Кипящий ядерный реактор для перегрева пара

 

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в атомных электростанциях и транспортных установках с водо-водяными реакторами . Целью изобретения является пов1лпение экономичности кипящего ядерного реактора за счет уменьшения з атрат энергии на перекачку рабочего тела. Кипящий ядерный реактор содержит контур многократной циркуляции греющего теплоносителя, в который параллельно перегревателю 7 включены парогенератор 5 и подогреватель 6 питательной воды. Теплоноситель первого контура нагревается и частично испаряется в кипящей активной зоне 2, откуда вода поступает в парогенератор 5 и подогреватель 6, где отдает часть своего тепла, а затем насосом 9 возвращается на вход в кипящую активную зону 2. Отделившийся в паровом компенсаторе 3 пар первого контура перегревается в перегревающей активной зоне 4, поступает в перегреватель 7, где отдает свое тепло, конденсируется и насосом 8 перекачки конденсата возвращается на вход кипящей активной зоны 2. 2 ил. i (Л С ее СП 4 J 00

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (51)5 G 21 D 1 02

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Н АSTOPCHOMY СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ HOMHTE7 CCCP

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИЙ (46) 23.02.93. Бюл. У 7 (21) 3963856/25 (22) 10 ° 10.85 (72) Д.А.Берент и А.Н.Васин (56) Авторское свидетельство СССР

В.1153717, кл. С 21 D 1/02, 1984.

Патент Франции У 1141064 кл. С 21 С, опублик. 1956. (54) КИПЯЩИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ

ПЕРЕГРЕВА ПАРА (57) Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в атомных электростанциях и транспортных установках с водо-водяными реакторами. Целью изобретения является повышение экономичности кипящего ядерного реактора за счет уменьшения затрат энергии на перекачку рабочего тела. Кипящий ядерный реактор содер„„SU,, 1351448 А1 кит контур многократной циркуляции греющего теплоносителя, в который ! параллельйо перегревателю 7 включены парогенератор 5 и подогреватель. 6 питательной воды. Теплоноситель первого контура нагревается и частично испаряется в кипящей активной зоне 2, откуда вода поступает в парогенератор

5 и подогреватель 6, где отдает часть своего тепла, а затем насосом 9 возвращается на вход в кипящую активную зону 2. Отделившийся в паровом ком- пенсаторе 3 пар первого контура перегревается в перегревающей активной зоне 4, поступает s перегреватель 7, где отдает свое тепло, конденсирует ся и насосом 8 перекачки конденсата возвращается на вход кипящей активной зоны 2 ° 2 ил.

1351448

П )об)ретРние относится к атомной технике и может быть использовано в атомнь|х электростанциях и транспортн)ых установках с нодо-водяными реакf) торами.

Целью изобретения является повышение экономичности кипящего ядерного реактора эа счет уменьшения затрат энергии па перекачку работ тела.

На фиг, 1 приведена схема двухконтурного кипящего реактора для перегрева пара с принудительной циркуляцией греющего теплоносителя;на фиг.2— то же, с естественной циркуляцией 1 греющего теплоносителя на участке многократной циркуляции греющего теплоносителя. Кипящий ядерный реактор с принудительной циркуляцией содер= жит (фиг. 1) корпус 1, в котором раз- gg мещены кипящая активная эона 2, паровой компенсатор 3 и перегревающая активная зона 4, парогенератор 5 и перегренатель 6 питательной воды, включенные в контур многократной циркуля- 25 ции греющего теплоносителя параллельно перегревателю 7, насос 8 перекачки конденсата и насос 9 контура многократной циркуляции (КИЦ) греющего теплоносителя. Кипящий ядерный реак- б тор с естественной циркуляцией кроме .указанных элементов за исключением насоса 9 КЩ содержит (фиг.2) подъемный участок 10 контура многократной циркуляции греющего теплоносителя, 35 канал 11 отвода перегретого пара, выполненный по типу труба в трубе и кольцевую полость 12, где размещен перегренатель 7.

Предлагаемый реактор работает сле- „ дующим образом.

Теплоноситель первого контура нагренается и частично испаряется в кипящей активной зоне 2 (фиг.1), откуда вода поступает в парогенератор

5 и подогреватель б питательной воды, где отдает часть своего тепла, а затем насосом 9 К @ возвращается на вход в кипящую активную зону 2. От» делившийся в паровом компенсаторе 3 пар первого контура перегревается в перегренающей активной зоне 4, поступает н перегренатель 7, где отдает свое тепло, конденсируется и насосом

8 перекачки конденсата возвращается на вход кипящей активной зоны 2 °

В кипящем ядерном реакторе по .фиг. 2 циркуляция теплоносителя по первому контуру: кипящая активная зона 2 — пар )генератор. 5 с подогревателем осуществляется за счет разности плот осTEl теплоносителя в подьемнс)й и опускной частях реактора. Отделившийся пар из паpoF)oгo компенсатора 3 по кольцевому зазору канала 11 отвода перегретого пара, p;>змеще)иному в подъемном участке К 01, поступае r в перегревающую активную зону 4, где перегревается и по центральной части канала 11 поступает в кольцевую полость 12 к трубной системе перегревателя 7. Перегревая пар второго контура, греющая среда конденсируется и насосами 8 перекачки конденсата возвращается в опускную часть кипящего ядерного реактора, т.е, на нход н кипящую активную зону 2. Перегревающий контур и контур многократной циркуляции греющего теплоносителя ядерного реактора по фиг. 2 размещены внутри корпуса

Параллельное соединение парогенератора с подогревателем питательной воды и перегревателя в данном кипящем ядерном реакторе для перегрева пара приводит к уменьшению потребных расходов греющего теплоносителя, (как суммарного, так и индивидуального на перегреватель и в кипящую зону), бла" годаря непосредственной связи расхода вырабатываемого пара с расходом воды, циркулирующей через кипящую активную зону, который используется для нагрева и испарения питательной воды второго контура.

Это обстоятельство (снижение потребных расходов теплоносителей) позволило кроме повышения экономичности (уменьшения затрат энергии на перекачку сред) использовать движущий напор естественной циркуляции в контуре многократной циркуляции греющего теплоносителя ядерного реактора в приемлемых габаритных размерах. формула изобретения

Кипящий ядерный реактор для пере" грена пара, содержащий корпус, килящую и перегревающую активные эоны, контур многократной циркуляции греющего теплоносителя, парогенератор с подогревателем питательной воды, перегренатель и насос перекачки конденсата, отличающийся тем, что, с целью повышения экономичности реактора за счет уменьшения эа! 35! 448

Составитель С.Кочемазов

Редактор И.Шубина Техред Д.Олийнык Корректор Н.Король

Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений.и открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д.4/5

Заказ 1099.Производственно-полиграфическое предприятие, r.Óëòîðîä, ул.Проектная,4 трат энергии на перека«ку рабочего тела, парогенератор н поцогреватгль питательной воды включены и к(птур многократной циркуляции грею!него теплоносителя параллельно перегревателю, причем нан Гный иатрубок пасов са перекачки конденсата соединен с входом кипящей активной воны.

Кипящий ядерный реактор для перегрева пара Кипящий ядерный реактор для перегрева пара Кипящий ядерный реактор для перегрева пара 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок

Изобретение относится к области космической техники, а именно к устройствам выдвижения рабочих модулей космического аппарата (КА), и может найти применение в раздвижных космических ядерных энергетических установках, в которых требуется отодвижение реактора от приборного отсека КА для обеспечения допустимого уровня ионизирующих излучении на этот отсек

Изобретение относится к средствам противометеорной защиты элементов космических объектов, преимущественно слаботочных электрокоммуникаций в виде жгутов-проводов на космических ядерных энергоустановках

Изобретение относится к космической технике, а именно к устройствам выдвижения рабочих модулей космического аппарата, и может применяться в раздвижных космических ядерных энергоустановках

Изобретение относится к ядерным установкам водо-водяного типа

Изобретение относится к устройству для газации водородом жидкого теплоносителя первого контура реактора, охлаждаемого водой под давлением, причем реактор, охлаждаемый водой под давлением, снабжен емкостью компенсатора объема и по меньшей мере одним подключенным за ней насосом высокого давления

Изобретение относится к ядерной, термоядерной и космической технике и может быть использовано в высокотемпературных ядерно-энергетических установках с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к вспомогательным элементам и системам космических ядерных энергоустановок (ЯЭУ)

Изобретение относится к ядерно-космической и термоядерной технике и жидкометаллическим системам охлаждения и может быть использовано в высокотемпературных ЯЭУ с жидкометаллическим теплоносителем преимущественно космического назначения

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в ядерных реакторах с тепловыделяющими сборками на основе микротвэлов
Наверх