RU2407669C1 - Атомоход (варианты) - Google Patents
Атомоход (варианты) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2407669C1 RU2407669C1 RU2009112270/11A RU2009112270A RU2407669C1 RU 2407669 C1 RU2407669 C1 RU 2407669C1 RU 2009112270/11 A RU2009112270/11 A RU 2009112270/11A RU 2009112270 A RU2009112270 A RU 2009112270A RU 2407669 C1 RU2407669 C1 RU 2407669C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear
- salt
- melt
- fuel
- coolant
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02T—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO TRANSPORTATION
- Y02T70/00—Maritime or waterways transport
- Y02T70/50—Measures to reduce greenhouse gas emissions related to the propulsion system
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области судостроения. По первому варианту атомоход включает автономную энергосистему, оснащенную ядерным жидкосолевым реактором (21) с трехконтурной системой отвода тепла, состоящей из оборудования контура (10) циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура (9) циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура (8) циркуляции газообразного теплоносителя. По второму варианту атомоход включает дополнительно теплообменник (15), внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя. Изобретение направлено на повышение надежности. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к морским и речным судам и может быть использовано при создании атомохода.
Известна американская атомная подводная лодка «Си Вулф» (Кудинов Н.Н. «Судовые атомные энергетические установки». Издательство «Судостроение», Ленинград, 1964). Атомная энергетическая установка подводной лодки «Си Вулф» была оснащена реактором на натриевом теплоносителе.
Недостаток известного устройства заключается в том, что энергетическая установка с ядерным реактором на натриевом теплоносителе не обеспечивает необходимой надежности и безопасности устройства.
Наиболее близким по технической сущности к заявленному атомоходу (варианты) является атомный ледокол «Ленин» (Кудинов Н.Н. «Судовые атомные энергетические установки». Издательство «Судостроение», Ленинград, 1964). Корпус атомного ледокола «Ленин» содержит автономную энергосистему, оснащенную тремя водо-водяными реакторами тепловой мощностью 90 МВт каждый с шестью парогенераторами общей производительностью 360 т/ч пара с параметрами на выходе из парогенератора: давлением 29 ата и температурой 310°С (перегрев пара около 80°С).
Недостаток атомного ледокола «Ленин» состоит в недостаточной надежности и безопасности его автономной энергосистемы из-за ее оснащенности водо-водяными реакторами, которым присущи все недостатки реакторов теплотехнической концепции, к которым они принадлежат.
Некоторые основные недостатки реактора теплотехнической концепции: сложность конструкции и низкая статистическая надежность реактора теплотехнической концепции из-за большого количества в активной зоне тепловыделяющих элементов (твэлов), сосредоточение в активной зоне реактора больших количеств конструкционных материалов, необходимость выполнения в объеме активной зоны нейтронно-физических и теплофизических требований, глубина выгорания топлива ограничена радиационными повреждениями конструкционных материалов твэлов, отравление реактора продуктами деления, снижение ядерной безопасности из-за большого начального запаса реактивности для компенсации выгорания топлива и отравления реактора продуктами деления, непригодность реактора к работе в режиме переменных нагрузок из-за возникновения значительных термоциклических напряжений в твэлах, высокое давление в первом контуре водо-водяного реактора также снижает его ядерную безопасность.
Технический результат изобретения состоит в повышении надежности и безопасности автономной энергосистемы атомохода.
Для достижения технического результата в атомоходе с автономной энергосистемой предлагается автономную энергосистему атомохода оснастить, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура циркуляции газообразного теплоносителя.
В частном случае исполнения атомохода предлагается:
- атомоход оснастить системой откачки газообразных продуктов деления из компенсационной камеры, находящейся над активной зоной ядерного жидкосолевого реактора;
- атомоход оснастить системой регенерации топливной композиции;
- по меньшей мере, один ядерный жидкосолевой реактор с оборудованием контура циркуляции расплава топливной солевой композиции и контура циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя разместить в защитном обогреваемом теплоизолированном боксе;
- атомоход оснастить устройством для подключения к заправщику расплавом топливной солевой композиции и расплавом промежуточного солевого теплоносителя.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 и 2 представлена возможная конструкция атомохода и схема его автономной энергосистемы.
На фигурах приняты следующие обозначения: 1 - активная зона, 2 - газотурбогенератор, 3 - гребной винт, 4 - запорная задвижка, 5 - защитный обогреваемый теплоизолированный бокс, 6 - компенсационная камера, 7 - компрессор, 8 - контур циркуляции газообразного теплоносителя, 9 - контур циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, 10 - контур циркуляции расплава топливной солевой композиции, 11 - насос для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, 12 - насос для циркуляции расплава топливной солевой композиции, 13 - система откачки газообразных продуктов деления, 14 - система регенерации топливной композиции, 16 - теплообменник «расплав промежуточного солевого теплоносителя - газообразный теплоноситель», 17 - теплообменник «расплав топливной солевой композиции - расплав промежуточного солевого теплоносителя», 18 - устройство для подключения атомохода к заправщику, 19 - электронагреватель, 20 - электропривод гребного винта, 21 - ядерный жидкосолевой реактор.
В состав атомохода входит автономная энергосистема, оснащенная, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором 21 с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура 10 циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура 9 циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура 8 циркуляции газообразного теплоносителя.
В частных случаях исполнения атомохода в его состав могут входить:
Система 13 откачки газообразных продуктов деления из компенсационной камеры 6, находящейся над активной зоной 1 ядерного жидкосолевого реактора 21. Система 14 регенерации топливной композиции. Защитный обогреваемый теплоизолированный бокс 5. Устройство 18 для подключения к заправщику расплавом топливной солевой композиции и расплавом промежуточного солевого теплоносителя. Кроме того, в состав атомохода могут входить: Газотурбогенератор 2. Гребной винт 3 с электроприводом 20. Запорная задвижка 4. Компрессор 7. Насос 11 для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя. Насос 12 для циркуляции расплава топливной солевой композиции. Теплообменник 16 «расплав промежуточного солевого теплоносителя - газообразный теплоноситель», Теплообменник 17 «расплав топливной солевой композиции - расплав промежуточного солевого теплоносителя». Электронагреватели 19.
Автономная энергосистема атомохода, оснащенная, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором 21 с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура 10 циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура 9 циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура 8 циркуляции газообразного теплоносителя, предназначена для энергоснабжения систем и оборудования, обеспечивающих плавучесть атомохода и его передвижение.
Система 13 откачки газообразных продуктов деления из компенсационной камеры 6, находящейся над активной зоной 1 ядерного жидкосолевого реактора 21, предназначена для удаления газообразных продуктов деления из компенсационной камеры 6, расплава топливной солевой композиции и уменьшения, тем самым, отравления активной зоны 1 продуктами деления. Система 14 регенерации топливной композиции предназначена для очистки топливной композиции от продуктов деления и других радионуклидов, уменьшающих коэффициент конверсии ядерного реактора 21. Защитный обогреваемый теплоизолированный бокс 5 предназначен для защиты от ионизирующего излучения и размещения в нем, по меньшей мере, одного ядерного жидкосолевого реактора 21 с оборудованием контура 10 циркуляции расплава топливной солевой композиции и контура 9 циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя. Устройство 18 предназначено для подключения атомохода к заправщику расплавом топливной солевой композиции и расплавом промежуточного солевого теплоносителя. Газотурбогенератор 2 предназначен для производства электроэнергии. Гребной винт 3 с электроприводом 20 предназначены для перемещений атомохода. Запорная задвижка 4 предназначена для изменения расхода газообразного теплоносителя, подаваемого на турбину газотурбогенератора 2. Компрессор 7 предназначен для прокачки газообразного теплоносителя через оборудование контура 8. Насос 11 предназначен для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя. Насос 12 предназначен для циркуляции расплава топливной солевой композиции. Теплообменник 16 «расплав промежуточного солевого теплоносителя - газообразный теплоноситель» предназначен для передачи тепла от расплава промежуточного солевого теплоносителя к газообразному теплоносителю. Теплообменник 17 «расплав топливной солевой композиции - расплав промежуточного солевого теплоносителя» предназначен для передачи тепла от расплава топливной солевой композиции к расплаву промежуточного солевого теплоносителя. Электронагреватели 19 предназначены для нагревания пространства внутри защитного обогреваемого теплоизолированного бокса 5 до температуры, превышающей температуру плавления топливной солевой композиции и промежуточного солевого теплоносителя, и поддержания этой температуры.
Атомоход работает следующим образом.
От резервного источника подают электропитание к электронагревателям 19 и прогревают внутреннее пространство защитного обогреваемого бокса 5 до температуры, превышающей температуру плавления топливной солевой композиции и промежуточного солевого теплоносителя. Устройством 18 соединяют с заправщиком контур 10 и заполняют ядерный жидкосолевой реактор 21 и остальное оборудование контура расплавом топливной солевой композиции. Посредством другого устройства 18 соединяют с заправщиком контур 9 и заполняют оборудование контура расплавом промежуточного солевого теплоносителя. Заполняют контур 8 необходимым количеством газообразного теплоносителя. Включают в работу насос 12 и прокачивают им расплав топливной солевой композиции через оборудование контура 10, включают в работу насос 11 и прокачивают им расплав промежуточного солевого теплоносителя через оборудование контура 9, включают в работу компрессор 7, открывают запорную задвижку 4, и прокачивают газообразный теплоноситель через оборудование контура 8. Выводят ядерный жидкосолевой реактор 21 на необходимый уровень мощности. Расплав жидкосолевой топливной композиции отводит тепло от ядерного жидкосолевого реактора 21 и передает его в теплообменнике 17 расплаву промежуточного жидкосолевого теплоносителя, который передает его далее в теплообменнике 16 газообразному теплоносителю. Газообразный теплоноситель, нагретый в теплообменнике 16, поступает в газотурбогенератор 2. Отключают работающее оборудование от резервного источника электропитания и переводят его на автономное электропитание от газотурбогенератора 2. Для перемещений атомохода включают электропривод 20 гребного винта 3. Система 13 будет откачивать газообразные продукты деления из компенсационной камеры 6, расплава топливной солевой композиции и уменьшать, тем самым, отравление активной зоны 1 продуктами деления. Система 14 регенерации топливной композиции будет очищать топливную композицию от радионуклидов, уменьшающих коэффициент конверсии ядерного реактора 21.
Пример конкретного исполнения атомохода
Конкретное исполнение атомохода выполнено в предположении, что водоизмещение атомохода 16000 т, масса автономной энергосистемой равна 4000 т. В состав автономной энергосистемы атомохода может входить жидкосолевой уран-ториевый реактор-размножитель или конвертор на тепловых нейтронах (В.Л.Блинкин, В.М.Новиков. «Жидкосолевые ядерные реакторы». М.: Атомиздат, 1978). В качестве топливной композиции может быть выбрана смесь фтористых солей, например 53,5NaF-40ZrF4-6,5UF4. В качестве промежуточного теплоносителя может быть выбрана эвтектическая смесь NaBF4-NaF, которая дешевле топливной композиции и имеет более низкую температуру плавления. В качестве основного конструкционного материала может быть выбран сплав хастеллой-Н или отечественный сплав с аналогичными свойствами. Ядерный жидкосолевой реактор будет оснащен системами удаления газообразных продуктов деления из его компенсационной камеры, системой сбора трития. Реактор-размножитель будет оснащен системой очистки и кондиционирования топливной композиции. Мощность ядерного жидкосолевого реактора должна быть достаточной для энергоснабжения бортовых систем и оборудования, обеспечивающего перемещения атомохода. КПД силовой установки с ядерным жидкосолевым реактором может достигать 44%.
Аналогичный вариант атомохода может быть получен заменой газообразного теплоносителя в трехконтурной системе теплоотвода от ядерного жидкосолевого реактора на пароводяной теплоноситель.
Достигнут технический результат изобретения, повышены надежность и безопасность автономной энергосистемы атомохода.
Известна американская атомная подводная лодка «Си Вулф» (Кудинов Н.Н. «Судовые атомные энергетические установки». Издательство «Судостроение», Ленинград, 1964). Атомная энергетическая установка подводной лодки «Си Вулф» была оснащена реактором на натриевом теплоносителе.
Недостаток известного устройства заключается в том, что энергетическая установка с ядерным реактором на натриевом теплоносителе не обеспечивает необходимой надежности и безопасности устройства.
Наиболее близким по технической сущности к заявленному атомоходу (варианты) является атомный ледокол «Ленин» (Кудинов Н.Н. «Судовые атомные энергетические установки». Издательство «Судостроение», Ленинград, 1964). Корпус атомного ледокола «Ленин» содержит автономную энергосистему, оснащенную тремя водо-водяными реакторами тепловой мощностью 90 МВт каждый с шестью парогенераторами общей производительностью 360 т/ч пара с параметрами на выходе из парогенератора: давлением 29 ата и температурой 310°С (перегрев пара около 80°С).
Недостаток атомного ледокола «Ленин» состоит в недостаточной надежности и безопасности его автономной энергосистемы из-за ее оснащенности водо-водяными реакторами, которым присущи все недостатки реакторов теплотехнической концепции, к которым они принадлежат.
Некоторые основные недостатки реактора теплотехнической концепции: сложность конструкции и низкая статистическая надежность реактора теплотехнической концепции из-за большого количества в активной зоне тепловыделяющих элементов (твэлов), сосредоточение в активной зоне реактора больших количеств конструкционных материалов, необходимость выполнения в объеме активной зоны нейтронно-физических и теплофизических требований, глубина выгорания топлива ограничена радиационными повреждениями конструкционных материалов твэлов, отравление реактора продуктами деления, снижение ядерной безопасности из-за большого начального запаса реактивности для компенсации выгорания топлива и отравления реактора продуктами деления, непригодность реактора к работе в режиме переменных нагрузок из-за возникновения значительных термоциклических напряжений в твэлах, высокое давление в первом контуре водо-водяного реактора снижает его ядерную безопасность.
Технический результат изобретения состоит в повышении надежности и безопасности автономной энергосистемы атомохода.
Для достижения технического результата в атомоходе с автономной энергосистемой предлагается автономную энергосистему атомохода оснастить, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура циркуляции газообразного теплоносителя, и оснащенной, по меньшей мере, одним теплообменником, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя.
В частном случае исполнения атомохода предлагается:
- по меньшей мере, один теплообменник, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, оснастить, по меньшей мере, одним насосом для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя;
- атомоход оснастить системой откачки газообразных продуктов деления из компенсационной камеры, находящейся над активной зоной ядерного жидкосолевого реактора;
- атомоход оснастить системой регенерации топливной композиции;
- по меньшей мере, один ядерный жидкосолевой реактор с оборудованием контура циркуляции расплава топливной солевой композиции и контура циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя разместить в защитном обогреваемом теплоизолированном боксе;
- атомоход оснастить устройством для подключения к заправщику расплавом топливной солевой композиции и расплавом промежуточного солевого теплоносителя.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1-3 представлена возможная конструкция атомохода и схема его автономной энергосистемы.
На фигурах приняты следующие обозначения: 1 - активная зона, 2 - газотурбогенератор, 3 - гребной винт, 4 - запорная задвижка, 5 - защитный обогреваемый теплоизолированный бокс, 6 - компенсационная камера, 7 - компрессор, 8 - контур циркуляции газообразного теплоносителя, 9 - контур циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, 10 - контур циркуляции расплава топливной солевой композиции, 11 - насос для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, 12 - насос для циркуляции расплава топливной солевой композиции, 13 - система откачки газообразных продуктов деления, 14 - система регенерации топливной композиции, 15 - теплообменник, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, 18 - устройство для подключения атомохода к заправщику, 19 - электронагреватель, 20 - электропривод гребного винта, 21 - ядерный жидкосолевой реактор.
В состав атомохода входит автономная энергосистема, оснащенная, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором 21 с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура 10 циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура 9 циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура 8 циркуляции газообразного теплоносителя, и оснащенной, по меньшей мере, одним теплообменником 15, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя.
В частных случаях исполнения атомохода в его состав могут входить:
По меньшей мере, один теплообменник 15, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, оснащенный, по меньшей мере, одним насосом 11 для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя. Система 13 откачки газообразных продуктов деления из компенсационной камеры 6, находящейся над активной зоной 1 ядерного жидкосолевого реактора 21. Система 14 регенерации топливной композиции. Защитный обогреваемый теплоизолированный бокс 5. Устройство 18 для подключения к заправщику расплавом топливной солевой композиции и расплавом промежуточного солевого теплоносителя. Кроме того, в состав атомохода могут входить: газотурбогенератор 2, гребной винт 3 с электроприводом 20, запорная задвижка 4, компрессор 7, насос 11 для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, насос 12 для циркуляции расплава топливной солевой композиции, электронагреватели 19.
Автономная энергосистема атомохода, оснащенная, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором 21 с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура 10 циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура 9 циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура 8 циркуляции газообразного теплоносителя, и оснащенной, по меньшей мере, одним теплообменником 15, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, предназначена для энергоснабжения систем и оборудования, обеспечивающих плавучесть атомохода и его передвижение.
По меньшей мере, один теплообменник 15, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, оснащенный, по меньшей мере, одним насосом 11 для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, предназначен для передачи тепла от расплава топливной солевой композиции к газообразному теплоносителю через две стенки трубопроводов и расплав промежуточного солевого теплоносителя. Система 13 откачки газообразных продуктов деления из компенсационной камеры 6, находящейся над активной зоной 1 ядерного жидкосолевого реактора 21, предназначена для удаления газообразных продуктов деления из компенсационной камеры 6, расплава топливной солевой композиции и уменьшения, тем самым, отравления активной зоны 1 продуктами деления. Система 14 регенерации топливной композиции предназначена для очистки топливной композиции от продуктов деления и других радионуклидов, уменьшающих коэффициент конверсии ядерного реактора. Защитный обогреваемый теплоизолированный бокс 5 предназначен для защиты от ионизирующего излучения и размещения в нем, по меньшей мере, одного ядерного жидкосолевого реактора 21 с оборудованием контура 10 циркуляции расплава топливной солевой композиции и контура 9 циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя. Устройство 18 предназначено для подключения атомохода к заправщику расплавом топливной солевой композиции и расплавом промежуточного солевого теплоносителя. Газотурбогенератор 2 предназначен для производства электроэнергии. Гребной винт 3 с электроприводом 20 предназначены для перемещений атомохода. Запорная задвижка 4 предназначена для изменения расхода газообразного теплоносителя, подаваемого на турбину газотурбогенератора 2. Компрессор 7 предназначен для прокачки газообразного теплоносителя через оборудование контура 8. Насос 11 предназначен для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя. Насос 12 предназначен для циркуляции расплава топливной солевой композиции. Электронагреватели 19 предназначены для нагревания пространства внутри защитного обогреваемого теплоизолированного бокса 5 до температуры, превышающей температуру плавления топливной солевой композиции и промежуточного солевого теплоносителя, и поддержания этой температуры.
Атомоход работает следующим образом.
От резервного источника подают электропитание к электронагревателям 19 и прогревают внутреннее пространство защитного обогреваемого бокса 5 до температуры, превышающей температуру плавления топливной солевой композиции и промежуточного солевого теплоносителя. Устройством 18 соединяют с заправщиком контур 10 и заполняют ядерный жидкосолевой реактор 21 и остальное оборудование контура расплавом топливной солевой композиции. Посредством другого устройства 18 соединяют с заправщиком контур 9 и заполняют оборудование контура расплавом промежуточного солевого теплоносителя. Заполняют контур 8 необходимым количеством газообразного теплоносителя. Включают в работу насос 12 и прокачивают им расплав топливной солевой композиции через оборудование контура 10, включают в работу насос 11 и прокачивают им расплав промежуточного солевого теплоносителя через оборудование контура 9, включают в работу компрессор 7, открывают запорную задвижку 4, и прокачивают газообразный теплоноситель через оборудование контура 8. Выводят ядерный жидкосолевой реактор 21 на необходимый уровень мощности. Расплав жидкосолевой топливной композиции отводит тепло от ядерного реактора 21 и передает его в теплообменнике 15 к газообразному теплоносителю через две стенки трубопроводов и расплав промежуточного солевого теплоносителя. Газообразный теплоноситель, нагретый в теплообменнике 15, поступает в газотурбогенератор 2. Отключают работающее оборудование от резервного источника электропитания и переводят его на автономное электропитание от газотурбогенератора 2. Для перемещений атомохода включают электропривод 20 гребного винта 3. Система 13 будет откачивать газообразные продукты деления из компенсационной камеры 6, расплава топливной солевой композиции и уменьшать, тем самым, отравление активной зоны 1 продуктами деления. Система 14 регенерации топливной композиции будет очищать топливную композицию от радионуклидов, уменьшающих коэффициент конверсии ядерного реактора 21.
Пример конкретного исполнения атомохода
Конкретное исполнение атомохода выполнено в предположении, что водоизмещение атомохода 16000 т, масса автономной энергосистемой равна 4000 т. В состав автономной энергосистемы атомохода может входить жидкосолевой уран-ториевый реактор-размножитель или конвертор на тепловых нейтронах (В.Л.Блинкин, В.М.Новиков. «Жидкосолевые ядерные реакторы». М.: Атомиздат, 1978). В качестве топливной композиции может быть выбрана смесь фтористых солей, например 53,5NaF-40ZrF4-6,5UF4. В качестве промежуточного теплоносителя может быть выбрана эвтектическая смесь NaBF4-NaF, которая дешевле топливной композиции и имеет более низкую температуру плавления. В качестве основного конструкционного материала может быть выбран сплав хастеллой-Н или отечественный сплав с аналогичными свойствами. Ядерный жидкосолевой реактор будет оснащен системами удаления газообразных продуктов деления из его компенсационной камеры, системой сбора трития. Реактор-размножитель будет оснащен системой очистки и кондиционирования топливной композиции. Мощность ядерного жидкосолевого реактора должна быть достаточной для энергоснабжения бортовых систем и оборудования, обеспечивающего перемещения атомохода. КПД силовой установки с ядерным жидкосолевым реактором может достигать 44%.
Аналогичный вариант атомохода может быть получен заменой газообразного теплоносителя в трехконтурной системе теплоотвода от ядерного жидкосолевого реактора на пароводяной теплоноситель.
Достигнут технический результат изобретения, повышены надежность и безопасность автономной системы атомохода.
| 1 | активная зона |
| 2 | газотурбогенератор |
| 3 | гребной винт |
| 4 | запорная задвижка |
| 5 | защитный обогреваемый теплоизолированный бокс |
| 6 | компенсационная камера |
| 7 | компрессор |
| 8 | контур циркуляции газообразного теплоносителя |
| 9 | контур циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя |
| 10 | контур циркуляции расплава топливной солевой композиции |
| 11 | насос для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя |
| 12 | насос для циркуляции расплава топливной солевой композиции |
| 13 | система откачки газообразных продуктов деления |
| 14 | система регенерации топливной композиции |
| 15 | теплообменник, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя |
| 16 | теплообменник «расплав промежуточного солевого теплоносителя -газообразный теплоноситель» |
| 17 | теплообменник «расплав топливной солевой композиции - расплав промежуточного солевого теплоносителя» |
| 18 | устройство для подключения атомохода к заправщику |
| 19 | электронагреватель |
| 20 | электропривод гребного винта |
| 21 | ядерный жидкосолевой реактор |
Claims (7)
1. Атомоход с автономной энергосистемой, отличающийся тем, что автономная энергосистема атомохода оснащена, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура циркуляции газообразного теплоносителя.
2. Атомоход с автономной энергосистемой, отличающийся тем, что автономная энергосистема атомохода оснащена, по меньшей мере, одним ядерным жидкосолевым реактором с трехконтурной системой отвода от него тепла, состоящей из оборудования контура циркуляции расплава топливной солевой композиции, контура циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя и контура циркуляции газообразного теплоносителя и оснащенной, по меньшей мере, одним теплообменником, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя.
3. Атомоход по п.2, отличающийся тем, что, по меньшей мере, один теплообменник, внутри которого находятся трубопроводы для циркуляции расплава топливной солевой композиции, трубопроводы для циркуляции газообразного теплоносителя и межтрубное пространство для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя, оснащен, по меньшей мере, одним насосом для циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя.
4. Атомоход по любому из пп.1-3, отличающийся тем, что оснащен системой откачки газообразных продуктов деления из компенсационной камеры, находящейся над активной зоной ядерного жидкосолевого реактора.
5. Атомоход по любому из пп.1-3, отличающийся тем, что оснащен системой регенерации топливной композиции.
6. Атомоход по любому из пп.1-3, отличающийся тем, что, по меньшей мере, один ядерный жидкосолевой реактор с оборудованием контура циркуляции расплава топливной солевой композиции и контура циркуляции расплава промежуточного солевого теплоносителя размещен в защитном обогреваемом теплоизолированном боксе.
7. Атомоход по любому из пп.1-3, отличающийся тем, что оснащен устройством для подключения к заправщику расплавом топливной солевой композиции и расплавом промежуточного солевого теплоносителя.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009112270/11A RU2407669C1 (ru) | 2009-04-03 | 2009-04-03 | Атомоход (варианты) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009112270/11A RU2407669C1 (ru) | 2009-04-03 | 2009-04-03 | Атомоход (варианты) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2009112270A RU2009112270A (ru) | 2010-10-10 |
| RU2407669C1 true RU2407669C1 (ru) | 2010-12-27 |
Family
ID=44024697
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009112270/11A RU2407669C1 (ru) | 2009-04-03 | 2009-04-03 | Атомоход (варианты) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2407669C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109572974A (zh) * | 2018-10-16 | 2019-04-05 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型浮动核能系统及其推进与发电方法 |
-
2009
- 2009-04-03 RU RU2009112270/11A patent/RU2407669C1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109572974A (zh) * | 2018-10-16 | 2019-04-05 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型浮动核能系统及其推进与发电方法 |
| CN109572974B (zh) * | 2018-10-16 | 2021-02-05 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型浮动核能系统及其推进与发电方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2009112270A (ru) | 2010-10-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2424587C1 (ru) | Жидкосолевой ядерный реактор (варианты) | |
| KR101447514B1 (ko) | 해상 소형 원전용 안전 시스템 | |
| CN103903659B (zh) | 浮动核电站非能动余热排出系统 | |
| KR20100072306A (ko) | 사고 상황에서 향상된 냉각능력을 갖는 원자로 | |
| CN103928064B (zh) | 一种热动转换系统 | |
| RU2016131332A (ru) | Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии | |
| JP6305936B2 (ja) | 水中発電モジュール | |
| BR112021008335A2 (pt) | usina de energia | |
| JP6203196B2 (ja) | 発電モジュール | |
| CN203070789U (zh) | 一种热动转换系统 | |
| Sierchuła | Analysis of passive residual heat removal system in AP1000 nuclear power plant | |
| RU2407669C1 (ru) | Атомоход (варианты) | |
| JP6305935B2 (ja) | 潜水エネルギー生成モジュール | |
| JP6828195B2 (ja) | パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置 | |
| JP6305937B2 (ja) | 潜水または水中発電モジュール | |
| JP2009115571A (ja) | 複合発電化したリニューアルａｂｗｒ | |
| KR20160026229A (ko) | Ess 기반의 선박용 원자로 비상냉각 장치 | |
| JP6307443B2 (ja) | 潜水発電モジュール | |
| Hill et al. | The potencial of the molten salt reactor for warship propulsion | |
| CN110364273A (zh) | 一种液态燃料空间堆 | |
| RU2410776C1 (ru) | Атомная паропроизводящая установка | |
| RU2568433C1 (ru) | Подводная ядерная термоэлектрическая установка | |
| Makarov et al. | Experience in building and operating reactor systems for civilian ships | |
| Raqué et al. | Passive residual heat removal system for the SCWR fuel qualification test facility | |
| CN112201379B (zh) | 用于海洋环境的固有安全一体化小型核电源 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20110404 |