RU48389U1 - Теплоизоляционный блок - Google Patents
Теплоизоляционный блок Download PDFInfo
- Publication number
- RU48389U1 RU48389U1 RU2005108060/22U RU2005108060U RU48389U1 RU 48389 U1 RU48389 U1 RU 48389U1 RU 2005108060/22 U RU2005108060/22 U RU 2005108060/22U RU 2005108060 U RU2005108060 U RU 2005108060U RU 48389 U1 RU48389 U1 RU 48389U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat
- nuclear power
- thermal insulation
- model
- technical result
- Prior art date
Links
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к области теплоэнергетики, в частности предназначена для снижения тепловых потерь от оборудования АЭС, и касается теплоизоляции корпусов крупногабаритного высокотемпературного оборудования (теплообменных аппаратов, сосудов и т.д.) и трубопроводов первого контура АЭС высокого давления, расположенных в герметичной защитной оболочке здания АЭС. Техническим результатом предлагаемой полезной модели является повышение эксплуатационной надежности тепловой изоляции и снижение облучения обслуживающего АЭС персонала излучениями наведенной радиоактивности. Технический результат достигается за счет того, что: - теплоизоляционный блок содержит герметично закрытый кожух, выполненный в виде короба, внутри которого размещен теплоизоляционный наполнитель из супертонкого стекловолокна.
Description
Полезная модель относится к области теплоэнергетики, в частности предназначена для снижения тепловых потерь от оборудования АЭС, и касается теплоизоляции корпусов крупногабаритного высокотемпературного оборудования (теплообменных аппаратов, сосудов и т.д.) и трубопроводов первого контура АЭС высокого давления, расположенных в герметичной защитной оболочке здания АЭС.
Основными требованиями, предъявляемыми к тепловой изоляции оборудования и трубопроводов первого контура АЭС, размещенных в герметичной защитной оболочке АЭС, являются:
- снижение тепловых потерь от оборудования в окружающую среду;
- снижение облучения обслуживающего АЭС персонала излучениями наведенной радиоактивности.
В качестве теплоизолирующего материала оборудования и трубопроводов реакторных установок в настоящее время известно базальтовое волокно, которое богато Mg, Fe и Са, а также другими элементами с содержанием SiO2 от 40% до 55% весовых.
Недостатком использования базальтового волокна в теплоизоляции оборудования и трубопроводов первого контура АЭС является наличие в нем примесей металлов и химических соединений на их основе, которые под действием радиоактивного излучения, идущего как непосредственно от топлива реактора, так и от теплоносителя первого контура могут приобретать наведенную радиоактивность. Т.е. базальтовое волокно становится источниками радиоактивного излучения, что является отрицательным фактором при эксплуатации АЭС, а также при утилизации теплоизоляции после вывода АЭС из эксплуатации.
Кроме того, в базальтовом волокне присутствуют неволокнистые включения, которые в процессе длительной эксплуатации от вибрации, передающейся от теплоизолируемого оборудования и трубопроводов, разрушают волокна базальта, превращая их в мелкие фракции, которые осыпаются и слеживаются в нижней точке теплоизоляционного блока, образуя в одних местах пустоты, а в других - островки повышенной теплопроводности, что снижает теплоизоляционные характеристики теплоизоляционного блока.
Указанные недостатки делают невозможным применения базальтового волокна в блочной теплоизоляции, рассчитанной на срок эксплуатации, как минимум, на 40 лет без ее замены.
Известна конструкция панельной тепловой изоляции высокотемпературных трубопроводов АЭС [Патент РФ №2200270, Кл. 7 F 16 L 59/00], выполненная в виде замкнутых панелей из нержавеющего тонколистового материала с размещенным внутри их полостей теплоизолирующим слоем на основе минерального волокна.
Недостатком теплоизоляции является то, что теплоизоляционный слой из минерального волокна содержит примеси, которые могут приобретать наведенную радиоактивность.
В качестве прототипа выбрана панельная тепловая изоляция по техническому решению (Патент РФ №2200270, Кл. 7 F 16 L 59/00).
Техническим результатом предлагаемой полезной модели является повышение эксплуатационной надежности тепловой изоляции и снижение облучения обслуживающего АЭС персонала излучениями наведенной радиоактивности.
Технический результат достигается за счет того, что:
- теплоизоляционный блок содержит герметично закрытый кожух, выполненный в виде короба, внутри которого размещен теплоизоляционный наполнитель из супертонкого стекловолокна.
Теплоизоляционный материал из супертонкого стекловолокна обладает необходимыми показателями по стойкости в условиях эксплуатации реакторной установки атомной электрической станции.
Сущность предлагаемой полезной модели поясняется рисунком, где изображен теплоизоляционный блок.
Теплоизоляционный блок по настоящей полезной модели включает в себя кожух 1, выполненный в виде герметично закрытого короба и теплоизоляционный наполнитель 2, выполненный из супертонкого стекловолокна, например, марки МТП-АС. (ТУ 5953-159-05786904-00).
Предлагаемая конструкция теплоизоляционного блока, используется следующим образом. Кожух 1 теплоизоляционного блока, выполненный в виде короба, заполняется теплоизоляционным материалом 2, выполненного из супертонкого стекловолокна и герметично закрывается.
Проведенные испытания теплоизоляции, использующей в качестве наполнителя супертонкое стекловолокно, показали, что теплоизоляционный материал, выполненный из него, за полный срок эксплуатации реакторной установки в условиях совместного воздействия
радиационного излучения и механических воздействий, вызываемых вибрациями, не изменяет свои физико-механические свойства, т.е. состояние его остается аналогичным исходному, а также не приобретает наведенную радиоактивность.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005108060/22U RU48389U1 (ru) | 2005-03-23 | 2005-03-23 | Теплоизоляционный блок |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005108060/22U RU48389U1 (ru) | 2005-03-23 | 2005-03-23 | Теплоизоляционный блок |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU48389U1 true RU48389U1 (ru) | 2005-10-10 |
Family
ID=35851700
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005108060/22U RU48389U1 (ru) | 2005-03-23 | 2005-03-23 | Теплоизоляционный блок |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU48389U1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2471544C2 (ru) * | 2007-11-30 | 2013-01-10 | Ифп | Новый реактор, позволяющий осуществлять реакции при сверхвысокой температуре и высоком давлении |
-
2005
- 2005-03-23 RU RU2005108060/22U patent/RU48389U1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2471544C2 (ru) * | 2007-11-30 | 2013-01-10 | Ифп | Новый реактор, позволяющий осуществлять реакции при сверхвысокой температуре и высоком давлении |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9761332B2 (en) | Nuclear reactor neutron shielding | |
GB1258763A (ru) | ||
RU48389U1 (ru) | Теплоизоляционный блок | |
JP6329070B2 (ja) | 安全な原子炉プラントの建設方法、および対応する原子炉プラント | |
CN115143345B (zh) | 核电站一回路管道可拆式保温屏蔽一体化装置及使用方法 | |
Kale et al. | Developments in sodium technology | |
Hannerz | Towards intrinsically safe light-water reactors | |
CN209641364U (zh) | 一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统 | |
CN206246909U (zh) | 锅炉落渣管金属膨胀节 | |
CN214947367U (zh) | 一种粉体填装的保温结构 | |
Dunn et al. | Replacement of a cracked pressure tube in Bruce GS Unit 2 | |
CN101718213B (zh) | 汽轮机调节油系统以及汽轮机组 | |
Oxfall | Climatic conditions inside nuclear reactor containments-Monitoring campaign | |
JPS6161638B2 (ru) | ||
Gronemeyer et al. | 75,000 Kilowatts of Electricity by Nuclear Fission at the Hallam Nuclear Power Facility | |
Bradley et al. | Engineering design of SGHWRs | |
Marples et al. | The Cause of the Chernobyl Accident | |
Vigerstad et al. | Residual-energy-applications program environmental analysis report | |
Barzoni | A study on postdryout heat transfer for conditions of interest in loss of coolant accident analysis | |
Bradley | Development of a freeze-tolerant solar water heater using crosslinked polyethylene as a material of construction | |
Chi et al. | An assessment of hybrid blanket data/development requirements | |
Guerrero | Single tube test facility description for PWR blowdown heat transfer project | |
Deis et al. | Development of an engineering-scale nuclear test of a solid-breeder fusion-blanket concept | |
Pocock et al. | Industrial technique | |
Lee et al. | Fire experiments and flash point criteria for solar heat transfer liquids |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20070324 |
|
HK1K | Changes in a utility model publication | ||
RZ1K | Other changes in the information about an invention |