REACTOR PRESSURE VESSEL COOLING SYSTEM

The invention relates to a reactor pressure vessel cooling system (10, 50, 60, 70) of a nuclear plant having a closed safety vessel (12), wherein a reactor pressure vessel (14) is arranged within the safety vessel (12). In addition, a cooling medium collection region (20) for receiving a cooling medium is arranged within the safety vessel (12), and there is so much cooling medium between the safety vessel (12) and the reactor pressure vessel (14) that the reactor pressure vessel (14) is surrounded at least in part by cooling medium. Furthermore, a pump apparatus (24) is arranged in the safety vessel (12), which pump apparatus is completely immersed in the cooling medium, and cooling medium is supplied to a nozzle apparatus by the pump apparatus (24). The nozzle apparatus has a number of cooling medium nozzles and the cooling medium nozzles are arranged such that a forced flow of cooling medium is produced in the cooling medium of the cooling medium collection region by the cooling medium flowing through the cooling medium nozzles, which forced flow of cooling medium flows against a surface region of the reactor pressure vessel. Винахід стосується системи охолодження корпусу ядерного реактора (10, 50, 60, 70) реакторної установки із закритою захисною оболонкою (12), причому корпус ядерного реактора (14) розташований в межах захисної оболонки (12). Крім цього, у межах захисної оболонки (12) розташований бак-приямок (20), який застосовується для прийому охолоджувального середовища, та між захисною оболонкою (12) і корпусом ядерного реактора (14) наявна кількість охолоджувального середовища є достатньою для принаймні часткового занурення корпусу ядерного реактора (14) у нього. Крім цього, в захисній оболонці (12) розташований насосний агрегат (24), який повністю занурений в охолоджувальне середовище, а за допомогою насосного агрегата (24) охолоджувальне середовище передається до соплової установки. Соплова установка має низку сопел для розпилення охолоджуваного середовища, які розташовані у такий спосіб, що охолоджуваним середовищем, спрямованим через сопла для розпилення охолоджувального середовища, створюється примусовий потік охолоджуваного середовища у баку-приямку, який спрямовано на зовнішню поверхню корпусу ядерного реактора. 1