SU776334A1 - Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора - Google Patents

Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора Download PDF

Info

Publication number
SU776334A1
SU776334A1 SU782663361A SU2663361A SU776334A1 SU 776334 A1 SU776334 A1 SU 776334A1 SU 782663361 A SU782663361 A SU 782663361A SU 2663361 A SU2663361 A SU 2663361A SU 776334 A1 SU776334 A1 SU 776334A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
core
steam
cooling
active zone
fast reactor
Prior art date
Application number
SU782663361A
Other languages
English (en)
Inventor
В.В. Орлов
Е.И. Гришанин
В.М. Мурогов
Л.В. Точеный
И.С. Слесарев
С.М. Зарицкий
Original Assignee
Предприятие П/Я А-3357
Предприятие П/Я А-1758
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 А-3357, Предприятие П/Я А-1758 filed Critical Предприятие П/Я А-3357
Priority to SU782663361A priority Critical patent/SU776334A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU776334A1 publication Critical patent/SU776334A1/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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ БЫСТРОГО РЕАКТОРА, вклк чающий подачу паровод ной .смеси на вход активной зоны, отличающийс  тем, что, с целью повышени  надежности охлаждейи  тепловьщел ющих элементов активной зоны и уменьшени  концентраций воды в активной зоне, содержание пара на входе в активную зону поддерживают выше критического значени , при котором возникает кризис второго рода. «S

Description

Изобретение относитс  к атомной тезснике, а именно к способам охлажде ни   дерных реакторов. I Известен Способ охлаждени  б строго реактора, включан ций подучу на его вход насыщенного пара и перег рев его в активной зоне . Недостатком изв стного способа  вл етс  высока  температура теплоносител  и оболочки твэлов активной зоны, привод 11(ие к необходимости использовани  высокотемпературного окиснрго топлива. Реактор с таким активной зоны имеет низкий составом тёйй воспроизводства  дерного горючего (экспоненциальное врем  удвоени  30-40 лет). Известен способ охлаждени  активной зоны быстрого реактора, включающий подачу, паровод ной смеси на вход активной зоны. В известном способе осуществл етс  частичное испарение i жидкости в смеси. Нейспаривша с  жидкость отдел етс  сейара о)раШ. Одйакр этот способ характеризуетс недостЬ-Точной на дежностью охлаждени  твэлов активной зонь вследстви возникновени  кризиса теплообмейа и пулЁсацйй расхода смеси и больша  конце1йтра1щ  воды в активной зоне; Цель изобретени  - повьппениёнддежности охлаждени  тепловьщёл ющйх эйвментов активной зоны и згменьшение концё нтрации воды в активной зоне. Цель достигаетс  тем, что:в спосо бе охлаждени  активной зоны быстрого реактора, включающем подачу парчзвод ной смеси на вход активной зоны, содержание пара на входе в активную зону поддерживают вьше критического значени , при котором возникает кризйс Btoporo роди, Сущность изобр етени  шшюстрирует :С  чертежом, где п|Ехйвёдена схема  дерной энергетической установки с быстрьь-1 реактором, котора  вюйоЧйёт  дерный реактор 1с активной зоной 2 и боковш экраном 3 паройровод 4 и насос 5 дл  подвода водса на в активную ЗОНУ I, паропровод 6 и паро вой компрессор 7 дтШ подвбда пара на вход В активную зону и боковой экран 3, а также паропроводы 8 и 9 дл  отвода пара из реактора 1 в пар огенератор 10. Установка работает следунщим рбразс мГ 42 Поток пара на выходе активной зоны 2 раздел етс  на два потока, один из которых По паропроводу 9 направл етс  в парогенератор 10 (или непосредственно в турбогенератор), в котором он охлаждаетс .конденсируетс  и насосом 5 подаетс  на вход активной зоны 2 непосредственно в каждую сборку твэлов. Второй поток пара паровым компрессором 7 по паропроводу 6 направл етс  в сборки твзлов бокового экрана 3 и сборки твэлов активной зоны 2. На входе в сборки твэлов активной зоны 2 пар смешивает .с  с водой, подаваемой насосом 5, образу  паровод нзгю смесь необходимого состава. В активной зоне 2 паровод на  смесь испар етс  до напара и перегреваетс  на сыщенного 10-20с. Перегрев пара происходит на верхнем конце твэла (по ходу теплоносител ) активной зоны 2, где тепловьщеление на 20-30% меньше, чем в центре активной зоны, а также в твэлах верхнего торцевого экрана (на чертеже не показана), где тепловьщеление в несколько раз меньше, чем в активной зоне 2. В сборки твэлов бокового экрана 3, а также в регулирующие стержни (на чертеже не показаны) подаетс  только пар непосредственно с выхода реактора 1. Ввиду малой тепловой мощности бокового экрана 3 и регулирую , щйсх стержней их температура не превышает температуру материалов, .активной зоны 1. Пример осуществлени . . Дл  объемной мовдюсти 700 800 кВт-м объема активной зоны при давлении 160 ата массова  скорость паровод ной смеси составл ет 40рО кг/СМ при перепаде давлени ; в реакторе 6-7 ата и высоте активной зоны 600 мм. Расчетное критическое j массовое паросодержание составл ет 22%. С учетом неточности эксперименталышх и проектных данньсс массовое паросодержание на входе может быть прин то с запасом равным 30%. Темпеipatypa пара иа выходе равна (перегрев 13с), что соответствует теплоперепаду равному 197 ккал/кг, максимальна  тё «1ератУра оболочки - 400 С, топлива из сплава урана и плутони  7 С. В пароохлалщаемом реакторе такой теплоперепад имеет
„. 776334 :
место при перегреве пара примерноОписываемый способ охлаждени 
до 56.. При этом температура обо- обеспечивает надежное охлаждение твэ;лочки твэла превьшает 700°С, и следо-лов активной зоны, позвол ет увеливательно применение нелегированного:чить темп воспроизводства  дерного
металлического топлива невозмож - jгорючего за счет уменьшени  концентно .рации воды в активной зоне.

Claims (1)

  1. СПОСОБ ОХПАВДЕНИЯ АКТИВНОЙ ’ ЗОНЫ БЫСТРОГО РЕАКТОРА, включающий подачу пароводяной смеси на вход активной зоны, отличающийся' тем, что, с целью повышения надежности охлаждения тепловыделяющих элементов активной зоны и уменьшения концентраций' воды в активной зоне, содержание пара на входе в активную зону поддерживают выше критического ‘значения, при котором возникает кризис второго рода.
SU782663361A 1978-09-08 1978-09-08 Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора SU776334A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU782663361A SU776334A1 (ru) 1978-09-08 1978-09-08 Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU782663361A SU776334A1 (ru) 1978-09-08 1978-09-08 Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU776334A1 true SU776334A1 (ru) 1986-09-30

Family

ID=20784940

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU782663361A SU776334A1 (ru) 1978-09-08 1978-09-08 Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU776334A1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Патент Англии № 1074281, кл. G 6 С, опублик. 1967. Патент СЩА 3425904, кл. 176-40, опублик. 1969. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US2865827A (en) Power generation from liquid metal nuclear fuel
US2994657A (en) Chimney for boiling water reactor
US3400049A (en) Steam cooled nuclear reactor power system
US3029197A (en) Boiling reactors
US4309249A (en) Neutron source, linear-accelerator fuel enricher and regenerator and associated methods
US3085056A (en) Method and apparatus for generating and superheating steam from nuclear energy
US3085959A (en) Liquid moderated vapor superheat reactor
SU776334A1 (ru) Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора
US3188277A (en) Superheater reactor
JPH01105191A (ja) 一体型圧力容器構造の原子炉
GB1153075A (en) Improvements in Nuclear Reactor Power Plants
US3310473A (en) Spectral shift reactor control
US3861998A (en) Method of operating a neutronic reactor
US3414473A (en) Vapor-cooled reactor system
US3243351A (en) Steam producing reactor and fuel therefor
GB1414823A (en) Nuclear power plant
JPH0459596B2 (ru)
Nurhasanah DESAIN DAN ANALISIS SISTEM PEMBUANGAN PANAS RESIDU PASIF PADA MOLTEN SALT REACTOR EXPERIMENT (MSRE) 10 MW
Koutz Heat pump augmentation of nuclear process heat
Palladino The Thermal Design of Nuclear Power Reactors
GB1137616A (en) Coolant salt for a molten salt breeder reactor
Taylor et al. PLANT INCLUDING NUCLEAR REACTOR
JPS60177293A (ja) 原子炉
Booth The prospects for nuclear reactor-MHD commercial power production
Spillmann HEAT TRANSFER SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT