SU1258224A1 - Ядерный реактор канального типа с кип щим теплоносителем - Google Patents
Ядерный реактор канального типа с кип щим теплоносителемInfo
- Publication number
- SU1258224A1 SU1258224A1 SU843833031A SU3833031A SU1258224A1 SU 1258224 A1 SU1258224 A1 SU 1258224A1 SU 843833031 A SU843833031 A SU 843833031A SU 3833031 A SU3833031 A SU 3833031A SU 1258224 A1 SU1258224 A1 SU 1258224A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- reactor
- transfer agent
- type reactor
- channel
- channels
- Prior art date
Links
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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
(21)3833031/24-25 ( 22)29.12.84 ( 46) 30.03.87. Бюл. № 12 ( 72) Л. М. Парафило, О. В. Ремизов, 0. Ю. Новосельский, Ю. М. Никитин, Во А. Воробьев и В. П. Василевский ( 53) 621.039.75(088.8) (56) Патент Великобритании №2991932, кл. G 6 С, опублик. 1980. Доллежаль И. А., Емель нов И. Я. Канальный дерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980, с. 208 ( 54)(57) ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР КАНАЛЬНОГО ТИПА С КИПЯЩИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ, содер жащий вертикально расположенные технологические каналы с тепловьщел ющими элементами, подключенные между распределительными групповыми коллек торами и барабан-сепаратором, и систему аварийного охлаждени реактора. подключенную к распределительным групповым коллекторам, отличающийс тем, что, с целью повышени безопасности реактора путем обеспечени охлаждени тепловыде. ющих элементов в начальный момент времени после прекращени расхода теплоносител , каждый технологический канал реактора содержит размещенную над тепловьщел ющими элементами накопительную емкость, вьшолненную в форме кольца, при этом в Нижней части накопительной емкости вьтолнены дроссельные отверсти , а в верхней части помещена насадка в виде размещенных в шахматном пор дке одна над другой наклонных перегородоК, над которой установлен заборник отсепарированной влаги, ,а ниже заборника влаги размещено устройство дл закрутки потока. i Изобретение относитс к дерной энергетике и может быть использовано преимущественно в водографитовых реакторах , в частности в реакторах типа РБМК. Целью изобретени вл етс повьшек е безопасности реактора путем обеспечени теплоотвода от тепловьщел ющих элементов в начальный момент времени после прекращени расхода теплоносител . На фиг. 1 представлена схема дерного реактора; на фиг. 2 представлен технологический канал, продольный разрез; на фиг. 3 - вариант выполнени технологического канала. Активна зона дерного реактора набрана из вертикально расположенных технологических каналов 1, параллельно подключенных между распределительными групповыми коллекторами 2 (РКГ) и барабаном-сепаратором 3 с помощью входных и выходных трубопроводов 4 и 5. Пар от барабана-сепаратора 3 от водитс на турбину по трубопроводу 6 Ь сепариров.аш1а вода подаетс во всасьгаающий коллектор 7 по спускному трубопроводу 8. Из всасывающего коллектора 7 циркул ционным насосом 9 вода подаетс в напорный коллектор 10, из которого через обратные клапа ны 1 1 поступает в РКГ 2, к которым подключена система аварийного охлаждени реактора, содержаща гидробаллоны 12 и быстродействующий запорный 35 клапан 13. Каждый технологический канал 1 содержит трубу 14 высокого давлени , топливную сборку с твэлами 15, а также размещенную над топливной сборкой накопирельную емкость 1 b с нижними дроссельными отверсти ми 17, а в верх верхней части размещены наклонные перегородки 18, над которыми установлен эаборник 19 отсепарированной влаги а на т ге 20 кассеты размещено устройство дл закрутки потока (завихритель ) 21. Уcтpoйctвo работает следующим образом . В нормальном эксплуатационном режиме вода из барабана-сепаратора 3 после смещени с питательной водой по трубопроводу 8 поступает к циркул ционному насосу 9, всасываетс им. с его помощью подаетс в напорный коллектор 10 и далее через распределительные групповые коллекторы 2 во входные трубопроводы 4, а из них - в технологические каналы 1. В технологических каналах 1 за счет тепловыделени в твэлах 15 вода подогреваетс и частично испар етс . Пароводна смесь по выходным трубопроводам 5 поступает в барабан-сепаратор 3, из которого отсепарированный пар поступает в трубопровод 6 и далее - на турбину. В этом режиме накопительна емкость 16 заполн етс жидкой фазой (водой) и остаетс заполненной за счет посто нной подпитки ее отсепарированной завихрителем 21 потока влагой и перепада давлени в канале на длине накопительной емкости 16. Таким образом, в режиме эксплуатации при любой мощности реактора в каждом технологическом канале на твэлах имеетс накопительна емкость , заполненна водой при температуре насьпцени . , В случае аварии, привод щей к прекращению циркул ции теплоносител в каналах, система работает следующим образом. Например в случае максимально-проектной аварии через одну дес тую долю секунды после разрыва HantgpHoro коллектора 10 закрьгааютс обратные клапаны 11 на РКГ аварийной половине реактора, циркул ци в технологических каналах 1 прекращаетс и начинаетс обезвоживание каналов, которое заканчиваетс за врем от одной до нескольких секунд в зависимости от исходной мощности каналов. В процессе обезвоживани каналов происходит выброс паровод ной смеси из каналов 1 по трубопроводам 5 в барабан-сепаратор 3. Дл каналов наибольшей мощности этот процесс завершаетс приблизительно через 1 с,, перепад давлени на канале убьгоает практически до нул , соответственно исчезает перепад давлени на длине накопительной емкости 16, исчезает также вод на пленка, которой подпитывалась емкость 16с помощью завихрит л 21 потока. При разрьше циркул ционного контура в нем начинает падать давление. Наличие больших паровых объемов в кип щем реакторе сдерживает темп вьщелбни давлени Таким образом, вслед за окончанием обезвоживани каналов из накопительных емкостей 16 начинает выбрасыватьс вскипающа рода (паровод на смесь). Лабиринтное уплотнение из наклонных перегородок 18 будет преп тствовать преимущественному выбросу вверх, направл основной поток выбрасываемой среды вниз через дроссельное отверстие 17 на верхнюю часть тепловьщел ющей сборки, где имеют место наибольша температура оболочек .
Таким образом, описьгоаемое устройство позвол ет см гчить температурный режим оболочек твэлов при авари х, св занных с прекращением циркул ции теплоносител в каналах, и тем самым повысить уровень безопасности реакторной установки .
13
AJ.
13
to
18
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU843833031A SU1258224A1 (ru) | 1984-12-29 | 1984-12-29 | Ядерный реактор канального типа с кип щим теплоносителем |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU843833031A SU1258224A1 (ru) | 1984-12-29 | 1984-12-29 | Ядерный реактор канального типа с кип щим теплоносителем |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU1258224A1 true SU1258224A1 (ru) | 1987-03-30 |
Family
ID=21154501
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU843833031A SU1258224A1 (ru) | 1984-12-29 | 1984-12-29 | Ядерный реактор канального типа с кип щим теплоносителем |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
SU (1) | SU1258224A1 (ru) |
-
1984
- 1984-12-29 SU SU843833031A patent/SU1258224A1/ru active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4051892A (en) | Heat dissipation system | |
JPH0664171B2 (ja) | 原子炉装置 | |
CN104321825A (zh) | 压水反应堆的紧凑型蒸气发生器 | |
US3029197A (en) | Boiling reactors | |
US4057034A (en) | Process fluid cooling system | |
US3180802A (en) | Boiling water nuclear reactor system | |
US4187147A (en) | Recirculation system for nuclear reactors | |
GB2161643A (en) | Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor | |
US3247073A (en) | Multi-pass, vapor moderated and cooled nuclear reactor and method of operating to variably moderate and control same | |
SU1258224A1 (ru) | Ядерный реактор канального типа с кип щим теплоносителем | |
US3144393A (en) | Subcooled liquiod inlet fog cooled nuclear reactors | |
US4637350A (en) | System for recovering drain | |
CN209045171U (zh) | 基于atf燃料的反应堆 | |
US5335252A (en) | Steam generator system for gas cooled reactor and the like | |
JPH01291197A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
JPH01308997A (ja) | 沸騰水型原子炉のシュラウドタンクと注入管 | |
CN108766599A (zh) | 一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统 | |
US3185630A (en) | Boiling coolant reactor with integral vapor separation and nuclear superheat | |
US3275524A (en) | Boiling coolant reactor with improved recirculation and by-pass control arrangement | |
GB1491232A (en) | Nuclear reactors | |
RU2697652C1 (ru) | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия | |
US3448797A (en) | Pressurizer | |
JP2521256B2 (ja) | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 | |
US3576180A (en) | Startup device for flow-through steam generator | |
US3411484A (en) | Method of and apparatus for starting and stopping forced circulation boilers |