SU714505A1 - Ядерна энергетическа установка - Google Patents

Ядерна энергетическа установка Download PDF

Info

Publication number
SU714505A1
SU714505A1 SU782562803A SU2562803A SU714505A1 SU 714505 A1 SU714505 A1 SU 714505A1 SU 782562803 A SU782562803 A SU 782562803A SU 2562803 A SU2562803 A SU 2562803A SU 714505 A1 SU714505 A1 SU 714505A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
reactor
heat exchanger
coolant
sodium
water
Prior art date
Application number
SU782562803A
Other languages
English (en)
Inventor
Юрий Дмитриевич Арсеньев
Николай Георгиевич Рассохин
Станислав Николаевич Трушевский
Александр Сергеевич Каеткин
Original Assignee
Государственный Научно-Исследовательский Институт Им. Г.М.Кржижановского
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 Государственный Научно-Исследовательский Институт Им. Г.М.Кржижановского filed Critical Государственный Научно-Исследовательский Институт Им. Г.М.Кржижановского
Priority to SU782562803A priority Critical patent/SU714505A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU714505A1 publication Critical patent/SU714505A1/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

Description

Изобретение относится к атомным электростанциям с быстрым реактором, охлаждаемым жидким натрием, а также к термоядерным электростанциям, имеющим бланкеты, охлаждаемые жидкими щелочными металлами.
Известна ядерная энергетическая установка, состоящая из реактора, охлаждаемого натрием, теплообменника натрий натрий, парогенератора натрий - вода W··
Недостатком этой установки является возможность'развивающейся аварии в парогенераторе из-за химического взаимодействия натрия с водой.
Другая известная установка содержит реактор, охлаждаемый жидким металлом, теплообменник,..заполненный промежуточным теплоносителем и снабженный средствами циркуляции с расположенным внутри него экраном - трубой, внутри которого размешен промежуточный теплообменник, а снаружи - парогенератор Ы. В. качестве промежуточного теплоносителя в этой установке используется газ.
Недостатком описанной установки является возможность взаимодействия натрия с водой при разгерметизации поверхностей. Кроме того, для теплосъема от газа создают повышенные давления (порядка 40-80 ата), поэтому при разгерметизации поверхности промежуточного теплообменника газ может попасть в активную зону, что связано с серьезной аварией из-за пережога активной зоны реактора. К недостаткам установки относятся также большие поверхности теплопередачи из-за плохих теплопередающих свойств газа.
Цель изобретения - повышение надежности установки за счет исключения контакта теплоносителя реактора с водой при аварийной разгерметизации.
Указания цель достигается тем, что устанрвка снабжена аварийными системами эвакуации теплоносителя реактора и воды, а во внутренней части корпуса теплообменника, заполненного инертным газом и промежуточным жидко-мет.члли10 / .
ческим теплоносителем (например, ртутыо или сплавом солей), размещен уловитель, выполненный в виде воронки. Уловитель разделяет верхнюю внутреннюю часть корпуса теплообменника на два отсека, каждый из которых подключен соответственно к системе эвакуации теплоносителя реакто'ра ’или воды, при этом нижняя торцовая поверхность уловителя размешена под уровнем Промежуточного жидкометаллического теплоносителя над экраном—трубой, а экран-труба в верхней части имеет сужение и на наружной торцовой поверхности — отбойник пара.
.На чертеже показана предложенная ядерная установка.
Реактор 1 соединен с насосом 2. В корпусе теплообменника 3 помещены экран-труба 4, средства циркуляции 6, па-~ рогенератор 6, промежуточный теплообменник 7, уловитель 8, выполненный в виде воронки. Верхняя часть корпуса теп-> члообмённйка, находящаяся над промежуточным жидкометаллическимтеплоносителем и Заполненийя инертным газом, соединена : с системами 9, 10 аварийной эвакуации теплоносителя реактора и воды.
' Жидкометаллический теплоноситель реактора 1, пройдя через промежуточный теплообменник 7, сжимается насосом 2 и возвращается в реактор. Передачатепла от теплообменника 7 к парогенератору 6 осуществляется тяжелым металлом (напри Мёр, ртутью или сплавом солей), который ..........“перемешается средствами циркуляции 5 (насосами или аэролифтом).
Теплообменник 7 расположен внутри экрана - трубы 4. В верхней части корпуса теплообменника 3 расположен уловитель 8, который разделяет верхнюю полость 40 корпуса теплообменника, заполненную инертным газом, на два изолированных отсека. При аварийной разгерметизации теп— ”'“~'Лсй(ЪсйТёЛь реактора вспльгвает внутри 1 экрана — трубы 4 в центральный отсек, а 45 вода из парогенератора за экраном - трубой - во внешний кольцевой отсек. В верхней части корпуса теплообменника имеются два патрубка, через которые' при раз- . установка надежнее.
714505 4 ...........
металлического теплоносителя над экраном-трубой 4. Верхняя часть экрана-трубы иМёет сужение, а с наружной торцовой поверхности она снабжена отбойником 11. При этом нижняя торцовая поверхность уловителя расположёна примерно посередине между торцовыми поверхностями экрана-трубы и отбойника пара. Сужение экрана-трубы в верхней части обеспечивает повышение скорости теплоносителя реактора, всплывающего в промежуточном теплоносителе. За экраном-трубой скорость промежуточного теплоносителя' резко падает, что обеспечивает всплывание тепло15 носителя реактора в уловитель.
Преимущества описываемой установки в сравнении с прототипом следующие:
1) большая надежность благодаря тому, что жидкомёталличёский теплоноситель находится под низким давлением и отсутствует контакт натрия с водой при всплывании в разные полости уловителя даже в~ случае двойной аварийном разгерметизации;
2) болёе высокая экономичность за счет уменьшения поверхностей теплообменника и парогенератора, так как теплопе— . рёдающие свойства жидкого металла выше, чем у газа;
3) отсутствие радиационной защиты теплообменника, так как жидкий металл, протекая за экраном-трубой, поглощает излучение;
4) высокая теплоемкость теплоносителя, что позволяет улучшить регулировочные характеристики станции в пиковом режиме, так как можно изменять температуру промежуточного теплоносителя в корпусе, сохраняя неизменной температуру активной зоны й не 'допуская тепловой раскачки реактора;
Следовательно, в предложенной ядерной энергетической установке натрий - тяжелый Металл - вода отсутствует парогенератор натрий - вода, являющийся главным источником аварии в известной трехконтурной схеме натрий - натрий - вода. По сравнению с прототипом, выполненным по схеме натрий - газ - вода, предложенная
- Герметизации эвакуируют раздельно тепло-50 носитель реактора в систему 9, а воду — в систему 10. Промежуточный теплоноси~· “тёЛь' в корпусе находится при давлении большем, чём в реакторе, что исключает ёго попадание в активную зону.
Для нормальной работы уловителя 8 нижняя торцовая поверхность его разме'“~' Шёйа под уровнем промежуточного жидко-

Claims (2)

1. Лейпунский А. И. и др. Быстрые реакторы БН-350 и БОР-60. Атомна  анерги ., 1966, декабрь.
2.ПатентВел0кобритании№ 11О9395, л. F 4А, опублик. 1965(прототип)
SU782562803A 1978-01-19 1978-01-19 Ядерна энергетическа установка SU714505A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU782562803A SU714505A1 (ru) 1978-01-19 1978-01-19 Ядерна энергетическа установка

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU782562803A SU714505A1 (ru) 1978-01-19 1978-01-19 Ядерна энергетическа установка

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU714505A1 true SU714505A1 (ru) 1980-02-05

Family

ID=20741465

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU782562803A SU714505A1 (ru) 1978-01-19 1978-01-19 Ядерна энергетическа установка

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU714505A1 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2006126914A1 (fr) * 2005-05-25 2006-11-30 Mikhail Yurievich Kudryavtsev Installation energetique nucleaire et turbine a vapeur
EA010962B1 (ru) * 2007-11-28 2008-12-30 Общество С Ограниченной Ответственностью "Ринкоэнерго" Энергоблок атомной электростанции и способ его эксплуатации
RU2596160C2 (ru) * 2010-02-22 2016-08-27 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2006126914A1 (fr) * 2005-05-25 2006-11-30 Mikhail Yurievich Kudryavtsev Installation energetique nucleaire et turbine a vapeur
EA010962B1 (ru) * 2007-11-28 2008-12-30 Общество С Ограниченной Ответственностью "Ринкоэнерго" Энергоблок атомной электростанции и способ его эксплуатации
US9640283B2 (en) 2010-01-29 2017-05-02 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
RU2596160C2 (ru) * 2010-02-22 2016-08-27 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
US10424415B2 (en) 2014-04-14 2019-09-24 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA3066241C (en) Reactor core
CN109147966A (zh) 一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统
KR20100072306A (ko) 사고 상황에서 향상된 냉각능력을 갖는 원자로
GB1253136A (ru)
US2915446A (en) Gas cooled nuclear reactor
US3008889A (en) Control systems
US3047485A (en) Safety arrangement for neutronic reactors aboard water-sustained craft
GB1516254A (en) Secondary heat transfer circuits for nuclear power plant
SU714505A1 (ru) Ядерна энергетическа установка
ES8103871A1 (es) Perfeccionamientos en circuitos caloportadores secundarios para reactores nucleares
GB785528A (en) Nuclear reactor plant
US3830695A (en) Nuclear reactor
US3446188A (en) Steam generator or heater for an atomic power generating plant
FI63128C (fi) Reaktoranlaeggning
US3099616A (en) Steam cooled reactor and fuel channel
GB1491232A (en) Nuclear reactors
US3052613A (en) Method and apparatus for conducting a nuclear chain reaction
US4563327A (en) Liquid uranium alloy-helium fission reactor
RU2073920C1 (ru) Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки
GB2157880A (en) An improved nuclear reactor plant construction
RU2040051C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
JPS55127187A (en) Heat transporting system connecting steam extracter and distilling apparatus of atomic installation
GB1037634A (en) Improvements in steam generating plant
US4465127A (en) Device for reducing the thermal stresses in the bottom of a vertical heat exchanger
CN209905008U (zh) 一种热管浮动平台