Подводный модуль для производства электрической энергии

Подводный модуль для производства электрической энергии

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники

Настоящее изобретение относится к погруженному или подводному модулю для производства электрической энергии.

Более конкретно, изобретение относится к подводному модулю для производства электрической энергии, который содержит средства в форме удлиненного цилиндрического контейнера, в которые встроены средства, образующие блок, производящий электрическую энергию, содержащий средства, формирующие кипящий ядерный реактор, связанные со средствами производства электрической энергии, соединенными посредством электрических кабелей с внешним пунктом распределения электрической энергии.

Предшествующий уровень техники

В соответствующей области техники подобные модули уже известны.

Можно было бы сослаться, например, на публикации US 5247553, JP 50018891 и US 4302291.

Эти различные публикации описывают, по существу, подводные или погруженные модули для производства электрической энергии, в которые могут быть встроены средства выработки энергии, связанные, например, со средствами, составляющими ядерный реактор.

Известно, что такие конструкции представляют собой определенные преимущества, поскольку энергия на основе ядерной является эффективным и результативным ответом на энергетические и экологические проблемы.

Кроме того, такие конструкции дают возможность решить некоторое количество проблем, а именно: в области безопасности и оценки рисков как естественного происхождения, таких, например, как цунами, ураганы и др., так и обусловленные людьми, как, например, падения самолетов или террористические акты.

Известно также, что на данный момент эти различные проекты не привели к промышленным производствам по той причине, что их техническая реализуемость и их экономическая целесообразность не были обоснованы.

Работы по совершенствованию конструкций такого типа велись заявителем в течение многих лет.

Эти работы уже реализовались, например, в подачу многочисленных патентных заявок, из которых можно было бы сослаться на публикации FR 2951008, FR 2951009, FR 2951010, FR 2951011, FR 29518782, FR 29518783 и FR 29518784.

Многие из этих публикаций касаются, в частности, безопасности функционирования модулей такого типа и, в частности, их безопасности в случае серьезных происшествий, таких как те, которые не так давно случились на наземных электростанциях.

Задача настоящего изобретения состоит в том, чтобы предложить еще и другие усовершенствования погруженных модулей такого типа с тем, чтобы еще более повысить безопасность функционирования.

С этой целью объектом изобретения является подводный модуль для производства электрической энергии такого типа, который содержит средства в форме удлиненного цилиндрического контейнера, в которые встроены средства, образующие блок производства электрической энергии, содержащий средства, формирующие кипящий ядерный реактор, связанные со средствами производства электрической энергии, посредством электрических кабелей соединенными с внешним пунктом распределения электрической энергии, отличающийся тем, что средства, формирующие кипящий ядерный реактор, размещены в сухом отделении отсека реактора, связанном с отделением, образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, по меньшей мере радиальная стенка которого находится в состоянии теплового обмена с морской окружающей средой, а также тем, что сухое отделение отсека реактора соединено с отделением, образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, посредством средств понижения давления, содержащих средства, образующие вентили понижения давления, размещенные в верхней части сухого отделения и соединенные со средствами, образующими пузырьковую камеру, размещенными в нижней части образующего резервуар отделения.

В соответствии с другими объектами изобретения подводный модуль содержит один или больше следующих признаков:

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор, содержат первичный контур, включающий в себя по меньшей мере одну камеру реактора, нагнетатель давления, генератор пара и первичный насос, а также первичный контур системы безопасности, параллельный этому первичному контуру и включающий в себя по меньшей мере первичный пассивный теплообменник, расположенный в отделении, образующем резервуар хранения воды системы безопасности реактора;

- первичный пассивный теплообменник, расположенный в отделении, образующем резервуар хранения воды системы безопасности реактора, расположен на уровне, более высоком, чем уровень камеры реактора;

- каждая ветвь первичного пассивного контура системы безопасности включает в себя средства, образующие вентиль;

- первичный пассивный контур системы безопасности соединен с первичным контуром выше и ниже первичного насоса;

- первичный пассивный контур системы безопасности соединен с первичным контуром выше первичного насоса, а также включает в себя средства закорачивания этого первичного насоса;

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор, содержат вторичный контур, связанный со средствами производства электрической энергии, и вторичный контур безопасности, параллельный этому вторичному контуру, и включают в себя по меньшей мере вторичный пассивный теплообменник, расположенный снаружи подводного модуля в морской окружающей среде;

- вторичный пассивный теплообменник, расположенный снаружи подводного модуля в морской окружающей среде, расположен на уровне более высоком, чем уровень генератора пара;

- каждая ветвь вторичного пассивного контура безопасности содержит средства, образующие вентиль;

- вторичный контур содержит средства, формирующие запорный вентиль, а вторичный пассивный контур безопасности подсоединен между этими средствами, образующими запорный вентиль;

- вторичный контур продолжается частично в отсеке приема средств производства электрической энергии, а вторичный контур безопасности пересекает радиальную стенку этого отсека и подсоединен к вторичному пассивному теплообменнику, расположенному снаружи ее;

- между верхней частью этого отделения, образующего резервуар, и сухим отделением предусмотрены средства, формирующие сливной клапан;

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор, содержат камеру реактора, расположенную в колодце камеры, нижняя часть которого соединена с нижней частью отделения, образующего резервуар хранения воды системы безопасности реактора, поперек средств, образующих трубопровод подачи воды, расположенный вдоль радиального кожуха модуля, и верхняя часть которого соединена с соответствующей частью отделения, образующего резервуар хранения воды, поперек средств, образующих трубопровод возврата воды;

- в средствах, образующих трубопроводы подачи и возврата воды, установлены средства, образующие вентили;

- вокруг участка камеры реактора, установленного в этом колодце камеры, помещен кожух из термоизолирующего материала, на расстоянии от стенки этой камеры, для того чтобы определить промежуток, создающий тепловой барьер между этим кожухом и этой камерой;

- при нормальном функционировании промежуток между кожухом и камерой заполнен газообразным материалом, а кожух в своей нижней части содержит по меньшей мере одно отверстие ввода воды;

- при нормальном функционировании вода, поданная в колодец камеры, является борной водой;

- конец трубопровода подачи воды, соединенный с отделением, образующим резервуар хранения воды, связан с фильтрующей сеткой;

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор, содержат нагнетатель давления, связанный с помощью средств понижения давления с отделением, образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора;

- средства понижения давления содержат контур понижения давления, оснащенный вентилем понижения давления, связанным со средствами, образующими пузырьковую камеру, размещенными в нижней части отделения, образующего резервуар хранения воды системы безопасности реактора;

- сухое отделение отсека реактора связано с отсеком приема средств производства электрической энергии, а подводный модуль содержит средства ввода воды затопления сухого отделения приема реактора, размещенные в нижней части и включающие в себя входное отверстие для морской воды, выполненное в радиальной стенке модуля на уровне отсека приема средств производства электрической энергии, трубопровод между этим входным отверстием для морской воды и сухим отделением отсека реактора и средства, образующие вентиль затопления этого отделения;

- рядом со средствами ввода морской воды сухого отделения отсека реактора размещены средства отклонения струи воды;

- в верхней части сухого отделения отсека реактора между ней и отсеком приема средств производства электрической энергии размещены средства, образующие вентиляцию;

- отверстие ввода средств, образующих вентиляцию, связано со средствами фильтрации;

- модуль включает в себя средства с вентилем для связи отделения, образующего резервуар хранения воды системы безопасности реактора, с камерой реактора.

Краткое описание чертежей

Настоящее изобретение будет более понятно с помощью нижеследующего описания, приведенного исключительно с иллюстративной целью и выполненного со ссылками на приложенные чертежи, в которых:

- фиг. 1 представляет общий вид примера области производства электрической энергии, включающей в себя подводные модули по производству электрической энергии в соответствии с настоящим изобретением;

- фиг. 2 представляет общий вид сбоку в сечении примера варианта исполнения модуля по производству электрической энергии в соответствии с изобретением;

- фиг. 3 представляет частичный вид модуля по производству электрической энергии в соответствии с изобретением; и

- фиг. 4 и 5 иллюстрируют режим функционирования системы безопасности модуля по настоящему изобретению.

Описание предпочтительных вариантов воплощения

Как уже ранее отмечалось, настоящее изобретение касается погруженного или подводного модуля для производства электрической энергии.

Такие модули, например, проиллюстрированы на этой фиг. 1, и на этом чертеже они обозначены, например, общими ссылочными позициями 1, 2 и 3.

Эти модули, например, объединены и погружены под воду по ширине побережья, обозначенного общей ссылочной позицией 4; они, например, установлены на дно или поддерживаются на каком-то расстоянии от дна моря, в месте производства электрической энергии, обозначенном общей ссылочной позицией 5.

Таким образом, эти различные модули соединены электрическими кабелями, обозначенными общей ссылочной позицией 6, с пунктом распределения электрической энергии, в равной степени представляющим собой, например, офис дистанционного центра контроля и управления этими модулями, при этом этот центр находится на суше и на этой фиг. 1 обозначен общей ссылочной позицией 7.

Далее этот внешний пункт распределения электрической энергии соединен классическим образом посредством линий распределения электрической энергии, обозначенных общей ссылочной позицией 8, например, с сетью распределения электрической энергии, питающей обычным образом, например, расположенный поблизости город, обозначенный общей ссылочной позицией 9, или всех других потребителей электричества.

Заметим также, что элементы наземной инфраструктуры, такие как, например, порт, обозначенный общей ссылочной позицией 10, могут быть предусмотрены, для того чтобы содержать средства поддержки, такие как, например, корабли поддержки, один из которых на этом чертеже обозначен общей ссылочной позицией 11, позволяющие организовать работу в этом производственном месте.

Эти средства поддержки позволяют, например, размещать эти модули, обеспечивать их поддержание в рабочем состоянии, следить за поставкой повторно используемых материалов для выполнения производимых на земле тяжелых операций, таких как замена ядерного горючего.

На самом деле, и как показано на фиг. 2, каждый подводный модуль для производства электрической энергии, такой как обозначенный на этой фиг. 2 общей ссылочной позицией 1, содержит средства в виде удлиненного цилиндрического контейнера, концевые части которого являются, например, закругленными.

Эти средства на этом чертеже обозначены общей ссылочной позицией 12 и расположены на дне или удерживаются на каком-то расстоянии 13 от дна и с этой целью содержат опорные средства, обозначенные общей ссылочной позицией 14, а также средства якорного крепления, обозначенные общей ссылочной позицией 15, позволяющие производить позиционирование, установку и удержание этого модуля на глубине.

Могут быть предусмотрены различные способы реализации этих опорных средств и средств якорного крепления.

На этой фиг. 2 показан также возможный пример реализации внутренней части такого модуля, - на самом деле он содержит некоторые количество отсеков, расположенных один рядом с другим, разделенных переборками.

Такой модуль 12 в каждой из своих концевых частей может также содержать, например, средства в виде балласта, обозначенные позициями 16 и 17, позволяющие, например, управлять глубиной погружения модуля.

Кроме того, такой модуль может содержать, если смотреть по фиг. 2 слева направо, отсек реактора, обозначенный на этом чертеже общей ссылочной позицией 18, причем, сам этот отсек разделен на два связанных между собой отделения, а именно одно сухое отделение, собственно говоря, и есть отсек реактора, обозначенное общей ссылочной позицией 19, в котором размещены средства, формирующие кипящий ядерный реактор, и одно отделение, образующее резервуар хранения воды системы безопасности этого реактора, обозначенное общей ссылочной позицией 20.

Эти отделения отсека 18 реактора размещены, например, одно рядом с другим и разделены между собой упомянутой герметичной перегородкой.

Рядом с этим отсеком реактора предусмотрен отсек приема средств производства электрической энергии, этот отсек обозначен общей ссылочной позицией 21 и содержит, например, группу или установку турбогенератора переменного тока или другие вспомогательные системы, как системы, которые далее будут описаны более подробно.

За этим отсеком 21 приема средств производства электрической энергии модуль 12 может содержать отсек, составляющий электрическую станцию, обозначенный общей ссылочной позицией 20, например, для преобразования напряжения классическим образом и т.д. и отсек 23, включающий в себя, например, пункт управления совокупностью элементов модуля.

Разумеется, могут быть предусмотрены другие способы оборудования внутренности модуля и другие конфигурации и расположения его элементов.

Кроме того, может быть также предусмотрен, например, жилой отсек, предназначенный для проживания экипажа, например, для эксплуатации и технического обслуживания.

На фиг. 3 более подробно проиллюстрирована часть модуля 12, на уровне которого предусмотрен отсек реактора 18 и отсек 21, предназначенный для приема средств производства электрической энергии.

Так же, как и уже указывалось ранее, отсек реактора 18, таким образом, предназначен для приема средств, составляющих ядерный реактор, и он состоит, по существу, из двух отделений, а именно одного "сухого" отделения приема собственно реактора, обозначенного общей ссылочной позицией 19, и отделения, представляющего собой резервуар хранения воды системы безопасности этого реактора, обозначенного общей ссылочной позицией 20.

На самом деле средства, формирующие кипящий ядерный реактор, которые на этой фиг. 3 обозначены общей ссылочной позицией 30, содержат классическим образом - первичный контур, обозначенный общей ссылочной позицией 31, содержащий по меньшей мере реакторную камеру 32 ядерного реактора, нагнетатель 33 давления, генератор 34 пара, и первичный насос 35.

Эти средства 30, формирующие кипящий ядерный реактор и, более конкретно, относящийся к ним генератор 34 пара, содержат также вторичный контур, который пересекает разделительную переборку между реакторным отсеком 18 и отсеком 21 приема средств производства электрической энергии и связан с этими средствами производства электрической энергии.

Этот вторичный контур на фиг. 3 обозначен общей ссылочной позицией 36, а средства производства электрической энергии обозначены общей ссылочной позицией 37 и расположены, таким образом, в отсеке 21.

На самом деле, средства 37 производства электрической энергии включают в себя, например, турбину, обозначенную на этом чертеже общей ссылочной позицией 38, связанную с генератором переменного тока, обозначенным общей ссылочной позицией 39, с конденсатором, обозначенным общей ссылочной позицией 40, и с вторичным насосом, обозначенным на этой фиг. 3 общей ссылочной позицией 41.

Указанный состав средств производства электрической энергии здесь с целью понимания упрощен. Как известно каждому, на самом деле он является более сложным, с тем чтобы повысить эффективность термодинамического цикла.

Также классическим образом, средства 30, формирующие кипящий ядерный реактор, соединены с различными средствами, позволяющими подавать в них под разным давлением воду, например, в случае повреждения, связанного с прекращением подачи первичной воды.

Эти средства на фиг. 3 обозначены общей ссылочной позицией 50 и содержат средства инжекции воды в реактор, например, высокого, среднего или низкого давления в зависимости от природы повреждения и принятой стратегии работы системы безопасности.

Кроме того, отделение 20, образующее резервуар хранения воды системы безопасности, может быть соединено с камерой 32 ядерного реактора посредством трубопровода, обозначенного на этом чертеже общей ссылочной позицией 51, связанного с вентилем, обозначенным общей ссылочной позицией 52.

Предусмотрены также другие классические системы подачи воды в реактор.

Между "сухим" отделением 19 и отделением 20, образующим резервуар хранения воды системы безопасности, предусмотрены средства, образующие вентиляционный канал 50а.

В случае необходимости эти средства, в нормальной ситуации закрытые, открываются, чтобы дать возможность воздуху войти в отделение, образующее резервуар, и таким образом, через прямую линию 51 подачи оказать низкое давление на воду резервуара в направлении камеры 32.

Если в первичном контуре давление слишком высокое для того, чтобы осуществить эту подачу, можно быстро понизить давление в первичном контуре с помощью средств, образующих вентиль сброса давления, обозначенный общей ссылочной позицией 31а, а также дополнительных средств снижения давления, которые далее будут описаны более подробно.

Эти средства, образующие вентиль и вентиляционный канал, контролируются и управляются органами контроля-управления, которые могут быть как автоматическими, так и управляемыми рабочими-операторами.

В подводном модуле по настоящему изобретению отделение 20, образующее резервуар хранения воды системы безопасности этого реактора, используется для других функций, связанных с его безопасностью, и по меньшей мере его радиальная стенка, обозначенная общей ссылочной позицией 53, находится в состоянии теплового обмена с морской окружающей средой, в которую этот модуль погружен.

Это позволяет организовать источник холода, почти неограниченный и имеющийся в распоряжении самым естественным образом, независимо от каких бы то ни было обстоятельств и проблем функционирования, для охлаждения модуля и, особенно, средств, составляющих ядерный реактор.

Случившиеся в таких ядерных станциях в недавнем прошлом проблемы, по существу, стали столь серьезными вследствие потери такого источника холода.

Известно, на самом деле, что одна из главных проблем, связанных с работой ядерных реакторов, касается того обстоятельства, что такой реактор продолжает вырабатывать тепло в чрезвычайно больших количествах, даже после остановки цепной реакции, и это продолжается относительно длительное время.

В качестве примера, небольшой реактор электрической мощностью в 160 МВт (500 МВт тепловых) в течение трех дней после его остановки порождает тепловую мощность в 3 МВт.

Такие особенности обязывают присоединять к этим реакторам специальные системы охлаждения, с тем чтобы отводить эту остаточную мощность и обеспечить доступ к охлаждению на постоянной основе.

Без такой системы сердечник реактора имеет большую вероятность расплавиться и вызвать распространение радиоактивных материалов в окружающей среде.

Недавние события продемонстрировали последствия, к которым может привести одновременная утрата источника холода, такого как, например, забор морской воды, и электропитания, позволяющего подавать энергию этим системам охлаждения.

Действительно, подавляющее большинство, если не все известные в настоящее время ядерные реакторы используют системы безопасности, применяющие насосы для отвода остаточной мощности сердечника к источнику холода, например, посредством теплообменников.

Разумеется, эти системы являются избыточными, самыми различными и являются объектами внимательных проверок и операций технического обслуживания, с тем чтобы сделать максимально надёжным функционирование охлаждения сердечника в случае остановки во избежание аварии.

Наземные ядерные станции в этом смысле используют различные избыточные источники электрического питания, чтобы запитывать эти системы безопасности, такие как, например, средства питания от избыточных электрических систем, от электрогенераторных групп или же от аварийных аккумуляторов и т.д.

Однако опыт показал, что все эти системы могут рано или поздно отказать, что является определяющим, если приводит к исчезновению источника охлаждения и, таким образом, к отсутствию охлаждения реактора со всеми последствиями, которые уже демонстрировались на многих реакторах.

Описываемый модуль - не тот случай, и сказанное не может произойти с модулем для производства энергии в соответствии с настоящим изобретением.

Действительно, этот модуль может содержать различные системы безопасности, называемые "пассивными", то есть не требующие для своего функционирования электрического питания, за исключением заложенного способа исполнения, например, электрического питания, необходимого для их контроля-управления.

Реактор может содержать, в первую очередь, пассивный первичный конур охлаждения, параллельный первичному контуру реактора.

Этот первичный пассивный контур системы безопасности на фиг. 3 обозначен общей ссылочной позицией 54 и содержит по меньшей мере первичный пассивный теплообменник, обозначенный общей ссылочной позицией 55, размещенный в отделении, образующем резервуар хранения воды системы безопасности реактора, это отделение, на фиг. 3 обозначенное общей ссылочной позицией 20.

На самом деле, этот теплообменник 55 может быть размещен в отделении 20, образующем резервуар хранения воды системы безопасности реактора, на более высоком уровне, чем уровень камеры 32 ядерного реактора, и одна или каждая из ветвей этого первичного конура 54 системы безопасности может содержать вентильные устройства.

Эти вентильные устройства на фиг. 3 обозначены, например, общей ссылочной позицией 56, а первичный пассивный конур 54 системы безопасности может быть соединен с первичным контуром выше или ниже относительно описанного ранее первичного насоса и обозначенного общей ссылочной позицией 35.

В том случае, когда первичный пассивный конур системы безопасности соединен с первичным контуром выше первичного насоса 35, он содержит также средство закорачивания этого первичного насоса.

С другой стороны, конур системы безопасности включен между камерой ядерного реактора и генератором пара.

Таким образом, понятно, что этот первичный пассивный конур системы безопасности позволяет в течение очень длительных периодов времени отводить остаточную мощность погруженного в воду ядерного реактора, используя естественную петлю охлаждения.

Действительно, включение этого первичного пассивного конура системы безопасности позволяет создать петлю ответвления первичного контура, для того чтобы отводить тепло, созданное в сердечнике реактора, к запасу холодной воды через теплообменник, причем этот запас холодной воды образован резервуаром 20 хранения воды системы безопасности.

Помимо этого, радиальная стенка 53 этого отделения 20, образующего резервуар воды, как уже говорилось выше, находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой и, таким образом, позволяет организовать долговременный, можно сказать, почти неограниченный источник холода посредством отвода тепла в морское окружение.

Кроме того, отвод остаточной мощности реактора производится посредством контура ответвления первичного контура реактора, причем этот контур содержит:

- запас холодной воды, находящийся в специальном отделении 20 отсека реактора, образованном резервуаром хранения воды системы безопасности этого реактора;

- два элемента трубопровода, встроенные, например, на выходе камеры реактора и на входе первичного насоса;

- теплообменник 55, погруженный в резервуар хранения воды системы безопасности, составляющий первичный пассивный теплообменник;

- стенку 53 отсека, обеспечивающую теплообмен между резервуаром хранения воды системы безопасности и морем; и

- соответствующие вентили контроля/управления.

При нормальном функционировании модуля вентиль, таким образом, может закрыть эту петлю пассивного охлаждения, и при этом в нем не циркулирует никакая текучая субстанция.

Запас воды в отделении 20, образующем резервуар, находится при низкой температуре, то есть, например, при температуре морской воды, и при низком давлении, в то время как первичная текучая субстанция, циркулирующая в первичном контуре реактора, находится под высоким давлением и при высокой температуре.

Тепловая мощность реактора отводится к генератору или к генераторам пара первичного контура, посредством первичного насоса (или первичных насосов).

При остановке насоса в нормальной ситуации или в неожиданной, реактор останавливается и в работу включается его пассивная система охлаждения системы безопасности.

Вентиль или вентили пассивного конура системы безопасности открываются, например, в автоматическом режиме или, например, по команде, при этом инерция первичного насоса инициирует инерциальное движение текучей субстанции в этом контуре, то есть в этой пассивной первичной цепи системы безопасности.

Горячая вода, выходящая из сердечника реактора, поднимается в контуре охлаждения до теплообменника 55, где она отдает свое тепло запасу холодной воды, содержащемуся в отделении 20, находящемуся в состоянии теплового обмена с морем.

Вода утяжеляется и поэтому вновь опускается в контур, чтобы снова войти в холодное ответвление контура цепи и в сердечник реактора, который снова нагрелся.

Вода в этой цепи системы безопасности является жидкой в течение всей продолжительности цикла. Цикл поддерживается бесконечно, поскольку разница в температурах между сердечником и водой резервного запаса системы безопасности велика, то есть, в течение нескольких дней или нескольких недель.

На самом деле, погружение модуля и особенно его отсека реактора в море приобщает к резервуару воды резервного запаса системы безопасности посредством теплового обмена через корпус с морской окружающей средой - огромный потенциал охлаждения, для того чтобы отводить мощность, переданную в результате пассивного обмена.

Таким образом, понятно, что такая система безопасности, применимая в погруженном реакторе, обладает принципиальным преимуществом перед системами наземных реакторов, а именно с точки зрения функционирования пассивной системы безопасности в той степени, в которой первичная цепь безопасности функционирует на основе естественной циркуляции между источником тепла (ячейка реактора) и почти неограниченным источником холода (первичный пассивный теплообменник, размещенный в резервуаре воды резервного запаса системы безопасности реактора, в состоянии теплового обмена с морем).

Чтобы гарантировать охлаждение реактора, такая система безопасности не является зависимой от какого бы то ни было электрического питания насоса, от наличия забора воды, например, из моря, и т.д.

Кроме того, в параллель со вторичным контуром реактора, тем не менее, может быть предусмотрен вторичный пассивный контур охлаждения.

Этот вторичный пассивный контур системы безопасности на фиг. 3 обозначен, например, общей ссылочной позицией 60.

Таким образом, он идет в виде ответвления в параллель со вторичным контуром 36 реактора, например, в отсеке 21, предназначенном для размещения в нем группы 37 турбогенератора переменного тока и, таким образом, включает в себя, по меньшей мере в равной степени, вторичный пассивный теплообменник, обозначенный общей ссылочной позицией 61, размещенный вне подводного модуля в морской окружающей среде и связанный с остальной ее частью посредством элементов трубопровода, проходящих сквозь радиальную стенку отсека 21.

Этот вторичный пассивный теплообменник 61, таким образом, расположен также на более высоком уровне по сравнению с уровнем генератора 34 пара и образует цепь охлаждения системы безопасности с естественной циркуляцией.

Это дает возможность отводить тепло из вторичного контура реактора, используя почти неисчерпаемый источник холода, так сказать, все морское окружение.

В модуле, таком как предусмотренный, в режиме нормальной эксплуатации тепло, выработанное в результате ядерной реакции в сердечнике реактора, передается охлаждающей текучей субстанции первичного контура и отводится в теплообменники основного тепла, называемые генераторами пара, такими, как те, которые на этой фиг. 3 обозначены общей ссылочной позицией 34.

В этих теплообменниках циркулирует и доходит до кипения вторая текучая субстанция. Производимый таким образом пар "питает" турбину привода генератора переменного тока для выработки электричества.

И это то, что называется вторичным контуром, который на фиг. 3 обозначен общей ссылочной позицией 36, связанным со средствами производства электрической энергии, обозначенными позицией 37.

Таким образом, эти генераторы пара играют роль источника холода для первичного контура реактора, а удаление тепла активизируется посредством вторичных насосов этого контура.

При возникновении аварийной ситуации, например, с наземным классическим реактором ядерное деление прекращается, но сердечник реактора продолжает производить обусловленное радиоактивностью большое количество тепла.

Эти генераторы тепла всегда могут выполнять свою роль источника холода и механизма отвода мощности сердечника при условии, что вторичные насосы и, вообще, вторичный контур продолжают функционировать правильно.

По этой причине является жизненно важным, чтобы в реакторах этого типа вторичный контур продолжал запитываться электричеством, и в особенности вторичные насосы, такие как насос, на фиг. 3 обозначенный позицией 41.

Однако, и как уже было отмечено ранее, пропадание электропитания является таким случаем, который исключать полностью нельзя. Таким образом, насосы могут не работать, а охлаждение реактора больше обеспечено быть не может. Может также произойти выход насосов из строя.

И опять в модуле по настоящему изобретению можно использовать морское окружение как представляющее собой источник холода, и решить эти проблемы.

Итак, в модуле по настоящему изобретению используется вторичный пассивный теплообменник 61, и он размещен вне модуля, составляя вместе с морской окружающей средой естественный, почти неиссякаемый источник холода для этого вторичного контура.

Кроме того, в этом случае пассивный теплообменник 61 размещен снаружи погруженного в море модуля 12 в морской окружающей среде на более высоком уровне, чем уровень генератора 34 пара, с которым он связан, для того чтобы сделать возможной естественную циркуляцию между этими элементами.

Одна или каждая ветвь вторичного пассивного контура безопасности, на фиг. 3 обозначенного общей ссылочной позицией 60, может также содержать средства вентиля, обозначенные на этом чертеже общей ссылочной позицией 62.

На самом деле, вторичный контур 36, собственно говоря, может содержать запорный вентиль, такой как вентили, обозначенные на этой фиг. 3 общими ссылочными позициями 63 и 64, а этот вторичный пассивный контур безопасности является связанным с этим вторичным контуром посредством этих запорных вентилей.

Как это уже было показано на этой фиг. 3, вторичный контур фактически проходит через поперечную переборку 65, разделяющую отсек 18 реактора, а более конкретно его сухое отделение 19 от отсека 21 приема группы турбогенератора переменного тока.

В этом случае вторичный пассивный контур безопасности содержит элементы трубопровода, проходящие через радиальную стенку на уровне этого отсека 21 приема группы турбогенератора переменного тока, с тем чтобы соединиться со вторичным пассивным теплообменником 61, что позволяет полностью избежать пересечения кожуха на уровне отсека реактора.

Таким образом, понятно, что в модуле по настоящему изобретению вторичный контур также оснащен контуром пассивного охлаждения системы безопасности, ответвленным от этого основного вторичного контура.

В случае пропадания электропитания и, таким образом, прекращения питания вторичных насосов генераторов пара система безопасности может быть запущена в работу, для того чтобы удалять избыточное тепло первичной цепи этих генераторов пара, а значит и реактора, посредством естественной циркуляции через вторичный пассивный теплообменник в сторону моря, которое, таким образом, составляет почти неисчерпаемый источник холода.

Таким образом, вторичный пассивный теплообменник размещен с внешней стороны кожуха модуля на уровне более высоком, чем уровень генератора пара, чтобы обусловить эту естественную циркуляцию, что, в свою очередь, позволяет избежать необходимости прибегать к использованию насосов, подверженных остановкам.

Итак, такая система содержит:

- теплообменник 61, размещенный с внешней стороны отсека, предназначенного для приема группы 37 турбогенератора переменного тока, передающий тепло вторичного контура средств, составляющих ядерный реактор, морской воде;

- два элемента трубопровода для образования ответвления вторичной цепи, врезка которых может быть произведена выше после запорных вентилей цепи и ниже после насосов 41 питания генератора или генераторов пара;

- вентиль 62, нормально закрытый, расположенный в линии ответвления выше пассивного теплообменника;

- вентиль 64, нормально открытый, расположенный в линии ответвления выше группы турбогенератора переменного тока во вторичном контуре и ниже врезки линии ответвления;

- пересечения непроницаемого кожуха;

- систему контроля/управления этих вентилей.

При обычной эксплуатации реактора теплообменник вторичного контура безопасности не пересекает никакая текучая субстанция.

Группа турбогенератора переменного тока запитывается паром от вторичной системы генератора пара и производит электричество.

Вода во вторичную систему генератора пара подается вторичным насосом 41.

При аварийной ситуации, как правило, при пропадании электропитания, приводящем к отсутствию воды во вторичных насосах, нормально закрытый вентиль 62 открывается, а нормально открытый вентиль 64 закрывается.

Эта операция выполняется в течение нескольких секунд, например, в автоматическом режиме или по команде оператора.

Группа 37 турбогенератора переменного тока, в результате, больше не запитана паром, и выработка электричества прекращается.

Таким образом, паром запитывается вторичный пассивный теплообменник 61 системы безопасности. Этот пар при контакте, например, с трубами этого теплообменника, охлажденного водой холодного моря, конденсируется, отдавая свое тепло в окружение.

Жидкая вода, таким образом, под воздействием гравитации возвращается в генератор 34 пара без необходимости