Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора подводной лодки


 


Владельцы патента RU 2556235:

Закрытое акционерное общество Научно-производственное внедренческое предприятие "Турбокон" (RU)

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12. Между трубопроводом и корпусом установлены два фланца. Между фланцами закреплены несколько расположенных один в другом компенсаторов. Внешние полости, образованные внешними компенсаторами и фланцами, заполнены средой под давлением. Технический результат - повышение эффективности виброизоляции трубопровода. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок.

Известны конструкции, когда в аварийной системе расхолаживания ядерного реактора, установленного на корпусе на виброизоляции, трубопроводы жестко вварены в корпус подводной лодки (Григорьев Л.Я. Самокомпенсация трубопроводов. Л.: Энергия, 1969, 161 с.). Виброизоляция ядерного реактора по линии трубопроводов от корпуса подводной лодки осуществляется за счет податливости трубопроводов, которые выполнены с подгибами для осуществления самокомпенсации взаимных перемещений ядерного реактора и корпуса. Аварийное расхолаживание производится за счет естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя между ядерным реактором и забортным теплообменником, также жестко закрепленным на корпусе подводной лодки.

Основным недостатком такой конструкции является повышенная из-за малой податливости трубопроводов передача вибрации по трубопроводам аварийной системы расхолаживания от ядерного реактора на корпус подводной лодки и забортный теплообменник, которые переизлучают ее дальше в окружающую среду во все время работы ядерного реактора, что является важным демаскирующим признаком.

Известны конструкции виброизолирующих устройств трубопроводов в виде сильфонных компенсаторов, резинокордных рукавов, например уравновешенные (разгруженные) сильфонные компенсаторы, описанные на стр.66-68 книги: «Унифицированные гибкие элементы трубопроводов». М.: изд-во стандартов, 1988 г. Авторы А.П. Гусенкова, Б.Ю. Лукина, B.C. Шустова (прототип).

Недостатком указанных конструкций является невозможность их применения в аварийной системе расхолаживания ядерного реактора из-за высоких давлений и температур рабочей среды, подаваемой в трубопроводы в аварийной ситуации, т.к. не существует компенсаторов на эти параметры.

Цель изобретения - создание высокоэффективной виброизоляции ядерного реактора по линии трубопроводов аварийной системы расхолаживания и повышение тем самым акустической скрытности подводной лодки.

Сущность изобретения заключается в том, что между трубопроводом аварийной системы расхолаживания со стороны ядерного реактора и корпусом установлены два фланца, один из которых закреплен на трубопроводе, соединенном с ядерным реактором, а второй - на трубопроводе, проходящем через корпус к забортному теплообменнику. Между фланцами закреплены несколько расположенных один в другом компенсаторов, внутренний из которых имеет диаметр, равный диаметру трубопровода аварийной системы расхолаживания, и образует с ним единую полость, а полости, образованные внешними компенсаторами и фланцами, заполнены средой с давлениями, меньшими по сравнению с максимальным давлением внутри основного трубопровода аварийной системы расхолаживания и убывающими по величине пропорционально числу компенсаторов от трубопровода к внешнему компенсатору. Для двух компенсаторов давление между ними будет равным 0.5 от максимального давления в трубопроводе, при числе компенсаторов три - давление между средним и наружным будет 1/3 максимального, а между средним и внутренним - 2/3 от максимального давления. Это делает возможным применение выпускаемых промышленностью компенсаторов для осуществления высокоэффективной виброизоляции ядерного реактора от корпуса подводной лодки.

Поскольку среда между компенсаторами (например, питательная вода ядерного реактора) несжимаема, для улучшения виброизоляции следует использовать разгруженные компенсаторы, осевой размер которых не изменяется при изменении внутреннего давления, или (что то же самое) при осевых деформациях компенсатора не изменяется его внутренний объем. Конструкции таких компенсаторов известны. Это, например, разгруженные сильфонные компенсаторы (см. прототип).

С целью повышения надежности полости между внешними компенсаторами соединены дополнительными трубопроводами с дополнительными забортными теплообменниками для охлаждения находящейся между компенсаторами среды за счет ее протока через каждую из полостей в режиме естественной циркуляции.

С целью повышения надежности в каждом из дополнительных трубопроводов установлены пневмоаккумуляторы с давлениями сжимаемого газа, например воздуха, равными давлению в соответствующей полости между внешними компенсаторами.

Схема предлагаемого устройства приведена на Фиг.1.

Устройство содержит соединенный с ядерным реактором и отводящий от него охлаждающую воду с давлением P трубопровод 1 с фланцем 2, проходящий через корпус 5 подводной лодки трубопровод 3 с фланцем 4, отводящий охлаждающую воду к забортному теплообменнику, закрепленный между фланцами 2 и 4 внутренний компенсатор 6 с внутренней полостью 8 и диаметром, равным диаметру трубопроводов 1 и 3, расположенный между внешними компенсаторами 7 большего диаметра, которые также закреплены между фланцами 2 и 4 и образуют изолированные друг от друга внешние полости 9, заполненные охлаждающей водой, причем давления воды в полостях 9 обеспечиваются меньшими, чем в центральной полости 8, и убывающими от центра к периферии пропорционально общему числу компенсаторов. С целью повышения надежности компенсаторов 6 и 7 полости 9 выполняются с протоком заполняющей их воды через дополнительные трубопроводы 10 и дополнительные забортные теплообменники 11 с естественной циркуляцией воды. Для поддержания давления воды во внешних полостях 9 постоянным и равным заданному в дополнительных трубопроводах 10 установлены пневмоаккумуляторы 12 с давлениями воздуха, равными заданным давлениям воды во внешних полостях 9.

Устройство работает следующим образом.

Вибрация а фланца 2, передаваемая трубопроводом 1 от ядерного реактора, гасится компенсаторами 6 и 7 и передается на корпус 5 значительно ослабленной по сравнению с конструкцией, когда трубопровод жестко вварен в корпус. Поскольку компенсаторы 6 и 7 выполнены разгруженными по давлению, вибрация входного фланца 2 не вызывает пульсаций давления во внутренней полости 8 и внешних полостях 9 и не увеличивает передачу вибрации на корпус 5 подводной лодки. Действующее на компенсаторы 6 и 7 давление равно разности давлений внутри и снаружи каждого из компенсаторов 6 и 7 и меньше, чем давление P в трубопроводах 1 и 3, пропорционально числу используемых компенсаторов. Поэтому возможно применение выпускающихся промышленностью серийных компенсаторов, которые не выдерживают полное давление P в трубопроводе. Пневмоаккумуляторы 12 поддерживают давление в каждой из внешних полостей 9 равным заданному, а естественная циркуляция воды по дополнительным трубопроводам 10 через дополнительные забортные теплообменники 11 обеспечивает охлаждение компенсаторов 6 и 7, что повышает надежность их работы.

Благодаря использованию совокупности найденных технических решений обеспечивается надежная высокоэффективная виброизоляция ядерного реактора от корпуса подводной лодки, в результате чего повышается ее акустическая скрытность.

1. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора подводной лодки, состоящий из трубопровода аварийного расхолаживания ядерного реактора, проходящего через корпус подводной лодки и отводящего охлаждающую воду к забортному теплообменнику, отличающийся тем, что между трубопроводом аварийной системы расхолаживания со стороны ядерного реактора и корпусом установлены два фланца, один из которых закреплен на трубопроводе, соединенном с ядерным реактором, а второй - на трубопроводе, проходящем через корпус к забортному теплообменнику, между фланцами закреплены несколько расположенных один в другом компенсаторов, внутренний из которых имеет диаметр, равный диаметру трубопровода аварийной системы расхолаживания, и образует с ним внутреннюю полость, а внешние полости, образованные внешними компенсаторами и фланцами, заполнены средой с давлениями, меньшими по сравнению с максимальным давлением внутри трубопровода аварийной системы расхолаживания и убывающими по величине пропорционально числу компенсаторов от трубопровода к внешнему компенсатору.

2. Виброизолирующий компенсатор по п.1, отличающийся тем, что внешние полости, образованные внешними компенсаторами и фланцами, соединены дополнительными трубопроводами с дополнительными забортными теплообменниками.

3. Виброизолирующий компенсатор по п.1 или 2, отличающийся тем, что в дополнительных трубопроводах, соединенных с дополнительными забортными теплообменниками, установлены пневмоаккумуляторы с давлениями воздуха, равными давлениям во внешних полостях, образованных внешними компенсаторами и фланцами.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды.

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов.

Изобретение относится к металлургическому и трубопрокатному производствам. Отливают слитки ЭШП размером 485×1600±25 мм и обтачивают в слитки-заготовки размером 470×1600±25 мм.

Заявленное изобретение относится к способу обеспечения подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности. В заявленном способе предусмотрено проведение физических измерений подкритичности активной зоны после сборки активной зоны и сравнение полученных характеристик с проектными значениями, после чего при наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны устанавливают подгоночные стержни реактивности.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к наполнению водой главного контура (1) и удалению воздуха из главного контура ядерного реактора с водяным охлаждением. Способ включает в себя этап размещения устройства (30) для соединения и жидкостной изоляции, которое соединено с горячей ветвью (3) каждой петли охлаждении (11, 12) главного контура таким образом, чтобы, по существу, изолировать от внутренней стороны бака узел горячих ветвей.
Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу внутриконтурной пассивации стальных поверхностей. Способ заключается в установке имитатора активной зоны, представляющего собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны, а также их массовые характеристики, на место, предназначенное для размещения штатной активной зоны.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е. не превышающего разрешенного значения 50 мм. Способ состоит в корректировке геометрических размеров графитовых блоков. В каждом технологическом канале, после извлечения тепловыделяющей сборки, определяют величину и направление прогиба графитовой колонны, полученный результат сравнивают с нормативным значением и выделяют локальные зоны колонн с одинаковым направлением прогиба. Работы в каждой из выбранных зон ведут раздельно. Извлекают часть технологических каналов с прогибом, превышающим норму, и производят продольную разрезку графитовых блоков средней части колонн с шириной реза 10÷15 мм в направлении, перпендикулярном прогибу колонны. Натяжителем создают силовое воздействие на примыкающие к нему графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу. При достижении нормативного значения величины прогиба силовое воздействие прекращают и выполняют калибровку ячеек колонн. Технический результат - сокращение объема и сроков выполнения ресурсно-восстановительных работ. 9 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер. Причем пучок релятивистских ионов ускоряют до энергии, при которой путем разрушения материала мишени получают два и более поколений продуктов мультифрагментного разрушения атомных ядер и высвобождают внутриядерную энергию в течение срока, превышающего длительность накопления и замены продуктов разрушения на материал для облучения. При этом поток вторичных частиц утилизируют, а облученный материал охлаждают и направляют на переработку в качестве сырья для извлечения веществ, пригодных для последующего использования. Изобретение обеспечивает повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую и утилизацию долгоживущих радионуклидов широкой номенклатуры. 4 н.п. ф-лы, 13 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэлы, заключенные в трубчатую оболочку, погружены в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Твэлы выполнены в верхней части с активными участками, заполненными топливом, и полыми рабочими участками, размещенными ниже активных участков. Технический результат - снижение уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой тепловыделяющих элементов, и обеспечение более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура на входе в активную зону. 2 ил.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя. При этом выход нейтронов расщепления, генерируемых пучком, становится сопоставимым с долей запаздывающих нейтронов из расщепляемых элементов. Это используется для обеспечения точного определения реактивности в процессе работы. Предусмотрена возможность регулирования полученных изменений с помощью управляющих стержней (111), регулируемых с помощью нейтронных поглотителей (112) и/или путем варьирования протонного тока. Кроме того, в условиях заявленного изобретения обеспечивается возможность непрерывного регулирования изменения температуры в ходе эксплуатации посредством теплообменника (103). Техническим результатом является возможность избежать приближения подкритического устройства слишком близко к критическому состоянию при сохранении коэффициента размножения нейтронов в приемлемых пределах. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 8 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх