RU2670428C1 - Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора - Google Patents
Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2670428C1 RU2670428C1 RU2017128013A RU2017128013A RU2670428C1 RU 2670428 C1 RU2670428 C1 RU 2670428C1 RU 2017128013 A RU2017128013 A RU 2017128013A RU 2017128013 A RU2017128013 A RU 2017128013A RU 2670428 C1 RU2670428 C1 RU 2670428C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cooling
- air
- nuclear reactor
- emergency
- thermoelectric
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Группа изобретений относится к ядерной энергетике. Способ аварийного расхолаживания ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда. Циркуляцию охлаждающего воздуха осуществляют с помощью устройства подачи воздуха, приводимого в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой. Имеется также способ аварийного расхолаживания ядерного реактора, в котором циркуляцию охлаждаемого воздуха осуществляют принудительно с помощью устройства подачи воздуха с электрическим приводом, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой. Группа изобретений позволяет расширить арсенал технических средств и методов аварийного расхолаживания ядерного реактора, повысить эффективность теплообмена. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
[0001] Заявляемая группа изобретений относится к ядерной энергетике, в частности, к средствам и методам расхолаживания преимущественно реакторов с жидкометаллическим теплоносителем и может быть использована в системах аварийного расхолаживания ядерных реакторов.
[0002] Известна система аварийного расхолаживания реактора АЭС Брест ОД-300, описанная в статье «А.В. Жуков, Ю.А. Кузина, А.П. Сорокин, В.В. Привезенцев. Работы по реализации программы теплогидравлических исследований в РУ БРЕСТ и СВБР. Итоги научно-технической деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2011 год / Научно-технический сборник. Обнинск. ГНЦ РФ-ФЭИ. 2012. - 412 с., ил.». Аналогичная информация о БРЕСТ содержится в статье http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%91%D0%A0%D0%95%D0%A1%D0%A2.
[0003] В указанном техническом решении использована пассивная система воздушного аварийного охлаждения реактора за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха. Эта система аварийного охлаждения состоит из воздушных теплообменников типа "труба Фильда", погруженных в теплоноситель первого контура в периферийные полости реактора.
[0004] Недостатками этого технического решения являются низкая интенсивность теплоотвода из бака реактора, связанная с наличием небольшой скорости движения охлаждающего воздуха через теплообменники системы аварийного охлаждения в режиме естественной циркуляции, а также отсутствие электрогенерирующих элементов для электропитания приборов и оборудования при запроектных авариях.
[0005] Известен также канал аварийного расхолаживания ядерного реактора выполнен в виде трубы Фильда (RU 2554082, G21C 15/00 2013). Данный патент выбран в качестве прототипа. Нижняя часть корпуса канала аварийного расхолаживания в указанном техническом решении заполнена жидкометаллическим теплоносителем таким образом, чтобы не препятствовать движению воздуха.
[0006] Канал аварийного расхолаживания содержит термосифоны, испарители которых расположены в части корпуса, заполненной жидкометаллическим теплоносителем. При этом поверхности теплообмена конденсаторов термосифонов являются поверхностью внутренней трубы корпуса.
[0007] Размещение термосифона внутри корпуса канала аварийного расхолаживания создает дополнительный канал отвода тепла к охлаждающему воздушному потоку, что позволяет использовать этот канал для преобразования тепла в электричество. Для этого в жидкометаллическом теплоносителе размещены термоэлектрические преобразователи, охватывающие испарители термосифонов.
[0008] Существенным преимуществом этого канала аварийного расхолаживания является то, что он может быть использован как источник электроэнергии для приборов и оборудования, размещенных непосредственно в реакторном зале, сохраняющем работоспособность при запроектных авариях.
[0009] Целесообразность использования подобных устройств наглядно продемонстрировали тяжелые аварии на атомных электростанциях в Чернобыле и Фукусиме, при которых были полностью утрачены информационные каналы диагностики состояния реактора и оборудования, размещенного в реакторном зале.
[0010] Недостатками этого технического решения являются низкая тепловая мощность, обусловленная режимом естественной циркуляции охлаждающего воздуха, а также низкая электрическая мощность, при которой можно запитать ограниченное количество маломощных потребителей (только датчики системы контроля).
[0011] Кроме того, нахождение термоэлектрических преобразователей в течении всего проектного срока эксплуатации энергоблока внутри активной зоны под действием значительного нейтронного потока может привести к разрушению электронных связей полупроводников и деградации электрогенерирующих свойств, или к необходимости периодической замены преобразователей на новые при проведении планово-предупредительных ремонтов.
[0012] Технический результат предлагаемой группы изобретений заключается в расширении арсенала технических средств и методов аварийного расхолаживания ядерного реактора для любых типов запроектных аварий при полном обесточивании.
[0013] Кроме того, техническим результатом является повышение эффективности теплообмена за счет принудительной циркуляции охлаждающего воздуха при обеспечении требования пассивности образа работы системы (т.е. без внешнего источника и управляющего воздействия).
[0014] Указанный технический результат достигается за счет того, что система аварийного расхолаживания ядерного реактора содержит, по крайней мере, один канал расхолаживания, выполненный в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой и внутренней трубой.
[0015] Труба Фильда является разновидностью теплообменных аппаратов типа "труба в трубе". Внешняя труба, являющаяся корпусом канала аварийного расхолаживания, заглушена с одной стороны, а внутренняя труба делит внутреннее пространство канала аварийного расхолаживания на опускной и подъемный воздушные тракты.
[0016] В предлагаемом изобретении внешняя труба корпуса канала аварийного расхолаживания устанавливается таким образом, что ее заглушенная часть располагается внизу и помещена в жидкометаллический теплоноситель первого контура реактора. Подача охлаждающего воздуха осуществляется во внутреннюю трубу канала расхолаживания.
[0017] Система аварийного расхолаживания ядерного реактора содержит также, по крайней мере, один термоэлектрический преобразователь прямого преобразования тепловой энергии в электрическую и, по крайней мере, одно устройством подачи воздуха, приводимое в действие электродвигателем. Электродвигатель питается от одного или нескольких термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, которые установлены на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой.
[0018] В предлагаемом изобретении под термином «холодная воздушная среда» понимается воздух, имеющий температуру окружающей среды, подаваемый в канал расхолаживания (охлаждающий воздух), а также воздух в помещении реакторного блока (вне корпуса реактора), в который выходит внешняя труба канала расхолаживания.
[0019] В предпочтительном варианте выполнения системы аварийного расхолаживания ядерного реактора термоэлектрические преобразователи расположены на наружной боковой поверхности внешней трубы канала расхолаживания вне корпуса реактора.
[0020] В одном из конкретных вариантов выполнения системы аварийного расхолаживания наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания выполнена цилиндрической, а термоэлектрические преобразователи выполнены виде кольцевых термоэлектрических батарей.
[0021] В другом конкретном варианте выполнения системы аварийного расхолаживания наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и расположены на соответствующих гранях внешней трубы.
[0022] В частном случае выполнения изобретения внутренняя боковая поверхность внутренней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и расположены на соответствующих гранях внутренней трубы.
[0023] Технический результат в части способа как объекта изобретения заключается в том, что осуществляют принудительную циркуляцию охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой, заглушенной с одного конца, и внутренней трубой, путем подачи охлаждающего воздуха во внутреннюю трубу и отвода из внешней трубы.
[0024] Циркуляцию охлаждающего воздуха осуществляют с помощью устройства подачи воздуха с электрическом приводом, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой. В качестве электрического привода может быть применен любой известный подходящий для данного случая электродвигатель (например, постоянного тока) с редуктором.
[0025] Вышеизложенное представляет собой краткое изложение сущности изобретения и, таким образом, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалистам в данной области техники следует принять во внимание, что данное краткое изложение сущности изобретения является только иллюстративным и не подразумевает какое-либо ограничение.
[0026] Для лучшего понимания сути предлагаемого технического решения ниже приводится описание конкретного примера выполнения изобретения, не являющееся ограничительным примером практической реализации системы и способа аварийного расхолаживания ядерного реактора в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.
[0027] На фиг. 1 изображена обобщенная схема системы аварийного расхолаживания ядерного реактора.
[0028] На фиг. 2 изображена часть канала расхолаживания с цилиндрическим термоэлектрическим преобразователем.
[0029] На фиг. 3 изображена часть канала расхолаживания с плоскими термоэлектрическими преобразователями, расположенными на внешней и внутренней трубах трубы Фильда.
[0030] Следует учесть, что на чертежах представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертежах не представлено.
[0031] Как было отмечено ранее, назначением настоящего изобретения является эффективный отвод тепла от корпуса реактора при аварии, основанный на принудительной циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания при сохранении общего пассивного образа действия системы в целом. Основным принципом является то, что в качестве источника энергии для эффективной работы системы аварийного расхолаживания для борьбы с каким-либо вредоносным явлением используется само это явление, что и определяет пассивность образа функционирования.
[0032] Для этого, как показано на фиг. 1 система аварийного расхолаживания ядерного реактора содержит каналы расхолаживания 1, каждый из которых выполнен в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой 2 и внутренней трубой 3. Внутренняя труба 3 делит внутреннее пространство канала аварийного расхолаживания на опускной 4 и подъемный 5 воздушные тракты.
[0033] Внешняя труба 2, являющаяся корпусом канала аварийного расхолаживания, своим заглушенным концом 6 помещена в жидкометаллический теплоноситель 7 первого контура реактора. Подача охлаждающего воздуха во внутреннюю трубу 3 и далее в опускной тракт 4 каждого канала расхолаживания 1 осуществляется через раздаточный коллектор 8. Отвод нагретого воздуха из подъемного тракта 5 в атмосферу осуществляется через сборный коллектор 9 и трубу 10.
[0034] Устройство подачи воздуха, например, вентилятор 11 приводится в действие электродвигателем 12. Раздаточный коллектор 8 может быть соединен с заборником 13 охлаждающего воздуха из атмосферы через вентилятор 11 (как показано на фиг. 1) или напрямую. В последнем случае вентилятор 11 подключается параллельно.
[0035] Электродвигатель 12 подключен к термоэлектрическим преобразователям 14 прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленным на каналах аварийного расхолаживания 1 вне корпуса реактора. Термоэлектрические преобразователи 14 как показано на фиг. 2 могут быть выполнены в виде кольцевых термоэлектрических батарей 15, расположенных на наружной цилиндрической боковой поверхности внешней трубы 2.
[0036] Как показано на фиг. 3 термоэлектрические преобразователи 14 могут быть выполнены в виде пояса плоских термоэлектрических батарей 16, расположенного на наружной боковой поверхности внешней трубы 2, и пояса плоских термоэлектрических батарей 17, расположенного на внутренней боковой поверхности внутренней трубы 3. В этом случае для размещения батарей 16 и 17 соответствующие поверхности внешней 2 и внутренней 3 труб выполнены многогранными.
[0037] Для специалиста в данной области техники ясно, что возможно различное электрическое включение термоэлектрических батарей. Например, все термоэлектрические батареи могут быть подключены параллельно или могут быть разбиты на секции для питания отдельных электродвигателей. Также, для специалиста будет ясно, что количество вентиляторов 11 и, соответственно, приводных электродвигателей 12 может быть любым и определяется мощностью термоэлектрических преобразователей, а также требованиями надежности (дублирование систем).
[0038] Работа системы аварийного расхолаживания корпуса реактора (реализация способа) происходит следующим образом. Когда происходит авария и корпус с теплоносителем первого контура нагревается до определенной температуры, открываются пассивные термоклапаны (на фиг. не показаны) и в каналы аварийного расхолаживания 1 через раздаточный коллектор 8 начинает поступать охлаждающий воздух.
[0039] Проходя по подъемному воздушному тракту 5, воздух нагревается и нагревает соответственно внутреннюю поверхность наружной трубы 2 и наружную поверхность внутренней трубы 3, тепло от которых, в свою очередь передается на соответствующие поверхности кольцевых термоэлектрических батарей 15 или плоских термоэлектрических батарей 16, 17. Поскольку противоположные поверхности термоэлектрических батарей обращены в среду, имеющую меньшую температуру, появится электроэнергия, запустятся электродвигатели 12 и вентиляторы 11 начнут подавать охлаждающий воздух в канал аварийного расхолаживания 1 в режиме принудительной циркуляции с увеличенным потоком.
[0040] Данная схема циркуляции осуществляется в течение необходимого времени. При снижении температуры в корпусе реактора уменьшается электроэнергия, вырабатываемая термоэлектрическими преобразователями 14, соответственно, снижается поток воздуха на вентиляторе 11 и дальнейшее охлаждение осуществляется уже в режиме естественной циркуляции.
[0041] Применение предлагаемой системы аварийного расхолаживания ядерного реактора позволяет:
- обеспечить надежное охлаждения активной зоны реактора в условиях любых типов проектных и запроектных аварий за счет увеличения единичной тепловой мощности аварийного канала расхолаживания в 1,5 и более раз с помощью замены естественной циркуляции охлаждающего воздуха на принудительную, с большими скоростями прокачки охлаждающего воздуха при общем пассивном принципе работы системы.;
- иметь дополнительный независимый источник энергоснабжения оборудования и контролирующих приборов систем безопасности;
- работать полностью в пассивном режиме (без управляющего воздействия оператором);
- иметь возможность выработки электроэнергии с максимальным КПД и большой надежностью, т.к. условия работы ТЭБ предполагают нагрев изнутри и охлаждение снаружи (что будет уплотнять внутренние полупроводниковые слои при температурном расширении ТЭБ) и работа при более низких температурах и при отсутствии нейтронного потока).
[0042] Хотя в данном документе были описаны различные стороны осуществления заявленного изобретения, специалистам в данной области техники понятно, что возможны другие подходы к осуществлению данного изобретения. Различные стороны и реализация данного изобретения изложены в настоящем описании в иллюстративных целях и не подразумевают ограничения, причем объем защиты настоящего изобретения указан в нижеследующей формуле изобретения.
Claims (6)
1. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора, содержащая по крайней мере один канал расхолаживания, выполненный в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой, заглушенной с одного конца, и внутренней трубой, предназначенной для подачи охлаждающего воздуха, и по крайней мере один термоэлектрический преобразователь прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, отличающаяся тем, что она снабжена по крайней мере одним устройством подачи воздуха, приводимым в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрического преобразователя прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, а последний установлен на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой.
2. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что по крайней мере один термоэлектрический преобразователь расположен на наружной боковой поверхности внешней трубы канала расхолаживания вне корпуса реактора.
3. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания выполнена цилиндрической, а термоэлектрические преобразователи выполнены виде кольцевых термоэлектрических батарей.
4. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и расположены на соответствующих гранях внешней трубы.
5. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что внутренняя боковая поверхность внутренней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и расположены на соответствующих гранях внутренней трубы.
6. Способ аварийного расхолаживания ядерного реактора, заключающийся в циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой, заглушенной с одного конца, и внутренней трубой, предназначенной для подачи охлаждающего воздуха, отличающийся тем, что циркуляцию охлаждающего воздуха осуществляют принудительно с помощью устройства подачи воздуха с электрическим приводом, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017128013A RU2670428C1 (ru) | 2017-08-07 | 2017-08-07 | Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора |
PCT/RU2018/050094 WO2019031992A1 (ru) | 2017-08-07 | 2018-08-07 | Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2017128013A RU2670428C1 (ru) | 2017-08-07 | 2017-08-07 | Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2670428C1 true RU2670428C1 (ru) | 2018-10-23 |
Family
ID=63923464
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2017128013A RU2670428C1 (ru) | 2017-08-07 | 2017-08-07 | Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2670428C1 (ru) |
WO (1) | WO2019031992A1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN115206569A (zh) * | 2022-08-02 | 2022-10-18 | 哈尔滨工程大学 | 一种用于水下无人航行器的核反应堆双模式能量转换系统 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0083545A1 (fr) * | 1981-12-31 | 1983-07-13 | Novatome | Dispositif d'évacuation de secours de la chaleur dissipée par un réacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt |
FR2550371A2 (fr) * | 1981-06-09 | 1985-02-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de refroidissement post-accidentel de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire |
RU2082226C1 (ru) * | 1993-10-13 | 1997-06-20 | Опытное конструкторское бюро машиностроения | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора |
RU2271585C1 (ru) * | 2004-09-28 | 2006-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" | Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора |
RU2554082C2 (ru) * | 2013-07-18 | 2015-06-27 | Георгий Эрикович Лазаренко | Канал аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2561367B1 (fr) * | 1984-02-14 | 1986-08-29 | Commissariat Energie Atomique | Echangeur de chaleur equipe de moyens de refroidissement de secours et reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un tel echangeur |
RU2070347C1 (ru) * | 1990-05-11 | 1996-12-10 | Леонид Иванович Колыхан | Система аварийного расхолаживания водоохлаждаемого реактора и среды под защитной оболочкой |
RU2530984C1 (ru) * | 2013-08-01 | 2014-10-20 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева", НГТУ | Охладитель расплава жидкометаллического теплоносителя |
-
2017
- 2017-08-07 RU RU2017128013A patent/RU2670428C1/ru not_active IP Right Cessation
-
2018
- 2018-08-07 WO PCT/RU2018/050094 patent/WO2019031992A1/ru active Application Filing
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2550371A2 (fr) * | 1981-06-09 | 1985-02-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de refroidissement post-accidentel de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire |
EP0083545A1 (fr) * | 1981-12-31 | 1983-07-13 | Novatome | Dispositif d'évacuation de secours de la chaleur dissipée par un réacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt |
RU2082226C1 (ru) * | 1993-10-13 | 1997-06-20 | Опытное конструкторское бюро машиностроения | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора |
RU2271585C1 (ru) * | 2004-09-28 | 2006-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" | Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора |
RU2554082C2 (ru) * | 2013-07-18 | 2015-06-27 | Георгий Эрикович Лазаренко | Канал аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Принципиальные схемы ЯЭУ атомных электростанций и энергетических установок. "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" кафедра "Атомные и тепловые станции", Нижний Новгород, 2014, с. 28-29, 51. рис.25. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN115206569A (zh) * | 2022-08-02 | 2022-10-18 | 哈尔滨工程大学 | 一种用于水下无人航行器的核反应堆双模式能量转换系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2019031992A1 (ru) | 2019-02-14 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10665355B2 (en) | Nuclear power plant | |
EP2877997B1 (en) | Passive power production during a nuclear station blackout | |
EP3170182B1 (en) | A source of electricity derived from a spent fuel cask | |
US20110283701A1 (en) | Self Powered Cooling | |
US20130114779A1 (en) | Apparatus for charging emergency battery using thermoelectric generation device in nuclear power plant | |
WO2013019589A2 (en) | Power generation from decay heat for spent nuclear fuel pool colling and monitoring | |
US10541058B2 (en) | Passive safety system and nuclear power plant comprising same | |
CN112542255A (zh) | 一种热管核反应堆热电转换余热直接排出系统及工作方法 | |
JP2023537888A (ja) | ヒートパイプ及び光電池を含む熱電力変換システム | |
CN102025260A (zh) | 地热加热与冷却管理系统 | |
RU2670428C1 (ru) | Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора | |
CN201957389U (zh) | 风力发电机组的一体化冷却系统 | |
KR101906185B1 (ko) | 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전 | |
CN209216594U (zh) | 基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式反应堆电源 | |
KR101494241B1 (ko) | 폐열 회수 발전 시스템 | |
CA2992976C (en) | Passive safety system for removing decay heat and method of passively increasing a coolant flow using the same | |
WO2018158625A1 (en) | Thermoelectric battery charger with independent economizer | |
CN220420260U (zh) | 一种液态金属反应堆冷却装置 | |
RU2554082C2 (ru) | Канал аварийного расхолаживания ядерного реактора | |
KR20110088873A (ko) | 방열 장갑 | |
CN107979946B (zh) | 一种冷却系统及方法 | |
RU2737793C1 (ru) | Термоэлектрический генератор в кожухотрубном исполнении | |
US20220328209A1 (en) | Cooling Systems and Methods for Nuclear Thermionic Avalanche Cells | |
RU2682722C1 (ru) | Система регулируемого аварийного отвода энерговыделений активной зоны реактора аэс | |
JP2016070556A (ja) | 冷却設備 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190808 |