SU714505A1 - Ядерна энергетическа установка - Google Patents
Ядерна энергетическа установка Download PDFInfo
- 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
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
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)
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)
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 |
-
1978
- 1978-01-19 SU SU782562803A patent/SU714505A1/ru active
Cited By (5)
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 |