Защитная оболочка реактора и ядерная энергетическая установка, в которой она применяется

Защитная оболочка реактора и ядерная энергетическая установка, в которой она применяется

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники, к которой относится изобретения

Настоящее изобретение относится к защитной оболочке реактора с кипящей водой и к ядерной энергетической установке, в которой эта оболочка применяется.

Уровень техники

Обычно ядерный реактор с кипящей водой (BWR) имеет основную защитную оболочку, конструкция которой обеспечивает возможность гашения давления, и, следовательно, ее преимущество заключается в возможности уменьшения объема основной защитной оболочки реактора. В случае реактора с кипящей водой атмосфере внутри основной защитной оболочки реактора приданы инертные свойства за счет добавления газообразного азота, с тем, чтобы понизить концентрацию кислорода по сравнению с концентрацией кислорода в атмосфере воздуха при нормальных условиях. Поэтому в том случае, если температура топлива в активной зоне реактора во время аварии возрастает, и оно реагирует с охладителем и при этом генерируется водород, то в такой основной защитной оболочке реактора не возникает опасности возникновения взрыва или быстрого горения. Кроме того, реактор с кипящей водой имеет небольшую основную защитную оболочку, и внешняя поверхность основной защитной оболочки полностью расположена внутри здания реактора с образованием двойной оболочки. Таким образом, даже в случае проектной аварийной ситуации может быть обеспечена двойная защита от радиоактивных материалов.

Безопасность реакторов с кипящей водой крайне высокая, и не происходит внезапного начала аварий основной конструкции или аварий, в которых целостность топлива в активной зоне нарушалась бы в малейшей степени вообще. Кроме того, в соответствии с вероятностной оценкой безопасности (PSA) подтверждено, что частота повреждений активной зоны реактора для реакторов с кипящей водой достаточно низкая, составляет приблизительно от 10^-5/реактор-год до 10^-6/реактор-год для старых моделей и от 10^-7/реактор-год до 10^-8/реактор-год для более поздних. Тем не менее, в конструкции реактора нового поколения реализовано предписание, согласно которому конструкцию создают при допущении предположения о том, что может произойти тяжелая авария.

Если возможность тяжелой аварии предполагается в конструкции реактора нового поколения, то это может быть случай, когда при возникновении такой тяжелой аварии генерируется большое количество водорода за счет реакции вода-металл, происходящей между высокотемпературным ядерным топливом и охладителем, и давление внутри основной защитной оболочки реактора возрастает и превышает расчетный предел давления. Например, в случае усовершенствованного ядерного реактора с кипящей водой (ABWR) расчетное (проектное) давление основного герметизирующего корпуса реактора составляет 310 кПа, однако, если в случае тяжелой аварии образуется большое количество водорода, давление внутри основной защитной оболочки реактора может достигать величины, приблизительно вдвое превышающей указанное проектное давление. В этой связи, хотя и доказано, что основная защитная оболочка реактора указанного усовершенствованного ядерного реактора с кипящей водой может выдерживать давление, превышающее проектное в три раза, состояние реактора, в котором в случае возникновении крупной аварии давление внутри основной защитной оболочки сохраняется превышающим проектное давление в течение продолжительного периода времени, является неблагоприятным с точки зрения безопасности. Если давление внутри основной защитной оболочки реактора превышает проектное давление, может происходить утечка радиоактивного газа, находящегося внутри основной защитной оболочки реактора, величина которой может превышать расчетную величину утечки.

В случае проектной аварийной ситуации давление внутри основной защитной оболочки реактора ограничено расчетным давлением или меньшей величиной давления, а величина утечки радиоактивного газа внутри основной защитной оболочки реактора ограничена расчетной или меньшей величиной утечки. В этом случае давление внутри здания реактора почти не увеличивается, и, следовательно, здание реактора вообще не подвержено повреждению. Кроме того, в случае проектной аварийной ситуации используют эффективно действующий вытяжной вентилятор и фильтр для удаления газа, находящегося внутри здания реактора, через отводящую трубу, поддерживая тем самым в здании реактора разрежение по отношению к внешнему атмосферному давлению. В результате здание реактора имеет двойной барьер, препятствующий проникновению радиоактивных веществ в атмосферу. Однако при возникновении тяжелой аварии существует вероятность того, что используемый вытяжной вентилятор не обеспечивает выполнения своей функции вследствие потерь мощности или тому подобного, и это может привести к утрате зданием реактора функции по дублированию предотвращения распространения радиоактивности.

Для того чтобы ограничить рост давления в основной защитной оболочке реактора в случае тяжелой аварии, эффективным действием является выпуск газа, находящегося в основной защитной оболочке реактора, в здание реактора, служащее вторичной защитной оболочкой реактора. Однако здание реактора имеет низкое проектное давление, и внутри здания находится воздух при нормальных условиях, так что, если в здание реактора отводится газ высокого давления, находящийся в основной защитной оболочке реактора и содержащий большое количество водорода, генерируемого при возникновении тяжелой аварии, в здании реактора может произойти взрыв с повреждением здания, и в результате произойдет неконтролируемый выброс радиоактивного газа в атмосферу. Такая ситуация имеет сходство с ситуацией крупной аварии на Чернобыльской атомной станции. Таким образом, указанный способ не является технически подходящим, хотя и был предложен, и в настоящее время не существует действующего ядерного реактора с кипящей водой, который применял бы такой опасный метод. Следует отметить, что проектное избыточное давление для здания реактора составляет 13,8 кПа (0,14 кг/с²). Однако такая величина проектного давления не означает, что здание реактора обычно является недостаточно прочным, а установлена преднамеренно, как величина давления, при котором должна открываться установленная в целях безопасности панель взрывозащиты.

В качестве технически подходящего способа известен способ, согласно которому газ, находящийся внутри основной защитной оболочки реактора при возникновении тяжелой аварии, выпускают в окружающую атмосферу через фильтр. Однако в окружающую атмосферу выходит инертный газ и органические соединения йода, причем без ограничения, и поэтому население повергается воздействию радиоактивного облучения. Кроме того, для минимизации указанного воздействия радиации на население, необходимо предварительно эвакуировать каждого проживающего в пределах определенного расстояния от реактора.

В последнее время в экономичном упрощенном ядерном реакторе с кипящей водой (ESBWR) применяется превосходный способ, согласно которому водяной пар, подлежащий выпуску внутрь основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии, конденсируют с помощью системы пассивного охлаждения активной зоны ядерного реактора (PCCS) для снижения роста давления, обусловленного остаточным тепловыделением в основной защитной оболочке реактора. Однако большое количество водорода, освобождаемого в случае возникновения тяжелой аварии, не конденсируется с помощью системы PCCS, а объем основной защитной оболочки реактора типа ESBWR мал, так что давление внутри основной защитной оболочки реактора при возникновении тяжелой аварии поддерживается, в конечном счете, в два или три раза превышающим расчетное давление. То есть, даже если в обычной защитной оболочке реактора, имеющей небольшой объем, установлена система PCCS, давление внутри защитной оболочки реактора в случае тяжелой аварии не может быть ограничено величиной расчетного давления или меньшей величиной. При этом следует отметить, что расчетное давление для основного герметизирующего корпуса реактора типа ESBWR также составляет 310 кПа.

Для вышеуказанных условий не так давно была описана новая оригинальная конструкция защитной оболочки реактора, имеющей конфигурацию, в которой верхний объем, включающий площадку для технического обслуживания, используют в качестве стойкой к давлению верхней вторичной защитной оболочки реактора, а газ высокого давления, накапливающийся в основной защитной оболочке реактора, выпускают в указанную вторичную защитную оболочку реактора (см. документ JP 2007-10457). Термин «стойкий к давлению» в данном случае означает, что верхняя вторичная защитная оболочка реактора спроектирована так, что имеет такое же расчетное давление, что и основная защитная оболочка реактора. Однако в известной защитной оболочке реактора, существовала необходимость создать в зоне, включающей площадку для технического обслуживания, атмосферу с содержанием кислорода, меньшим, чем в атмосферном воздухе при нормальных условиях, для того чтобы предотвратить возникновение взрыва водорода. В таких условиях при нормальном функционировании ядерной энергетической установки оператор не может входить в зону, включающий площадку технического обслуживания, например, для транспортировки топлива. Если атмосфера в зоне, включающей площадку для технического обслуживания, представляет собой воздух, необходимо, чтобы большое количество водорода, генерированного при возникновении тяжелой аварии, было сожжено или рекомбинировано с помощью воспламенителя или дожигателя с выделением большого количества теплоты с увеличением температуры внутри защитной оболочки реактора до 200°С или более, что может привести к повреждению оборудования вследствие перегрева.

Проблемы, решаемые настоящим изобретением

В случае реактора нового поколения запроектированный срок эксплуатации ядерной энергетической установки составляет от 60 до 80 лет и, следовательно, существует возможность увеличения числа жителей, постоянно проживающих вблизи атомной станции после окончание ее строительства. Увеличение численности населения вокруг станции затрудняет проведение полной эвакуации всех этих жителей, необходимой в случае чрезвычайной ситуации и планируемой при возникновении серьезной аварии на установке. Если же численность населения, проживающего вокруг атомной станции, должна быть ограниченной, то возникает препятствие для создания ядерной установки в непосредственной близости от большого густонаселенного города. Даже, если атомную станцию создают вблизи густонаселенного большого города, безопасность реактора нового поколения должна быть полностью гарантированной за счет собственной проектной безопасности атомной станции.

Кроме того, возможно, что реактор нового поколения будут строить в любом месте в самых разных странах мира, и, следовательно, для реактора существует опасность, связанная с природной катастрофой, такой как сильное разрушительное землетрясение, цунами большой силы и сверхсильный ураган. Если тяжелая авария происходит вследствие природных катастроф, то затруднительно осуществить полную эвакуацию населения, поживающего вблизи атомной станции. Необходимо понимать, что для реакторов нового поколения во всех странах мира существует опасность природных катастроф, таких как сверхсильный ураган, сильное разрушительное землетрясение и цунами большой силы. Если произошла серьезная природная катастрофа, такая как разрушительный ураган, вследствие которого произошла авария с обесточиванием атомной станции (SBO), то существует вероятность того, что в течение длительного периода времени восстановительные работы не могут быть осуществлены. Поэтому необходимо создать реактор нового поколения, достаточно безопасный, чтобы предотвратить распространение последствий этой серьезной аварии, связанных с таким длительным обесточиванием станции, за пределы границ площадки атомной станции и исключить необходимость эвакуации населения, проживающего вокруг станции.

Как отмечено выше, желательно обеспечить реактор нового поколения, достаточно безопасный, чтобы исключить необходимость эвакуации населения, проживающего вокруг станции, в случае возникновения тяжелой аварии вследствие разрушительной природной катастрофы. В связи с этим необходимо создавать конструкцию такой, чтобы можно было поддерживать давление внутри защитной оболочки реактора при возникновении тяжелой аварии на уровне расчетного давления или ниже, чтобы предотвратить нарушение целостности защитной оболочки реактора вследствие взрыва или быстрого горения большого количества водорода и предотвратить выход радиоактивных инертного газа или органических соединений йода в окружающую среду через фильтр выпускного отверстия. Кроме того, желательно обеспечить такую конфигурацию, в которой утечка радиоактивных веществ из герметизирующего корпуса реактора может быть предотвращена пассивно, без использования внешнего источника энергии. Помимо того, во время нормального функционирования атомной станции желательно, чтобы операторы могли производить свои работы на площадке для технического обслуживания.

Задача настоящего изобретения заключается в создании защитной оболочки реактора и ядерной энергетической установки, использующей эту оболочку, способную, в том случае, когда газ высокого давления, содержащий большое количество водорода, удаляют из основной защитной оболочки реактора в объем, включающий площадку для технического обслуживания, предотвратить возникновение взрыва или быстрого горения водорода, способную также пассивно предотвращать утечки радиоактивных веществ, содержащихся в газе высокого давления, и способную использовать атмосферу воздуха при нормальных условиях, в качестве атмосферы в объеме, включающем площадку технического обслуживания, во время нормальной работы станции с тем, чтобы операторы для проведения своих работ могли входить в указанный объем над площадкой для технического обслуживания.

Указанная задача решена в защитной оболочке реактора, содержащей основную защитную оболочку реактора, вмещающую в себя корпус реактора под давлением и имеющую определенные стойкость к давлению, большему, чем атмосферное давление, и герметичность; вторичную защитную оболочку реактора, установленную снаружи основной защитной оболочки реактора и обладающую стойкостью к давлению и герметичностью, эквивалентными стойкости к давлению и герметичности, присущим основной защитной оболочке реактора; воздушный мешок, расположенный внутри вторичной защитной оболочки реактора, способный принимать газ высокого давления, выпускаемый из основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии в основной защитной оболочке реактора, и расширяющийся при локализации в нем газа; и выпускной трубопровод, соединяющий основную защитную оболочку реактора с воздушным мешком.

Кроме того, обеспечивается ядерная энергетическая установка, содержащая корпус реактора под давлением; основную защитную оболочку реактора, вмещающую в себя корпус реактора под давлением и имеющую определенные стойкость к давлению, большему, чем атмосферное давление, и герметичность; вторичную защитную оболочку реактора, установленную снаружи основной защитной оболочки реактора и обладающую стойкостью к давлению и герметичностью, эквивалентными стойкости к давлению и герметичности, присущим основной защитной оболочке реактора; воздушный мешок, расположенный внутри вторичной защитной оболочки реактора, способный принимать газ высокого давления, выпускаемый из основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии в основной защитной оболочке реактора, и расширяющийся в процессе локализации в нем газа; и выпускной трубопровод для газовой фазы, соединяющий основную защитную оболочку реактора с воздушным мешком; систему пассивного охлаждения защитной оболочки ядерного реактора, предназначенную для охлаждения основной защитной оболочки реактора в случае возникновения аварии; и конденсатор изоляции, служащий для охлаждения топлива активной зоны реактора во время консервации реактора.

Преимущество изобретения

В соответствии с настоящим изобретением может быть обеспечен реактор с кипящей водой нового поколения, способный исключить необходимость эвакуации населения, проживающего вокруг атомной станции, даже в том случае, если происходит тяжелая авария вследствие разрушительной природной катастрофы, и позволяющий операторам входить в объем, включающую площадку для технического обслуживания, с тем, чтобы в любое время непрерывно выполнять свою работу.

Краткое описание чертежей

На фиг.1 показан схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию первого варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, показывающий состояние нормальной работы;

на фиг.2 - схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий состояние, в котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.1;

на фиг.3 - схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию второго варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, показывающий состояние нормальной работы;

на фиг.4 - схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий состояние, в котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.3.

Осуществление изобретения

Варианты выполнения защитной оболочки реактора и ядерной энергетической установки, использующей эту оболочку, будут описаны ниже со ссылками на сопровождающие чертежи. Одинаковыми ссылочными номерами позиций обозначены одинаковые или сходные элементы конструкции, и повторное их описание будет исключено. Кроме того, хотя на сопровождающих описание чертежах для каждого из различных типов клапанов в целях упрощения показан только один клапан, на практике для надежности обеспечивают большое количество клапанов, установленных параллельно или последовательно. Ядерная энергетическая установка, соответствующая настоящему изобретению, не ограничивается применением для атомной электрической станции, и может быть ядерной энергетической установкой, предназначенной для использования в иных целях, чем выработка электрической энергии.

Первый вариант осуществления изобретения

На фиг.1 представлен схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию первого варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, отображающий состояние нормальной работы. На фиг.2 показан схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий состояние, при котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.1.

Защитная оболочка реактора, соответствующая рассматриваемому варианту осуществления изобретения, содержит активную зону 1 реактора и находящийся под давлением корпус 2 реактора, внутри которого находится активная зона 1 реактора. В активной зоне 1 размещено большое количество тепловыделяющих элементов (не показаны). Вокруг основной (первичной) защитной оболочки 3 реактора расположена вторичная защитная оболочка 4 реактора. Хотя для упрощения показана собранная конструкция с двойной защитной оболочкой, в которой вторичная защитная оболочка 4 реактора полностью заключает в себе внешнюю поверхность основной защитной оболочки 3 реактора, может быть использована конфигурация с частично двойной защитной оболочкой, в которой вторичная защитная оболочка 4 реактора заключает в себе основную защитную оболочку 3 реактора лишь частично.

Внутри вторичной защитной оболочки 4 реактора расположен сложенный воздушный мешок 5. Воздушный мешок 5 сообщается с газовой фазой основной защитной оболочки 3 реактора посредством выпускного трубопровода 6 для газовой фазы и устройства 7 переключения состояний «изоляция - сообщение». В качестве такого устройства 7 переключения состояний «изоляция - сообщение» может быть использован разрывной диск, автоматический изолирующий клапан или тому подобное устройство.

Как основная защитная оболочка 3 реактора, так и вторичная защитная оболочка 4 реактора могут выдерживать высокое давление. Расчетное давление основной защитной оболочки 3 реактора установлено равным приблизительно 310 кПа, а для вторичной защитной оболочки 4 реактора оно составляет приблизительно 207 кПа, что эквивалентно указанному расчетному давлению для основной защитной оболочки 3 реактора. При этом расчетное давление вторичной защитной оболочки может быть в точности равным расчетному давлению основной защитной оболочки реактора. Кроме того, как основная защитная оболочка 3 реактора, так и вторичная защитная оболочка 4 реактора обладают герметичностью.

Во время нормальной работы реактора атмосфере внутри основной защитной оболочки 3 реактора приданы инертные свойства путем добавления газообразного азота для того, чтобы содержание кислорода в атмосфере оболочки было меньше его содержания в атмосфере воздуха при нормальных условиях. Следует отметить, что атмосферой во вторичной защитной оболочке 4 реактора является воздух при нормальных условиях. Таким образом, во время нормальной работы операторы могут оставаться внутри вторичной защитной оболочки 4 реактора с тем, чтобы беспрепятственно производить осмотр, выполнять работу по транспортированию топлива или подобную работу. В такой ситуации устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» находится в положении изоляции (разъединения).

Как показано на фиг.2, когда в основной защитной оболочке 3 реактора происходит авария, охладитель вытекает из находящегося под давлением корпуса 2 реактора, что приводит к генерированию большого количества водяного пара. Кроме того, когда происходит тяжелая авария с последующим серьезным повреждением ядерного топлива, большое количество водорода образуется за счет реакции металл-вода, проходящей между ядерным топливом и охладителем. Если давление внутри основной защитной оболочки 3 реактора возрастает в результате генерирования водяного пара и водорода и достигает предварительно заданной величины, устройство 7 переключения позиций «изоляция-сообщение» автоматически переключается в положение, соответствующее режиму сообщения. В результате газ высокого давления, находящийся внутри основной защитной оболочки 3 реактора, вытекает через выпускной трубопровод 6 для газовой фазы в воздушный мешок 5, при этом воздушный мешок 5 начинает расширяться.

После начала расширения воздушного мешка 5 давление внутри основной защитной оболочки 3 реактора понижается. При этом давление атмосферы во вторичной защитной оболочке 4 реактора повышается (происходит сжатие этой атмосферы) под воздействием давления находящегося в воздушном мешке 5 газа высокого давления. Расширение воздушного мешка 5 прекращается в то время, когда давление во вторичной защитной оболочке 4 реактора и давление газа в воздушном мешке 5 уравниваются. Поскольку газ высокого давления в воздушном мешке 5 сообщается с атмосферой основной защитной оболочки 3 реактора посредством выпускного трубопровода 6 для газовой фазы, давление газа равно давлению внутри основной защитной оболочки 3 реактора. То есть, по окончании растягивания воздушного мешка 5 достигается равновесие давлений в основной защитной оболочке 3 реактора и во вторичной защитной оболочке 4 реактора.

При достижении равенства давления газа высокого давления в воздушном мешке 5 и давления внутри вторичной защитной оболочки 4 реактора, разность давлений внутри и снаружи воздушного мешка 5 становится равной нулю, и поэтому прекращаются утечки водорода и радиоактивного газа, содержащихся в газе высокого давления, находящемся в воздушном мешке 5, из воздушного мешка 5 внутрь вторичной защитной оболочки 4 реактора, хотя они и имеют высокое давление. Кроме того, давления внутри основной защитной оболочки 3 реактора и вторичной защитной оболочки 4 реактора также уравниваются, так что газообразная среда, находящаяся в первичной защитной оболочке 3 реактора, прекращает перетекать во вторичную защитную оболочку 4 реактора.

Воздушный мешок расширяется за счет энергии давления газа высокого давления в основной защитной оболочке 3 реактора и повышает тем самым давление во вторичной защитной оболочке 4 реактора, и находящаяся во вторичной защитной оболочке 4 реактора атмосфера (газообразная среда) оказывает давление на все охватываемые поверхности основной защитной оболочки 3 реактора и воздушного мешка 5. Таким образом, можно пассивно предотвращать утечки газа высокого давления из основной защитной оболочки 3 реактора и воздушного мешка без использования внешнего источника энергии.

Расширение воздушного мешка 5 происходит в соответствии со скоростью выпуска газа высокого давления из основной защитной оболочки 3 реактора. Превышение давления в основной защитной оболочке 3 реактора по отношению к расчетному давлению обусловлено большим количеством водорода, генерируемого при возникновении тяжелой аварии. Реакция металл-вода, протекающая между ядерным топливом и охладителем, может генерировать большое количество водорода, но время протекания этой реакции составляет, по меньшей мере, от нескольких минут до нескольких десятков минут. Кроме того, можно уменьшить скорость выпуска газа высокого давления за счет установки в вентиляционной трубе 6 для газовой фазы дроссельной шайбы (не показана) или за счет уменьшения степени открытия устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение». Следовательно, в отличие от случая использования автомобильного воздушного мешка (воздушной подушки) для защиты пассажиров, расширение воздушного мешка 5 происходит очень медленно. То есть, свойство быстрого расширения автомобильного воздушного мешка не используется здесь в качестве расчетного параметра. Таким образом, воздушный мешок 5 даже большой вместимости расширяется непрерывно и медленно. Пример материала для воздушного мешка 5 включает материал, полученный путем комбинирования пластичного материала с невоспламеняемым материалом, который используют для спасательной шлюпки или воздушного колпака.

Второй вариант осуществления изобретения

На фиг.3 представлен схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию второго варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, показывающий состояние нормальной работы. На фиг.4 показан схематический вид в вертикальном разрезе, отображающий состояние, в котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.3.

Защитная оболочка 8 реактора в соответствии с этим вариантом осуществления изобретения включает цилиндрическую основную защитную оболочку 3 реактора и куполообразную вторичную защитную оболочку 9 реактора (здесь и далее именуемую как «верхняя вторичная защитная оболочка реактора»), расположенную над основной защитной оболочкой 3 реактора. Таким образом, внешняя стенка защитной оболочки 8 реактора имеет цилиндрическую форму в нижней части и куполообразную форму в верхней части. Защитная оболочка 8 реактора вмещает в себя корпус 2 реактора под давлением, внутри которого находится активная зона 1 реактора. В активной зоне 1 реактора размещено большое количество тепловыделяющих элементов (не показаны).

Как основная защитная оболочка 3 реактора, так и верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора обладают стойкостью к давлению. Расчетное давление основной защитной оболочки 3 реактора установлено равным приблизительно 310 кПа, а расчетное давление верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора установлено равным приблизительно 207 кПа, что эквивалентно расчетному давлению основной защитной оболочки 3 реактора. Расчетное давление верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора может быть в точности равно расчетному давлению основной защитной оболочки 3 реактора. Кроме того, как основная защитная оболочка 3 реактора, так и верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора выполнены герметичными.

Основная защитная оболочка 3 реактора содержит сухой бокс 10, в котором заключен корпус 2 реактора под давлением, и влажный бокс 12 с бассейном 11 понижения давления. Сухой бокс 10 сообщен с бассейном 11 понижения давления с помощью приблизительно десяти отводящих трубопроводов 13 для случая аварии с потерей теплоносителя (аварийный режим LOCA). Корпус 2 реактора под давлением опирается на опорный элемент 15 посредством юбки 14, прикрепленной к корпусу 2 реактора.

В сухом боксе 10 пространство выше опорного элемента 15 корпуса именуется как «верхний сухой бокс 16», а пространство ниже опорного элемента именуется как «нижний сухой бокс 17». Верхний сухой бокс 16 и нижний сухой бокс 17 образуют часть внешней стенки защитной оболочки 8 реактора. Таким образом, трубопроводы, проходящие от верхнего сухого бокса 16 и влажного бокса 12, могут доходить до внешней поверхности защитной оболочки 8 реактора за счет прохождения непосредственно внутрь внешней стенки только через внутреннюю поверхность. То есть, защитная оболочка 8 реактора имеет конструкцию с единственной (внешней) стенкой.

В качестве альтернативы, по причинам, таким как необходимость увеличения поверхности площадки для технического обслуживания, основная защитная оболочка реактора может иметь конструкцию с двойной цилиндрической стенкой. Более конкретно, внутренний диаметр верхней вторичной защитной оболочки реактора превышает внешний диаметр основной защитной оболочки реактора, а цилиндрическая часть верхней вторичной защитной оболочки реактора проходит вниз к основанию, и в результате цилиндрическая часть основной защитной оболочки имеет двойную защиту.

В примере, показанном на фиг.3, реактор, заключенный внутри основной защитной оболочки, представляет собой усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR). Этот тип реактора характеризуется тем, что некоторые внутриреакторные насосы (RIP) 18 соединены с нижней частью корпуса 2 реактора под давлением. Другим типом реактора, который может быть заключен внутри, может быть реактор с естественной циркуляцией, подобный экономичному упрощенному ядерному реактору с кипящей водой (ESBWR). В случае использования реактора с естественной циркуляцией внутренние насосы отсутствуют.

Верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора содержит площадку 19 для технического обслуживания. Основная защитная оболочка 3 реактора содержит верхнюю крышку 20. Верхняя крышка 20 основной защитной оболочки 3 реактора изготовлена из стали, расположена непосредственно над корпусом 2 реактора под давлением и выполнена с возможностью съема при замене ядерного топлива. Основная защитная оболочка 3 реактора и верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора отделены друг от друга с помощью верхней крышки 20 основной защитной оболочки 3 реактора. Верхняя часть верхней крышки 20 основной защитной оболочки реактора покрыта водным защитным экраном 21 для защиты от радиации, испускаемой активной зоной 1 реактора во время нормальной работы.

Внешняя стенка верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора имеет форму купола, и воздушный мешок 5 установлен в непосредственной близости от вершины этого купола. В нормальных условиях воздушный мешок 5 находится в сложенном состоянии. Газовая фаза влажного бокса 12 и воздушный мешок 5 в верхнем вторичном герметизирующем корпусе 9 сообщаются между собой с помощью выпускного трубопровода 6 для газовой фазы и устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение». В качестве устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение» может быть использован разрывной диск, автоматический отсечной клапан или тому подобное устройство. Хотя на фиг.3 показана только одна пара, состоящая из выпускного трубопровода 6 и устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение», по окружности может быть размещено две или большее число таких пар. Кроме того, хотя выпускной трубопровод 6 для газовой фазы проходит внутри внешней стенки защитной оболочки 8 реактора, он, к примеру, может проходить внутри или снаружи защитной оболочки 8 реактора.

Устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» во время нормальной работы реактора находится в положении изоляции. Следует отметить, что даже при возникновении кратковременной аварии, которая не сопровождается ростом давления во влажном боксе 12, или несущественной аварии с потерей теплоносителя устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» поддерживается в положении изоляции.

Обычно в качестве материала верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора может быть использован бетон. Однако может быть использован любой материал при условии, что он может обеспечивать стойкость к давлению и герметичность. Для предотвращения утечки в атмосферу из верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора используют облицовку из стали или смолистого вещества (не показано).

В рассматриваемом варианте осуществления изобретения атмосфера (газообразная среда) в верхнем вторичном герметизирующем корпусе 9 реактора представляет собой воздух при нормальных условиях. Таким образом, во время нормальной работы реактора операторы могут входить внутрь верхней вторичной защитной оболочки 9 с тем, чтобы постоянно проводить работы по транспортированию топлива и тому подобного в пределах зоны, включающей площадку для технического обслуживания.

В верхнем сухом боксе 16 установлен бассейн 22 гравитационной системы охлаждения (далее сокращенно именуемой GDCS), и в нем содержится охлаждающая вода. Бассейн 22 системы GDCS соединен с корпусом 2 реактора под давлением с помощью инжекционного трубопровода 23 и инжекционного клапана 24. Кроме того, к корпусу 2 реактора присоединен редукционный клапан 25. Когда активируется редукционный клапан 25 для снижения давления внутри корпуса 2 реактора под давлением и активируется инжекционный клапан 24, охлаждающая вода, находящаяся в бассейне 22 системы GDCS, впрыскивается за счет гравитации в корпус 2 высокого давления реактора. Помимо этого, охлаждающая вода может вытекать из бассейна 22 системы GDCS в расположенный ниже сухой бокс 17 через дренажный трубопровод и дренажный клапан (оба не показаны).

Для охлаждения активной зоны реактора в том случае, когда реактор находится в изолированном состоянии в результате обесточивания атомной станции, установлен конденсатор системы изоляции реактора (далее сокращенно именуемый как конденсатор изоляции (IC)). Кроме того, в целях охлаждения водяного пара, выделяемого внутри основной защитной оболочки 3 реактора при возникновении тяжелой аварии и тому подобного, установлена система пассивного охлаждения активной зоны ядерного реактора (далее сокращенно называемая PCCS).

То есть, бассейн 26 конденсатора изоляции и бассейн 27 системы PCCS размещены в объеме, расположенном над сухим боксом 10 и ниже площадки 19 для технического обслуживания, и в каждом из них содержится охлаждающая вода. Теплообменник 28 конденсатора изоляции расположен в бассейне 26 конденсатора изоляции и соединен с корпусом 2 реактора под давлением посредством отсечного клапана 29, впускного трубопровода 30 для водяного пара, возвратного трубопровода 31 для сконденсированной воды и инжекционного клапана 32. Подобным образом, теплообменник 33 системы PCCS расположен в бассейне 27 системы PCCS и соединен с газовой фазой сухого бокса 10 посредством впускного трубопровода 34. Теплообменник 33 системы PCCS также соединен с бассейном 11 понижения давления через дренажный трубопровод 35 системы PCCS, и соединен с бассейном 22 системы GDCS посредством трубопровода 36 для возврата сконденсированной воды.

Газовая фаза бассейна 26 конденсатора изоляции и бассейн 27 системы PCCS сообщаются с объемом снаружи внешней стенки защитной оболочки 8 реактора посредством выпускных отверстий (не показаны). Следовательно, хотя бассейн 26 конденсатора изоляции и бассейн 27 системы PCCS, с учетом необходимости защиты от излучения, находятся в объеме снаружи защитной оболочки 8 реактора, они фактич