RU1811635C - Atomic power plant - Google Patents

Atomic power plant

Info

Publication number
RU1811635C
RU1811635C SU904890692A SU4890692A RU1811635C RU 1811635 C RU1811635 C RU 1811635C SU 904890692 A SU904890692 A SU 904890692A SU 4890692 A SU4890692 A SU 4890692A RU 1811635 C RU1811635 C RU 1811635C
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
circuit
heat
coolant
power plant
circuits
Prior art date
Application number
SU904890692A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Борис Андреевич Буйницкий
Владимир Георгиевич Васильев
Станислав Викторович Галактионов
Юрий Дмитриевич Губанов
Владимир Александрович Елизаров
Евгений Петрович Каплар
Феликс Викторович Кондратьев
Всеволод Иванович Кориндясов
Джон Якубович Нафиков
Исаак Моисеевич Вишнепольский
Сергей Петрович Лалыкин
Юрий Павлович Макаров
Юрий Петрович Прилепо
Виктор Иванович Сербин
Николай Максимович Судак
Николай Сидорович Хлопкин
Original Assignee
Научно-техническое товарищество "ЭГО"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Научно-техническое товарищество "ЭГО" filed Critical Научно-техническое товарищество "ЭГО"
Priority to SU904890692A priority Critical patent/RU1811635C/en
Application granted granted Critical
Publication of RU1811635C publication Critical patent/RU1811635C/en

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Description

л ции реактора. Весь первый контур с ТЭГ 4 размещены в защитном корпусе 5, заполненном теплоносителем - водой промежуточного второго контура с давлением 2 кг/см и выдерживающего давление 15 кг/см2 на слу- чай разгерметизации корпусов 2 и 3. Все оборудование , в том числе и теплообменник системы теплоснабжени  6, размещены в герметичном боксе 7 с внутренними габаритами 6x6x10 м, Стержни регулировани  8 расположёны.в верхней части корпуса и служат только дл  запуска и останова реактора, остальные режимы работы обеспечиваютс  за счет саморегулиравани  без перемещени  стержней..l of the reactor. The entire first circuit with TEG 4 is placed in a protective housing 5 filled with coolant - water of the intermediate second circuit with a pressure of 2 kg / cm and withstanding pressure of 15 kg / cm2 in the case of depressurization of buildings 2 and 3. All equipment, including the heat exchanger heat supply systems 6, placed in an airtight box 7 with internal dimensions of 6x6x10 m, Control rods 8 are located. In the upper part of the body they serve only to start and stop the reactor, other operating modes are provided due to self-regulation without movement and bars ..

Устройство работает следующим образом .The device operates as follows.

Тепло от активной зоны 1 естественной конвекцией вод ного теплоносител  первого контура с температурой 320°С передает- с  к гор чим спа м ТЭГ 4; охлажденный на 15-20°С теплоноситель возвращаетс  на вход в активную зону 1. Генераци  электрической энергии происходит вследствие разности температур, поддерживаемой между тепло- носител ми первого и второго контуров. Схема циркул ции теплоносител  в ТЭ,Гах организована по типу трубки Фильда: гор чий теплоноситель течет внутри, а холодный возвращаетс  по внешней полости. Схема организации циркул ции теплоносител  первого контура аналогична общеприн той схеме труба в трубе. Непреобразованна  в электрическую энергию часть тепла отводитс  от холодных спаев ТЭГ 4 вод ным теплоносителем второго контура с температурой 90-95°С и за счет естественной циркул ции теплоносител  поступает в теплообменник системы теплоснабжени  6; охлажденный на 5- 10° теплоноситель возвращаетс  к холодным спа м ТЭГ 4. Подача тепла потребител м от теплообменника системы теплоснабжени  6 осуществл етс  теплоносителем третьего контура с давлением 3-4 кг/см и с температурой на линии теплоснабжени  85°С и на возвратной 55°С.The heat from the core 1 by natural convection of the primary primary water coolant with a temperature of 320 ° C is transferred to the hot springs of TEG 4; the coolant cooled by 15-20 ° C is returned to the entrance to the active zone 1. The generation of electric energy occurs due to the temperature difference maintained between the heat carriers of the first and second circuits. The circuit of the coolant circulation in the fuel cell, Gakh, is organized according to the type of the Field tube: the hot coolant flows inside, and the cold flows back through the external cavity. The scheme of organization of the circulation of the primary coolant is similar to the conventional scheme of pipe in pipe. Unconverted into electrical energy, part of the heat is removed from the cold junctions of the TEG 4 with an aqueous coolant of the second circuit with a temperature of 90-95 ° C and, due to the natural circulation of the coolant, enters the heat exchanger of the heat supply system 6; the heat carrier cooled by 5–10 ° returns to the cold springs of TEG 4. The heat is supplied to consumers from the heat exchanger of the heat supply system 6 by the heat carrier of the third circuit with a pressure of 3-4 kg / cm and with a temperature on the heat supply line of 85 ° C and on the return 55 ° C.

Расчет параметров производилс  исход  из следующих требований: температураThe calculation of the parameters was based on the following requirements: temperature

воды - 85°С, мощность теплова  - 3 мВт. мощность электрическа  - 100 кВт.water - 85 ° С, thermal power - 3 mW. electric power - 100 kW.

Данное техническое решение соответствует многим требовани м, предъ вл емым к атомным станци м небольшой мощности, которые должны быть расположены вблизи потребител . Повышенна  безопасность достигаетс :This technical solution meets many of the requirements for small power plants, which should be located close to the consumer. Increased safety is achieved by:

саморегулированием процессов выгорани , т.е. нет необходимости в средствах регулировани , автоматике,self-regulation of burnout processes, i.e. no need for controls, automation,

отсутствием подвижных частей - турбин , генераторов, насосов, кроме того необслуживаемость ТЭГов позвол ет получить полностью необслуживаемую станцию в целом ,the absence of moving parts - turbines, generators, pumps, in addition, the maintenance-free TEGs allows you to get a completely maintenance-free station as a whole,

предотвращением осушени  активной зоны и многобарьерностыо станции - большей , чем на всех существующих, как на номинальном , так и в аварийном режимах.prevention of drainage of the core and multi-barrier station - more than at all existing ones, both in nominal and emergency modes.

К этому надо добавл ть, что станци  позвол ет производить совместно электроэнергию и тепловую энергию при максимальной простоте решени . При этом достигаетс  высока  эффективность станции за счет подачи на нужды теплоснабжени  всего непреобразованного в электроэнергию тепла, а также утилизации тепловых потерь теплоносителем второго контура.To this it should be added that the station allows for the production of electricity and thermal energy together at the maximum ease of solution. At the same time, a high efficiency of the plant is achieved due to the supply of all heat not converted to electricity for heat supply needs, as well as utilization of heat losses by the secondary coolant.

Claims (1)

Формула изобретени The claims Атомна  станци , содержаща  первый контур, состо щий из водогвод ного  дерного реактора с естественной циркул цией теплоносител  и теплообменников первого- второго контуров, второй промежуточный контур и третий контур теплоснабжени , о т- личающа с  тем, что, с целью повышени  безопасности и обеспечени  длительной работы без обслуживани  многофункциональной станции небольшой мощности, первый контур заключен в защитный корпус, заполненный теплоносителем второго контура, а теплообменники первого-второго контуров выполнены в виде термоэлектрических генераторов и расположены внутри защитного корпуса.. . .A nuclear power plant containing a first circuit consisting of a water-borne nuclear reactor with natural circulation of heat carriers and heat exchangers of the first and second circuits, a second intermediate circuit and a third heat supply circuit, which, in order to increase safety and ensure long-term operation without maintenance of a multifunctional station of small capacity, the first circuit is enclosed in a protective housing filled with coolant of the second circuit, and the heat exchangers of the first and second circuits are made in the form of rmoelectric generators and located inside the protective housing ... .
SU904890692A 1990-12-14 1990-12-14 Atomic power plant RU1811635C (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU904890692A RU1811635C (en) 1990-12-14 1990-12-14 Atomic power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU904890692A RU1811635C (en) 1990-12-14 1990-12-14 Atomic power plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU1811635C true RU1811635C (en) 1993-04-23

Family

ID=21549892

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU904890692A RU1811635C (en) 1990-12-14 1990-12-14 Atomic power plant

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU1811635C (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109147966B (en) Heat pipe cooling type nuclear reactor power supply system based on uranium-yttrium hydrogen fuel and dynamic thermoelectric conversion
CN108615566B (en) Small nuclear reactor heat transmission system cooled by loop parallel heat pipes
US20140029711A1 (en) Passive power production during a nuclear station blackout
CN102623072A (en) Compound accident residual heat removal system for accelerator-driven sub-critical reactor
US20220415527A1 (en) Combined power generation system and method of small fluoride-salt-cooled high-temperature reactor and solar tower
CN104167231A (en) Concrete containment passive cooling system
CN107492400B (en) Dry reactor heating system
CN111075529B (en) Brayton cycle power generation system suitable for pulse type fusion reactor
CN111710446B (en) System for discharging reactor core waste heat and thermoelectric heat exchanger for discharging reactor core waste heat
RU1811635C (en) Atomic power plant
KR20220083351A (en) Exterior panel module for construction
RU2724206C1 (en) Autonomous space power plant
JPS54153703A (en) Recovery of waste air sensible heat in systematically separated cool air cooling system
RU2610819C1 (en) Systems of independent electric supply for units of thermal power plant
SU1726922A1 (en) Solar combination electric station
CN211701750U (en) Tower type power generation frequency conversion pump set
RU1804653C (en) Nuclear power plant
CN103310856A (en) Pressurized water reactor power generation system with intrinsic safety
CN111224580A (en) Array type direct-current power supply based on thermoelectric power generation
CN217058422U (en) Novel cooling system for thermal power plant
CN111081388B (en) Efficient steam generation system suitable for pulse power reactor
CN219286056U (en) Geothermal energy and nuclear power station cooling water comprehensive energy storage utilization device
CN218939261U (en) Nuclear power station passive organic Rankine cycle waste heat discharging system
CN214308314U (en) Movable heat accumulating type heat exchange equipment
KR960011210B1 (en) A pressurized water reactor of a passive type