Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях. При этом трехсекционные парогенераторы содержат три раздельных входа для теплоносителя первого контура, три теплообменника и общий выход для теплоносителя в первый контур. В каждой секции трехсекционного парогенератора установлены теплообменники, организующие три под-контура второго контура в линиях тепловой разгрузки. Турбонасосы содержат разнесенные на оба конца рабочего вала паровой турбины циркуляционные насосы. Технический результат – обеспечение безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии. 1 ил.

 

1. Предназначение.

Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС, с турбонасосами прокачки теплоносителя предназначена для организации безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии.

2. Уровень техники

При всем многообразии применяемых схем расхолаживания ядерного реактора, большее их количество используют водяной теплоноситель с одноконтурной или двухконтурной схемой расхолаживания блока АЭС.

Число контуров выбирают с учетом требований обеспечения безопасной работы блока при всех возможных аварийных ситуациях. В системе охлаждения АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т.е. средой, совершающей работу, преобразуя тепловую энергию в механическую, является водяной пар. Назначение теплоносителя на АЭС - отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе.

В одноконтурных схемах все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его ремонт. По одноконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа РБМК-1000 и РБМК-1500.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела - вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него, и парогенератор - главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Второй контур включает оборудование, которое работает при отсутствии радиационной активности - это упрощает ремонт оборудования. На двухконтурной станции обязателен парогенератор, который разделяет первый и второй контуры.

По двухконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Это может создать опасность выброса радиоактивных веществ в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называют трехконтурными. По трехконтурной схеме работают АЭС с реакторами типа БН-350 и БН-600. В настоящее время на АЭС в основном установлены энергоблоки мощностью 350-1500 МВт с реакторами типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500, БН-350 и БН-600.

3. Сущность изобретения.

Основным требованием к проектируемым и эксплуатируемым атомным электростанциям (АЭС) является показатель безопасности. Важнейшим критерием безопасности ядерного реактора является его стабильная работа при максимальных выбросах ядерной мощности, при аварийных отключениях электропитания главного циркуляционного насоса (ГЦН) и циркуляционных насосов (ЦН) второго контура.

Т.к. по ряду причин, продвижение теплоносителя в контурах АЭС производят циркуляционные насосы, вращаемые электродвигателями, безопасность эксплуатации атомного реактора понижается, из-за большой зависимости стабильности вторичных источников электропитания.

Каждый дополнительные агрегат или элемент конструкции в схеме тепловой разгрузки блока АЭС не только усложняет и удорожает проект в целом, но и уменьшает коэффициент надежности и безопасности при эксплуатации АЭС.

Использование электродвигателей для вращения ГЦН и ЦН автоматически порождает целую цепь параллельных задач, связанных с резервированием мощностей, дублированием схем питания электродвигателей, огромное количество управляемых задвижек, сложнейшие схемы и программы управления, а также аварийные схемы питания. Такое нагромождение исполнительных агрегатов, схем питания и контроля отрицательно сказывается на коэффициенте надежности и в конце концов на безопасности эксплуатации АЭС.

Оригинальность интегральной схемы тепловой разгрузки ядерного реактора (1) (Фиг. 1) заключается в использовании тепловой мощности теплоносителя непосредственно рабочими агрегатами, продвигающие теплоноситель в первом и втором контуре блоке АЭС.

Решение этой задачи достигается путем применения главного турбонасоса (далее ГТН) (2), турбонасоса (далее ТН) (3), а также оригинальной схемы отбора тепловой мощности парогенератором (4) и распределения отбора тепловой мощности между главным турбонасосом (2), турбонасосом (3) и турбогенератором (5).

Парогенератор (4) выполнен в виде трехсекционного блока, с механическими перепускными клапанами (далее МПК) (7) на входах и общим выходом из парогенератора (4). В каждую секцию парогенератора встроен теплообменник (6), обеспечивающий рабочим телом одну из паровых турбин линии тепловой разгрузки (8). (Здесь и далее, в понятие «линия тепловой разгрузки» входят все объекты и агрегаты, задействованные в полном цикле обеспечения работы турбогенератора).

МПК (7) определенно настроены на пороговое давление. Пороговое давление каждого следующего МПК (7), в интегральной схеме тепловой разгрузки ядерного реактора (Фиг. 1), отличается от предыдущего на расчетное количество атмосфер, в зависимости от общего количества МПК (7), установленных в линиях тепловой разгрузки (8).

Пороговое давление обеспечивает полное открытие клапана МПК и дальнейшее повышение давления не влияет на пропускные способности теплоносителя через МПК. При этом отбор тепловой мощности в теплообменниках (6) зависит только от температуры рабочего тела и скорости его продвижения через соты теплообменника.

Продвижение теплоносителя в первом контуре, в активную зону ядерного реактора (1) осуществляет ГТН (2), далее через МПК (7.1) в теплообменники (6) парогенератора (4) и обратно в ГТН (2).

Второй контур, в каждой линии тепловой разгрузки (8), состоит из трехпод-контуров.

Первый под-контур организует продвижение рабочего тела по схеме: первая водная акватория (9), циркуляционный насос (10.1) ГТН (2), первый теплообменник (6) парогенератора (4), паровая турбина (11) ГТН (2), кондиционер (12), первая водная акватория (9).

Второй под-контур организует продвижение рабочего тела по схеме: вторая водная акватория (9), циркуляционный насос (10.2) ТН (3), второй теплообменник (6) парогенератора (4), паровая турбина (11) ТН (3), кондиционер (12), вторая водная акватория (9).

Третий под-контур организует продвижение рабочего тела по схеме: третья водная акватория (9), циркуляционный насос (10.3) ТН (3), третий теплообменник (6) парогенератора (4), турбогенератор (5), кондиционер (12), третья водная акватория (9).

Конструктивной особенностью паровых турбин (11) ГТН (2) и ТН (3) является их силовая разгрузка на обе стороны рабочего вала, что позволяет вращать два циркуляционных насоса одной паровой турбиной. Один из центробежных насосов обеспечивает продвижение рабочего тела для собственных нужд турбонасоса, другой обеспечивает продвижение теплоносителя в первом контуре или рабочего тела во втором контуре тепловой разгрузки ядерного реактора.

Соосная разгрузка паровой турбины на два циркуляционных насоса позволяет одномоментно увеличивать или уменьшать подачу рабочего тела при увеличении или уменьшении тепловой разгрузки теплоносителем в теплообменнике.

Раздельная инерциальная мощность трехпод-контуров, в случае аварии на одном из под-контуров тепловой разгрузки, позволяет выполнить докритичный вывод ядерного реактора в режим остановки.

Три под-контура второго контура ядерного реактора повышают защиту объектов АЭС от радионуклидов, при аварийных взаимодействиях рабочего тела первого и второго контура. Радиоактивное загрязнение одного под-контура не распространяется на два других под-контура.

Первоначальный подъем мощности ядерного реактора (1) сопровождается принудительным разгоном главного турбонасоса (далее ГТН) (2). Расчетным давлением открывается МПК (7.1) на первом входе в парогенератор (4), начинается продвижение теплоносителя через первый теплообменник (6) парогенератора (4), ЦН (10.1) ГТН (2) и далее в активную зону ядерного реактора (1).

Подъем ГТН (2), на оптимальную производительность продвижения теплоносителя и рабочего тела, сопровождается подъемом давления в первом контуре и первом под-контуре. Расчетное давление в первом контуре открывает второй МПК (7.2) парогенератора (4), начинается принудительный запуск турбонасоса (3).

Из интегральной схемы тепловой разгрузки ядерного реактора (Фиг. 1) видно, что первый и второй теплообменники (6) парогенератора (4) обеспечивают отобранной тепловой мощностью работу ГТН (2) и ТН (3). ГЦН (10) ГТН (2) обеспечивает продвижение теплоносителя в первом контуре, а ЦН (10.1), ЦН (10.2), ЦН (10.3) обеспечивают продвижение рабочего тела во втором контуре тепловой разгрузки ядерного реактора.

После вывода мощности ядерного реактора на оптимальную автономную работу от ГТН (2) и ТН (3), повышаем мощность ядерного реактора для срабатывания МПК (7.3) на входе третьего теплообменника (6) парогенератора (4). Расчетное давление теплоносителя открывает МПК (7.3) на входе третьего теплообменника (6) парогенератора (4), начинается принудительный запуск турбогенератора (5). После выхода турбогенератора (5) на оптимальное генерирование электрической мощности, завершается цикл запуска первой линии тепловой разгрузки (8).

Применение паровых турбин для привода циркуляционных насосов исключает необходимость в применении электродвигателей и резервировании вторичных источников питания для них. При использовании турбонасосов, для продвижения теплоносителя в первом и рабочего тела во втором контурах охлаждения блока АЭС, повышаются коэффициенты надежности и КПД АЭС.

Надежность использования турбонасосов заключается в непосредственном использовании первичной тепловой мощности ядерного реактора для продвижения теплоносителя. Исключается зависимость безопасности АЭС от производительности турбогенератора и исключается обратная взаимосвязь продвижения теплоносителя в активной зоне реактора при аварийном выходе из строя турбогенератора и вторичных источников питания.

До тех пор, пока не остынет теплоноситель и будет оставаться возможность выработки пара в парогенераторе (4), ГТН (2) будет нагнетать теплоноситель в рабочую зону ядерного реактора, а турбонасос (3) продвигать рабочее тело во втором контуре.

Применение турбонасосов не исключает установку ЦН с электродвигателями в схеме расхолаживания первого и второго контура, а также они могут использоваться для первичного запуска блока АЭС и в случае аварийного выхода из строя турбонасосов.

Применение турбонасосов в схеме расхолаживания ядерного реактора конструктивно исключает критический перегрев и выход из строя ядерного реактора, при аварийных ситуациях в обеспечивающих электросетях, или в одном из под-контуров второго контура блока АЭС.

Конструктивной особенностью изобретения является использование турбонасосов для обеспечения продвижения теплоносителя в первом и втором контурах АЭС.

Рабочий диапазон мощности турбонасосов статически определенный и зависит только от качества поступающего рабочего тела. Прямая зависимость вырабатываемой тепловой мощности ядерного реактора и необходимой производительности турбонасосов позволяет стабильно, постоянно и надежно использовать первичный источник паровой энергии, для питания паровых турбин (11) турбонасосов (2, 3).

На каждой стадии повышения тепловой мощности блока АЭС срабатывает последующий МПК (7), обеспечивающий проход теплоносителя и отбор возрастающей тепловой нагрузки со следующей линии тепловой разгрузки (8).

Последовательная тепловая разгрузка теплоносителя в первой, второй, третьей и четвертой линиях тепловой разгрузки (8.1, 8.2, 8.3, 8.4), до момента выхода ядерного реактора на оптимальную тепловую мощность и одновременная параллельная тепловая разгрузка теплоносителя на всех линиях тепловой разгрузки, при подъеме мощности ядерного реактора выше оптимальной, до максимальной, позволяет назвать такую схему разгрузки интегральной.

Роботизированная схема управления мощностью ядерного реактора должна напрямую зависеть от тепловой разгрузки мощности реактора в линиях тепловой разгрузки (8). Т.е. оператор не имеет возможности повышать мощность ядерного реактора до тех пор, пока схема управления не убедится в достаточности потока охладителя через активную зону ядерного реактора.

При бесконтрольном повышении мощности ядерного реактора, на расчетном уровне давления теплоносителя, открывается определенный МПК и робот начинает и контролирует запуск соответствующих агрегатов линии тепловой разгрузки.

С целью исключить возможность ошибочных действий персонала АЭС, ведущих к аварийным последствиям, в схеме используются только механические перепускные клапана, срабатывающие при превышении определенного порога давления рабочего тела.

При выходе из строя ГТН (2) или ТН (3), его конструкция должна обеспечивать естественную циркуляцию охладителя, что позволит штатно снизить мощность реактора, без аварийной остановки всего блока АЭС.

Трехсекционная схема парогенератора (4) надежно предотвращает обратные динамические нагрузки между контурами блока АЭС.

Трехклапанность парогенераторов блока АЭС с различными пороговыми уровнями срабатывания МПК на всех линиях тепловой разгрузки позволяет последовательно подключать линии тепловой разгрузки.

После выхода всех линий тепловой разгрузки (8) на оптимальную работу турбогенераторов дальнейшее повышение выходной электрической мощности турбогенераторов осуществляется во всех линиях тепловой разгрузки одновременно, т.е. параллельно. Параллельное повышение мощности во всех линиях тепловой разгрузки осуществляется за счет повышения температуры и скорости продвижения теплоносителя и рабочего тела.

Такая температурная взаимосвязь ядерного реактора с парогенераторами, турбонасосами, паровыми турбинами и циркуляционными насосами обеспечивает устойчивую, с высокой степенью надежности, работу всего блока-АЭС.

Не зависимо от состояния внешних источников питания или единичных аварийных ситуаций в линиях тепловой разгрузки, не потребуется критичное снижение мощности и аварийного расхолаживания ядерного реактора. Практически исключаются критичные ошибки обслуживающего персонала при эксплуатации блока АЭС.

Интегральная схема распределения тепловой нагрузки менее зависима от ошибочных действий персонала, снижает аварийные динамичные обратные связи второго контура с первым контуром ядерного реактора блока АЭС.

Устанавливается два этапа увеличения мощности атомного реактора:

1. Последовательный этап увеличения тепловой разгрузки в парогенераторах;

2. Параллельный этап увеличения тепловой разгрузки в парогенераторах.

Схема последовательной отдачи тепловой энергии (Фиг. 1) с ядерного реактора (1) в контурах применяется во всех линиях тепловой разгрузки (8) блока АЭС.

Конструктивной особенностью схемы продвижения теплоносителя в контурах АЭС является минимальное количество механической запорной арматуры между разгрузочными агрегатами. В схеме используется минимальное количество МПК.

Конструктивной особенностью каждого МПК в схеме тепловой разгрузки АЭС (Фиг. 1), является их аутоидентичность. Порог срабатывания для каждого МПК уникален и зависит от места установки в схеме тепловой разгрузки АЭС.

Жесткая кинетическая (тепловая) связь, ядерного реактора (1) с линиями тепловой разгрузки (8) позволяет использовать последовательно-параллельную интегральную схему тепловой разгрузки, до полного выхода ядерного реактора на проектную мощность.

При аварийном выходе из строя турбогенератора (5) сброс и охлаждение рабочего тела производится через аварийный клапан (13) на конденсатор (12).

Суммарная максимальная возможность отбора тепловой мощности турбонасосами и турбогенераторами блока АЭС должна конструктивно, роботизировано, ограничивать или уменьшать выделяемую мощность ядерного реактора. Т.е. при критических рассогласованных нагрузках, между ядерным реактором и линиями тепловой разгрузки, автоматически проходит команда на пропорциональное уменьшение мощности в ядерном реакторе.

Вышеописанная схема движения теплоносителя в первом контуре и рабочего тела во втором контуре блока АЭС не допускает критичных тепловых перегрузок в ядерном реакторе, до момента полного истощения теплоносителя в контурах блока. Правда такая ситуация будет больше похожа на диверсию.

Схема питания и управления поглотительными стержнями должна обеспечиваться от внутренних аккумуляторов блока АЭС.

Расчеты производительности парогенераторов, ГТН, ТН и турбогенераторов строятся на максимальной мощности ядерного реактора. ГТН и ТН, потребляя часть паровой энергии, гарантированно обеспечивают стабильное прохождение необходимого количества теплоносителя в ядерном реакторе и расчетного количества рабочего тела для турбогенератора.

Используя жесткую зависимость парогенерации от выделенной энергии ядерного топлива, производим оптимальные расчеты построения парогенераторов, турбонасосов с паровыми турбинами и циркуляционными насосами, турбогенераторов, обеспечивающих стабильную работу ядерного реактора.

Производительность паровых турбин (скорость вращения) зависит от тепловой мощности теплоносителя, выдаваемого теплообменником. Конструктивной особенностью каждого теплообменника является его строгая расчетная производительность рабочего тела в пределах всего диапазона тепловой разгрузки ядерного реактора.

Из предложенной схемы разгрузки ядерного реактора, очевидно, что основным регулятором производительности всех теплообменников, является изменяющееся давление теплоносителя в первом контуре ядерного реактора.

За счет последовательного открытия МПК в линиях тепловой разгрузки, до момента набора оптимальной мощности ядерного реактора, запускаются и работают все линии тепловой разгрузки.

При увеличении выделяемой тепловой мощности ядерным реактором, выше оптимальной, одновременно и пропорционально увеличивается производительность всех ГТН, ТН и турбогенераторов блока АЭС.

В целях безопасности, расчетная полная мощность ядерного реактора не должна превышать общую суммарную мощность линий тепловой разгрузки блока АЭС.

В идеале, при несанкционированном росте тепловой мощности ядерного реактора и невозможности его контроля, робототехника блока АЭС обеспечивает запуск всех линий тепловой разгрузки, забирая всю тепловую мощность реактора.

Конструктивно и оптимально, вокруг одного ядерного реактора, в здании блока АЭС, можно разместить 4 парогенератора, четыре турбогенератора и необходимое количество ГТН и ТН.

Такая схема позволяет производить пропорциональные конструктивные расчеты всего блока АЭС.

Т.к. в процессе эксплуатации АЭС, технический ремонт линий тепловой разгрузки необходимо проводить в разные сроки, путем замены МПК, организуется работа блока АЭС с меньшим количеством линий тепловой разгрузки.

Предлагаемая схема тепловой разгрузки ядерного реактора менее зависима от человеческого фактора. После ручного принудительного запуска всех линий тепловой разгрузки на оптимальный режим возможен роботизированный вариант управления мощностью ядерного реактора, в зависимости от изменяющейся нагрузки внешних потребителей.

Так как физически невозможно одномоментно остановить ГТН и ТН, схема более устойчива к несанкционированным действиям при выводе из строя линий нагрузки турбогенератора.

На первом этапе внедрения интегральной схемы тепловой разгрузки ядерного реактора, с целью проверки работоспособности агрегатов, данную схему разгрузки испытать на тепловых электростанциях. На их базе произвести обкатку работы механических перепускных клапанов, парогенераторов, теплообменников, турбонасосов.

Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС отличается от ранее применяемых схем тепловой разгрузки ядерного реактора, использующих электродвигатели для вращения циркуляционных насосов, тем, что:

для обеспечения продвижения теплоносителя в контурах теплоотдачи АЭС, вместо электродвигателей, используются паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы;

увеличение мощности тепловой разгрузки ядерного реактора происходит за счет последовательного подключения линий тепловой разгрузки, в зависимости от внутреннего давления рабочего тела и порога срабатывания механических перепускных клапанов;

применяются трехсекционные парогенераторы с тремя раздельными входами для теплоносителя первого контура, тремя теплообменниками и общим выходом для теплоносителя в первый контур;

в каждой секции парогенератора установлены теплообменники, организующие три под-контура, второго контура в линиях тепловой разгрузки;

применяются турбонасосы, с разнесенными, на оба конца рабочего вала паровой турбины, циркуляционными насосами;

для первичного запуска и при авариях турбонасосов используются циркуляционные насосы с электродвигателями.



 

Похожие патенты:

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О.

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата.
Изобретение относится к ядерной установке с реактором с жидкометаллическим теплоносителем. В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие или элемент, причем в жидкометаллическом теплоносителе средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация железа (CFe), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация хрома (СCr), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация никеля (CNi) лежат в диапазонах: 2,0 10-5% масс.

Группа изобретений относится к области атомной техники и может быть использована в установках с гомогенным ядерным реактором растворного типа для нейтронного активационного анализа, для наработки медицинских радиоизотопов, таких как молибден-99, стронций-89 и др., а также при создании ядерных энергоустановок с любым гомогенным ядерным топливом, например с жидкосолевой топливной композицией.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок, точнее к системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки состоит из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания.

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках.

Изобретение относится к средствам преобразования ядерной энергии в тепловую. В изобретении предусмотрена энергогенерация с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных радиоактивных и химических отходов.

Изобретение относится к ядерной технике. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например, сорбционная колонка и вспомогательные устройства, например, насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами. Конденсатосборник выполнен с двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора. Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки. 1 ил.

Изобретение относится к производству электроэнергии и технологического тепла с использованием модульного, транспортируемого, упрочненного ядерного генератора, быстро размещаемого и изымаемого, содержащего оборудование для преобразования энергии и производства электроэнергии, полностью встроенное внутри единого корпуса высокого давления, вмещающего активную зону ядерного генератора. Получаемый транспортируемый ядерный генератор также содержит каналы для теплоносителя, ограниченные внутренними рёбрами с низким гидродинамическим сопротивлением, и внешние рёбра. Технический результат – обеспечение возможности работы ядерного генератора с устойчивой к плавлению проводящей керамической активной зоной, которая делает возможным отвод остаточного тепла даже при полной потере теплоносителя. 3 н. и 36 з.п. ф-лы, 24 ил.

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной. Водная сборка содержит корпус и водный раствор с расщепляющимся растворенным веществом, поддерживаемый в корпусе. В водном растворе находится стабилизатор реактивности для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки. Техническим результатом является возможность уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки за счет добавления стабилизатора реактивности. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к вентилям для циркуляции жидкого металла. Вентиль содержит картер, образующий камеру, внутри которой проходит текучая среда и которая имеет по меньшей мере один вход и по меньшей мере один выход текучей среды, затвор, выполненный с возможностью взаимодействия с седлом, выполненным заодно с картером, для закрывания, упомянутого по меньшей мере одного входа и упомянутого по меньшей мере одного выхода текучей среды и устройство управления положением затвора относительно седла. Устройство управления содержит по меньшей мере один индуктор и по меньшей мере один якорь, связанные друг с другом через магнитное поле и выполненные таким образом, чтобы индуктор приводил во вращение якорь, заставляя затвор селективно приближаться или удаляться относительно седла. При этом индуктор является неподвижным по отношению к картеру, а якорь находится внутри камеры и является неподвижным относительно винта, на котором установлен затвор. При этом винт выполнен с возможностью взаимодействия с гайкой, неподвижно соединенной с картером таким образом, чтобы преобразовывать вращение якоря в поступательное движение затвора. Технический результат – повышение надежности и герметичности для натриевых вентилей. 3 н. и 19 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Ядерный реактор содержит активную зону, термофотопреобразователь (ТФП), электрогенерирующие модули (ЭГМ), высокотемпературные тепловые трубы (ВТТ), тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), боковой отражатель, систему управления, теплоизоляцию, систему охлаждения, радиационную защиту и корпус ядерного реактора. ЭГМ размещен внутри корпуса ядерного реактора. ВТТ состоит из цельного корпуса и расположенной на его внутренней боковой поверхности капиллярной структуры. ТВЭЛ расположен в зоне испарения ВТТ. Боковой отражатель окружает активную зону. Система управления состоит из привода и рабочего органа. ТВЭЛ, ВТТ, ТФП и радиационная защита расположены внутри ЭГМ. ТФП включает термофотоэлементы, контактирующие с теплопроводной подложкой. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерного реактора с прямым преобразованием энергии. 18 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях. При этом трехсекционные парогенераторы содержат три раздельных входа для теплоносителя первого контура, три теплообменника и общий выход для теплоносителя в первый контур. В каждой секции трехсекционного парогенератора установлены теплообменники, организующие три под-контура второго контура в линиях тепловой разгрузки. Турбонасосы содержат разнесенные на оба конца рабочего вала паровой турбины циркуляционные насосы. Технический результат – обеспечение безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии. 1 ил.

Наверх