Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах. Ядерная энергетическая установка включает корпус реактора с центральной и периферийной частями; шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса; жидкометаллический теплоноситель, циркуляционный насос, парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса; полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем, устройство для ввода защитного газа. Устройство размещено в периферийной части корпуса над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочую части. Заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом и имеет отверстия в верхней части, а рабочая - под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя. Технический результат - формирование стабильной газожидкостной смеси с требуемой дисперсностью газовых пузырей. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах, в 1-м контуре которых используют тяжелые жидкометаллические теплоносители - эвтектический сплав 44,5%Pb-55,5%Bi и свинец, соответственно.

Ядерные установки со свинцовым теплоносителем или его сплавами содержат в общем случае размещенную под свободным уровнем теплоносителя активную зону, парогенераторы, средства циркуляции теплоносителя и систему защитного газа, включающую устройство ввода защитного газа, фильтр очистки газа и газовый компрессор (см. Моргулова Т.Х. Атомные электрические станции. - М.: Высшая школа, 1984, с. 251).

Особенностью использования жидкометаллических теплоносителей является их высокая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам ядерной установки.

В связи с этим, главными задачами, возникающими при использовании свинецсодержащих жидкометаллических теплоносителей, являются:

- обеспечения условий, предотвращающих коррозию конструкционных материалов первого контура, находящихся в контакте со свинецсодержащим жидкометаллическим теплоносителем;

- обеспечения необходимой чистоты поверхностей первого контура (отсутствие отложений на конструкционных материалах оборудования циркуляционного контура), влияющих на теплогидравлические характеристики первого контура и безопасность реакторной установки;

- обеспечения необходимой чистоты газовой системы первого контура (отсутствие отложений в газовой системе) и чистоты защитного газа.

На границе раздела теплоносителя с защитным газом имеет место постоянный массообмен между свинецсодержащим жидкометаллическим теплоносителем и примесями, находящимися в защитном газе (водород, водяной пар, кислород и т.д.), что может приводить как к изменению качества теплоносителя, так и примесного состава защитного газа.

Одновременно на границе раздела теплоносителя с защитным газом и в непосредственной близости от нее со стороны защитного газа протекают процессы испарения компонентов теплоносителя, образования частиц аэрозолей и механический унос с поверхности расплава дисперсных включений. Эти процессы могут приводить к загрязнению защитного газа и образованию отложений в газовой системе первого контура.

При этом содержание основных примесей в защитном газе первого контура не должно превышать:

- содержание влаги: C H 2 O < 0,5 м г / л (точка росы минус 26°C);

- содержание кислорода: C O 2 < 5 10 3 % о б . (показания газового датчика кислорода на уровне Е от минус 400 до минус 450 мВ);

- содержание азота: C N 2 < 5 10 3 % о б .

Состав защитного газа первого контура контролируется датчиками кислорода и водорода в защитном газе, а также хроматографическим способом путем периодического отбора проб газа.

Основной состав защитного газа в период горячей обкатки первого контура - аргон высшего сорта.

Устройство для ввода защитного газа предназначено для создания двухфазной газожидкостной смеси из теплоносителя и эжектируемого в него газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и последующей их транспортировкой по контуру циркуляции теплоносителя и применяется в ядерных установках в системе свинцово-висмутового теплоносителя для обеспечения технологических режимов, связанных с использованием газовых смесей, подаваемых под уровень теплоносителя:

- режим водородной очистки теплоносителя и первого контура;

- режим периодической очистки первого контура от продуктов взаимодействия теплоносителя с конструкционными сталями;

- режим очистки защитного газа и газовой системы от аэрозолей и мелкодисперсных частиц оксидов элементов конструкционных сталей.

Известны ядерные энергетические установки, в которых устройства для ввода защитного газа выполнены различным образом.

Так, известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под его свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с трубами постоянного напора и системой защитного газа, при этом устройство ввода газовой смеси обеспечивает подачу защитного газа в газовый объем над свободным уровнем теплоносителя. (Пат ПМ РФ 120275, 2012 г.).

Известна ядерная энергетическая установка, которая содержит реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, под свободным уровнем которого размещена активная зона, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, систему защитного газа и устройство ввода газовой смеси, выполненное в виде вращающейся от электро- или турбопривода газовой напорной камеры. Напорная камера устройства установлена в тракте циркуляции жидкометаллического теплоносителя и сообщена газовыми каналами с системой защитного газа и объемом циркулирующего жидкометаллического теплоносителя. При этом газовые каналы выполнены в валах главных циркуляционных насосов (Пат. РФ 2339097, 2007).

Основным недостатком известного решения является необходимость введения в состав радиационно-опасного высокотемпературного жидкометаллического контура специального элемента, содержащего напорную камеру, и невысокая степень очистки внутренних поверхностей реакторного контура от отложений примесей оксидов.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной реактора, парогенераторами, средствами циркуляции и устройством ввода газовой смеси в виде одной или нескольких труб с сопловыми насадками (Пат. РФ 2192052, 2001 г.).

Недостатком известного решения является сложность доставки газовой смеси ко всем поверхностям реакторного контура из-за небольшой скорости ее вытекания из сопловых насадок. Диаметр отверстий в сопловых насадках не может быть выполнен менее 1,0-3,0 мм вследствие их возможного забивания примесями, содержащимися в теплоносителе. Отсюда скорость истечения не будет превышать 0,5 м/с, что недостаточно, особенно на опускных участках контура, что ведет к низкой эффективности очистки от отложений оксидов металлов, входящих в теплоноситель.

Конструкции всех известных устройств для ввода газа сложны и имеют большую протяженность газовых магистралей.

Общими недостатками для всех описанных выше ядерных установок и входящих в их состав устройств для ввода защитного газа является отсутствие возможности формирования стабильной двухфазной газожидкостной смеси из теплоносителя и эжектируемого в него газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и обеспечения последующей их транспортировки по контуру циркуляции теплоносителя.

Технической задачей настоящего изобретения является повышение безопасности работы ядерной энергетической установки за счет обеспечения нормализации циркуляции потока жидкометаллического теплоносителя, повышении эффективности его очистки от шлаков и металлических поверхностей от коррозии путем увеличения объема мелкодисперсной газовой фазы и упрощение конструкции устройства для ввода защитного газа.

Технический результат изобретения состоит в создании условий для формирования стабильной двухфазной газожидкостной смеси из теплоносителя и газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и обеспечения последующей транспортировки смеси по контуру циркуляции теплоносителя.

Указанный технический результат достигается созданием ядерной энергетической установки, которая включает:

корпус реактора с центральной и периферийной частями;

шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса;

жидкометаллический теплоноситель,

по меньшей мере один циркуляционный насос для обеспечения циркуляции упомянутого жидкометаллического теплоносителя, и по меньшей мере один парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса;

полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем;

по меньшей мере одно устройство для ввода защитного газа, размещенное в периферийной части над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочие части, причем заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом, а рабочая - под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя.

В частных воплощениях изобретения указанный технический результат достигается созданием установки, в которой устройство для ввода защитного газа представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.

Предпочтительно, что устройство для ввода защитного газа соединено с двигателем, установленным за пределами полости корпуса установки, посредством магнитной муфты.

Поставленная задача решается также созданием устройства для ввода защитного газа в ядерную энергетическую установку, при этом оно представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего, подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом, подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.

Раскрытие изобретения.

Сущность изобретения поясняется на фиг. 1, 2 и 3.

На фиг. 1 представлено продольное осевое сечение одного из вариантов исполнения ядерной энергетической установки.

На фиг. 2 - вид сверху на часть реакторной установки в месте расположения диспергатора газа.

На фиг. 3 - устройство для ввода защитного газа.

На фигурах приняты следующие обозначения:

1 - активная зона;

2 - периферийная часть корпуса;

3 - диспергатор для ввода защитного газа;

4 - жидкометаллический теплоноситель;

5 - защитная пробка;

6 - корпус реакторной установки;

7 - парогенератор;

8 - полость защитного газа;

9 - циркуляционный насос;

10 - шахта реактора;

11 - заборная часть диспергатора;

12 - рабочая часть диспергатора;

13 - нижний вращающийся диск;

14 - верхний неподвижный диск;

15 - полый вал;

16 - отверстия в заборной части диспергатора;

17 - фланец для крепления диспергатора;

18 - ведомая магнитная полумуфта;

19 - ведущая магнитная полумуфта;

20 - герметичный двигатель;

21 - осевые отверстия в нижнем вращающемся диске;

22 - полость в нижнем вращающемся диске;

23 - зазор между дисками.

Ядерная энергетическая установка состоит из ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем 4, шахты реактора 10 с активной зоной 1 и защитной пробкой 5, по меньшей мере, из одного парогенератора 7 и, по меньшей мере, из одного циркуляционного насоса 9, полости 8 с защитным газом, по меньшей мере, из одного устройства ввода газовой смеси в тракт жидкометаллического теплоносителя 4.

Шахта реактора 10 с активной зоной 1 размещена в центральной части корпуса 6 реакторной установки под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя 4.

Парогенератор 7 и циркуляционный насос 9 размещены в периферийной части 2 корпуса 6 реакторной установки.

Полость 8 защитного газа расположена над уровнем жидкометаллического теплоносителя 4.

Устройство ввода газовой смеси в тракт жидкометаллического теплоносителя 4 выполнено в виде диспергатора газа 3, размещенного в периферийной зоне корпуса 6 над верхним срезом парогенератора 7 в зоне всаса циркуляционного насоса 9.

Диспергатор 3 имеет заборную часть 11 с отверстиями 16, рабочую часть 12 с нижним вращающимся диском 13, укрепленным на полом валу 15 и верхним неподвижным диском 14, укрепленным на заборной части 11 или выполненным с ней заодно.

Заборная часть 11 диспергатора газа 3 с отверстиями 16 расположена в полости защитного газа 8.

К жидкометаллическому контуру диспергатор 3 крепится с помощью фланца 17.

Верхняя часть диспергатора газа 3 соединена с герметичным двигателем 20, установленным за пределами полости корпуса 6 реакторной установки с помощью магнитной муфты, где 18 - ведущая магнитная полумуфта, а 19 - ведомая магнитная полумуфта.

Нижний вращающийся диск 13 имеет по периферии осевые отверстия 21 и выполнен полым (полость - 22).

Диски установлены с зазором 23.

Рабочая часть 12 диспергатора газа 3, выполненная в виде вращающегося 13 и неподвижного 14 дисков, размещена под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя 4. Такое расположение позволяет избежать сепарации защитного газа и направляет поток жидкометаллического теплоносителя на всас циркуляционного насоса 9.

Работу установки осуществляют следующим образом.

Работа ядерной энергетической установки в технологическом режиме очистки от оксидов жидкометаллического теплоносителя и поверхностей реакторного контура осуществляется при осушенных парогенераторах 7 в изотермическом режиме при минимально контролируемом уровне мощности (~0,001%). Прогрев жидкометаллического теплоносителя 4 происходит за счет циркуляционных насосов 9 (посредством трения лопастей насоса о жидкометаллический теплоноситель 4).

При включении герметичного электродвигателя 20 нижний диск 13 рабочей части 12 диспергатора 3 вращается с заданной угловой скоростью (n до 3000 об/мин). При этом в результате движения жидкометаллического теплоносителя относительно нижнего диска 13 в зазоре 23 образуется зона пониженного давления, что вызывает впрыск газа из полости 22 нижнего диска 13 через отверстия 21 в верхней части нижнего диска 13 в зазор 23. В зазоре 23 благодаря градиенту скоростей жидкометаллического теплоносителя пузырьки дробятся, и мелкодисперсная газовая фаза вместе с теплоносителем поступает из зазора 23 в основной поток свинцово-висмутового теплоносителя 4.

Подача защитного газа в поток жидкометаллического теплоносителя 4 приводит к разрушению шлаков на основе PbO и, как следствие, к улучшению физико-химических свойств жидкометаллического теплоносителя 4.

Авторами выполнены расчетные исследования применительно к ядерной энергетической установке со свинцово-висмутовым теплоносителем с двумя циркуляционными насосами 9 и парогенераторами 7.

При этом общий объемный расход жидкометаллического теплоносителя 4 на всасе циркуляционного насоса 9 составляет 0,64 м3/с, объемный расход защитного газа (смесь «H2-H2O-Ar») - 0,00008 м3/с, температура жидкометаллического теплоносителя 4 - от 400 до 450°C.

Время подачи защитного газа в поток жидкометаллического теплоносителя 4 составляет 168 часов.

Показано, что при подаче защитного газа происходит его эффективная доставка к шлакам на основе PbO и их полное (100%) разрушение, как следствие, происходит очистка жидкометаллического теплоносителя от шлаков и нормализация его циркуляции.

Это повышает безопасность работы ядерной энергетической установки за счет обеспечения нормализации циркуляции потока жидкометаллического теплоносителя, повышении эффективности его очистки от шлаков и металлических поверхностей от коррозии.

1. Ядерная энергетическая установка с жидкометаллическим свинецсодержащим теплоносителям, преимущественно для свинцово-висмутовых реакторов на быстрых нейтронах, характеризующаяся тем, что включает корпус реактора, в центральной части которого расположена шахта с активной зоной и полостью для защитного газа; размещенные в периферийной части корпуса по меньшей мере один циркуляционный насос для обеспечения циркуляции жидкометаллического теплоносителя сверху вниз и затем непосредственно в активную зону шахты реактора; по меньшей мере один парогенератор, верхний срез которого размещен под уровнем жидкометаллического теплоносителя в зоне всаса циркуляционного насоса; и по меньшей мере одно устройство для ввода защитного газа, размещенное над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса и имеющее заборную и рабочую части, причем заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом и имеет отверстия, а рабочая - под уровнем жидкометаллического теплоносителя.

2. Установка по п. 1, характеризующаяся тем, что устройство для ввода защитного газа представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.

3. Установка по п. 1, характеризующаяся тем, что устройство для ввода защитного газа соединено с двигателем, установленным за пределами полости корпуса реактора, посредством магнитной муфты.

4. Устройство для ввода защитного газа в ядерную энергетическую установку с жидкометаллическим свинецсодержащим теплоносителем, преимущественно для свинцово-висмутовых реакторов на быстрых нейтронах, характеризующееся тем, что оно представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к циклу преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. Цикл имеет первую стадию, на которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора, связанного с реактором, осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» в промежуточное состояние, с температурой и давлением упомянутого пара, соответствующим исходному состоянию «ядерного цикла», вторую стадию, на которой второе расширение пара из промежуточного состояния осуществляется до получения пара в первом влажном состоянии, расположенном ниже кривой насыщения пара, третью стадию, на которой пар подвергают сушке и перегреву, и четвертую стадию, на которой осуществляется третье расширение пара для его приведения из перегретого состояния во второе влажное состояние.

Изобретение относится к очистке газовой среды от водорода. Система очистки имеет дожигатель водорода, состоящий из корпуса, имеющего отверстия для подвода и отвода газовой среды, и кислородосодержащего наполнителя, например, в виде оксида металла, размещенного в корпусе, подводящий и отводящий трубопроводы, запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей водород, и запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей кислород.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах c теплоносителем в виде свинца или его сплава.

Изобретение относится к космическим аппаратам (КА), может быть использовано для обеспечения отведения на заданное расстояние ядерной энергетической установки (ЯЭУ) от приборно-агрегатного отсека КА.

Изобретение относится к способам эксплуатация АЭС. В пиковые часы электрической нагрузки газотурбинная установка вырабатывает дополнительную электроэнергию, в котле-утилизаторе генерируется пар, перегреваемый в пароводородном перегревателе и направляемый в дополнительную паровую турбину, также вырабатывающую дополнительную электроэнергию.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к энергетическим ядерным реакторам, и может найти применение на атомных теплоэлектростанциях (АТЭС) и различного назначения энергетических установках.

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. Пары балок, стыкующихся крайними балками с космическим аппаратом, размещены по трем продольным плоскостям вокруг космического аппарата.

Изобретение относится к радиационной защите в составе ядерной энергетической установки для космического аппарата. Защита в местах прохода трубопроводов снабжена вставками из теплозащитного материала, например, на основе кварцевых волокон, закрепленными на внешней поверхности защиты и отделяющими трубопроводы от герметизирующей оболочки контейнера с гидридом лития.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ), используемым в качестве источников электрической энергии космических аппаратов. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с промежуточным перегревом пара. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем. В активной зоне расположены первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, и вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты. Реактор также содержит камеры подвода и отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой. Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов. 8 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к малым атомным станциям. Система с ядерным реактором на быстрых нейтронах включает в себя реактор с бассейном реактора. Активная зона реактора находится внутри бассейна реактора. Активная зона включает в себя топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, а жидкий натрий используется в качестве теплопередающей среды. Насос может обеспечивать циркуляцию жидкого натрия через теплообменник. Система может включать в себя неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности. Реактор может быть модульным и может вырабатывать примерно 100 МВт электрической энергии. Технический результат - длительная кампания реактора, компактность. 3 н. и 19 з.п. ф-лы, 9 ил.

Способ относится к области создания атомных электростанций (АЭС). Способ строительства атомных электростанций с подземным размещением ядерного реактора включает размещение ядерного реактора в подземной шахте. Реактор устанавливают на изолирующую бетонную крышку предохранительной камеры. В шахте устанавливают газоотводную трубу с фильтром-блокиратором. Шахта имеет два механических привода для экстренного открывания предохранительной камеры, имеющей засыпку, сорбирующую радионуклиды, объем которой больше эксплуатационной шахты. Машинное отделение размещают вне зоны эксплуатационной шахты и коммуникационного коридора. Технический результат - безопасность машинного отделения при аварии в шахте, предупреждение выхода радиоактивного заражения из шахты. 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для использования на паротурбинных установках АЭС двухконтурного типа с водо-водяными энергетическими реакторами. Паротурбинная АЭС содержит парогенератор реакторной установки, соединенный паропроводом со стопорно-регулирующим клапаном с турбиной, состоящей из цилиндров высокого и низкого давления, установленных на одном валу с электрогенератором. Цилиндры соединены между собой паропроводом, причем по ходу пара установлены сепаратор и двухступенчатый паро-паровой перегреватель. Паротурбинная АЭС дополнительно содержит пускорезервную котельную, которая соединена с турбоприводом питательного насоса при помощи паропровода с задвижкой пара из пускорезервной котельной. Пускорезервная котельная соединена с трубопроводом газа из магистрального газопровода и с трубопроводом конденсата из бака запаса конденсата, на котором установлена задвижка подачи конденсата на пускорезервную котельную. Технический результат - получение дополнительной мощности и маневренности за счет выработки дополнительного пара в уже имеющейся пускорезервной котельной (ПРК) и подачи его в турбопривод питательного насоса в часы покрытия пиков графика электрической нагрузки. 1 ил.

Использование: в области электроэнергетики. Техническим результатом является упрощение конструкции, повышение срока службы, повышение надежности и автономности работы. Подводный модуль для производства электрической энергии включает средство, в котором размещены электрические энергоблоки, включающие ядерные реакторы, связанные со средствами производства электрической энергии, электрические кабели, опорные средства. Энергоблоки размещены на подводной несущей проницаемой платформе, выполненной с возможностью ее стационарной установки на дне на вертикальных опорах и включающей посадочные места для энергоблоков с направляющими устройствами и средствами защиты и конвекторы, электрически разъемно соединенные с электротехническим отсеком в виде прочного корпуса с электротехническим оборудованием, который установлен за счет его отрицательной плавучести на центральной продольной оси платформы и снабжен средствами балластировки, люк-шлюзом, комингс-площадкой, входными и как минимум одним выходным сильноточными разъемами. При этом энергоблоки выполнены в виде подводных ядерных термоэлектрических установок и состыкованы с подводной платформой в посадочных местах по обе стороны вдоль электротехнического отсека разъемными механическими и электрическими соединениями. 15 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к системе для уменьшения вредных выбросов в атмосферу из промышленной или ядерной установки (1) в случае аварии. Система содержит следующие компоненты: конструкцию (10) для обеспечения непроницаемости почвы, которая проходит, по меньшей мере, по кольцеобразному участку, окружающему установку (1); множество опрыскивающих вышек (20-22), расположенных вокруг установки (1) и/или на прилегающей территории и выполненных с возможностью разбрызгивания воды в атмосферу, предпочтительно смешанной с химическими, и/или биологическими, и/или минеральными веществами; и периферийную конструкцию (50) для сбора, выполненную с возможностью приема воды, задержанной конструкцией (10) для обеспечения непроницаемости почвы. Техническим результатом является обеспечение возможности локализации загрязнений в случае аварии на ядерных или промышленных установках. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 22 ил.

Изобретение относится к способу демонтажа крышки парогенератора ядерной энергетической установки, приваренной к корпусу. С помощью устройства для фрезерования с установленной торцовой фрезой в теле сварного шва выполняется несквозное отверстие таким образом, чтобы угол наклона оси полости несквозного отверстия соответствовал углу фаски кромки корпуса парогенератора, соприкасающейся со сварным швом, так, что между полостью несквозного отверстия и внутренним объемом парогенератора остается тонкий слой непрорезанного металла. После этого в устройстве для фрезерования торцовую фрезу меняют на концевую и вырезают кольцевую проточку в теле сварного шва. После этого по периметру кольцеобразной проточки в полости кольцеобразной проточки устанавливают от трех до четырех распирающих устройств, например, включающих в себя клинья и распирающий валик, закрепленных сварными швами. После этого на корпусе монтируют металлорежущее устройство с установленным коническим режущим роликом, с помощью которого прорезают тонкий слой непрорезанного металла между полостью кольцеобразной проточки и полостью парогенератора по периметру кольцеобразной проточки. Техническим результатом является возможность выполнить демонтаж крышки парогенератора ядерной энергетической установки, приваренной к его корпусу, без попадания металлической стружки и загрязнений в полость парогенератора. 4 ил.
Способ состоит в том, что околоствольный двор отделяют бетонными перемычками от всех других выработок ликвидируемой шахты для предотвращения доступа в околоствольный двор метана и шахтных вод, и в качестве потенциального саркофага, предназначенного для размещения атомной силовой установки, при этом для подачи электроэнергии на шахтную поверхностную подстанцию используют силовые стволовые шахтные кабели, а канал связи потенциального саркофага с окружающей средой осуществляют через ствол ликвидируемой шахты, выполненный с возможностью осуществления оперативного бетонирования шахтного ствола в случае аварии на атомной силовой установке, причем бункера приема угля надшахтного здания ликвидируемой шахты используют в качестве емкостей хранения щебня, песка, цемента и воды для осуществления начала оперативного бетонирования ствола шахты - перекрытия канала связи с окружающей средой саркофага атомной силовой установки на случай аварии, угрожающей загрязнением окружающей среды, а надшахтное здание ликвидированной шахты используют в качестве помещения для размещения комплекса по принятию щебня, песка, цемента, подвозимых и разгружаемых транспортными средствами службы ликвидации аварий, приготовления бетона и сбрасывания его в ствол шахты для завершения выполнения саркофага атомной силовой установки. Техническим результатом данного изобретения является возможность экономичной и долгосрочной ликвидации возможности экологической катастрофы при аварии на атомной силовой установке; значительное снижение капитальных затрат для строительства атомной электростанции; повышение занятости жителей шахтерского поселка, образованного у ликвидированной поселкообразующей шахты.

Изобретение относится к секции модулей вертикального парогенератора. Заявленное устройство состоит из вертикально ориентированных модулей, участок перегревателя и участок экономайзера которого имеют линейную продольную ось, которая не перпендикулярна земной поверхности, а также состоит из одного коллектора теплоносителя, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне одной стороны участка перегревателя, одного коллектора пара, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне другой стороны участка перегревателя и одного коллектора подачи воды с продольной осью, расположенной горизонтально на уровне выходных камер теплоносителя. Техническим результатом является повышение безопасности при работе парогенератора, а также возможность упрощения конструкции и уменьшения габаритов парогенератора. 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к реакторной установке с водоохлаждаемым реактором, предназначенной для локального регулирования спектра нейтронного потока в активной зоне и улучшения топливоиспользования. Система теплоносителя первого контура снабжена системой подачи газа в нижние посадочные гнезда, в которые устанавливаются хвостовики ТВС, а также инжектором для впрыска газа в теплоноситель в виде пузырьков газа в воде определенных размеров: более критического размера для исключения схлопывания пузырьков и менее разности шага топливной решетки и диаметра твэла для исключения образования газовых полостей в ТВС. Реакторная установка оснащена системой дегазации для удаления газа из теплоносителя в систему подачи газа для многократного применения газа. В качестве газа, например, может быть гелий – инертный газ с высокой теплопроводностью. Техническим результатом является возможность локально регулировать спектр нейтронного потока в активной зоне реактора. 4 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах. Ядерная энергетическая установка включает корпус реактора с центральной и периферийной частями; шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса; жидкометаллический теплоноситель, циркуляционный насос, парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса; полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем, устройство для ввода защитного газа. Устройство размещено в периферийной части корпуса над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочую части. Заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом и имеет отверстия в верхней части, а рабочая - под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя. Технический результат - формирование стабильной газожидкостной смеси с требуемой дисперсностью газовых пузырей. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Наверх