RU2473984C1 - Реакторная установка - Google Patents

Реакторная установка Download PDF

Info

Publication number
RU2473984C1
RU2473984C1 RU2011119022/07A RU2011119022A RU2473984C1 RU 2473984 C1 RU2473984 C1 RU 2473984C1 RU 2011119022/07 A RU2011119022/07 A RU 2011119022/07A RU 2011119022 A RU2011119022 A RU 2011119022A RU 2473984 C1 RU2473984 C1 RU 2473984C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
impeller
mcp
circulation pump
shaft
Prior art date
Application number
RU2011119022/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2011119022A (ru
Inventor
Александр Викторович Безносов
Татьяна Александровна Бокова
Павел Андреевич Боков
Родион Петрович Казанцев
Николай Николаевич Павлов
Юрий Михайлович Паутов
Сергей Юрьевич Шуцкий
Николай Николаевич Климов
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения"
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 Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" filed Critical Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения"
Priority to RU2011119022/07A priority Critical patent/RU2473984C1/ru
Publication of RU2011119022A publication Critical patent/RU2011119022A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2473984C1 publication Critical patent/RU2473984C1/ru

Links

Images

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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)

Abstract

Изобретение относится к эксплуатации главного циркуляционного насоса (ГЦН) в составе реакторной установки с интегральной компоновкой бассейнового типа, охлаждаемой тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Вал ГЦН выполнен такой длины, что рабочее колесо по уровню расположено выше активной зоны. Каждый ГЦН снабжен подводящим устройством из прикрепленных к его корпусу вертикальных лопаток, расположенных вдоль узкой части корпуса ГЦН и направленных радиально к оси ГЦН. Ввод теплоносителя в подводящее устройство выполнен из-под свободного уровня теплоносителя через кольцевую систему окон, образованных верхними частями указанных лопаток и ограниченных сверху горизонтальным кольцеобразным козырьком. Технические результаты - предотвращение попадания газа и примесей в поток теплоносителя, идущий к рабочему колесу; уменьшение напряжений в элементах корпуса ГЦН; увеличение жесткости консольной части ГЦН; уменьшение разброса параметров потока теплоносителя перед рабочим колесом; уменьшение активации элементов выемной части ГЦН. 4 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а конкретно - к устройствам реакторных установок (РУ), обеспечивающим движение теплоносителя внутри резервуара с активной зоной. Изобретение может быть преимущественно использовано в РУ энергетического назначения, включающих реактор на быстрых нейтронах (быстрый реактор), охлаждаемый тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (свинец, сплав свинца и висмута), в частности на атомных станциях различного назначения.
Задача развития мировой энергетики явно сформулирована (в ее основной части) как обеспечение устойчивого развития человечества и его экологическое оздоровление. При существующей численности населения Земли, а также принятых способах и условиях его воспроизводства не представляется возможным глобально решить указанную задачу как при использовании энергии наиболее доступных и традиционных видов органического топлива (уголь, нефть, природный газ), так и - энергии Солнца и других возобновляемых источников (энергия ветра и морских приливов, гидро- и геотермальная энергия). Получение энергии путем сжигания органического топлива ведет к чрезмерному загрязнению окружающей среды отходами энергопроизводства (в том числе, за счет отравления продуктами горения и выброса парниковых газов). Возобновляемые источники энергии рассеяны в пространстве, а их мощность непостоянна во времени, что требует решения сложных проблем аккумулирования энергии и передачи ее на большие расстояния потребителю, но главное в том, что их общие ресурсы не соответствуют ожидаемому человечеством потреблению. Использование же для производства топлива биомассы на основе пищевых продуктов или продуктов, вытесняющих производство пищевых, противоречит самому существованию значительной части человечества.
Проблема энергетического обеспечения человечества в течение обозримого будущего может быть решена только за счет использования ядерной энергии, высвобождаемой при делении тяжелых ядер в реакторах на быстрых нейтронах. Топливные ресурсы для реакторов на тепловых нейтронах весьма ограничены. Альтернативный способ высвобождения энергии - синтез легких ядер - до сих пор был осуществлен на Земле лишь при взрывах термоядерных боезарядов и в физических экспериментах. Уникальный избыток нейтронов (по сравнению с необходимым для цепной реакции) в быстрых реакторах на уран-плутониевом топливе дает возможность перехода к размножению делящихся изотопов, многократно увеличивая топливные ресурсы человечества. Быстрые реакторы являются единственным средством полного использования урана и тория для производства энергии, в том числе и того урана, который сейчас накапливается в отвалах. Ядерная энергетика на основе быстрых реакторов обладает потенциалом для развития в крупных масштабах с возможностью решения глобальных задач по жизнеобеспечению человечества, позволяя при этом значительно снизить потребление органического топлива. В отличие от энергетики на органическом топливе такая ядерная энергетика может развиваться длительное время и в широких масштабах не нарушая природных естественных процессов.
Ядерная энергетика (при нормальной рутинной работе атомных станций) по степени влияния на окружающую среду и население выгодно отличается от традиционной энергетики на органическом топливе. Но предприятия ядерной энергетики потенциально более опасны, чем любой другой из известных источников энергии, и требуют, как показывает мировой опыт, более высокой технической культуры проектирования, изготовления и эксплуатации. Однако уникальные свойства быстрых реакторов оправдывают усилия и риск, связанные с овладением этой технологией.
Свойства теплоносителя во многом определяют особенности ядерной технологии в целом. Опыт создания РУ свидетельствует о существенной роли теплоносителя при выборе конструктивных решений, материалов конструкции и обосновании эксплуатационных режимов. Наибольший объем знаний и опыт эксплуатации имеются для быстрых реакторов, охлаждаемых жидкими металлами [Поплавский В.М. Быстрые реакторы. Состояние и перспективы.- Атомная энергия, 2004, Т.96, вып.5, с.328…335]. Так суммарное время работы быстрых реакторов, охлаждаемых натрием (18 проектов, реализованных в мире), к настоящему времени превышает 300 реакторо-лет, а эвтектическим сплавом свинец-висмут - достигает почти 80 реакторо-лет (в нашей стране эксплуатировалось 12 реакторов в составе РУ корабельного типа). Опыт применения свинцово-висмутового теплоносителя показал хорошие потребительские свойства таких РУ. В последние годы тяжелые жидкометаллические теплоносители рассматриваются как перспективные для использования в энергетических контурах объектов ядерной энергетики, в основном из-за того, что они в большей степени (по сравнению с легкими жидкометаллическими) удовлетворяют требованиям обеспечения безопасности [см., например, Безносов А.В., Драгунов Ю.Г., Рачков В.И. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в атомной энергетике. - М.: Издательство по Атомной технике, 2007. - 434 с.: с.10…11].
На различные характеристики РУ, в которых под свободным уровнем теплоносителя расположены главные циркуляционные насосы (ГЦН) для прокачки его по первому контуру, влияет принятая величина заглубления рабочего колеса ГЦН. Применительно к уже традиционным для РУ теплоносителям (воде и натрию) разработана и обоснована общепринятая методика расчета кавитационной характеристики лопастного насоса. Согласно этой методике величину заглубления определяют исходя из необходимости создания требуемого противокавитационного подпора на всасывании рабочего колеса за счет гидростатического давления столба воды или жидкого натрия в совокупности с давлением газа (пара) над свободным уровнем теплоносителя. Этот подпор должен исключать кавитацию (вскипание теплоносителя в зонах пониженного давления с образованием его паров и разрывом сплошности перекачиваемой среды и последующую конденсацию образований паровой фазы - схлопывание образовавшихся пузырьков в области повышенного давления) на всех режимах работы реакторной установки. Кавитация в насосе может привести к ухудшению теплоотвода от активной зоны реактора, а также - к разрушению элементов проточной части вследствие кавитационной эрозии. Однако свинцовый и свинцово-висмутовый теплоносители существенно отличаются по своим физическим свойствам от указанных традиционных теплоносителей (в частности, температура кипения тяжелых жидкометаллических теплоносителей существенно превышает их рабочую температуру в соответствующей РУ). Как показали экспериментальные исследования [см., например, Безносов А.В., Антоненков М.А., Боков П.А., Баранова B.C., Кустов М.В. Специфика циркуляционных насосов реакторных контуров со свинцовым и свинец-висмутовым теплоносителями. - Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, №4, С.155…161], в тяжелых жидкометаллических теплоносителях исключена традиционно понимаемая кавитация в проточной части насосов, а эрозионные явления, ранее относимые на ее счет, вызваны другими процессами. Таким образом в контурах с такими теплоносителями отсутствует необходимость существенного заглубления рабочих колес ГЦН под свободный уровень теплоносителя.
В последние годы среди новых и перспективных концепций реакторов для ядерной энергетики предложены многоцелевые модульные быстрые реакторы со свинцово-висмутовым теплоносителем, предназначенные для замещения выведенных из эксплуатации блоков атомных станций (при их реновации), для применения в составе модульных атомных станций, а также автономных энергоисточников для опреснения и других целей. Возможности полностью заводского изготовления такой РУ и транспортировки ее железнодорожным или водным транспортом на строительную площадку улучшают качество и уменьшают сроки строительства, а также сокращают инвестиционный цикл. Известна РУ малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем СВБР-75 (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор электрической мощностью 75 МВт), в которой применена интегральная (моноблочного типа) компоновка первого контура (без использования трубопроводов и арматуры) в реакторном модуле бассейнового типа, содержащем внутри единого корпуса активную зону, теплообменники для теплопередачи от теплоносителя к рабочему телу (в виде модулей испарителей и пароперегревателей), а также два ГЦН для прокачки теплоносителя по первому контуру [см., например, Тошинский Г.И., Степанов B.C. Быстрые реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем // Машиностроение: Энциклопедия. Машиностроение ядерной техники. Т. IV-25. Кн. 1. - М.: Машиностроение, 2005. - 312 с., С.667…672: Рис.2.10.26 на с.668]. ГЦН вертикального исполнения погружены по одному в отдельные вертикальные шахты, снабженные верхним и нижним ярусами отверстий для подвода теплоносителя к рабочему колесу осевого типа. При этом поток теплоносителя на входе в рабочее колесо направлен сверху вниз, а рабочие колеса всех ГЦН расположены на уровне нижней половины активной зоны. При работе ГЦН свинцово-висмутовый теплоноситель циркулирует в первом контуре по следующей схеме: с напора ГЦН через каналы в массиве внутрикорпусной радиационной защиты поступает в напорную камеру, проходит через активную зону, после которой попадает в соответствующие каналы испарителей и пароперегревателей. Пройдя последние, теплоноситель поступает в периферийную буферную полость реакторного модуля со свободным уровнем теплоносителя. Из указанной полости один поток теплоносителя проходит по опускному кольцевому каналу вдоль корпуса реакторного модуля и через нижний ярус отверстий (перфораций) поступает на сторону всасывания. Другой поток теплоносителя поступает через верхний ярус отверстий в кольцевой канал, образованный внутренней поверхностью шахты и внешней поверхностью корпуса ГЦН, а из этого канала - на всасывание.
Недостатком этой РУ является большая величина заглубления рабочего колеса ГЦН (выбранная по общепринятой методике расчета кавитационной характеристики), которую обеспечивают соответствующей длиной вала. При этом рабочее колесо и близкие к нему элементы выемной части ГЦН, находясь на уровне активной зоны, сильно активируются нейтронным излучением. Указанный выбор длины вала влечет ухудшение вибрационной характеристики ГЦН, усложнение технологических операций монтажа-демонтажа его выемной части, а также увеличение массогабаритных характеристик и уменьшение экономичности как ГЦН, так и РУ в целом. Другие недостатки этой РУ обусловлены организацией двух потоков теплоносителя на сторону всасывания ГЦН. Из-за неоднородности и нестационарности этих потоков их смешение перед рабочим колесом увеличивает разброс параметров потока теплоносителя на входе в рабочее колесо. А вследствие необходимости обеспечения в кольцевом канале между внутренней поверхностью шахты и внешней поверхностью корпуса ГЦН приемлемых скоростей теплоносителя существуют ограничения на внешние размеры корпуса ГЦН внутри шахты.
Задача, решаемая изобретением, состоит в повышении надежности ГЦН вертикального исполнения в составе РУ с интегральной компоновкой бассейнового типа (и, соответственно, РУ в целом), упрощении эксплуатации и обслуживания таких ГЦН, а также уменьшении массогабаритных характеристик указанных РУ.
При осуществлении изобретения могут быть получены, в частности, следующие технические результаты: во-первых, предотвращение попадания газа и примесей в поток теплоносителя, идущий к рабочему колесу; во-вторых, уменьшение напряжений в элементах корпуса ГЦН выше рабочего колеса; в-третьих, увеличение жесткости консольной части ГЦН; в-четвертых, уменьшение разброса параметров потока теплоносителя перед рабочим колесом; в-пятых, уменьшение активации элементов выемной части ГЦН.
Как решение задачи, позволяющее достигнуть эффекта с указанными характеристиками, предлагается РУ, включающая охлаждаемый тяжелым жидкометаллическим теплоносителем реактор на быстрых нейтронах, с интегральной компоновкой первого контура в реакторном модуле бассейнового типа, содержащем внутри единого корпуса активную зону и по меньшей мере один лопастной циркуляционный насос вертикального исполнения для прокачки теплоносителя по первому контуру, погруженный в отдельную шахту реакторного модуля, причем поток теплоносителя на входе в рабочее колесо указанного насоса направлен сверху вниз.
В отличие от прототипа каждый циркуляционный насос снабжен подводящим устройством из прикрепленных к корпусу этого насоса вертикальных лопаток, расположенных вдоль узкой части указанного корпуса над рабочим колесом и направленных радиально к геометрической оси вала циркуляционного насоса. Ввод теплоносителя в подводящее устройство выполнен из-под свободного уровня теплоносителя через кольцевую систему окон, образованных верхними частями лопаток подводящего устройства и горизонтальным кольцеобразным козырьком, ограничивающим окна сверху. Вал циркуляционного насоса выполнен такой длины, что рабочее колесо по уровню расположено выше активной зоны.
Предлагаемая реакторная установка (в частном исполнении) поясняется чертежами:
Фиг.1 - реакторный модуль (вертикальный разрез);
Фиг.2 - циркуляционный насос в шахте (вертикальный разрез);
Фиг.3 - циркуляционный насос в шахте (горизонтальное сечение у рабочего колеса);
Фиг.4 - циркуляционный насос в шахте (горизонтальное сечение по узкой части корпуса выше рабочего колеса).
В корпусе 1 реакторного модуля размещены активная зона 2, по меньшей мере один теплообменник 3 для теплопередачи от теплоносителя к рабочему телу, внутрикорпусная радиационная защита (в том числе, нижняя 4, боковая 5 и верхняя 6), по меньшей мере один лопастной циркуляционный насос 7 вертикального исполнения. Каждый насос 7 установлен в отдельной вертикальной шахте 8, причем поток теплоносителя на входе в рабочее колесо 9 осевого типа направлен сверху вниз. Внутри корпуса 1 образованы напорная камера 10 и периферийная буферная полость 11, а в последней над свободным уровнем теплоносителя начинается газовая полость 12. Любой из теплообменников 3 составлен из модулей испарителей и пароперегревателей рекуперативного типа.
Каждый циркуляционный насос 7 снабжен подводящим устройством из вертикальных лопаток 13 (в данном случае, из пяти), направленных радиально относительно геометрической оси вала 14 насоса 7 и прикрепленных к элементам корпуса 15 указанного насоса. Верхние части лопаток 13 образуют выше торца шахты 8 кольцевую систему окон 16, ограниченных сверху горизонтальным кольцеобразным козырьком 17. Последний расположен ниже минимального свободного уровня 18 теплоносителя (без учета возможных локальных понижений в виде вихревых воронок с газовым ядром), соответствующего работе циркуляционного насоса 7 в номинальном режиме. Для уменьшения гидравлического сопротивления подводящего устройства между его лопатками 13 выполнен обтекатель 19, омываемая теплоносителем поверхность которого примыкает к нижней поверхности козырька 17. Угловые шаги между смежными лопатками 13 и количество последних выбирают, исходя из особенностей компоновки конкретной реакторной установки (обеспечивая при этом, например, одинаковую среднюю скорость теплоносителя в каждом из окон 16). К элементам корпуса 15 циркуляционного насоса 7 вблизи его рабочего колеса 9 все лопатки 13 подводящего устройства прикреплены одинаковым образом. К узкой части 20 корпуса 15 выше рабочего колеса 9 снаружи прикреплена (целесообразное всего - посредством сварки) ближняя к оси вала 9 сторона каждой лопатки 13, а к части 21 корпуса 15, охватывающей рабочее колесо 9 и ограничивающей выправляющий аппарат 22, прикреплена (например, также сваркой) нижняя часть каждой лопатки 13.
Лопатки 13 примыкают по существу к стенке шахты 8. Вал 14 циркуляционного насоса 7 выполнен такой длины, что рабочее колесо 9 по уровню расположено выше активной зоны 2. Вращение вала 14 и рабочего колеса 9 производят с помощью приводного двигателя 23 (в данном случае, электрического), установленного вне корпуса 1 реакторного модуля.
Лопатки 13 подводящего устройства воспринимают некоторую долю нагрузки от части 21 корпуса 15 циркуляционного насоса 7 и выправляющего аппарата 22, уменьшая напряжения в элементах узкой части 20 корпуса 15 выше рабочего колеса 9. При этом лопатки 13 увеличивают жесткость консольной части циркуляционного насоса 7, улучшая его вибрационную характеристику (наряду с укорочением вала 14).
При работе циркуляционного насоса 7 тяжелый жидкометаллический теплоноситель циркулирует в основном тракте первого контура по следующей схеме. С напора каждого циркуляционного насоса 7 по опускным каналам теплоноситель поступает в напорную камеру 10, затем проходит через активную зону 2, после которой попадает в соответствующие каналы теплообменника 3. Пройдя последний, теплоноситель поступает в периферийную буферную полость 11 реакторного модуля со свободным уровнем теплоносителя. В этой полости теплоноситель образует под козырьком 17 поток, направленный в кольцевую систему окон 16. Войдя в последние и обогнув обтекатель 19, теплоноситель по вертикальным каналам между лопатками 13 подводящего устройства попадает на сторону всасывания рабочего колеса 9. При этом обтекатель 19 способствует плавному изменению направления потока теплоносителя от горизонтального к вертикальному.
Ввод теплоносителя в циркуляционный насос 7, организованный через окна 16 прямо из-под свободного уровня теплоносителя с одинаковой по существу скоростью, уменьшает разброс параметров потока теплоносителя перед рабочим колесом 9 (увеличивает однородность и уменьшает нестационарность параметров). Кроме того, указанный ввод снимает ограничения на внешние размеры корпуса 15 циркуляционного насоса 7 внутри шахты 8, связанные со скоростью теплоносителя в канале между ними.
Ввод теплоносителя в подводящее устройство под козырьком 17 и организация последующего движения теплоносителя вдоль вертикальных лопаток 13 препятствует возможной закрутке потока теплоносителя над рабочим колесом 9 и формированию над ним участка свободной поверхности теплоносителя в виде параболоида вращения. Такая ситуация, возможная при большой скорости вращения вала 14 циркуляционного насоса 7, опасна захватом газа из газовой полости 12 и слоя примесей, находящихся на свободной поверхности теплоносителя в периферийной буферной полости 11, в поток теплоносителя, идущий к рабочему колесу 9.
Козырек 17 увеличивает расстояние от свободного уровня теплоносителя до окон 16, перекрывая подход к ним прямо по вертикали, и препятствует проникновению в окна 16 газового ядра вихревой воронки, что чревато упомянутыми выше опасными явлениями. Как известно, истечение жидкости из заглубленного отверстия может сопровождаться возникновением на ее свободном уровне воронки, образованной жидкостью, вращающейся относительно осевой линии ядра этой воронки в виде газовой полости. Последняя, проникая в сливное отверстие через слой жидкости, в частности, уменьшает рабочую площадь отверстия и его пропускную способность. Дополнительной мерой предотвращения указанного явления может быть такая установка циркуляционного насоса 7 в реакторном модуле, при которой козырек 17 расположен ниже минимального свободного уровня 18 теплоносителя над насосом 7 (без учета локальных понижений в виде указанных воронок), соответствующего работе насоса 7 в номинальном режиме, на величину, исключающую проникновение газового ядра вихревой воронки в какое-либо из окон 16. Методики определения критического напора (безопасного расстояния от свободного уровня до сливного отверстия) известны [см., например, Справочник по гидравлическим расчетам. - 4-е изд., перераб. и доп./ Под ред. П.Г.Киселева - М.: Энергия, 1972. - 312 с.: с.58…59]. Необходимая для предотвращения всех указанных опасных явлений величина заглубления рабочего колеса 9 для тяжелых жидкометаллических теплоносителей (в самом грубом приближении) превышает диаметр рабочего колеса 9 циркуляционного насоса 7.
Активация элементов выемной части циркуляционного насоса 7 уменьшена из-за того, что его рабочее колесо 9 (в результате укорочения вала 14 насоса 7) по уровню расположено выше активной зоны 2 в области реакторного модуля, где поток нейтронов существенно меньше. Это значительно упрощает эксплуатацию и обслуживание циркуляционного насоса 7. Кроме того, укорочение вала 14 циркуляционного насоса 7 высвобождает внутри реакторного модуля пространство, которое может быть отведено для усиления боковой радиационной защиты 5, а также позволяет, в общем случае, уменьшить массогабаритные характеристики как циркуляционного насоса 7, так и РУ в целом.

Claims (1)

  1. Реакторная установка, включающая охлаждаемый тяжелым жидкометаллическим теплоносителем реактор на быстрых нейтронах, с интегральной компоновкой первого контура в реакторном модуле бассейнового типа, содержащем внутри единого корпуса активную зону и по меньшей мере один лопастной циркуляционный насос вертикального исполнения для прокачки теплоносителя по первому контуру, погруженный в отдельную шахту реакторного модуля, причем поток теплоносителя на входе в рабочее колесо указанного насоса направлен сверху вниз, отличающаяся тем, что вал циркуляционного насоса выполнен такой длины, что рабочее колесо по уровню расположено выше активной зоны, каждый циркуляционный насос снабжен подводящим устройством из прикрепленных к корпусу этого насоса вертикальных лопаток, расположенных вдоль узкой части корпуса циркуляционного насоса над его рабочим колесом и направленных радиально к геометрической оси вала указанного насоса, ввод теплоносителя в подводящее устройство выполнен из-под свободного уровня теплоносителя через кольцевую систему окон, образованных верхними частями лопаток подводящего устройства и горизонтальным кольцеобразным козырьком, ограничивающим окна сверху.
RU2011119022/07A 2011-05-12 2011-05-12 Реакторная установка RU2473984C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011119022/07A RU2473984C1 (ru) 2011-05-12 2011-05-12 Реакторная установка

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011119022/07A RU2473984C1 (ru) 2011-05-12 2011-05-12 Реакторная установка

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011119022A RU2011119022A (ru) 2012-11-20
RU2473984C1 true RU2473984C1 (ru) 2013-01-27

Family

ID=47322864

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011119022/07A RU2473984C1 (ru) 2011-05-12 2011-05-12 Реакторная установка

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2473984C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2545098C1 (ru) * 2014-01-31 2015-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
RU2756230C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2149454A (en) * 1983-11-09 1985-06-12 Nira Spa Submerged pump for sodium circulation in a fast-breeder nuclear reactor
JPS63241497A (ja) * 1987-03-30 1988-10-06 株式会社東芝 高速増殖炉の冷却材循環ポンプ
RU24748U1 (ru) * 2002-02-11 2002-08-20 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский технический университет Ядерная энергетическая установка
RU2418197C1 (ru) * 2009-09-25 2011-05-10 Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" Главный циркуляционный насосный агрегат

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2149454A (en) * 1983-11-09 1985-06-12 Nira Spa Submerged pump for sodium circulation in a fast-breeder nuclear reactor
JPS63241497A (ja) * 1987-03-30 1988-10-06 株式会社東芝 高速増殖炉の冷却材循環ポンプ
RU24748U1 (ru) * 2002-02-11 2002-08-20 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский технический университет Ядерная энергетическая установка
RU2418197C1 (ru) * 2009-09-25 2011-05-10 Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" Главный циркуляционный насосный агрегат

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2545098C1 (ru) * 2014-01-31 2015-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
WO2015115930A1 (ru) * 2014-01-31 2015-08-06 Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ" Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
US9715948B2 (en) 2014-01-31 2017-07-25 State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation Reactor system with a lead-cooled fast reactor
RU2756230C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
WO2022197206A1 (ru) * 2021-03-15 2022-09-22 Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Also Published As

Publication number Publication date
RU2011119022A (ru) 2012-11-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8416908B2 (en) Nuclear reactor control method and apparatus
Alemberti et al. European lead fast reactor—ELSY
US9715948B2 (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
Yetisir et al. Development and integration of Canadian SCWR concept with counter-flow fuel assembly
CA2869561C (en) Molten salt nuclear reactor
CN105023621A (zh) 快堆型耦合核反应的实施方法及其核反应堆
CN108122623B (zh) 一种深海核电装置
Shirvan et al. The design of a compact integral medium size PWR
CN103093838B (zh) 套管式棒状燃料组件及采用该组件的超临界水冷核反应堆
Chen et al. Preliminary design of a medium‐power modular lead‐cooled fast reactor with the application of optimization methods
Shirvan et al. Technology selection for offshore underwater small modular reactors
RU2473984C1 (ru) Реакторная установка
Hannerz Towards intrinsically safe light-water reactors
Kuznetsov Small modular reactors (SMRs): the case of Russia
Zhu et al. Research on structure selection and design of LBE-cooled fast reactor main coolant pump
Santinello et al. Preliminary analysis of an integral Small Modular Reactor operating in a submerged containment
Harto Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR), modular thermal breeder reactor with totally passive safety system
Giannetti et al. Phénix transient analysis for the assessment of RELAP5-3D based on dissymmetric test benchmark
Shan et al. Thermal consideration of CANDU-SCWR sliding pressure startup through subchannel analysis
Duffey et al. A Supercritical Water-Cooled Small Modular Reactor
Bokova et al. Variants of Nuclear Power Plants of Small and Medium Power with Heavy Liquid-Metal Coolants
Zhang et al. Relap5 analysis of the hybrid loop-pool design for sodium cooled fast reactors
Mikityuk et al. RBEC-M lead-bismuth cooled fast reactor: Optimization of conceptual decisions
Yin et al. Loss-of-Flow-Accidents (LOFA) Study for 100 MW IPWR
Choia et al. A Study on RVCS Performance with 3D Thermal Hydraulics Analyses