالإضافة إلى ذلك؛ يمكن تخزين الطاقة الكهريائية في بطارية الطوارئ 173 من خلال شاحن 172, وهو مرفق لتخزين التيار المتردد (AC) الكهرياء الموردة من الموقع في الخارج» أو and إنتاج الطاقة الكهريائية 130 أو ما شابه ذلك. قد تكون بطارية الطوارئ 173 عبارة عن بطارية يتم توفيرها في محطة طاقة نووية في الموقع لتزويد طاقة التيار المباشر في
0 حالات الطوارئ المستخدمة أثناء وقوع حادث. علاوة على ذلك؛ قد يتم توفير الطاقة الكهربائية إلى عنصر استهلاك الطاقة في حالات الطوارئ 174 وتستخدم كمصدر طاقة في حالات الطوارئ. وفي الوقت نفسه؛ تم توسيع التبريد الأول للسائل فوق الحرج أثناء تفريغه بعد إنتاج الطاقة الكهريائية في المولد الصغير 132 من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 وتمدده أثناء نقله إلى قسم التسخين المزدوج 160 من خلال الأنابيب 141 يتم تنفيذه. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن تزويد
5 السائل فوق الحرج بقسم التبريد 140 خلال الأنبوب 142 لإجراء التبريد الثانوي للسائل فوق الحرج. وفقا لذلك؛ يمكن تقلص حجم السائل فوق الحرج خلال عمليات التبريد الأولى والثانية. يمكن تزويد السائل فوق الحرج المبرد والتقليل في قسم التبريد 140 بقسم الانضغاط 150 خلال الأنبوب 145. قد يزيد قسم الضغط 150 من ضغط السائل فوق الحرج الذي يتقلص حجمه في قسم التبريد 140 بناءً على القوة المحركة للمحرك 152- مع ازدياد ضغط السائل فوق الحرج؛
0 يمكن توفير القدرة الدورانية للسائل فوق الحرج لنظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100. وعلاوة على ذلك؛ يمكن نقل السوائل فوق الضغط الحرج من قبل القسم الضغط 150 إلى قسم التسخين المزدوج 160 من خلال أنبوب 153. التسخين مزدوجة القسم 160 يجوز تكوين لأداء التبادل الحراري بين السائل فوق الحرج لتفريغها من الطاقة الكهريائية بقسم الإنتاج 130 والمقدمة إلى قسم التبريد 140 عبر الأنابيب 141 142 و السوائل فوق الحرجة المضغوطة في القسم
5 الضغط 150 وتفريغها من خلال الأنابيب 153( 161. وعليه؛ فإن ارتفاع درجة الحرارة الأول من
— 2 8 —
السوائل فوق الحرجة تفريغها من قسم ضغط 150 وبتم توفيرها إلى قسم التبادل الحراري 120 يمكن تنفيذها. عندما يتم حقن سائل درجة الحرارة المنخفضة عند درجة حرارة عالية في نظام المبرد المفاعل 111 وقسم التبادل الحراري 120( قد تحدث صدمة حرارية. عندما تتراكم الصدمات الحرارية؛ قد تتلف
الأنابيب والمكونات المرتبطة بها. وبناءًة على ذلك؛ يجب تسخين السائل المزود بنظام تبريد المفاعل 1 وقسم التبادل الحراري 120 إلى درجة حرارة مناسبة حتى لا يحدث صدمة حرارية. بما أن أول ارتفاع في درجة الحرارة يتم تنفيذه في قسم التسخين المزدوج 160 من أجل السوائل فوق الحرجة المقدمة إلى قسم التبادل الحراري 120( (Ka التخلص من الصدمة الحرارية دون توفير مزيد من التسخين المسبق.
0 بالإضافة إلى ذلك؛ فإن قسم التسخين المزدوج 160 قد يقلل من سعة قسم التبريد 140 عن Gob إجراء التبريد الأول للسائل فوق الحرج الذي يتم تفريغه من قسم إنتاج الطاقة الكهرباثية 130 وإمداده بقسم التبريد 140. كما هو موصوف أعلاه؛ أثناء التشغيل الطبيعي لمحطة الطاقة النووية؛ يمكن تشغيل نظام التبريد وتوليد الطاقة على متن الحاوية 100 في نفس الوقت مع منشأة توليد الطاقة النووية.
5 شكل 1ج هو عرض مفاهيمي يوضح تشغيل نظام تبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية أثناء حادث أساس التصميم النووي المرتبط بتجسيد للكشف الحالى. بالإشارة إلى شكل 1ج؛ هو عرض مفاهيمي لحالة حيث يتم تعطيل تشغيل التوربين الكبير 15 بسبب تشغيل نظام التبريد في الحاوبة وتوليد الطاقة 100 أثناء حادث أساس التصميم النووي. على وجه التحديد؛ عندما يحدث حادث في محطة للطاقة النووية لأسباب مختلفة؛ وأنظمة أمان
0 مثل نظام إزالة الحرارة المتبقي السلبي؛ ونظام حقن الأمان السلبي ونظام تبريد الحاوية السلبي؛ بما في ذلك قسم تخزين مياه التبريد للطوارئ 20 مثبتة في مجموعة من القطارات؛ قد تعمل تلقائيا. علاوة على ذلك»؛ قد يتم تصريف البخار الناتج عن تشغيل نظام السلامة من قسم تصريف البخار من قسم تخزين مياه التبريد للطوارئ 20. قد يؤدي تشغيل نظام السلامة إلى إزالة الحرارة المتبقية المتولدة في نظام المفاعل 111 والقلب
4. وبالإضافة إلى ذلك؛ يتم توفير مياه حقن الأمان إلى نظام مفاعل المبرد 111 لتقليل ضغط ودرجة حرارة نظام المفاعل 111( وتقليل درجة الحرارة الأساسية 114؛ وقمع زيادة الضغط داخل حاوية المفاعل (غير (Ome من خلال تشغيل نظام التبريد الحاوية السلبي لحماية حاوية المفاعل. من ناحية أخرى؛ في حين أن صمامات العزل 12 و 13 المقدمة في خط التغذية الرئيسي 11
وخط البخار الرئيسي 14 مغلقة؛ يتم إيقاف تشغيل التوريين الكبير 15. ومع ذلك؛ حتى عندما يتم إيقاف قلب المفاعل 114؛ يتم توليد الحرارة المتبقية في قلب 114 لفترة زمنية طويلة؛ وهناك الكثير من الحرارة المحسوسة في نظام المفاعل 111( وبالتالي درجة حرارة نظام المفاعل 111 لا ينقص بسرعة. وفقًا لذلك؛ حتى في حالة وقوع حادث؛ قد يتم تشغيل قسم تبادل الحرارة 120 andy إنتاج الطاقة
0 الكهريائية 130 في الحالة نفسها كالتشغيل العادي. لذلك؛ فإن قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 130 قد يبرد نظام تبريد المفاعل 111 بينما ينتج باستمرار الطاقة الكهريائية. بمرور الوقت؛ قد تنخفض درجة حرارة نظام المفاعل 111 مع انخفاض الحرارة المتبقية المتولدة في القلب 114. في هذه (Alla) يمكن تشغيل نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية 100 بشكل كبير تمامًا مثل التشغيل العادي مع تقليل كمية الطاقة الكهربائية الناتجة عن قسم إنتاج الطاقة ads 130 Leh
5 الاتخفاض كمية الحرارة المنقولة. خلال حادث التصميم النووي كما هو موضح أعلاه؛ يتم إيقاف منشأة توليد الطاقة النووية ويعمل نظام التبريد في المراكب وتوليد الطاقة 100. ويالتالي؛ يمكن تنفيذ إمدادات الطاقة في حالات الطوارئ وإزالة الحرارة المتبقية بكفاءة. شكل 1د هو عرض مفاهيمي يوضح تشغيل نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية أثناء حادث
0 خطير لمحطة الطاقة النووية المرتبطة بتجسيد للكشف الحالي. بالإشارة إلى شكل 1د؛ هو نظرة مفاهيمية يتم فيها تعطيل تشغيل نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100 بسبب حدوث حادث خطير لنظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 100. نظام أمان مثل المخلفات السلبية يمكن تشغيل نظام إزالة الحرارة؛ ونظام الحقن الآمن السلبي؛ ونظام تبريد الحاوية السلبي بما في ذلك قسم تخزين مياه التبريد للطوارئ 20 Gia في مجموعة من القطارات
بواسطة الإشارات ذات الصلة تلقائيًا كما في الحالة السابقة من شكل 1ج. ومع ذلك؛ عندما يكون احتمال الحدوث منخفضًا ll) ولكن أنظمة السلامة المختلفة لا تعمل؛ فقد يحدث حادث ترتفع فيه درجة الحرارة القلب ويذوب الوقود. على سبيل المثال» من أجل منع تصريف المواد المشعة إلى الخارج من حاوية المفاعل عندما يحدث حادث خطير مثل وقوع انصهار القلب 114' أثناء حادث نووي؛ يتم تشغيل القسم التبادلي للحرارة 120 والكهربائية قد يتم إيقاف and إنتاج الطاقة 130. وبناءً على ذلك؛ قد يتم فتح أول aud للحقن 183 متصل ب IRWST 180 بواسطة الإشارة ذات الصلة أو إجراء المشغل لتوفير مياه التغذية من 180 IRWST لتبريد انصهار القلب 114 داخل حاوية المفاعل 110. بالتفصيل؛ يمكن أن يتكون مسار التدفق لذويان القلب 114' في قسم التبادل الحراري 120 لتبريد 0 انصهار القلب 114' عن طريق تبادل الحرارة مع مياه التغذية المقدمة من 180 IRWST . تم تصميم قسم تبادل الحرارة 120 لتلقي وتبريد سيتم وصف مادة ذائبة من القلب 114 خلال حادث خطير في وقت لاحق بالتفصيل مع الإشارة إلى الاشكال 3-13ج و 4أ-4ج. علاوة على ذلك؛ عندما يحدث Gola خطير Jie تلف gla المفاعل أو التعرض لمفاعل 114 أثناء حادث «(gyn بالإضافة إلى حدوث انصهار القلب 114” في المفاعل؛ تشغيل القسم التبادلي shall 5 120 و قد يتم إيقاف قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 130 للسماح بفتح الصمام 125 المتصل بالجزء الأول من التفريغ 126 وحقن مياه التغذية من خلال 180 IRWST في وجهة وقائية. علاوة على ذلك؛ ووفقًا لتجسيد آخر موضح أدناه؛ يتم تعيين نفس الأرقام المرجعية المشابهة أو المشابهة لنفس التكوينات المماثلة أو المشابهة لها وسيتم استبدال الوصف الخاص بها بالوصف 0 السابق. أثناء الحوادث النووية الشديدة كما هو موصوف أعلاه؛ يتم إيقاف توليد الطاقة من خلال منشأة توليد الطاقة النووية ونظام التبريد وتوليد الطاقة على متن الحاوية 100 (ala ويتم حقن الحقن بالماء من خلال IRWST 180 والتبريد خلال القسم التفريغ الأول 126. تم تنفيذها. تبعا لذلك؛ يتم إيقاف إنتاج الطاقة في حالات الطوارئ؛ ولكن يمكن أن يتم تبريد تدفق الذويان 114 بكفاءة.
شكل 12 هو عرض مفاهيمي لنظام التبريد و توليد الطاقة داخل الحاوية 1200 المرتبط بتجسيد آخر للكشف الحالي. بالإشارة إلى شكل 2 يمكن أن يتكون نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 200 أ ليشمل de sana من أقسام التسخين المزدوجة ومقاطع الضغط. بالتفصيل؛ يمكن تزويد السائل فوق الحرج المفرغ من قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 230 بقسم تبريد 240 من خلال قسم التسخين المزدوج الأول 260 وقسم تسخين مزدوج آخر 260'. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن توفير قسم ضغط ثاني 250" بين قسم التسخين المزدوج الأول 260 وقسم التسخين المزدوج الثاني 260 (Sag توفير قسم الضغط الثاني 250” مع ضاغط 251' ومحرك 252 مصمم لزيادة ضغط السائل فوق الحرج. يمكن تصميم المحرك 252 التوفير الطاقة 0 المحركة للضاغط 251" وقد يتلقى الطاقة الناتجة عن قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 230 نفسه من خلال الأسلاك المتصلة 236. بالإضافة إلى ذلك؛ قد يتم توفير المحرك 252 لشحن الطاقة الكهريائية المنتجة من قسم إنتاج الطاقة الكهريائية 230 إلى بطارية الطوارئ 273؛ واستقبال الطاقة الكهريائية من بطارية الطوارئ 273. شكل 2ب الى 2د عرض مفاهيمي لنظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 200« 200ج؛ 5 200د المرتبط بتجسيد AT للكشف الحالي. بالإشارة إلى شكل 2ب؛ يتم إنشاء نظام التبريد و توليد الطاقة داخل الحاوية 200ب لتعميم السائل فوق الحرج من خلال قسم التبادل الحراري 220؛ and إنتاج الطاقة الكهريائية 230؛ قسم التبريد 0. و قسم الضغط 250. على وجه التحديد؛ تبريد الحاوية ويمكن تشغيل نظام توليد الطاقة 0ب تتوليد الطاقة الكهريائية عند تشغيل محطة الطاقة النووية خلال عملية عادية أو أثناء 0 حادث dase الطاقة النووية حتى عندما يتم حذف قسم التسخين المزدوج Wy لخصائص محطة الطاقة النووية. بالإشارة إلى شكل 22( يمكن تصميم الشكل والتخطيط لقسم التبادل الحراري 220' من نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 200ج ومسار تدفق Jolie التبريد المرتبط به بحرية وفقًا لخصائص محطة الطاقة النووية. يمكن تعديل شكل قسم التبادل الحراري 220 Gund يتم التخلص
من التركيب 221' بالقرب من الجزءٍ الرئيسي 214 كما هو موضح في الشكل 2ج لا يقتصر شكل قسم التبادل الحراري على الشكل الموضح في الشكل2ج؛ ويمكن توفيره داخل حاوية المفاعل 210« وتصميمه لتلقي الحرارة من نظام تبريد المفاعل 211 عن طريق تزويد السوائل فوق الحرجة.
بالإشارة إلى شكل 2د؛ يمكن تصميم نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة 200د لكي يشمل بشكل منفصل أيضاً قسم تبريد حاوية المفاعل الخارجية 290. يمكن تكوين وحدة تبريد حاوية المفاعل الخارجية 290 لإحاطة حاوية المفاعل 210 وتلقي الحرارة من التفريغ من حاوية المفاعل 0 حتى تبرد الجدار الخارجي لحاوية المفاعل 210. بالتفصيل؛ قد يكون شكل التبريد الخارجي لمفاعل التبريد في المفاعل 290 عبارة عن نصف
0 كروي. ومع ذلك؛ لا يقتصر شكل طبقة التبريد في المفاعل الخارجي 290 على شكل أسطواني؛ (Say أن يشتمل جزء على الأقل من شكل وحدة تبريد حاوية المفاعل الخارجية 290 على شكل «sland وشكل نصف كروي» وشكل مزدوج القاع أو شكل مختلط. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن تصميم عنصر التغليف (غير موضح) لمنع تأكل طبقة التبريد في المفاعل الخارجي 290 من SEY يمكن إصلاح سطح عنصر التغليف بطرق مختلفة؛ ويمكن
5 أيضًا معالجته في شكل غير منتظم (زعانف التبريد) لزيادة مساحة سطح تقل الحرارة. علاوة على ذلك؛ فإن سطح عنصر التغليف قد يشتمل أيضًا على عنصر تقل الحرارة (غير موضح) والذي يمكن معالجته كيميائياً لزيادة مساحة السطح وذلك لتحسين كفاءة نقل Shall بالإضافة إلى ذلك؛ قد يتم توصيل مقطع تبريد حاوية المفاعل الخارجية 5 290 إلى IRWST
5080 2 الوقود بإعادة تحميل الماء من خلال قسم الحقن الثاني 283 . وعلى dag التحديد؛
0 قد يتم توصيل مقطع تبريد حاوية المفاعل الخارجية 290 مع الصمام 281 'وصمام الفحص 2. علاوة على ذلك؛ عندما يحدث حادث phd يمكن توفير الجزه 290 من مفاعل التبريد الخارجي مع gall الثاني من التفريغ 292 المتصل بصمام 291؛ (Sarg تصميم قسم التفريغ الثاني 292 لتصريف sale] شحن الوقود المملوء من IRWST 280 على dag التحديد؛ يتم تصميم قسم التفريغ الثاني 292 لتبريد حاوية المفاعل حتى عند التبريد وتوليد الطاقة باستخدام قسم
— 3 3 — Jalal الحراري للمفاعل 220 ang تعطيل قسم إنتاج الطاقة الكهربائية 230 بسبب فشل أو ما شابه ذلك خلال حادث خطير على أنبوب لتصريف السوائل (الغاز /البخار أو السائل /الماء الساخن) من نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية 290 إلى حاوية المفاعل (غير موضح)؛ وما شابه ذلك.
قد لا يتضمن نظام التبريد في المائع وطاقة توليد 200د بشكل منفصل قسم الحقن الأول أو قسم التفريغ الأول. ومع ذلك يمكن توفير الجزء 290 من نظام تبريد حاوية المفاعل الخارجية لتبريد حاوية المفاعل 210 بشكل مستقل. فى هذه الحالة؛ يتم زيادة ARSE ولكن هناك ميزة قادرة على القضاء على تدخل من سائل التبريد الخارجي للجدار مع السائل فوق الحرج. شكل 3 الى 3ج مساقط خاصة لشرح قسم تبادل shall 120 في الشكل 1.
0 شكل 13 هو عرض مكبر للعرض المفاهيمي لقسم التبادل الحراري 120 في الشكل 1. شكل 3ب مسقط جانبي لقسم التبادل الحراري 120 في الشكل 1؛ الشكل 3ج مسقط علوي لقسم التبادل الحراري 120 في الشكل 1. في اشارة الى الشكل 3 الى 3ج؛ قد يتضمن قسم تبادل الحرارة 120 رأس مدخل 127؛ رأس مخرج 128؛ مسار تدفق داخلي 129( والبنى 121( 121 لتشكيل مسار التدفق الداخلي 129؛
5 ويمكن تشكيله ليشمل ماسكًا أساسيًا Lay في ذلك مسار تدفق ذويان القلب 120ج قادرة على تلقي وتبريد الذويان القلب خلال حادث خطير . بالتفصيل؛ يقوم ad التبادل الحراري 120 بترتيب المداخل 127 أء 127« 127 127 د في رأس مدخل 127 لحقن سائل (سائل فوق الحرج خلال عملية عادية؛ إعادة استخدام وقود 717 اللماء أثناء حادث شديد) 129 في التدفق الداخلي 129. بالإضافة إلى ذلك يمكن
0 تصميم مسار التدفق الداخلي 129 في شكل حرف لا بحيث يحيط بالبنية 121" بحيث يحيط السوائل فى درجة الحرارة المنخفضة بالبنية 7121 وبتلقى الحرارة أثناء تدوير الهيكل 121” لزيادة درجة الحرارة. علاوة على ذلك؛ قد يتم تصريف السائل الذي يحتوي على درجة حرارة متزايدة أثناء المرور بمسار التدفق الداخلي 129 إلى المنافذ 1128« 128« 2128 128د من رأس المخرج 8.
— 3 4 —
بالتفصيل؛ كما هو موضح في شكل 3ح قد يتم تصميم قسم التبادل الحراري 120 للسماح للسائل بالتدفق إلى مدخل 1127 ويتم تصريفه إلى المخرج 1128 من خلال مسار التدفق 129أ. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن تكوين المداخل 127 أ خلال 127 د لتتوافق مع مسارات التدفق من 9 أإلى 129 د والمنافذ 1128 إلى 128د؛ على التوالي.
يمكن أن يبرد السائل الذائب الناتج عن انصهار القلب خلال الحوادث الشديدة عن طريق السائل 82leIRWST ( شحن الماء) بينما ينتشر بشكل شعاعي من جزءٍ مركزي من قسم التبادل الحراري 0 إلى حافته على طول مسار تدفق الذويان الأساسي 120ج. شكل ا الى 4ج مساقط مستعرضة تم التقاطها على طول الخطوط' م و 8-8 و '0-0؛ على التوالي؛ من قسم التبادل الحراري 120 في الشكل 3أ.
0 على ang التحديد؛ شكل 14 مساقط مستعرضة ef لقسم التبادل الحراري 120 مقطوعة على طول الخط'8/-8 في شكل 13 بالإشارة إلى شكل 4 السائل فوق الحرج الذي له درجة حرارة متزايدة أثناء المرور عبر مسارات التدفق من 129 إلى 129 د من قسم تبادل الحرارة 120 قطع على طول الخط' A-A يمكن تشكيله ليتم تفريغه إلى المنافذ 1128 2128« z128 128د. علاوة على ذلك؛ شكل 4ب هو عرض مستعرض وسطى لقسم التبادل hall 120 قطع على
5 طول الخط'8-8 في شكل 13 بالإشارة إلى شكل 4ب؛ سائل (سائل فوق الحرج خلال عملية عادية؛ إعادة شحن الوقود خلال حادث خطير) يتم تصميمه ليتم تدويره من الأعلى إلى الأعلى بينما يمر عبر مسار التدفق الداخلي 129 من قسم التبادل الحراري 120 مقطعاً على طول-8 ' 8؛ ويتم تصميم السائل فوق الحرج لتلقي الحرارة أثناء الدوران الصاعد وذلك لزيادة درجة حرارة السائل.
0 علاوة على ذلك» شكل 4ج مسقط مستعرض لقسم التبادل الحراري 120 قطع على طول الخط ' 0-0في شكل 13 بالإشارة إلى شكل 4ج؛ قد يتم تصميم قسم التبادل الحراري 120 بحيث يتدفق السائل الذي يحتوي على درجة حرارة منخفضة في المداخل 1127 127« 27 zl 7د من قسم التبادل الحراري 120 مقطوعة على طول خط C-C' ؛ alg عبر مسارات التدفق يتم
تصريف 1129 خلال 129د إلى منافذ 1128( 128ب» 128ج؛ 128د في hall العلوي من قسم التبادل الحراري 120. على الرغم من أنه تم وصف الكشف الحالي فيما يتعلق بنظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية من نماذج مختلفة للكشف الحالي؛ فإن الكشف الحالي لا يقتصر على نظام التبريد في الحاوية وتوليد الطاقة؛ وقد تشمل الطاقة النووية محطة بها نفس الشيء. بالتفصيل؛ يمكن لمحطة الطاقة النووية للكشف الحالي أن تشمل حاوية مفاعل؛ وقسم التبادل الحراري داخل حاوية المفاعل لتزويد السوائل فوق الحرجة لتلقي الحرارة من نظام المفاعل في حاوية المفاعل وذلك لزيادة درجة حرارة السائل فوق الحرج. علاوة على ذلك؛ قد تشتمل محطة الطاقة النووية على قسم إنتاج الطاقة الكهربائية Lay في ذلك التوويين فوق الحرج الذي تم تصميمه 0 لإنتاج الطاقة الكهريائية باستخدام قوة توسع من السائل فوق الحرج فوق الضغط الحرج؛ والتي زادت درجة حرارتها أثناء تلقي الحرارة من نظام المفاعل . علاوة على ذلك؛ قد تشتمل محطة الطاقة النووية على قسم تبريد تم تصميمه Jalal الحرارة مع السائل فوق الحرج الذي يتم تفريغه عن طريق دفع التوريين فوق الحرج لتقليص حجم الساثل فوق الحرج. بالإضافة إلى ذلك؛ يمكن تصميم نظام التبريد وتوليد الطاقة لتعميم السائل فوق الحرج الذي 5 حصل على الحرارة من نظام المبرد بالمفاعل من خلال قسم تبادل الحرارة؛ قسم إنتاج الطاقة الكهريائية؛ وقسم التبريد. من الواضح للمتمرس في الفن أن الكشف الحالي يمكن أن يتجسد في أشكال محددة أخرى دون الخروج عن المفهوم والخصائص الأساسية له. بالإضافة إلى ذلك؛ لا ينبغي تفسير الوصف التفصيلي لها على أنه مقيد في جميع الجوانب؛ ولكن 0 يعتبر توضيحيًا. يجب تحديد نطاق الاختراع بالتفسير المعقول لعناصر الحماية المرفقة وجميع التغييرات التي تدخل ضمن نطاق مكافئ للاختراع يتم تضمينها في نطاق الاختراع.
Claims (1)
1. نظام تبريد Jolie مُقدم Jabs حاوية مفاعل reactor vessel مُشكلة لاستيعاب نظام مبرد المفاعل المشتمل على: نظام مياه تغذية رئيسي» متصل بحاوية المفاعل reactor vessel لإنتاج الطاقة العادية لمحطة طاقة نووية tnuclear power plant مولد بخار مُقدم Jala حاوية مفاعل creactor vessel توربين رئيسي مُشكل لإنتاج الطاقة الكهريائية electric power باستخدام البخار المتولد عن مولد البخار كطاقة؛ ومزود بنظام تبريد وتوليد طاقة داخل الحاوية في حاوية المفاعل reactor vessel والذي تم تشكيله لإنتاج طاقة كهريائية electric power صغيرة الحجم أصغر من الطاقة electric power dsb Sl المولدة أثناء التشغيل العادي للطاقة النووية «nuclear power 10 حيث يشتمل نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية vessel على: مبادل حراري Js heat exchange يتم تقديمه داخل حاوبة المفاعل reactor vessel ويتشكل لتلقي سائل فوق الحرج supercritical fluid يتلقى الحرارة المتولدة من قلب حاوية المفاعل vessel ١68010؟؛ aud 15 إنتاج الطاقة كهريائية electric power production section يشتمل على التوريينات فوق الحرجة المتشكلة لتلقي الحرارة من القلب وإنتاج الطاقة الكهربائية electric power باستخدام طاقة السائل فوق الحرج supercritical fluid الذي زادت درجة حرارته؛ و مبرد يُشغل التوريين فوق الحرج وثبادل حرارة السائل فوق الحرج supercritical fluid المفرغ لتقليص حجم السائل فوق الحرج «supercritical fluid حيث؛ يتوافر المبادل الحراري الأول ليتم فصله عن نظام مياه التغذية الرئيسي؛ مولد البخار والتوربينات الرئيسية؛ وحيث يتم توصيل المبادل الحراري الأول؛ قسم إنتاج الطاقة الكهربائية electric power section 000000000 والمبرد ببعضهما البعض بواسطة أنبوب؛ بحيث يتم تدوير السائل فوق
— 7 3 — الحرج supercritical fluid من خلال المبادل الحراري الأول» قسم إنتاج الطاقة الكهربائية celectric power production section والمبرد.
2. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ حيث يطبق عليه التصميم الزلزالى seismic design للفئة السيزمية seismic category الأولى» والثانية» والثالثة. 3 نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ Cus تطبق عليه درجة السلامة safety grade لفئة السلامة safety class 1 2 و3.
0 4. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ حيث يستخدم التوريين فوق الحرج supercritical turbine طاقة تمدد expansion power السوائل فوق الحرجة supercritical fluid
5. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ حيث يشتمل أيضًا مبادل الحرارة الأول على القابض الأساسى «core catcher يتم تشكيل القابض الأساسى core catcher لتلقى وتبريد ذويان القلب core melt عند ذويان القلب core داخل حاوية المفاعل reactor vessel
6. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ يشتمل Wad على: مبادل حراري ثان يقع بين قسم إنتاج الطاقة الكهريائية electric power production 560000 والمبردء حيث يتم تشكيل Jobe حراري ثاني يتم فيه تفريغ السائل فوق الحرج supercritical fluid من and إنتاج الطاقة الكهريائية electric power production section والسائل فوق الحرج supercritical fluid الذي يمر عبر المبرد يتبادلان الحرارة مع بعضهما البعض. J 25 نظام وفقاً لعنصر الحماية 1 Cus يشتمل مبادل حراري أول»؛ مبادل حراري ثالث على مبادل حراري لدائرة مطبوعة.
8. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ حيث يتم تشغيل نظام توليد الطاقة power generation 0 ليس فقط أثناء التشغيل العادي بل أيضًا خلال حادث محطة الطاقة النووية nuclear power plant لإنتاج الطاقة الكهريائية .produce electric power
9. نظام وفقاً لعنصر الحماية 8( حيث تتشكل الطاقة الكهريائية المنتجة electric power produced أثناء التشغيل العادي لمحطة الطاقة النووية nuclear power plant لتزويدها بنظام طاقة كهربائية داخلي وخارجي internal and external electric power system وبطارية طارئة .emergency battery
0. نظام وفقاً لعنصر الحماية 9» حيث تتشكل الطاقة الكهريائية المشحونة electric power 0 في بطارية طارئة لكي يتم توريدها كمصدر طاقة emergency power (sh 6 أثناء وقوع حادث. 5 11. نظام وفقاً لعنصر الحماية 10( حيث تتشكل الطاقة الكهريائية المنتجة electric power 0000 أثناء حادث محطة الطاقة النووية Nuclear power plant لتزويدها بمصدر طاقة emergency power source (sla لمحطة الطاقة النووية .nuclear power plant
2. نظام وفقاً لأي من عناصر الحماية 10 أو 11( حيث يتشكل مصدر الطاقة الطارئ emergency power source 20 لتزويده بالطاقة الكهريائية electric power لتشغيل نظام السلامة النووي nuclear safety system أو صمام معالجة لتشغيل نظام السلامة النووية nuclear safety system أو رصد نظام السلامة النووية nuclear safety system أو تشغيل نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية in—vessel cooling and power generation system أثناء حادث محطة الطاقة النووية .nuclear power plant 25
3. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ يشمل كذلك:
— 9 3 — نظام صمام حقن أول يشتمل على صمام واحد على الأقل متصل بخزان تخزين مياه التزود بالوقود في الحاوية (IRWST) In containment refueling water storage tank لتزويد مياه التزود بالوقود لمبادل حراري أول.
14. نظام وفقاً لعنصر الحماية 13؛ حيث يتوافر نظام صمام تفريغ أول يشتمل على صمام واحد على الأقل في أنبوب يصل المبادل الحراري الأول وقسم إنتاج الطاقة الكهريائية electric power production section و يتم تشكيل قسم التفريغ الثاني لتفريغ مياه التزود بالوقود التي يتم توفيرها من خزان تخزين مياه التزويد بالوقود داخل الحاوية In containment refueling water storage tank (IRWST) 0
5. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ حيث يشتمل المبرد على مروحة fan أو مضخة PUMP و يتم تشكيل المروحة أو المضخة لتوفير سائل التبريد إلى المبرد لتبادل الحرارة مع السائل فوق الحرج .supercritical fluid
6. نظام وفقاً لعنصر الحماية 15( Gus يشتمل سائل التبريد cooling fluid على الهواء air أو الماء النقى pure water أو مياه البحر seawater أو خليط من ذلك.
7. نظام وفقاً لعنصر الحماية 1؛ وبشمل كذلك: مبرد slog مفاعل خارجي يتكون لإحاطة gia على الأقل من حاوية المفاعل reactor vessel وتم تشكيله ليشمل مبادل حراري ثالث لتبريد الحرارة المفرغة من gla المفاعل reactor
.vessel
8. نظام وفقاً لعنصر الحماية 17( حيث يشتمل gia على الأقل من شكل مبرد حاوية المفاعل 5 الخارجية external reactor vessel cooler على شكل أسطواني «cylindrical shape أو
شكل نصف كروي hemispherical shape أو شكل حاوية مزدوجة double vessel shape أو شكل مختلط من ذلك.
9. نظام وفقاً لعنصر الحماية 17؛ وبشمل كذلك: نظام صمام حقن ثانٍ يشتمل على صمام واحد على الأقل متصل بخزان تخزين مياه التزود بالوقود في الحاوية (IRWST) in—containment refueling water storage tank لتزويد مياه التزود بالوقود بقسم تبريد حاوية المفاعل الخارجي external reactor vessel cooling
.section 0 20. نظام وفقاً لعنصر الحماية 19« ويشمل كذلك: نظام صمام تفريغ ثاني يشتمل على صمام واحد على الأقل في قسم تبريد حاوية المفاعل الخارجي «external reactor vessel cooling section و يتم تشكيل نظام صمام التفريغ الثاني لتصريف مياه التزود بالوقود المزودة من خزان تخزين مياه التزود بالوقود في الحاوية in—containment refueling water storage tank (IRWST) 5 dass .1 الطاقة النووية cnuclear power plant وتشمل: حاوية المفاعل reactor vessel متشكل لاستيعاب نظام تبربد مفاعل يتشمل fle نظام مياه تغذية رئيسي» متصل بحاوية المفاعل reactor vessel لإنتاج الطاقة العادية 0 لمحطة طاقة ¢nuclear power plant Lge مولد بخار مُقدم داخل حاوية مفاعل treactor vessel توربين رئيسي مُشكل لإنتاج الطاقة الكهريائية electric power باستخدام البخار المتولد عن مولد البخار كطاقة؛ ومزود بنظام تبريد وتوليد طاقة داخل الحاوية في حاوية المفاعل reactor vessel والذي تم تشكيله لإنتاج طاقة كهريائية electric power صغيرة الحجم 5 أصغر من الطاقة الكهريائية electric power المولدة أثناء التشغيل العادي للطاقة النووية «nuclear power
حيث يشتمل نظام التبريد وتوليد الطاقة داخل الحاوية reactor vessel على: مبادل حراري Js heat exchange يتم تقديمه داخل حاوبة المفاعل reactor vessel ويتشكل لتلقي سائل فوق الحرج supercritical fluid يتلقى الحرارة المتولدة من قلب حاوية المفاعل vessel ١68010؟؛ aud 5 إنتاج الطاقة كهريائية electric power production section يشتمل على التوريينات فوق الحرجة المتشكلة لتلقي الحرارة من القلب وإنتاج الطاقة الكهربائية electric power باستخدام طاقة السائل فوق الحرج supercritical fluid الذي زادت درجة حرارته؛ و مبرد يُشغل التوريين فوق الحرج وثبادل حرارة السائل فوق الحرج supercritical fluid المفرغ لتقليص حجم السائل فوق الحرج «supercritical fluid 0 حيث؛ يتوافر المبادل الحراري الأول ليتم فصله عن نظام مياه التغذية الرئيسي؛ مولد البخار والتوربينات الرئيسية؛ وحيث يتم توصيل المبادل الحراري الأول؛ قسم إنتاج الطاقة الكهربائية electric power section 000000000 والمبرد ببعضهما البعض بواسطة أنبوب؛ بحيث يتم تدوير السائل فوق الحرج supercritical fluid من خلال المبادل الحراري الأول؛ قسم إنتاج الطاقة الكهربائية power production section 6160116؛ والمبرد.
شكل دأ Yo p= 3 oer 7 yrs 71 — ا له ااا ٠ : 2 ٍ : <= الا \ 7 Ry, Velie ; YY 5 i 3 ope
’ . i= ب ar mera 12 لو« vy, EET ae vy te “TY 53 حي أ ITE { oN Te { wee EE ny 8 اك ا حت ان رد ب ل | YE YE ; JY Sess a iva SHE ES Poy 1s 1 i fd J i \ RRS eo يب هلا ST = i | لم ٍ ب تباي ot LEY 1:1 vrs LE LL BLL en [HH | 5 الماح A نظام م د Se Tg الت حا ke الجا ا كد EET EE 7 0 | Lay وق y 4 ب ال ٍ ٍ 7] Wy 5 نا اه ا وهب لاحتنا لاغ 2 0 = 44 4 a ed ب 52 eo or 51 : بل ةرت اا اه لام ٍ متسس لاسي د Vie | نا =a EAR 3 ااا eee | ١ لل ١ VY CH حت = = = We dT vane eg te [EE مر r لام الطاقة الداخلي. ١١ i : ب Een POT] | سم خا اا و ; xe YY | YAY YA ye EE f= ها 0: ب بداب م بحم STRIPE بحص رك ~ Lod i Ye ASST Lowa (SS ee ‘8 ct —— \ 2 Ra He ' i ; Ye Wt | 0 ١ بد وبا — ye ات = ١١ 2 4 i oy = ph ella ed فك 1 ما ani 1 | TT TT To rl التوربينة الكبرة ليا “ا SEE TT eesti TTT | Dee عا جيم لل اي 4 Fe 1 0 بحي 5 3 Ed A Er I ! Hg : ; he 1 A ااا نهدن م + 1 I 1% yoy Vir mor Thal AA EA i oly ; خا ل ا ازا ميا إلا | للك" إل be TY نظام تخلية ام ض ee WT rm i tin A 7 ال NYSE أ ات 1 ل الحا I} 53; 1 ع = 1 ا | =" 1 ete Sa Ha Fl philly hee Rg 3 ! § Ay EE LE pn Aree et Ih a ل Ei] 4 TOTTI TE ١ ١ EE yas [EEE] flare 4١! ججح Ho ar if bE dt 1 ل ل الح ل for gr ves 7 يا sed | ATE وخر وات .[مجر أن احا حت تيا # THA ا ل و اله 1 ا vig = ا aes ELLY Ye 1 للدي ديات ات YEA ا ا ا ا py EE pri "SAB لكا i 1 1 | CY YR ee الس Ng وي امسر ا 7 Pp = المناقة اذداجة Am ١ | ] YY soot] Eg a T (abl نظام الطاقة | Lo 2 IVE] بطارية | | اطاقة الطواريع weds |) ا انشيج 7 — ااا —l 1 , 1 L ل he ا + YAY vad Wr 11 ا
ج١ شكل : ب Yo en 1 0 لبد م اباب نا 2ل د ل go ال i Men = ا A. . LE TS HEE THE = = = > الح ا ا 7 ا i أ ا J 2 ; Hs nwWrll__L Jor lf عي mE Tel Lh ve : i csi rE i So 1 مستي إل ا ل ا ا ا ل = إٍْ et | : pT WE fear] 2 ل صاقو و؟ها I Yi i Tem ded RTS FB rl ET TESTES a YO لا حا ا . PoE vy > ل SEA en lb OX EE Te ail peel bl a Lop mdm be [Ty freeing] اح ree re its | ا TT Nar لك ves Er HE FET PE CD STR oN TT ne weed وباك CNY + EET لد غوسي بن ot للا ل | FH Cy امتح 5 درك ] سس فا of لل الاح اق oY red | I Whee, WR OR Ut St + wy EET 36 SE 4 Woe rea ب POVAT VY Rt oof "نظام الطاقة الداخلي 7 عنصي ١ ا ا أ = 1 . TROY AVE الطارئة سب Sa ى الفارجي. ! vo AT hut Ll ام de EL STI Ts نالا اسان ل نات ln Sn لان 4 4 } BR 1 ١ يكحضا ل TY
د١ شكل: خنع + TT 4 vie¥le 1١ = ey . Yn So 1 Ceol لب ا PRE TT بط Li >85 لات ل« ا مر 7 7 i i 0 IE VY | / 1+ | iT LR i A ع جا : سا لب ل مير = جر تحبا 1 1 1 i ا لح | ال + ل كحيو ; = BEE | - 1 AE Viet | 5 1 اذا م 1 i 1 Yul ae | IH: YE a i vA 7 ب حر { EN val FBS] bl. | dy 1a "سس م 2 ىا“ بخاص ل - Loar TE كان le Le ae سجن mele Y vid SVE ERR | 7] ! ١ نظام تغنية الماء = em fo i 1 [ Zn 3 1 T iF 2 ا إٍْ OH mal Lt احير 6 [ CEE } CTE 0 ear ydy ay 8لا | ب 7 ني = 451 uy aE \ ET 7 Sot OY 5 i. | Hl vay tit 7 = a. vad Aa يحاي لا ا ل ب دوع em TE اتن اتيت دي med | Fegan Taw, Vy © a 1 ١ EE ¥ Fh es a | I x farce 5 fede] ل LAr eRe as TY السلمة Eid, pedis, انظام الطاقة الداخلي ١١ اا الس ا vee طاقة الوزن wa 0 Lk \ ب الح rm amd لط T Vig ! FAAS yay Yay wy ذل joa
¥ شكل Ye = Fhavy, ¥ } t CL i 4 i . داحتا ; { + ال — — Hf Fey PN اا لح مع ا <3 ple — — 3 ra Foy, لحل oo LE 4 8 ov AALS 8 hd Th oo | Ered | KE ia voy vps IT ITY اليب يدا( Hos tor Cr EA Ea ما داج ا مص 1 5 | ل أ wl : جا أل اح د شد اع ام يي الج oY ws Plover | Wid, الاق Ry i iy \ 2 حا Ee poy { veh بت YX Nd a ee * اد ١ 01 RY :ا TTR epee أ ا وملا خا تصن الها rs 1 د م "0 ¥ XY ¢ هلها oh لام تغلية الما[ سب | الب ا بل ب : ; ral 5 ا 55 Ly is = Yi مق ا ا أ تكلا 5 rE Sod wind EE Ho mel Sse voy ay dol RA 2] = ge : 3 lel i . 2 + _ 18 ; cesT i ave 4 EEE] vil أ ا ل ال ١ الا RH وا ل yey YEE ay ليها اين LY : حرق 1 | ANH نح ¥en 73 fr] 8 لح SL ٍ لل وجلا ع لادان ا الي ادم Wom AAS | _ Ceo هما اا صر لوه ادب ا PR ا ار اق i Fg] اح | و الغارجي | ا بطارية | طاقة الطوارئ Kay YAS bem eT ا i i يدا TVA
أب 1 5 8 حب rm 1 ا 4 نجه حص Yie¥ie IW) So SRN pea, اوس = = 3 7 ار ا YT ee J ا evel Sy |r Co | fered] VE 5 YITY Yr ات Ee 1 ل ؛) Lo gre le ا الو Theis : THEE ays vi, mares الاك + ال Thad HE CLI لمحتت اي اين Ber YY “SL YY Ruhl = = bm = Ey 5 ْ ها اتات اي اناا .ا م مايا S(T oT | اا HE ug ل دل الع vir van EE Eee يميا Tbr ١١ ال الك EE os AE ال متت #ج #- مسرل eH eT YY Yo vie B= ced | CHEE vy cpp pb YET [ وجاك خالا YY لكا مر لوو gram TAT YY mee ١ EAS pea Anda ا انام الطاقة CLR ا 177 ل كلم احم سن Leder ا ا ال ا ا تا ا : ¥ Ax v A 4 v ا YY YY POAT RA
اج ; is oN Ere =F eo mre TT f =% Vee = Ye مس ا نا 0 Xe | = LTT \ Ay 2. 7 بحطصا 0 و . 8 8 8 ٍ ب" ogo 8 و0 ge 4 ‘ ¥ \ X i i X بيد X } ¥ لإ x . ١ ا peer وشو ho اد Vv 2 er ITY XT BEER 27 نحي Sl لكي ميقي ٍ ِ سي ام ET ا oN 3 Y LEE === Hw ET Sa Spgs) 3 EEE ny
¥.$ : ; ا Slr جايو ا # t § A - id Los oF اد جحل 0 | VE ١ ا 1 أ Lod ل يا لحاكلا أل ا £9 eo الخ ا BE ww ooh — (TY = EY ا TE = لسرم سل سن ٌ ان اد ال لا 0 بي احا الى ro 3 دك ل 3 Yor T of EL = سا 4 So “+ نا 1 31 oy 5 yx ا ال 5 أ اب الي ' ا : CUNY م “HE Xe ليا ع وي 03 WE 0 ¥Yo_. vis “لها ٠ 717 ا الات ل 2 من ناه الات نات هللات لاه هن ار - mE | Ee ae A yyy [Ep Yi SEE Foxy Thee ee vine | GEE TV oo [0 يلا | صر TR ناد الطاقة | YAY بإب ينس Rom Los Jpg مساح المت ا CT ا leak ا أن يج FAY A YAY YA.
— 4 9 — شكلن ؟د اال ال رست سحن Tha 7١و ا ل FO tis اح ERE 1 Hoes أن الها ا i ag مشا > أ ا A ب لاا — ْ § 7 يا - “ا لاا الال 5 ٍ : للستت TT | الو ! حت الح هيم |The ل ل حا ا الك os LT حت ل م[ YT i j 1 | Ese gl اكوا هل § \ YE i : ب | ال mea IH PY A ابيص | EEE Mh تلم ٍ اخ يم 3 ! wm eer ! ب 4 LAR ak we YY 2١ el ACI ; gi هم ة ؟؟؟ is لح EE SE = Eg حب YO yar ل od Fr او 0 ب يات الا 1 مسن YY YAY نذا Ey FTE LL malay ٠+ LE روب 71كر الا 8 i ا X 2 سا ب ¥ Y bo EE eT ا Ere Fs 0 x 4 X Yve 5 Ye | See Cran Cl on SER TT | a جا اح حك Ye ™ YY ل يب | | لاسا با Jpn ews اشر 0 ل ٠ i iN I 1 1 ٍ I Te ab Sooke var YY PAY vay ركرك
— 0 5 —
Y . \ ب 5 : 1 YY : ض أ YY ٍ er Tl A B ON A نم — مل لبخ الله ا لبح زلا 2 لات bv ب ب كات ليد سبد > 0 ابا 3 ا : 1 4 = ; < 0 أب ٠١ =YTA YA _ YA A ١4 م ¥ ماج جح 0 4 و ب z 3 ¥ Voi { : 3 ed ١ ب ’ moomoo] = 1 اب
— 5 1 — teen > 3 { SS
Lo . 0 : 5% ¥ Aah Y ب 34 ¥ 3 { 1 0 % ¥ a ا اتا TF, ال لك د ل لي ٍ SE 3 CE 9 A ¥ \ Sea RAY rN Go er En eRe, : SFE AR AEE pas Si Ss i \ y 5 ا 1 81 1 1 a Gay ZA SUS CAR 8 ب fas 2 >
YY. a ا Z ل اج Bb fo Ae Fria poy الح 0 3 ١ ¥ | 1 إ ١ v v 5S GE 5 ol ln 1 3 5 ل ا ا RR en أ لق جا اال dy SG “> 0 SR SE CR +; ا : RY Sed 0 و Sr SrA FINES Rr 0 Ti Nanos ال ا face Pa 8 SEE RA 3 Seas Sh 1 ااا الا Go ERR CORE SRNR pn 2 Cod . y ا 1 5 f ب : y أت <> Nd 1 1 i YA si YY =
— 5 2 — ig 5 5 Phe 2 a ¥ A y ¥ 3 الوا 4 ١ 8 اا Bee, مه أ ا Pa وبر لل اهدي اد الحم SF == Sof A Sg — NA N= A ال od Ss =a Se ANE H REE GF ei اذ . ال ل ا AR وني اد i الم oh ade Soy YY SY ا ل اج اش a rat eS A RN ios وه و للا لد 0 المحم "اج YA اي AT : J الو سال بر BE مالفالا ال ار يق لس الا لمعا يتخب اج الت ا ال حب ad SL SHR ATRL ela Ga AE RF RE {iy ENE Spm Ae Ry de Ea i ا ا TEES Ls A Naud: ; 1 ا 0 ¥ & id YYA 00 : 4 ’ 1 Le مها شكل ب ورا لازي fae 5 Wo) AY a £m SIR او ا ل اي ع ا لي الا الا و ل اتا ار SE ame oie Sree ¥ CpenE mea التي RE vy ا ا تت انا Su ا أت ل 4 0 pork 1 Robs ey ؟ Ey OAL SE AOR Ree Si Ea Sond Lo a I Boe Cron ra BR NR Noone vo Dos ال لإ ل لإ ل ل ببح La ال
—_ 5 3 —_ $ Ji 2 ~ i i : a Lt قل لد ALYY No ARR TE i SE : Bm Fy ST wm Te . A — AY i = S&F 7 ا A ابلص أو لا وال تح اا لا ااي EE ا ا الال م يا 8 Si ER رك ا حا ل MEE a ااا اا ا ASE ee اد د oy SERS تيتا 7 لإاآااج Bos © Eee حي لت 7 الله en JE = الخ rT لعل اط A مجه 5 ya لضع EES 4 YA Bo و يا التي 0 Ox 1 Cl Rn 8 ل ا ا — A عب ELS ل 8 A 6 ل ا ts mua IY Lot د« شع اركب WR شيك في وا ا Rg, EP تر “mr peg oA YY اب 1 1
الحاضهة الهيلة السعودية الملضية الفكرية Swed Authority for intallentual Property pW RE .¥ + \ ا 0 § ام 5 + < Ne ge ”بن اج > عي كي الج دا لي ايام TEE ببح ةا Nase eg + Ed - 2 - 3 .++ .* وذلك بشرط تسديد المقابل المالي السنوي للبراءة وعدم بطلانها of سقوطها لمخالفتها ع لأي من أحكام نظام براءات الاختراع والتصميمات التخطيطية للدارات المتكاملة والأصناف ع النباتية والنماذج الصناعية أو لائحته التنفيذية. »> صادرة عن + ب ب ٠. ب الهيئة السعودية للملكية الفكرية > > > ”+ ص ب 101١ .| لريا 1*١ uo ؛ المملكة | لعربية | لسعودية SAIP@SAIP.GOV.SA
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020170064356A KR101988265B1 (ko) | 2017-05-24 | 2017-05-24 | 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템 |
| PCT/KR2018/005827 WO2018217001A1 (en) | 2017-05-24 | 2018-05-23 | Cooling facility in a reactor vessel and electric power generation system |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SA519400872B1 true SA519400872B1 (ar) | 2023-01-09 |
Family
ID=64396820
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SA519400872A SA519400872B1 (ar) | 2017-05-24 | 2019-01-13 | مرفق تبريد في حاوية مفاعل ونظام توليد الطاقة الكهربائية |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US11238998B2 (ar) |
| KR (1) | KR101988265B1 (ar) |
| SA (1) | SA519400872B1 (ar) |
| WO (1) | WO2018217001A1 (ar) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102275928B1 (ko) | 2019-03-12 | 2021-07-12 | 한국수력원자력 주식회사 | 강제공기순환을 이용한 원자로건물 냉각 시스템 |
| KR102249809B1 (ko) | 2019-11-15 | 2021-05-10 | 한국원자력연구원 | 원전 장기 냉각 계통 및 이를 이용한 원전 장기 냉각 방법 |
| KR102348091B1 (ko) | 2020-04-01 | 2022-01-10 | 한국원자력연구원 | 증기 발생기 사고 대처 시스템 |
| CN111584101A (zh) * | 2020-04-29 | 2020-08-25 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种深海核能系统的冷却装置 |
| CN113707348B (zh) * | 2020-05-22 | 2024-02-27 | 华龙国际核电技术有限公司 | 核电厂安全因素的确定方法及装置 |
| RU2747576C9 (ru) * | 2020-11-03 | 2021-08-17 | Игорь Иванович Шмаль | Способ уменьшения времени кристаллизации кориума и корпус устройства локализации расплава для его реализации |
| JP7082253B1 (ja) * | 2021-09-25 | 2022-06-07 | 強 松岡 | 放射能の放出防止を目的とした、炉心溶融事故に対応可能な原子炉 |
| CN114121326B (zh) * | 2021-11-22 | 2024-06-28 | 清华大学 | 超临界或超超临界核能发电系统 |
Family Cites Families (23)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4130459A (en) * | 1976-03-29 | 1978-12-19 | Westinghouse Electric Corp. | Poison and diluent system for nuclear power plants |
| US4239596A (en) * | 1977-12-16 | 1980-12-16 | Combustion Engineering, Inc. | Passive residual heat removal system for nuclear power plant |
| US4950448A (en) * | 1989-05-11 | 1990-08-21 | General Electric Company | Passive heat removal from containment |
| US5610962A (en) * | 1995-09-22 | 1997-03-11 | General Electric Company | Construction of nuclear power plants on deep rock overlain by weak soil deposits |
| FR2922678A1 (fr) * | 2007-10-22 | 2009-04-24 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a refroidissement ameliore en situation d'accident |
| FR2956773B1 (fr) * | 2010-02-24 | 2012-03-23 | Commissariat Energie Atomique | Installation de production d'energie a partir d'un reacteur nucleaire rapide a gaz |
| CA2796487C (en) * | 2010-04-23 | 2021-06-08 | Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Atomique Du Canada Limitee | Pressure-tube reactor with pressurised moderator |
| JP2011247584A (ja) * | 2010-05-21 | 2011-12-08 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
| KR101281351B1 (ko) * | 2011-07-25 | 2013-07-02 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력발전소용 보조전원공급장치 및 그 보조전원공급방법 |
| US8887503B2 (en) * | 2011-12-13 | 2014-11-18 | Aerojet Rocketdyne of DE, Inc | Recuperative supercritical carbon dioxide cycle |
| CA2860823A1 (en) * | 2011-12-20 | 2013-06-27 | Nihon Nature Cell Co., Ltd. | Compact nuclear power generation system |
| JP2013148438A (ja) * | 2012-01-19 | 2013-08-01 | Toshiba Corp | 非常用冷却システムおよび原子炉施設 |
| JP5876320B2 (ja) * | 2012-02-23 | 2016-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
| US20130223579A1 (en) * | 2012-02-28 | 2013-08-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Control rod drive mechanism ("crdm") assembly for a nuclear reactor |
| KR101389840B1 (ko) * | 2012-08-29 | 2014-04-29 | 한국과학기술원 | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 |
| KR101480046B1 (ko) * | 2013-05-08 | 2015-01-09 | 한국원자력연구원 | 비상냉각탱크 냉각설비 및 이를 구비하는 원전 |
| KR101551744B1 (ko) * | 2014-08-11 | 2015-09-11 | 한국원자력연구원 | 원자로 및 그 동작 방법 |
| KR101570080B1 (ko) * | 2014-09-22 | 2015-11-19 | 한국원자력연구원 | 원전 |
| KR101665248B1 (ko) * | 2015-04-27 | 2016-10-12 | 한국수력원자력 주식회사 | 피동 작동형 노외 노심 용융물 냉각장치 |
| US10665356B2 (en) * | 2015-09-30 | 2020-05-26 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
| CN108431535B (zh) * | 2015-11-09 | 2020-02-14 | 法马通股份有限公司 | 用于核电厂的安全壳的减压冷却系统 |
| CA3018444C (en) * | 2016-05-02 | 2021-07-06 | Terrapower, Llc | Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations |
| JP2020512533A (ja) * | 2016-12-11 | 2020-04-23 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 負荷追従および熱電併給機能を備えた小型モジュール原子炉発電所、ならびにその使用方法 |
-
2017
- 2017-05-24 KR KR1020170064356A patent/KR101988265B1/ko active IP Right Grant
-
2018
- 2018-05-23 WO PCT/KR2018/005827 patent/WO2018217001A1/en active Application Filing
- 2018-05-23 US US16/615,204 patent/US11238998B2/en active Active
-
2019
- 2019-01-13 SA SA519400872A patent/SA519400872B1/ar unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR101988265B1 (ko) | 2019-06-12 |
| US20200161011A1 (en) | 2020-05-21 |
| KR20180128796A (ko) | 2018-12-04 |
| WO2018217001A1 (en) | 2018-11-29 |
| US11238998B2 (en) | 2022-02-01 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| SA519400872B1 (ar) | مرفق تبريد في حاوية مفاعل ونظام توليد الطاقة الكهربائية | |
| KR102037933B1 (ko) | 원자로 냉각 및 발전 시스템 | |
| KR101973996B1 (ko) | 원자로용기 외벽 냉각 및 발전 시스템 | |
| KR102115043B1 (ko) | 수중 전기 생산 모듈 | |
| US10049776B2 (en) | Compressed air, utility-scale, non-polluting energy storage and nuclear reactor emergency cooling system using thermal power plant waste heat | |
| CN108461163A (zh) | 应急堆芯冷却系统和使用该应急堆芯冷却系统的沸水反应堆装置 | |
| CN104508753A (zh) | 用于核反应堆的深度防御安全范例 | |
| US11302452B2 (en) | Nuclear reactor cooling arrangement having a stirling engine | |
| CN104464846A (zh) | 核电厂非能动高位应急冷却给水系统 | |
| CN104036838A (zh) | 移动平台式浮动核电站及换料方法 | |
| US9679667B2 (en) | Submerged electricity production module | |
| JP2013036921A (ja) | 原子力発電所支援船 | |
| JP2012141324A (ja) | 原子力発電所の免震耐震・耐津波機構 | |
| KR102109991B1 (ko) | 전기 생산 모듈 | |
| KR102130860B1 (ko) | 침수 에너지 생산 모듈 | |
| CN105047237B (zh) | 能动结合非能动的乏燃料水池喷淋冷却系统及其控制方法 | |
| KR102097839B1 (ko) | 침수 또는 수중 전기 생산 모듈 | |
| WO2022233141A1 (zh) | 核电厂非能动专设安全系统及供水系统 | |
| KR102115044B1 (ko) | 수중 전기 생산 모듈 | |
| Conway et al. | Simplified safety and containment systems for the IRIS reactor | |
| US10079076B2 (en) | Emergency core cooling system for a water-cooled reactor system | |
| Luckas et al. | Assessment of candidate accident management strategies | |
| Kim et al. | Assessment of Coping Capability of KORI Unit 1 under Extended Loss AC Power and Loss of Ultimate Heat Sink Initiated by Beyond Design Natural Disaster | |
| CN116759118A (zh) | 一种非能动堆芯及安全壳综合冷却系统及冷却方法 | |
| Procházka | Czech industry capability: New nuclear unit |