WO2019022640A1 - Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах - Google Patents

Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах Download PDF

Info

Publication number
WO2019022640A1
WO2019022640A1 PCT/RU2018/000478 RU2018000478W WO2019022640A1 WO 2019022640 A1 WO2019022640 A1 WO 2019022640A1 RU 2018000478 W RU2018000478 W RU 2018000478W WO 2019022640 A1 WO2019022640 A1 WO 2019022640A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
liquid metal
metal coolant
equipment
natural circulation
coolant
Prior art date
Application number
PCT/RU2018/000478
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Дмитрий Александрович АФРЕМОВ
Денис Викторович САФРОНОВ
Евгения Сергеевна ХИЖНЯК
Кирилл Альбертович НИКЕЛЬ
Наталия Викторовна РОМАНОВА
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
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 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to EP18838412.7A priority Critical patent/EP3660862B1/en
Priority to CN201880054683.5A priority patent/CN110959182B/zh
Priority to AU2018308297A priority patent/AU2018308297A1/en
Priority to KR1020207003803A priority patent/KR102188486B1/ko
Priority to US16/633,047 priority patent/US10937558B2/en
Priority to CA3070834A priority patent/CA3070834C/en
Priority to PL18838412T priority patent/PL3660862T3/pl
Priority to BR112020001519-9A priority patent/BR112020001519B1/pt
Priority to JP2020503695A priority patent/JP6930797B2/ja
Publication of WO2019022640A1 publication Critical patent/WO2019022640A1/ru
Priority to ZA2020/00528A priority patent/ZA202000528B/en

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • 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

Definitions

  • the invention relates to the field of nuclear technology and can be used in the organization of the natural circulation of liquid metal coolant in the heat sink circuit of a nuclear reactor on fast neutrons.
  • the closest to the present invention is a method of organizing the natural circulation of a liquid metal coolant in the heat sink circuit of a fast neutron nuclear reactor, including electric preheating of the lifting and lowering pipelines and equipment of the heat sink circuit, followed by filling them with a heated coolant, starting circulation of the heat carrier in the circuit and switching to natural circulation mode (Usynin GB, Kusmartsev EV Fast neutron reactors: A manual for universities / Edited iey Mitenkova. FM-M: Energoatomizdat, 1985 from 197)...
  • the known method is as follows.
  • the pipelines and equipment of the lifting and lowering sections of the heat sink circuit before the initial filling with the liquid metal coolant (or after revision and repair) have a temperature approximately equal to the ambient air temperature.
  • the liquid metal coolant in the tank of the filling and drainage system is heated to a temperature of about 200-250 ° C. Therefore, before supplying the heated liquid metal coolant to the heat sink circuit, pipelines and equipment must be heated to the same temperature in order to prevent overcooling (“solidification”) of the liquid metal coolant.
  • solidification overcooling
  • the disadvantage of this method is the presence of additional hydraulic resistance in the circuit due to pumping equipment, which is used when starting the circulation and in the forced circulation mode before the reactor reaches the rated power, as well as the impossibility of transition from the forced circulation mode to the natural circulation mode without heat transfer from the nuclear reactor.
  • the present invention is to create a method for organizing the natural circulation of a liquid metal coolant in the heat sink circuit of a fast neutron nuclear reactor, in which there is no forced circulation mode and the heat sink circuit works, including starting, only in the natural circulation mode and in the absence of heat transfer from the nuclear reactor, t . before it reaches power, which ensures the passive safety of a nuclear reactor and the reactor installation as a whole.
  • the technical result of the present invention is to start the natural circulation by creating a driving head of circulation and ensuring the required direction of the natural circulation of the liquid metal coolant in the heat sink circuit without transferring heat from the nuclear reactor.
  • the technical result is a significant reduction in hydraulic resistance due to the lack of pumping equipment in the heat sink circuit.
  • g is the acceleration of gravity
  • a coolant circulation circuit at startup is performed simultaneously with the transition to natural circulation mode and the exit of the nuclear reactor on rated operating parameters due to the difference of densities ⁇ ( ⁇ ) and P2 (T 2) the liquid metal coolant, respectively the lifting and standpipe contour plots.
  • the stated set of essential features allows the launch of natural circulation in the heat sink loop of a nuclear reactor without connecting the main heat source, and
  • FIG. 1 is a diagram of the outline of a fast neutron heat sink for a nuclear reactor
  • FIG. 2 shows a graph of the development of natural circulation without using a pump.
  • the heat sink circuit contains a heat source of 1, as
  • the output of the heat source 1 is connected through a lifting pipeline 2 with the entrance to the device for heat removal 3, which is used as air
  • Partitioned electric heaters 4 are installed on the lift pipe 2 along the entire length.
  • the outlet from the heat removal device 3 is connected by the down pipe 5 to the entrance to the heat source 1 through the tank to compensate for the temperature expansions of the coolant 6.
  • the heat sink circuit is connected to the tank of the filling and drainage system 8 by means of a drainage pipe 9 with a valve 10.
  • sectioned electric heaters 4, 7 for heating pipelines and equipment for lifting and lowering sections of the heat sink circuit to the calculated value of temperatures, respectively, T 1 - 230 ° C and T2 210 ° C.
  • the settings of current regulators provide heating and temperature maintenance for the heat source.
  • the heat source 1 does not work as a heat exchanger, but serves only for the passage of coolant through it.
  • the valve 10 is closed.
  • the pressure in the gas cavity of the compensation tank temperature expansions 6 rises to 0.14 MPa.
  • the sodium coolant takes the temperature of the walls of pipelines and circuit equipment,
  • the device for heat removal 3 provides the necessary reduction in the temperature of the coolant at the inlet to the discharge section.
  • Sodium temperature at the inlet and outlet of the circuit elements is at the entrance to the heat source

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Other Liquid Machine Or Engine Such As Wave Power Use (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах. Для создания движущего напора циркуляции без использования насосного оборудования и обеспечения требуемого направления естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах в отсутствии теплопередачи от реактора перед заполнением трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура осуществляют их предварительный электронагрев соответственно до температур T1 и Т2, которые выбирают из условия выполнения неравенства: ρ1(Τ1) · g · ΔH1 > ρ2 (T2) · g · ΔΗ2 + ΔΡ, где: ρ1(T1) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т1 трубопроводов и оборудования на подъемном участке; ρ2(Т2) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т2 трубопроводов и оборудования на опускном участке; ΔH1— разница высот между входом и выходом подъемного участка; ΔΗ2 - разница высот между входом и выходом опускного участка; ΔΡ - гидравлическое сопротивление контура; g - ускорение силы тяжести. Запуск циркуляции теплоносителя в контуре и переход в режим естественной циркуляции осуществляют одновременно и до выхода ядерного реактора на номинальные параметры работы путем создания движущего напора циркуляции за счет разницы плотностей p1(T1) и ρ2(Т2) жидкометаллического теплоносителя соответственно на подъемном и опускном участках контура.

Description

СПОСОБ ОРГАНИЗАЦИИ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах.
Наиболее близким к настоящему изобретению является способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающий предварительный электронагрев подъемных и опускных трубопроводов и оборудования контура теплоотвода с последующим их заполнением нагретым теплоносителем, запуск циркуляции теплоносителя в контуре и переход в режим естественной циркуляции (Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах: Учебное пособие для вузов/ Под редакцией Ф.М. Митенкова.-М,:Энергоатомиздат,1985. с. 197).
Известный способ осуществляют следующим образом.
Трубопроводы и оборудование подъемного и опускного участков контура теплоотвода перед первоначальным заполнением жидкометаллическим теплоносителем (или после ревизии и ремонта) имеют температуру, приблизительно равную температуре окружающего воздуха. Жидкометаллический теплоноситель, находящийся в баке системы заполнения и дренажа, разогрет до температуры порядка 200- 250°С. Поэтому перед подачей разогретого жидкометаллического теплоносителя в контур теплоотвода трубопроводы и оборудование нужно разогреть до такой же температуры, чтобы не допустить переохлаждения («затвердевания») жидкометаллического теплоносителя. Для разогрева используют электронагреватели, которые устанавливают на трубопроводы и оборудование подъемного и
„ 1
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) опускного участков контура теплоотвода. Затем в контур теплоотвода подают нагретый теплоноситель до достижения требуемого уровня в баке компенсации температурных расширений. После заполнения теплоносителем подъемного и опускного участков контура осуществляют запуск принудительной циркуляции в контуре с помощью насосов. Переход в режим естественной циркуляции осуществляют после выхода ядерного реактора на номинальные рабочие параметры.
Недостатком известного способа является наличие дополнительного гидравлического сопротивления в контуре из-за насосного оборудования, которое используется при запуске циркуляции и в режиме принудительной циркуляции до выхода реактора на расчетную мощность, а также невозможность перехода от режима принудительной циркуляции к режиму естественной циркуляции без передачи тепла от ядерного реактора.
Задачей настоящего изобретения является создание способа организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, в котором отсутствует режим принудительной циркуляции, а контур теплоотвода работает, включая запуск, только в режиме естественной циркуляции и при отсутствии передачи тепла от ядерного реактора, т.е. до его выхода на мощность что обеспечивает пассивную безопасность ядерного реактора и реакторной установки в целом.
Техническим результатом настоящего изобретения является запуск естественной циркуляции за счет создания движущего напора циркуляции и обеспечение требуемого направления естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода без передачи тепла от ядерного реактора. Кроме этого, техническим результатом является значительное уменьшение гидравлического сопротивления из-за отсутствия насосного оборудования в контуре теплоотвода.
- 2
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающем предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода с последующим их заполнением нагретым теплоносителем, запуск циркуляции теплоносителя в контуре и переход в режим естественной циркуляции, согласно заявленному изобретению предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода проводят соответственно до температур Ti и Т2, которые выбирают из условия выполнения неравенства:
Ρ, ι) ' 9 · ΔΗΧ > р2 (Г2) - д - ΔΗ2 + ΔΡ,
где:
ρι(Τι) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Ti трубопроводов и оборудования на подъемном участке; Рг(Т2) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т2 трубопроводов и оборудования на опускном участке; Δ Hi - разница высот между входом и выходом подъемного участка; ZlH2 - разница высот между входом и выходом опускного участка;
ΔΡ - гидравлическое сопротивление контура;
g - ускорение силы тяжести,
а запуск циркуляции теплоносителя в контуре осуществляют одновременно с переходом в режим естественной циркуляции и до выхода ядерного реактора на номинальные параметры работы за счет разницы плотностей ρι(Τι) и Р2(Т2) жидкометаллического теплоносителя соответственно на подъемном и опускном участках контура.
Заявленная совокупность существенных признаков позволяет осуществить запуск естественной циркуляции в контуре теплоотвода ядерного реактора без подключения основного источника тепла, а
„ 3
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) только за счет электронагрева до расчетной температуры трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков и, следовательно, за счет перепада температур (разницы плотностей) заполнившего их теплоносителя. Таким образом, на момент пуска ядерного реактора 95 контур теплоотвода уже будет функционировать в режиме естественной циркуляции и обеспечивать тем самым пассивную безопасность реакторной установки в целом. По сравнению с прототипом в заявленном способе отсутствует режим принудительной циркуляции, что также способствует повышению ядерной безопасности.
100 Сущность настоящего изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 представлена схема контура теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, а на фиг. 2 показан график развития естественной циркуляции без использования насоса.
Контур теплоотвода содержит источник тепла 1, в качестве
105 которого может быть использован теплообменник, который подключен к первому контуру реактора (на чертеже не показано) или ядерный реактор (на чертеже не показано). Выход источника тепла 1 соединен посредством подъемного трубопровода 2 с входом в устройство для отвода тепла 3, в качестве которого использован воздушный
ПО теплообменник. На подъемном трубопроводе 2 по всей длине установлены секционированные электронагреватели 4. Выход из устройства для отвода тепла 3 соединен опускным трубопроводом 5 с входом в источник тепла 1 через бак для компенсации температурных расширений теплоносителя 6. На опускном трубопроводе 5 по всей
115 длине установлены секционированные электронагреватели 7, аналогичные электронагревателям 4. Контур теплоотвода соединен с баком системы заполнения и дренажа 8 посредством дренажного трубопровода 9 с задвижкой 10. Источник тепла 1 , устройство для отвода тепла 3 и бак для компенсации температурных расширений
120 теплоносителя 6 снабжены секционированными электронагревателями
- 4
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) (на чертеже не показано). Для минимизации тепловых потерь контур теплоотвода (трубопроводы 2, 5, 9, источник тепла 1, устройство для отвода тепла 3 и бак для компенсации температурных расширений теплоносителя 6) снабжен теплоизоляцией (на чертеже не показано).
125 Способ осуществляют следующим образом.
Для организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя, в качестве которого использован натрий, в контуре теплоотвода исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах выполняют следующую последовательность действий.
130 Включают секционированные электронагреватели 4, 7 для нагрева трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода до расчетной величины температур соответственно Т1 - 230 °С и Т2 = 210 °С. При этом уставки регуляторов тока обеспечивают нагрев и поддержание температуры для источника тепла
135 1 - 230 °С, для подъемного трубопровода 2 - 230 °С, для устройства для отвода тепла 3 - 210 °С, для опускного трубопровода 5 и бака для компенсации температурных расширений теплоносителя 6 - 210 °С. Затем последовательно выполняют вакуумирование и заполнение аргоном контура теплоотвода и после достижения необходимого состава
140 газовой среды контура теплоотвода из бака 8 системы заполнения и дренажа, открыв задвижку 10, в контур теплоотвода по дренажному трубопроводу 9 подают натрий расходом 2 м3/ч с температурой 225 °С. В режиме запуска источник тепла 1 не работает как теплообменник, а служит только для прохода теплоносителя через него. При достижении
145 натрием требуемого уровня в баке компенсации температурных расширений 6 задвижку 10 закрывают. Давление в газовой полости бака компенсации температурных расширений 6 поднимается до 0,14 МПа. В процессе заполнения контура теплоотвода натриевый теплоноситель принимает температуру стенок трубопроводов и оборудования контура,
150 вследствие чего создается движущий напор естественной циркуляции в
„ 5
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) требуемом направлении. Как показано на фиг. 2 под действием напора естественной циркуляции, создаваемого начальной разностью температур Ti и Т2 стенок подъемного трубопровода 2 и опускного трубопровода 5, расход натрия в течение 150 с возрастает от нулевого до
155 стабилизированного значения 3,76 кг/с, а затем остается постоянным. В установившемся режиме естественной циркуляции устройство для отвода тепла 3 обеспечивает необходимое снижение температуры теплоносителя на входе в опускной участок. Температура натрия на входе и выходе элементов контура составляет на входе в источник тепла
160 1 - 210 °С, на выходе из источника тепла 1 - 225 °С, на входе в устройство для отвода тепла 3 - 230 °С, на выходе из устройства для отвода тепла 3 - 210 °С. Для расчета температур Ti и Т2 использованы следующие значения: высота выхода из источника тепла 1 - 6,2 м, высота входа в устройство для отвода тепла 3 - 1 1 ,1 м, высота выхода из
165 устройства для отвода тепла 3 - 8,4 м, высота входа в источник тепла 1 - 6,9 м, плотность теплоносителя на подъемном участке ρι(Τι) - 896 кг/м3, плотность теплоносителя на опускном участке Р2(Т2) - 901 кг/м3, разница высот между входом и выходом подъемного участка ΔΗι - 4,9 м, разница высот между входом и выходом опускного
170 участка ΔΗ.2 - 1,5 м, гидравлическое сопротивление контура - 1600 Па.
6
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26)

Claims

Формула изобретения
Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающий предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода с последующим их заполнением нагретым теплоносителем, запуск циркуляции теплоносителя в контуре и переход в режим естественной циркуляции, отличающийся тем, что предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода проводят соответственно до температур
Figure imgf000009_0001
и Т2, которые выбирают из условия выполнения неравенства:
^rj• д - АН1 > р2 (Г2) - Q - ΔΗ2 + ΔΡ,
где:
ρι(Τι) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре ΤΊ трубопроводов и оборудования на подъемном участке; Р2СГ2) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т2 трубопроводов и оборудования на опускном участке; ΔΗι - разница высот между входом и выходом подъемного участка; 4Н2 - разница высот между входом и выходом опускного участка;
ΔΡ - гидравлическое сопротивление контура;
g - ускорение силы тяжести,
а запуск циркуляции теплоносителя в контуре осуществляют одновременно с переходом в режим естественной циркуляции и до выхода ядерного реактора на номинальные параметры работы путем создания движущего напора циркуляции за счет разницы плотностей ΡίΟΓι) и Р2( 2) жидкометаллического теплоносителя соответственно на подъемном и опускном участках контура.
7
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26)
PCT/RU2018/000478 2017-07-24 2018-07-18 Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах WO2019022640A1 (ru)

Priority Applications (10)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP18838412.7A EP3660862B1 (en) 2017-07-24 2018-07-18 Method of establishing natural circulation of a liquid metal coolant in a fast neutron reactor
CN201880054683.5A CN110959182B (zh) 2017-07-24 2018-07-18 快中子反应堆中建立液态金属冷却剂自然循环的方法
AU2018308297A AU2018308297A1 (en) 2017-07-24 2018-07-18 Method of establishing natural circulation of a liquid metal coolant in a fast neutron reactor
KR1020207003803A KR102188486B1 (ko) 2017-07-24 2018-07-18 고속 중성자 원자로에서 액체 금속 냉각재의 자연 순환을 확립하는 방법
US16/633,047 US10937558B2 (en) 2017-07-24 2018-07-18 Method of launching natural circulation of liquid metal coolant of a fast neutron nuclear chain reactor
CA3070834A CA3070834C (en) 2017-07-24 2018-07-18 Method for establishing the natural circulation of liquid metal coolant of a fast neutron nuclear chain reactor
PL18838412T PL3660862T3 (pl) 2017-07-24 2018-07-18 Sposób ustanawiania naturalnego obiegu chłodziwa ciekłometalicznego w reaktorze prędkim
BR112020001519-9A BR112020001519B1 (pt) 2017-07-24 2018-07-18 Método para organizar a circulação natural de uma transportadora de calor de metal líquido de um reator nuclear rápido
JP2020503695A JP6930797B2 (ja) 2017-07-24 2018-07-18 高速中性子型原子炉の液体金属冷却材の自然循環を確立する方法
ZA2020/00528A ZA202000528B (en) 2017-07-24 2020-01-27 Method of establishing natural circulation of a liquid metal coolant in a fast neutron reactor

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017126521A RU2691755C2 (ru) 2017-07-24 2017-07-24 Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах
RU2017126521 2017-07-24

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2019022640A1 true WO2019022640A1 (ru) 2019-01-31

Family

ID=65037248

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2018/000478 WO2019022640A1 (ru) 2017-07-24 2018-07-18 Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах

Country Status (12)

Country Link
US (1) US10937558B2 (ru)
EP (1) EP3660862B1 (ru)
JP (1) JP6930797B2 (ru)
KR (1) KR102188486B1 (ru)
CN (1) CN110959182B (ru)
AU (1) AU2018308297A1 (ru)
CA (1) CA3070834C (ru)
HU (1) HUE055875T2 (ru)
PL (1) PL3660862T3 (ru)
RU (1) RU2691755C2 (ru)
WO (1) WO2019022640A1 (ru)
ZA (1) ZA202000528B (ru)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111524619B (zh) * 2020-06-19 2022-06-07 中国核动力研究设计院 一种研究自然循环系统动态自反馈特性的实验装置和方法
CN111951987B (zh) * 2020-09-04 2022-07-29 东南大学 一种小型模块化反应堆冷却剂系统及应用其的实验方法
RU2762391C1 (ru) * 2021-06-27 2021-12-20 Виталий Алексеевич Узиков Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5021211A (en) * 1989-07-25 1991-06-04 General Electric Company Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
US5202083A (en) * 1992-02-28 1993-04-13 Atomic Energy Of Canada Limited Passive shutdown cooling system for nuclear reactors
RU2188472C2 (ru) * 2000-11-08 2002-08-27 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Способ передачи тепловой энергии источника рабочему телу энергетической установки посредством жидкометаллического теплоносителя
RU2212066C1 (ru) * 2002-05-17 2003-09-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2451616A2 (fr) * 1979-02-09 1980-10-10 Electricite De France Perfectionnements aux circuits caloporteurs secondaires pour reacteurs nucleaires refroidis par du sodium liquide
GB2076618B (en) * 1980-05-23 1984-02-01 Daido Ind Preheater for mounting in a well tube
JPS5786090A (en) 1980-11-17 1982-05-28 Tokyo Shibaura Electric Co Auxiliary core cooling device
JPS6029225U (ja) 1983-08-03 1985-02-27 株式会社日立製作所 オーバフロ管の予熱装置
JPS6120893A (ja) 1984-07-06 1986-01-29 株式会社東芝 液体金属冷却装置
JP2003262690A (ja) 2002-03-11 2003-09-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 崩壊熱除去システム
KR100597722B1 (ko) * 2004-01-02 2006-07-10 한국원자력연구소 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통
US8891723B2 (en) * 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
JP5624355B2 (ja) 2010-04-21 2014-11-12 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法
CN103021483B (zh) 2012-12-31 2015-08-19 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态金属冷却自然循环反应堆的辅助加热系统
CN103366838B (zh) 2013-07-17 2015-08-12 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆缓冲盐自然循环冷却系统
RU2545098C1 (ru) 2014-01-31 2015-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
CN105551551B (zh) 2015-12-17 2018-04-20 中国原子能科学研究院 一种不需要常规岛投入的池式钠冷快堆低功率运行方法
CN106409353B (zh) 2016-09-26 2018-09-07 南华大学 一种基于气举的液态金属冷却池式反应堆多功能堆内热分隔系统

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5021211A (en) * 1989-07-25 1991-06-04 General Electric Company Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
US5202083A (en) * 1992-02-28 1993-04-13 Atomic Energy Of Canada Limited Passive shutdown cooling system for nuclear reactors
RU2188472C2 (ru) * 2000-11-08 2002-08-27 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Способ передачи тепловой энергии источника рабочему телу энергетической установки посредством жидкометаллического теплоносителя
RU2212066C1 (ru) * 2002-05-17 2003-09-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
G.B. USYNINE.V. KUSMARTSEV: "Fast neutron reactors: Textbook for universities", 1985, pages: 197
USYNIN G.B., KUSMARTSEV E.V.: "Passage, Reaktory na bystrykh neytronakh. Ucheb. posobie dlia vuzov [ [Fast neutron reactors. Textbook, manual for universities]", REAKTORY NA BYSTRYKH NEYTRONAKH. UCHEB. POSOBIE DLIA VUZOV [ [FAST NEUTRON REACTORS. TEXTBOOK, MANUAL FOR UNIVERSITIES], 1985, pages 197, XP009522597 *

Also Published As

Publication number Publication date
ZA202000528B (en) 2021-05-26
HUE055875T2 (hu) 2021-12-28
KR102188486B1 (ko) 2020-12-08
AU2018308297A1 (en) 2020-02-13
PL3660862T3 (pl) 2021-12-27
EP3660862A1 (en) 2020-06-03
EP3660862A4 (en) 2020-07-01
RU2017126521A (ru) 2019-01-24
CA3070834C (en) 2021-08-31
RU2017126521A3 (ru) 2019-01-24
JP2020526771A (ja) 2020-08-31
US10937558B2 (en) 2021-03-02
JP6930797B2 (ja) 2021-09-01
CN110959182A (zh) 2020-04-03
CA3070834A1 (en) 2019-01-31
KR20200030553A (ko) 2020-03-20
US20200161008A1 (en) 2020-05-21
CN110959182B (zh) 2021-05-04
RU2691755C2 (ru) 2019-06-18
BR112020001519A2 (pt) 2020-09-08
EP3660862B1 (en) 2021-07-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2019022640A1 (ru) Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах
CA2662942C (en) Sub sea processing system
CA2937668C (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
US9657598B2 (en) Immediate response steam generating system and method
KR101446709B1 (ko) 열혼합을 방지하는 피동고압안전주입 시스템
JP2016205303A (ja) 温度低下補償型地熱交換器および温度低下補償型地熱発電装置
KR101925704B1 (ko) 발전소 정전시 피동 노심냉각 기능을 구비한 원자력 발전소
Groudev et al. Investigation of main coolant pump trip problem in case of SB LOCA for Kozloduy Nuclear Power Plant, WWER-440/V230
BR112020001519B1 (pt) Método para organizar a circulação natural de uma transportadora de calor de metal líquido de um reator nuclear rápido
CN106323755A (zh) 一种用于水冷变流装置的水压试验系统及方法
RU2762391C1 (ru) Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны
Harwood et al. Assessment of thermalhydraulic phenomena for external water makeup
Mishra et al. Cold Start-Up transient simulation of Advanced natural circulation based BWR in RELAP5/MOD 3.2
KR20180079737A (ko) Smr 원자로와 원자로 시스템 기동방법
JP2011241998A (ja) ボイラ起動装置及び方法
KR102350060B1 (ko) 가열 장치
KR20090003833A (ko) 난방오일을 이용한 역 순환 보일러
Kaliatka et al. Specifics of RBMK core cooling in beyond design basis accidents
JP5773710B2 (ja) 原子炉容器構造及び原子炉の運転方法
Antipin et al. The Use of Passive Means during the Emergency Cooling of Past Reactors
KR100203325B1 (ko) 열성층이 형성되는 배관부재에서의 열성층 완화방법
JP2010216731A (ja) 発電ユニット
Grigorov et al. Implementation of special engineering safety features for severe accident management. New SAMG approach
JPH02285297A (ja) 原子力発電プラント

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 18838412

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3070834

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2020503695

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112020001519

Country of ref document: BR

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20207003803

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2018308297

Country of ref document: AU

Date of ref document: 20180718

Kind code of ref document: A

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2018838412

Country of ref document: EP

Effective date: 20200224

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112020001519

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20200123