SU776334A1 - Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора - Google Patents
Способ охлаждени активной зоны быстрого реактора Download PDFInfo
- 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
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
- 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)
- 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.
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) |
-
1978
- 1978-09-08 SU SU782663361A patent/SU776334A1/ru active
Non-Patent Citations (1)
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 |