Погружной модуль для производства энергии

Погружной модуль для производства энергии

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники

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

В частности, изобретение касается подводного модуля для производства электрической энергии, содержащего средства в виде удлиненного цилиндрического кессона, в которые интегрированы средства, образующие блок производства электроэнергии и содержащие средства, формирующие кипящий ядерный реактор, связанные со средствами производства электрической энергии, соединенными при помощи электрических кабелей с внешним пунктом распределения электрической энергии.

Предшествующий уровень техники

Такие модули уже известны из уровня техники.

Например, можно сослаться на документы US 5247553, JP 50018891 и US 4302291.

В этих документах описаны подводные или погружные модули для производства электрической энергии, в которые интегрированы средства производства энергии, связанные, например, со средствами, формирующими кипящий ядерный реактор.

Известно, что такие структуры имеют определенные преимущества, так как ядерная энергия представляет собой эффективное и рентабельное решение энергетических и экологических проблем.

Такие структуры позволяют также решить некоторые проблемы, в частности, в плане безопасности и учета рисков как природного характера, например, цунами, ураганы и т.д., так и связанных с человеческим фактором, например, падения самолетов или злоумышленные акты.

Известно также, что эти различные проекты пока не внедрены в промышленном масштабе, так как не было проведено их технико-экономического обоснования.

В течение многих лет заявитель проводит работы с целью усовершенствования структур этого типа.

Эти работы привели к подаче многочисленных патентных заявок, к которым можно обращаться в качестве ссылок и среди которых можно указать документы FR 2951008, FR 2951009, FR 2951010, FR 2951011, FR 2951012, FR 2958782, FR 2958783 и FR 2958784.

Многие из этих документов посвящены безопасности работы модулей этого типа и, в частности, их безопасности в случае серьезных аварий, подобных тем, которые недавно отмечались на наземных электростанциях.

Краткое изложение сущности изобретения

Настоящее изобретение призвано предложить различные усовершенствования погружных модулей этого типа с целью повышения безопасности их работы.

В связи с этим объектом изобретения является подводный модуль для производства электрической энергии, содержащий средства в виде удлиненного цилиндрического кессона, в которые интегрированы средства, образующие блок производства электроэнергии и содержащие средства, формирующие кипящий ядерный реактор, связанные со средствами производства электрической энергии, соединенными при помощи электрических кабелей с внешним пунктом распределения электрической энергии, отличающийся тем, что средства, формирующие кипящий ядерный реактор расположены в сухой камере реакторного отсека, связанной с камерой, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора, в которой, по меньшей мере, одна радиальная стенка находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой, тем, что сухая камера реакторного отсека связана с отсеком для размещения средств производства электрической энергии, который содержит средства подачи воды для затопления сухой камеры для размещения реактора, установленные в его нижней части и содержащие водозаборник для морской воды, выполненный в радиальной стенке модуля на уровне отсека для размещения средств производства электрической энергии, трубопровод между этим водозаборником для морской воды и сухой камерой реакторного отсека и средства, образующие вентиль для затопления этой камеры.

Согласно другим аспектам изобретения подводный модуль имеет один или несколько следующих отличительных признаков:

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор содержат первичный контур, содержащий, по меньшей мере, бак реактора, компенсатор давления, парогенератор и первичный насос, и первичный защитный контур, параллельно соединенный с этим первичным контуром и содержащий, по меньшей мере, один первичный пассивный теплообменник, установленный в камере, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора;

- первичный пассивный теплообменник, расположенный в камере, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора, установлен на более высоком уровне, чем бак реактора;

- каждая ветвь первичного защитного контура содержит средства, образующие вентиль;

- первичный защитный контур подсоединен к первичному контуру выше или ниже по потоку от первичного насоса;

- первичный защитный контур подсоединен к первичному контуру выше по потоку от первичного насоса и содержит средства короткого замыкания этого первичного насоса;

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор содержат вторичный контур, связанный со средствами производства электрической энергии, и вторичный защитный контур, параллельно соединенный с этим вторичным контуром и содержащий, по меньшей мере, один вторичный пассивный теплообменник, расположенный снаружи подводного модуля в морской окружающей среде.

- вторичный пассивный теплообменник, расположенный снаружи подводного модуля в морской окружающей среде, установлен на более высоком уровне, чем парогенератор;

- каждая ветвь вторичного защитного контура содержит средства, образующие вентиль;

- вторичный контур содержит средства, формирующие запорный вентиль, и вторичный защитный контур подсоединен между этими средствами формирующие запорный вентиль;

- вторичный контур частично расположен в отсеке для размещения средств производства электрической энергии, и вторичный защитный контур проходит через радиальную стенку этого отсека и соединен с находящимся снаружи него вторичным пассивным теплообменником;

- сухая камера реакторного отсека соединена с камерой образующей резервуар для хранения воды защиты реактора при помощи средств сброса давления, содержащих средства, формирующие клапан сброса давления, установленные в верхней части сухой камеры и соединенные со средствами, формирующими пузырьковую камеру, установленными в нижней части камеры, образующей резервуар, и между верхней частью этой камеры, образующей резервуар и сухой камерой предусмотрены средства, формирующие сливной клапан;

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор содержат реакторный бак, установленный в колодце бака, нижняя часть которого соединена с нижней частью камеры, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора через средства, формирующие впускной водопровод, установленные вдоль радиальной стенки модуля, и верхняя часть которого соединена с соответствующей частью камеры, образующей резервуар для хранения через средства, формирующие выпускной водопровод;

- средства, образующие вентиль установлены в средствах формирующих выпускной и выпускной водопроводы;

- вокруг участка реакторного бака, расположенного в колодце бака, установлен кожух из теплоизоляционного материала на расстоянии от стенки этого бака, ограничивая промежуток, образующий термический барьер между этим кожухом и этим баком;

- при нормальной работе промежуток между кожухом и баком заполнен газообразным веществом, и кожух содержит в своей нижней части, по меньшей мере, одно отверстие впуска воды;

- при нормальной работе вода, находящаяся в колодце бака, является борной водой;

- конец впускного водопровода, соединенный с камерой образующей резервуар для хранения воды, объединен с фильтрующей сеткой;

- средства, формирующие кипящий ядерный реактор содержат компенсатор давления, соединенный при помощи средств сброса давления с камерой, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора;

- средства сброса давления содержат контур сброса давления, оборудованный вентилем сброса давления, соединенным со средствами, формирующими пузырьковую камеру, установленными в нижней части камеры, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора;

- напротив средств подачи морской воды в сухую камеру реакторного отсека установлены средства отклонения водяной струи;

- в верхней части сухой камеры реакторного отсека между этой камерой и отсеком для размещения средств производства электрической энергии установлены средства вентиляции;

- вход средств вентиляции связан со средствами фильтрации; и

- он содержит средства с вентилем соединения камеры, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора с реакторным баком.

Краткое описание чертежей

Изобретение будет более очевидно из нижеследующего описания, представленного исключительно в качестве примера, со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых:

Фиг. 1 - общий вид примера места производства электрической энергии, содержащего подводные модули производства электрической энергии в соответствии с изобретением.

Фиг. 2 - общий вид сбоку в разрезе примера выполнения модуля производства электрической энергии в соответствии с изобретением.

Фиг. 3 - частичный вид модуля производства электрической энергии в соответствии с изобретением.

Фиг. 4 и 5 иллюстрируют вариант защищенной работы погружного или подводного модуля производства электрической энергии.

Описание предпочтительных вариантов воплощения

Как было указано выше, изобретение относится к погружному или подводному модулю производства электрической энергии.

Такие модули показаны, например, на фиг. 1 под общими обозначениями 1, 2 и 3.

Эти модули объединены и погружены, например, в открытое море напротив берега, обозначенного общей позицией 4, и установлены, например, на дне или удерживаются на некотором расстоянии от дна моря в месте производства электрической энергии, обозначенном общей позицией 5.

Эти различные модули соединены электрическими кабелями, обозначенными общей позицией 6, с внешним пунктом распределения электрической энергии, выполняющим также функцию центра дистанционного контроля/управления модулями, причем этот центр базируется, например, на суше и обозначен на этой фиг. 1 общей позицией 7.

Этот внешний пункт распределения электрической энергии классически соединен линиями электропередачи, обозначенными общей позицией 8, например, с электрической сетью, питающей, например, город, находящийся неподалеку и обозначенный общей позицией 9, или, в целом, любой другой потребитель.

Следует также отметить, что можно предусмотреть наземную инфраструктуру, например, такую как порт, обозначенный общей позицией 10, для стоянки средств поддержки, например, таких как суда поддержки, одно из которых обозначено на этой фигуре общей позицией 11 и которые обеспечивают операции, осуществляемые в месте производства энергии.

Эти средства поддержки позволяют, например, устанавливать модули на место, обеспечивать их обслуживание и даже снимать их для сложных операций, осуществляемых на берегу, таких как замена ядерного топлива.

По сути, как показано, в частности, на фиг. 2, каждый подводный модуль производства электрической энергии, обозначенный на этой фиг. 2 общей позицией 1, содержит средства в виде удлиненного цилиндрического кессона, концы которого выполнены, например, закругленными.

Эти средства обозначены на этой фигуре общей позицией 12 и установлены на дне или удерживаются на определенном расстоянии, например, от дна 13 моря и содержат для этого опорные средства, обозначенные общей позицией 14, и средства анкерного крепления, обозначенные общей позицией 15, позволяющие устанавливать и крепить это модуль на дне.

Можно предусмотреть несколько вариантов выполнения этих средств опорной установки и анкерного крепления.

На этой фиг. 2 представлен также возможный пример внутренней компоновки такого модуля, который содержит некоторое число отсеков, расположенных рядом друг с другом и разделенных перегородками.

Например, такой модуль 12 может содержать на каждом из своих концов средства в виде балласта, обозначенные позициями 16 и 17, позволяющие контролировать, например, погружение модуля.

Кроме того, как показано слева направо на этой фиг. 2, этот модуль может содержать реакторный отсек, обозначенный на этой фигуре общей позицией 18, причем этом реакторный отсек, в свою очередь разделен на две связанные друг с другом камеры, а именно сухую камеру реакторного отсека, обозначенную общей позицией 19, в которой расположены средства, формирующие кипящий ядерный реактор, и камеру образующей резервуар для хранения воды защиты этого реактора, обозначенную общей позицией 20.

Эти камеры реакторного отсека 18 расположены, например, рядом друг с другом и разделены герметичной перегородкой.

Рядом с этим реакторным отсеком предусмотрен отсек для размещения средств производства электрической энергии, обозначенный общей позицией 21 и содержащий, например, турбогенераторный блок или установку или другие вспомогательные системы, что будет более детально описано ниже.

После этого отсека 21 для размещения средств производства электрической энергии модуль 12 может содержать отсек электрооборудования, обозначенный общей позицией 22, например, трансформаторного оборудования и т.д., и отсек 23, включающий в себя, например, пост управления всеми элементами модуля.

Разумеется, можно предусмотреть и другие варианты внутренней компоновки модуля и другие конфигурации и расположения его элементов.

Так, например, можно предусмотреть также жилой отсек для размещения экипажа, например, для эксплуатации или ремонта.

На фиг. 3 более детально показана часть модуля 12, на уровне которой предусмотрены реакторный отсек 18 и отсек 21, предназначенный для размещения средств производства электрической энергии.

Как было указано выше, реакторный отсек 18 предназначен для размещения средств формирующих кипящий ядерный реактор и по сути содержит две камеры, а именно камеру для размещения самого реактора, обозначенную общей позицией 19, и камеру образующую резервуар для хранения воды защиты реактора, обозначенную общей позицией 20.

Как известно, средства, формирующие кипящий ядерный реактор, обозначенные на этой фиг. 3 общей позицией 30, содержат первичный контур, обозначенный общей позицией 31, содержащий реакторный бак 32, компенсатор давления 33, парогенератор 34 и первичный насос 35.

Эти средства 30 формирующие кипящий ядерный реактор и, в частности, их парогенератор 34, содержат также вторичный контур, который проходит через перегородку, разделяющую реакторный отсек 18 и отсек 21 для размещения средств производства электрической энергии, и связан с этими средствами производства электрической энергии.

Этот вторичный контур обозначен на этой фиг. 3 общей позицией 36, и средства производства электрической энергии обозначены общей позицией 37 и расположены в отсеке 21.Например, эти средства 37 производства электрической энергии включают в себя турбину, обозначенную на этой фигуре общей позицией 38, связанную с генератором переменного тока, обозначенным общей позицией 39, с конденсатором, обозначенным общей позицией 40, и с вторичным насосом, обозначенным на этой фиг. 3 общей позицией 41.

В данном случае для лучшего понимания эта архитектура средств производства электрической энергии показана в упрощенном виде. Как известно, на самом деле она является гораздо более сложной для увеличения КПД термодинамического цикла.

Как известно, средства 30 формирующие кипящий ядерный реактор соединены с другими средствами, позволяющими нагнетать в них воду под разным давлением, например, в случае аварии с утечкой первичной воды.

Эти средства обозначены на этой фиг. 3 общей позицией 50 и содержат средства нагнетания, например, с высоким, средним или низким давлением воды в реактор в зависимости от характера аварии и от выбранной стратегии защиты.

Так, например, камера 20 образующая резервуар для хранения воды защиты, может быть соединена с баком 32 реактора через трубопровод, обозначенный на этой фигуре общей позицией 51, связанный с вентильными средствами, обозначенными общей позицией 52.

Можно также предусмотреть другие классические системы нагнетания воды в реактор.

Между сухой камерой 19 и камерой 20 в виде защитного резервуара предусмотрены средства 50а вентиляции.

В случае необходимости, эти обычно закрытые средства вентиляции открываются для впуска воздуха в камеру образующую резервуар и, следовательно, для подачи воды под низким давлением из резервуара в бак 32 через прямую линию 51 подачи.

Если давление в первичном контуре является слишком большим для такого нагнетания, можно быстро сбросить давление в первичном контуре при помощи средств образующих вентиль сброса давления, обозначенного общей позицией 31а, в дополнение к другим средствам сброса давления, которые будут более подробно описаны ниже.

Этими вентильными и вентиляционными средствами управляют органы контроля-управления, которые могут быть автоматическими или могут управляться операторами.

В подводном модуле в соответствии с изобретением камеру 20 образующую резервуар для хранения воды защиты реактора используют для других функций его защиты, и, по меньшей мере, одна ее радиальная стенка, обозначенная общей позицией 53, находится в состоянии теплообмена с окружающей морской средой, в которую погружен этот модуль.

Это позволяет получить почти не ограниченный и постоянно доступный естественный источник охлаждения независимо от обстоятельств и возможных проблем в работе для охлаждения модуля и, в частности, средств формирующих кипящий ядерный реактор.

Действительно, в результате потери этого источника охлаждения проблемы, возникшие недавно в атомных электростанциях, привели к серьезным последствиям.

Известно, что одной из основных проблем, связанных с работой ядерных реакторов, является то, что реактор продолжает интенсивно выделять тепло даже после остановки цепной реакции, причем в течение относительно продолжительного времени.

Например, небольшой реактор на 160 МВт электрической энергии (500 МВт тепловой энергии) продолжает производить тепло мощностью 3 МВт в течение трех дней после остановки.

Эта характеристика вынуждает объединить с этими реакторами специальные системы охлаждения для удаления этой остаточной мощности и для обеспечения постоянного наличия такой возможности.

Без такой системы активная зона реактора может расплавиться и стать источником выброса радиоактивных веществ в окружающее пространство.

Недавние события показали последствия, к которым может привести одновременная потеря источника охлаждения, такого, например, как водозабор из моря, и источника электрического питания, обеспечивающего подачу энергии в эти системы охлаждения.

Действительно, в своем большинстве и даже все известные современные реакторы используют системы защиты с применением насосов для удаления остаточной мощности из активной зоны в направлении холодного источника, например, через теплообменники.

Разумеется, эти системы являются избыточными, разнообразными и подвергаются тщательному контролю и обслуживанию для максимального повышения надежности функции охлаждения активной зоны в случае остановки и даже аварии.

Согласно этому принципу наземные атомные электростанции содержат различные избыточные источники электрического питания этих защитных систем, например, такие как средства питания через избыточные электрические сети, через электрические генераторы или резервные батареи и т.д.

Однако опыт показал, что все эти системы могут в тот или иной момент дать сбой, что в конечном счете выражается потерей холодного источника и, следовательно, прекращением охлаждения реактора с последствиями, которые уже проявились на многих реакторах.

Этого позволяет избежать модуль производства энергии в соответствии с изобретением.

Действительно, он может содержать различные системы защиты, называемые «пассивными», то есть не требующими для своей работы электрического питания, за исключением варианта выполнения, выбранного, например, с целью обеспечения электрического питания, необходимого для их контроля-управления.

В первую очередь, реактор может содержать пассивный первичный контур охлаждения, параллельно соединенный с первичным контуром реактора.

Этот пассивный первичный контур защиты обозначен на этой фиг. 3 общей позицией 54 и содержит, по меньшей мере, один пассивный первичный теплообменник, обозначенный общей позицией 55, расположенный в камере, образующей резервуар для хранения воды защиты реактора, которая на этой фиг. 3 обозначена общей позицией 20.

Например, этот теплообменник 55 можно установить в камере 20 образующей резервуар для хранения воды защиты реактора на более высоком уровне, чем бак 32 этого реактора, и ветвь или каждая ветвь этого первичного защитного контура 54 может содержать вентильные средства.

Такие вентильные средства обозначены на этой фиг. 3 общей позицией 56, и пассивный первичный защитный контур 54 можно подсоединить к первичному контуру на входе или на выходе первичного насоса, описанного выше и обозначенного общей позицией 35.

В случае, когда пассивный первичный защитный контур подсоединен к первичному контуру на входе первичного насоса 35, он содержит также средства короткого замыкания этого первичного насоса.

С другой стороны защитный контур соединен между баком и парогенератором.

Понятно, что этот пассивный первичный защитный контур позволяет удалять в течение очень длинного периода времени остаточную мощность из погружного ядерного реактора за счет использования контура естественного охлаждения.

Действительно, открывание этого пассивного первичного защитного контура позволяет образовать отвод от первичного контура для удаления тепла, производимого в активной зоне реактора, в резервуар холодной воды через теплообменник, причем этот резервуар холодной воды образован резервуаром 20 хранения воды защиты этого реактора.

Кроме того, как было указано выше, радиальная стенка 53 этой камеры 20 образующей резервуар воды находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой и позволяет, таким образом, получить долгосрочный и даже почти не ограниченный источник охлаждения за счет рассеяния тепла в морскую окружающую среду.

Таким образом, удаление остаточной мощности из реактора происходит через контур отвода первичного контура реактора, причем этот отводный контур содержит:

- резервуар холодной воды в соответствующей камере 20 реакторного отсека, выполненной в виде резервуара для хранения воды защиты реактора,

- два трубопроводных элемента, подсоединенных, например, на выходе бака реактора и на входе первичного насоса,

- теплообменник 55, погруженный в резервуар для хранения воды защиты реактора и представляющий собой первичный пассивный теплообменник,

- корпус 53 отсека, обеспечивающий теплообмен между резервуаром для хранения воды защиты реактора и морем, и

- соответствующие вентили контроля/управления.

При нормальной работе модуля вентиль может перекрывать этот пассивный контур охлаждения, и в нем не циркулирует никакая текучая среда.

Резерв воды в камере 20 образующей резервуар находится при низкой температуре, то есть, например, при температуре морской воды, и при низком давлении, тогда как первичная текучая среда, циркулирующая в первичном контуре реактора находится под высоким давлением и при высокой температуре.

Тепловую мощность реактора удаляют в парогенератор или парогенераторы первичного контура при помощи первичного насоса или первичных насосов.

Во время штатной или аварийной остановки реактора он прекращает работу, и применяют его пассивное защитное охлаждение.

Вентиль или вентили пассивного контура охлаждения открываются, например, автоматически или вручную, и, например, инерция первичного насоса запускает движение текучей среды в этом контуре, то есть в первичном пассивном контуре защиты.

Выходящая из активной зоны реактора горячая вода поднимается при этом в контур охлаждения до теплообменника 55, где она отдает свое тепло холодной воде, содержащейся в камере 20, находящейся в состоянии теплообмена с морем.

Под действием силы тяжести вода опять опускается в контур охлаждения и поступает в холодную ветвь контура и в активную зону реактора, где она опять нагревается.

В этом защитном контуре вода является жидкой в течение всего цикла. Цикл продолжается бесконечно, пока разность температур между активной зоной и резервом защитной воды остается большой, то есть в течение нескольких дней и даже нескольких недель.

Действительно, погружение модуля и, в частности, его реакторного отсека в море обеспечивает резервуару хранения защитной воды большую мощность охлаждения через корпус за счет теплообмена с морской окружающей средой для рассеяния мощности, передаваемой через пассивный теплообменник.

При этом понятно, что такая защитная система в применении к погружному реактору имеет неоспоримое преимущество перед наземными реакторными системами, в частности, в плане работы с пассивной защитой, поскольку пассивный первичный защитный контур работает на основе естественной циркуляции между горячим источником (бак реактора) и почти безграничным холодным источником (пассивный первичный теплообменник, установленный в резервуаре для хранения воды защиты реактора и находящийся в состоянии теплообмена с морем).

Такая защитная система не зависит от какого-либо электрического питания насоса, от наличия водозабора, например, из моря и т.д. для обеспечения охлаждения реактора.

Точно так же, параллельно с вторичным контуром реактора можно подключить вторичный пассивный контур охлаждения.

Этот вторичный пассивный защитный контур обозначен на фиг. 3 общей позицией 60.

Он подсоединен параллельно к вторичному контуру 36 реактора, например, в отсеке 21, предназначенном для размещения турбогенераторного блока 37, и тоже содержит, по меньшей мере, один вторичный пассивный теплообменник, обозначенный общей позицией 61, установленный снаружи подводного модуля в морской окружающей среде и соединенный с его остальной частью через трубопроводные элементы, проходящие через радиальную стенку отсека 21.

Этот вторичный пассивный теплообменник 61 тоже расположен на более высоком уровне, чем парогенератор 34, чтобы образовать защитный контур охлаждения с естественной циркуляцией.

Это тоже позволяет удалять тепло из вторичного контура реактора с использованием почти неиссякаемого холодного источника, то есть морской окружающей среды.

В таком модуле тепло, выделяемое при ядерной реакции в активной зоне этого реактора, в условиях нормальной эксплуатации передается в текучую среду-теплоноситель первичного контура и удаляется в главные теплообменники, называемые парогенераторами, такими как парогенератор, обозначенный на этой фиг. 3 общей позицией 34.

В этих теплообменниках циркулирует и закипает вторая текучая среда. Получаемый пар питает турбину привода генератора для генерирования электричества.

Именно этот контур называют вторичным, и на этой фиг. 3 он обозначен общей позицией 36 и связан со средствами производства электрической энергии, обозначенными позицией 37.

Таким образом, эти парогенераторы играют роль холодного источника для первичного контура реактора, и извлечение тепла происходит под действием вторичных насосов этого контура.

В аварийной ситуации, например, классического наземного реактора ядерная реакция деления прекращается, но активная зона продолжает производить сильное тепло за счет радиоактивности.

Парогенераторы могут продолжать выполнять свою роль холодного источника и удалять мощность из активной зоны, при условии, что вторичные насосы и вторичный контур в целом продолжают нормально работать.

По этой причине жизненно важно, чтобы в реакторах этого типа вторичный контур продолжал получать электрическое питание, в частности, для вторичных насосов, таких как насос, обозначенный позицией 41 на этой фиг. 3.

Однако, как уже было указано выше, нельзя исключать возможность отключения электрического питания. В этом случае насосы могут не работать, в результате чего больше не обеспечивается охлаждение реактора. Может также произойти поломка насосов.

В этом случае в заявленном модуле для решения этих проблем в качестве холодного источника можно тоже использовать морскую окружающую среду.

Таким образом, в заявленном модуле используют вторичный пассивный теплообменник 61, установленный снаружи модуля и образующий вместе с морской окружающей средой практически неиссякаемый природный холодный источник для охлаждения этого вторичного контура.

В этом случае вторичный пассивный теплообменник 61 тоже установлен снаружи подводного модуля 12 в морской окружающей среде на более высоком уровне, чем парогенератор 34, с которым он связан, для обеспечения естественной циркуляции меду этими элементами.

Ветвь или каждая ветвь вторичного пассивного защитного контура, обозначенного на этой фиг. 3 общей позицией 60, может тоже содержать вентильные средства, обозначенные на этой фигуре общей позицией 62.

По сути дела сам вторичный контур 36 может содержать запорные вентили, обозначенные на этой фиг. 3 общими позициями 63 и 64, при этом вторичный пассивный защитный контур подсоединен к этому вторичному контуру между этими запорными вентилями.

Как показано также на фиг. 3, вторичный контур по сути проходит через поперечную стенку 65, отделяющую реакторный отсек 18 и, в частности, его сухую камеру 19 от отсека 21 для размещения турбогенераторного блока.

В этом случае вторичный пассивный защитный контур содержит трубопроводные элементы, проходящие через радиальную стенку модуля на уровне этого отсека 21 для размещения турбогенераторного блока и соединяющие вторичный пассивный теплообменник 61, что позволяет избежать любого прохождения труб через корпус на уровне реакторного отсека.

При этом понятно, что в заявленном модуле вторичный контур тоже оборудован отводным пассивным защитным контуром охлаждения, подсоединенным к этому главному вторичному контуру.

В случае отключения электрического питания, то есть отключения питания от вторичных насосов парогенераторов, защитную систему можно применять для извлечения тепла из первичного контура этих парогенераторов и, следовательно, из реактора за счет естественной циркуляции через двухфазный вторичный пассивный теплообменник в сторону моря, которое является почти неиссякаемым холодным источником.

Вторичный пассивный теплообменник установлен снаружи корпуса модуля и над парогенератором для обеспечения этой естественной циркуляции, что позволяет избежать применения насосов, которые могут выйти из строя.

Действительно, такая система является полностью пассивной и не требует никакого электрического питания.

При этом такая система содержит:

- теплообменник 61, передающий тепло вторичного контура от средств формирующих кипящий ядерный реактор в море и установленный снаружи отсека, предназначенного для размещения турбогенераторного блока 21,

- два трубопроводных элемента для отвода от вторичного контура, врезку которых можно произвести на входе после запорных вентилей 63 контура или на выходе после насосов питания 41 парогенератора или парогенераторов,

- обычно закрытый вентиль 62, расположенный на входе пассивного теплообменника на отводной линии,

- обычно открытый вентиль 64, расположенный на входе турбогенераторного блока на вторичном контуре и на выходе врезки отводной линии,

- герметичные переходы через корпус, и

- систему контроля/управления этими вентилями.

При нормальной эксплуатации реактора через вторичный пассивный теплообменник никакая текучая вода не проходит.

Турбогенераторный блок питается паром от вторичного контура парогенератора и производит электричество.

Вторичный контур парогенератора питается водой при помощи вторичного насоса 41.

В аварийной ситуации, как правило, в случае отключения электрического питания, приводящего к отказу вторичного насоса или вторичных насосов, обычно закрытый вентиль 62 открывается, а обычно открытый вентиль 64 закрывается.

Это действие происходит за несколько секунд автоматически или управляется оператором.

Питание паром турбогенераторного блока 37 прекращается, и производство электричества останавливается.

Именно в этом случае вторичный пассивный защитный теплообменник 61 получает питание паром. Этот пар, входящий в контакт, например, с трубками этого теплообменника, охлаждаемыми морской водой, конденсируется и отдает свое тепло в окружающую среду.

Затем за счет силы тяжести вода возвращается в парогенератор 34 без применения вторичного насоса.

В парогенераторе эта вода нагревается и снова испаряется, после чего опять возвращается в защитный контур.

Цикл протекает естественным образом, пока тепла, передаваемого первичным контуром, становится недостаточно для производства пара в парогенераторе, то есть, например, после нескольких дней описанной выше работы защиты.

Как было указано выше, переход через корпус для вторичного пассивного теплообменника находится на уровне турбогенераторного отсека 21, обеспечивая герметичность третьего барьера и изоляцию радиоактивных веществ в случае, когда два первых барьера, то есть оболочки и первичный контур эту герметичность больше не обеспечивают.

Понятно, что такая система имеет много преимуществ по сравнению с наземной системой, так как она является простой и очень эффективной.

В погружном модуле в соответствии с изобретением предусмотрены также другие средства защиты.

Например, одни из возможных сценариев основной аварии в ядерном реакторе на воде под давлением является разрыв трубопровода первичного контура в сухой камере 19 реакторного отсека 18.

Этот разрыв трубопровода сопровождается высвобождением воды при высокой температуре, которая в результате резкого падения давления моментально испаряется в сухой камере реакторного отсека.

В этом случае изолирующий корпус, окружающий реактор, быстро заполняется паром при высокой температуре.

Пиковое значение давления и температуры во время этой аварии обуславливает стойкость корпуса и содержащегося в нем оборудования.

Для наземного реактора пик давления достигает нескольких бар и обуславливает толщину, которую необходимо предусмотреть для бетонного и металлического корпуса.

Для погружного реактора, предусмотренного в модуле в соответствии с изобретением, этот пик достигает более высоких значений по причине меньшего объема реакторного отсека, то есть, в частности, сухой камеры 19, по сравнению с наземной атомной электростанцией.

В этом случае интерес может представлять любая система снижения давления во время аварии для ограничения влияния на уровне действующих напряжений, которые могут действовать на оборудование, установленное, в частности, в этой камере.

В заявленном модуле сухая камера 19 реакторного отсека 18 соединена с камерой 20 образующей резервуар для хранения воды защиты реактора при помощи средств сброса давления, обозначенных на этой фиг. 3 общей позицией 70.

Эти средства включают в себя средства 71 формирующие клапан сброса давления, установленные в верхней части сухой камеры 19 и соединенные со средствами, формирующими пузырьковую камеру, обозначенными общей позицией 72 и расположенными в нижней части камеры 20 образующей резервуар.

Между верхней частью этой камеры 20 образующей резервуар и сухой камерой 19 предусмотрены средства, формирующие сливной клапан, обозначенные общей позицией 73.

В случае разрыва трубопровода, например, первичного контура пар из сухой камеры 19 реакторного отсека 18 проходит через узел, состоящий из трубопровода и клапана, в резервуар 20 защитной воды, который в этом случае выполняет роль разгрузочного резервуара, в который поступает пар, конденсирующийся при контакте с холодной водой.

В случае вышеуказанной аварии давление внутри сухой камеры 19 моментально падает, что позволяет избежать опасности разрыва этого корпуса.

В целом радиальная стенка реакторного отсека 18 находится в состоянии теплообмена