SU574036A1 - Т желоводный энергетический дерный реактор - Google Patents

Т желоводный энергетический дерный реактор Download PDF

Info

Publication number
SU574036A1
SU574036A1 SU742049874A SU2049874A SU574036A1 SU 574036 A1 SU574036 A1 SU 574036A1 SU 742049874 A SU742049874 A SU 742049874A SU 2049874 A SU2049874 A SU 2049874A SU 574036 A1 SU574036 A1 SU 574036A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
reactor
channels
heat
heavy
water
Prior art date
Application number
SU742049874A
Other languages
English (en)
Inventor
Б.Р. Бергельсон
А.С. Герасимов
Я.Б. Талалай
Original Assignee
Предприятие П/Я В-8315
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 Предприятие П/Я В-8315 filed Critical Предприятие П/Я В-8315
Priority to SU742049874A priority Critical patent/SU574036A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU574036A1 publication Critical patent/SU574036A1/ru

Links

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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

ТЯЖЕЛОВОДНЫЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ЯДЕРШЙ РЕАКТОР, содержащий бак с замедлителем и вертикальные каналы высокого.давлени  с размещенными вних теготовыдел к цими элементами, которые охлаждаютс  теплоносителем, отличающийс  тем, что, с целью экономии т желой воды и повьше- ни  безопасности реактора в случае нарушени  герметичности труб высоко- 'го давлени  или аварийного разрушени  тепловыдел ющего элемента, каналы реактора с размещенными в них тепло'-' выдел ющими элементами, выполнены в виде замкнутых автономных сосудов, содержащих конденсатор-парогенератор и устройство дл  естественной циркул ции кип щего т желоводного носител , выполненное, например, в виде трубы, • установленной соосно с каналом высокого давлени .(Л

Description

Изобретение относитс  к  дерной технике и может быть использовано ;При создании атомных электростанций.
Известны т желоводные энергетические реакторы канального типа, в которых теплоносителем  вл етс  т жела  вода без кипени .
Такие реакторы состо т из набора каналов, пронизывающих баккаландр с т желоводным замедлителем Каждый из каналов представл ет собой трубу высокого давлени  с размещенным в ней теш1он щел к цим элементом Через каналы принудительнопрокачиваетс  теплоноситель, наход щийс  под высоким давлением
Недостатком этого реактора  вл етс  большой объем первого контура и высока  стоимость т желой воды.
Наиболее близким техническим решением  вл етс  т желоводный энергетический реактор, содержащий бак с замедлителем и вертикальные каналы высокого давлени  с размещенными в них тепловьщел кищми элементами, которые охлаждаютс  легководным кип щим теплоносителем.
Недостатком этого устройства  вл етс  возможность т желой аварии, св занной с разрушением т желоводного бака, что приведет к потере т желой водь: и сме1аенцю замедлител  и теплоносител  (т.е, т желой и легкой воды).
Целью изобретени   вл етс  эко-номи  т желой воды и повьпаение безопасности реактора в случае нарушени  герметичности труб высокого давлени  или аварийного разрушени  тепловьщел нщего элементао Цель достигаетс  тем, что каналы реактора с размещенными в них тепловыдел к цими элементами выполнены в виде замкнутых автономных сосудов, содержащих конденсатор-парогенератор и устройство дл  естественной ци кул ции кип щего т желоводного тепло носител у выполненное, например, в виде трубы, установленной соосно с каналом высокого давлени о На фиГо1 показала схема реактора; на фиг.2 - продольный разрез одного из каналов. Реактор гфедставл ет собой цилинд бак 1, содержащий т желовидный замедлитель. В баке размещены замкнутые вертикалыше каналы 2, представл ющие собой цилиндрическую трубу, рассчитанную на высокое давление. Труба состоит из трех секций . В нижней секции 3, наход щейс  непосредственно в активной зоне реак тора и поэтому  лпол енной из спабопоглощанщего материала, размещаетс  тепловыдел ющий элемент 4о Средн   5 и верхн   6 сек1щи канала, расположенные над активной зоной, выполне ны из нержавенщей стали« В верхней секции размещаетс  конденсатор-парогенератор 7 с напорной 8 и сливной 9 камерами Контур естественной циркул ции осуществл етс  с помощью открытой с iЗУ трубы 0, установленной соосно с трубой высокого давлени  2о Через съемную крышку канала 1Г и пробку 12 с помощью штока 13 осуществл етс  перегрузка тепловьщеп н щшсс  элементов. Реактор работает следующим образом . За счет теппа, выдел ющегос  в теп-, ловыдел кщих элементах 4, происходит частичное испарение т желой воды, наход щейс  в топливных сборкахо Образующа с  при этом паровод на  смесь за счет разности и плотности воды в опускном участке и плотности паровод ной смеси в подъемном участке движетс  вверх по центральной трубе 10, В верхней части 6 каналов т желоводный пар конденсируетс . Конденсат и отсепарированна  т жела  вода поступают из верхней части 6 каналов в нижнкпо 3 на вход в топливные сборкн по кольцевому зазору между трубой высокого давлени  2 и центральной . трубой 10. СУтвод тепла из каналов осуществл етс  за счет нагрева и частичного испарени  легкой воды при давлении р2 Р принудительно прокачиваемой через конденсатор-парогенератор 7 Перегрузка топливных сборок осуществл етс  при отсутствии избыточного давлени  в :каналах реактора. Пор док операций при перегрузке канаг ла.ёледумщий: снимаетс  крьшка llJ,;C помощью штока 13 топливна  сборка перемещаетс  вверх,так, что тепловыдел ющие элементы оказываютс  вне активной зоны} канал отключаетс ; от легководного контура; к конденса- тору подсоедин етс  магистраль с хо.-. лодной водой; в канале снижаетс  давление,после чего топливна  сборка вместе с щ обкой 12 извлекаетс  из канала. Операции по загрузке в канал свежей топпивной сборки осуществл ютс  в обратном пор дке.
Фиг.1

Claims (1)

  1. ТЯЖЕЛОВОДНЫЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ЯДЁРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий бак с замедлителем и вертикальные каналы высокого давления с размещенными в них тепловыделяющими элементами, которые охлаждаются теплоносителем, отличающийся тем, что, с целью экономии тяжелой воды и повышения безопасности реактора в случае нарушения герметичности труб высокого давления или аварийного разрушения тепловыделяющего элемента, каналы реактора с размещенными в них тепло выделяющими элементами, выполнены в виде замкнутых автономных сосудов, содержащих конденсатор-парогенератор и устройство для естественной циркуляции кипящего тяжеловодного носителя, выполненное, например, в виде трубы, установленной соосно с каналом высокого давления.
SU742049874A 1974-08-07 1974-08-07 Т желоводный энергетический дерный реактор SU574036A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU742049874A SU574036A1 (ru) 1974-08-07 1974-08-07 Т желоводный энергетический дерный реактор

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU742049874A SU574036A1 (ru) 1974-08-07 1974-08-07 Т желоводный энергетический дерный реактор

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU574036A1 true SU574036A1 (ru) 1990-03-07

Family

ID=20592913

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU742049874A SU574036A1 (ru) 1974-08-07 1974-08-07 Т желоводный энергетический дерный реактор

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU574036A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2601963C1 (ru) * 2015-11-23 2016-11-10 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Ядерный реактор канального типа

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Heavy-Water Power Reactors, Pra^eedings of а Synposium, Vienna,1 Г96'7-.Conceptual design^of a natural uranium boiling light water reactor, Syraosium Nuclear International, Rome, 1969. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2601963C1 (ru) * 2015-11-23 2016-11-10 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Ядерный реактор канального типа

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3400049A (en) Steam cooled nuclear reactor power system
GB1120040A (en) Improvements in or relating to an integral vapour generator-nuclear reactor
US3393127A (en) Thermosiphon deep pool reactor
GB1387527A (en) Steam generator for a fast breeder reactor
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
GB1386813A (en) Nuclear reactors
SE8204950D0 (sv) Angdriven vatteninjektion
SU574036A1 (ru) Т желоводный энергетический дерный реактор
FI63128B (fi) Reaktoranlaeggning
US4246069A (en) Heat-generating nuclear reactor
FR1508471A (fr) Générateur de vapeur ou bouilleur pour installation nucléaire génératrice de puissance
US3894517A (en) Steam generator
US3144393A (en) Subcooled liquiod inlet fog cooled nuclear reactors
GB1106488A (en) Nuclear-power sea-water conversion plant
SE8106122L (sv) Sett och anordning for avgasning av kernreaktorer
KR840000944A (ko) 가압 경수로형 원자로의 수동정지
JPS55127187A (en) Heat transporting system connecting steam extracter and distilling apparatus of atomic installation
KR940008250B1 (ko) 핵연료 채널 및 이를 이용한 고유안전 수냉각형 튜브 원자로
FR2092665A2 (en) Steam-generating heat exchanger - having liquid metal as heating medium which may be from nuclear reactor
RU2094859C1 (ru) Реактор с перегревом пара
FR2114258A5 (en) Nuclear reactor for indirect heating cycle - with heat exchange chamber at lower pressure than core chamber
JPS5634060A (en) Superheater for steam for absorbing solar heat
GB981423A (en) Improvements in or relating to nuclear reactors
GB1061878A (en) Method and apparatus for increasing the critical heat flux for high pressure steam/water flow in nuclear reactors
GB1149837A (en) A boiling heavy water indirect-cycle reactor