WO2019031992A1 - Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора - Google Patents

Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2019031992A1
WO2019031992A1 PCT/RU2018/050094 RU2018050094W WO2019031992A1 WO 2019031992 A1 WO2019031992 A1 WO 2019031992A1 RU 2018050094 W RU2018050094 W RU 2018050094W WO 2019031992 A1 WO2019031992 A1 WO 2019031992A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
cooling
air
nuclear reactor
thermoelectric
emergency
Prior art date
Application number
PCT/RU2018/050094
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Денис Геннадьевич ЗАРЮГИН
Ларион Александрович ЛЕБЕДЕВ
Вадим Викторович ФРОЛОВ
Original Assignee
Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
Денис Геннадьевич ЗАРЮГИН
Ларион Александрович ЛЕБЕДЕВ
Вадим Викторович ФРОЛОВ
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 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций", Денис Геннадьевич ЗАРЮГИН, Ларион Александрович ЛЕБЕДЕВ, Вадим Викторович ФРОЛОВ filed Critical Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
Publication of WO2019031992A1 publication Critical patent/WO2019031992A1/ru

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
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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 claimed group of inventions relates to nuclear power engineering, in particular, to means and methods of cooling down mainly liquid metal reactors and can be used in emergency cooling systems of nuclear reactors.
  • a passive air emergency cooling system of the reactor due to the natural circulation of atmospheric air is used.
  • This emergency cooling system consists of Field Pipe air heat exchangers immersed in the primary coolant in the peripheral cavities of the reactor.
  • Also known channel emergency cooling of a nuclear reactor is made in the form of a Field pipe (RU 2554082, G21C 15/00 2013). This patent is selected as a prototype. The lower part of the case of the emergency cooling channel in the specified technical solution is filled with liquid metal coolant in such a way as not to hinder the movement of air.
  • the emergency cooling channel contains thermosyphons, the evaporators of which are located in the part of the body filled with liquid metal coolant.
  • the heat exchange surfaces of the thermosyphon condensers are the surface of the inner tube of the housing.
  • thermoelectric converters are placed in the liquid metal coolant, covering the evaporators of thermosyphons.
  • a significant advantage of this emergency cooling channel is that it can be used as a source of electrical energy for instruments and equipment placed directly in the reactor hall, which remains operable in beyond design basis accidents.
  • thermoelectric converters during the entire design life of a power unit inside the core under the action of a significant neutron flux can lead to the destruction of electronic connections of semiconductors and degradation of the electrochemical properties, or the need for periodic replacement of converters with new ones during scheduled preventive maintenance .
  • the technical result of the proposed group of inventions is to expand the arsenal of technical tools and methods for emergency cooling down of a nuclear reactor for any type of beyond design basis accidents with full de-energizing.
  • the technical result is an increase in the efficiency of heat transfer due to the forced circulation of cooling air while meeting the requirement of passivity of the system operation pattern (i.e., without an external source and control action).
  • the emergency cooling system of a nuclear reactor contains at least one channel of cooling, made in the form of a Field pipe formed by an external pipe and an internal pipe.
  • Field pipe is a type of pipe-in-tube heat exchangers.
  • the outer pipe which is the body of the emergency cooling channel, is plugged on one side, and the internal pipe divides the internal space of the emergency cooling channel into a descending and lifting air paths.
  • the external pipe of the case of the emergency cooling channel is installed in such a way that its plugged part is located at the bottom and is placed in the liquid metal coolant of the first circuit of the reactor.
  • the cooling air is supplied to the inner tube of the cooling channel.
  • the emergency cooling system of a nuclear reactor also contains at least one thermoelectric converter for direct conversion of thermal energy into electrical energy and at least one air supply device driven by an electric motor.
  • the electric motor is powered by one or several thermoelectric converters that directly convert thermal energy into electrical energy, which are installed on the surface of the outer and / or inner tubes, which interact with the cold air medium.
  • the term "cold air” refers to the air having an ambient temperature supplied to the cooling channel (cooling air), as well as the air in the room of the reactor unit (outside the reactor vessel), into which the external pipe of the cooling channel goes .
  • thermoelectric converters located on the outer side surface of the external pipe channel cooling outside the reactor vessel.
  • the outer lateral surface of the external pipe of the cooling channel is cylindrical, and the thermoelectric converters are designed as ring-shaped thermoelectric batteries.
  • the outer lateral surface of the outer pipe of the cooling channel or its part is made multifaceted, and the thermoelectric converters are flat and located on the corresponding faces of the outer pipe.
  • the inner side surface of the inner pipe of the cooling channel or its part is made multifaceted, and the thermoelectric converters are flat and located on the corresponding faces of the inner pipe.
  • the technical result in terms of the method as an object of the invention is that the cooling air is forcedly circulated in the cooling channel, made in the form of a Field pipe formed by an external pipe plugged from one end and an internal pipe by supplying cooling air to the internal pipe and exhaust from the outer pipe.
  • the cooling air is circulated using an electrically driven air supply device powered by thermoelectric converters that directly convert thermal energy into electrical energy that is installed on the surface of an external and / or internal pipes interacting with a cold air environment.
  • an electric drive any known suitable electric motor (for example, a direct current) with a gearbox can be used.
  • FIG. 1 is a generalized diagram of an emergency cooling system for a nuclear reactor.
  • Figure 2 depicts a portion of a cooling channel with a cylindrical thermoelectric converter.
  • FIG. 3 shows a part of the cooling channel with flat thermoelectric converters located on the external and internal pipes of the Field Pipe.
  • the purpose of the present invention is to efficiently remove heat from the reactor vessel during an accident, based on the forced circulation of cooling air in the cooling channel while maintaining the overall passive mode of operation of the system as a whole.
  • the basic principle is that as a source of energy for the effective operation of an emergency cooling system, this phenomenon itself is used to combat any harmful phenomenon, which determines the passivity of the way of functioning.
  • the emergency cooling system of a nuclear reactor contains cooling channels 1, each of which is made in the form of a Field pipe formed by the external pipe 2 and the internal pipe 3.
  • the internal pipe 3 divides the internal space of the emergency cooling channel by 4 lower and lifting 5 air paths.
  • the outer pipe 2 which is the body of the emergency cooling channel, with its plugged end 6 is placed in the liquid metal coolant 7 of the primary circuit of the reactor.
  • the cooling air is supplied to the inner pipe 3 and further to the descending path 4 of each cooling channel 1 through the distributing manifold 8.
  • the heated air is withdrawn from the lifting tract 5 to the atmosphere through the collecting manifold 9 and the pipe 10.
  • An air supply device for example, the fan 11 is driven by an electric motor 12.
  • the distribution manifold 8 can be connected to the cooling air intake 13 from the atmosphere through the fan 11 (as shown in FIG. 1) or directly. In the latter case, the fan 11 is connected in parallel.
  • the electric motor 12 is connected to thermoelectric converters 14 for direct conversion of thermal energy into electrical energy, installed on the emergency cooling channels 1 outside the reactor vessel.
  • Thermoelectric converters 14 as shown in FIG. 2 can be made in the form of annular thermoelectric batteries 15 located on the outer cylindrical side surface of the outer tube 2.
  • thermoelectric converters 14 can be made in the form of a belt of flat thermoelectric batteries 16 located on the outer side surface of the outer pipe 2 and a belt of flat thermoelectric batteries 17 located on the inner side surface of the inner pipe 3.
  • the corresponding surfaces of the outer 2 and inner 3 tubes are made multi-faceted.
  • thermoelectric batteries can be connected in parallel or can be divided into sections for powering individual electric motors.
  • the number of fans 11 and, accordingly, drive motors 12 can be any and is determined by the power of thermoelectric converters, as well as reliability requirements (duplication of systems).
  • the operation of the emergency cooling system of the reactor vessel is as follows. When an accident occurs and the housing with the primary coolant is heated to a certain temperature, passive thermal valves open ( FIG. not shown) and in the emergency cooling channels 1 through the dispensing manifold 8 begins to flow cooling air.
  • thermoelectric converters 14 decreases, respectively, the air flow through the fan 11 decreases, and further cooling takes place already in the natural circulation mode.
  • thermopile operation suggest heating from the inside and cooling from the outside (which will seal the inner semiconductor layers during thermal expansion of the thermopile) and work at lower temperatures and in the absence of neutron flux).

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)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к средствам и методам расхолаживания преимущественно реакторов с жидкометаллическим теплоносителем и может быть использована в системах аварийного расхолаживания ядерных реакторов. Способ аварийного расхолаживания ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда. Циркуляцию охлаждающего воздуха осуществляют с помощью устройства подачи воздуха, приводимого в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой.

Description

СИСТЕМА И СПОСОБ АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ
ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
[0001] Заявляемая группа изобретений относится к ядерной энергетике, в частности, к средствам и методам расхолаживания преимущественно реакторов с жидкометаллическим теплоносителем и может быть использована в системах аварийного расхолаживания ядерных реакторов.
[0002] Известна система аварийного расхолаживания реактора АЭС Брест ОД-300, описанная в статье «А.В. Жуков, Ю.А. Кузина, А.П. Сорокин, В. В. Привезенцев. Работы по реализации программы теплогидравлических исследований в РУ БРЕСТ и СВБР. Итоги научно- технической деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2011 год / Научно-технический сборник. Обнинск. ГНЦ РФ-ФЭИ. 2012. - 412 с, ил.». Аналогичная информация о БРЕСТ содержится в статье
Figure imgf000003_0001
[0003] В указанном техническом решении использована пассивная система воздушного аварийного охлаждения реактора за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха. Эта система аварийного охлаждения состоит из воздушных теплообменников типа "труба Фильда", погруженных в теплоноситель первого контура в периферийные полости реактора.
[0004] Недостатками этого технического решения являются низкая интенсивность теплоотвода из бака реактора, связанная с наличием небольшой скорости движения охлаждающего воздуха через теплообменники системы аварийного охлаждения в режиме естественной циркуляции, а также отсутствие электрогенерирующих элементов для электропитания приборов и оборудования при запроектных авариях.
[0005] Известен также канал аварийного расхолаживания ядерного реактора выполнен в виде трубы Фильда (RU 2554082, G21C 15/00 2013). Данный патент выбран в качестве прототипа. Нижняя часть корпуса канала аварийного расхолаживания в указанном техническом решении заполнена жидкометаллическим теплоносителем таким образом, чтобы не препятствовать движению воздуха.
[0006] Канал аварийного расхолаживания содержит термосифоны, испарители которых расположены в части корпуса, заполненной жидкометаллическим теплоносителем. При этом поверхности теплообмена конденсаторов термосифонов являются поверхностью внутренней трубы корпуса.
[0007] Размещение термосифона внутри корпуса канала аварийного расхолаживания создает дополнительный канал отвода тепла к охлаждающему воздушному потоку, что позволяет использовать этот канал для преобразования тепла в электричество. Для этого в жидкометаллическом теплоносителе размещены термоэлектрические преобразователи, охватывающие испарители термосифонов.
[0008] Существенным преимуществом этого канала аварийного расхолаживания является то, что он может быть использован как источник электроэнергии для приборов и оборудования, размещенных непосредственно в реакторном зале, сохраняющем работоспособность при запроектных авариях.
[0009] Целесообразность использования подобных устройств наглядно продемонстрировали тяжелые аварии на атомных электростанциях в Чернобыле и Фукусиме, при которых были полностью утрачены информационные каналы диагностики состояния реактора и оборудования, размещенного в реакторном зале.
[0010] Недостатками этого технического решения являются низкая тепловая мощность, обусловленная режимом естественной циркуляции охлаждающего воздуха, а также низкая электрическая мощность, при которой можно запитать ограниченное количество маломощных потребителей (только датчики системы контроля).
[0011] Кроме того, нахождение термоэлектрических преобразователей в течении всего проектного срока эксплуатации энергоблока внутри активной зоны под действием значительного нейтронного потока может привести к разрушению электронных связей полупроводников и деградации электрогенерирующих свойств, или к необходимости периодической замены преобразователей на новые при проведении планово-предупредительных ремонтов .
[0012] Технический результат предлагаемой группы изобретений заключается в расширении арсенала технических средств и методов аварийного расхолаживания ядерного реактора для любых типов запроектных аварий при полном обесточивании.
[0013] Кроме того, техническим результатом является повышение эффективности теплообмена за счет принудительной циркуляции охлаждающего воздуха при обеспечении требования пассивности образа работы системы (т.е. без внешнего источника и управляющего воздействия).
[0014] Указанный технический результат достигается за счет того, что система аварийного расхолаживания ядерного реактора содержит, по крайней мере, один канал расхолаживания, выполненный в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой и внутренней трубой. [0015] Труба Фильда является разновидностью теплообменных аппаратов типа "труба в трубе". Внешняя труба, являющаяся корпусом канала аварийного расхолаживания, заглушена с одной стороны, а внутренняя труба делит внутреннее пространство канала аварийного расхолаживания на опускной и подъемный воздушные тракты.
[0016] В предлагаемом изобретении внешняя труба корпуса канала аварийного расхолаживания устанавливается таким образом, что ее заглушённая часть располагается внизу и помещена в жидкометаллический теплоноситель первого контура реактора. Подача охлаждающего воздуха осуществляется во внутреннюю трубу канала расхолаживания.
[0017] Система аварийного расхолаживания ядерного реактора содержит также, по крайней мере, один термоэлектрический преобразователь прямого преобразования тепловой энергии в электрическую и, по крайней мере, одно устройством подачи воздуха, приводимое в действие электродвигателем. Электродвигатель питается от одного или нескольких термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, которые установлены на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой.
[0018] В предлагаемом изобретении под термином «холодная воздушная среда» понимается воздух, имеющий температуру окружающей среды, подаваемый в канал расхолаживания (охлаждающий воздух), а также воздух в помещении реакторного блока (вне корпуса реактора), в который выходит внешняя труба канала расхолаживания.
[0019] В предпочтительном варианте выполнения системы аварийного расхолаживания ядерного реактора термоэлектрические преобразователи расположены на наружной боковой поверхности внешней трубы канала расхолаживания вне корпуса реактора.
[0020] В одном из конкретных вариантов выполнения системы аварийного расхолаживания наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания выполнена цилиндрической, а термоэлектрические преобразователи выполнены виде кольцевых термоэлектрических батарей.
[0021] В другом конкретном варианте выполнения системы аварийного расхолаживания наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и расположены на соответствующих гранях внешней трубы.
[0022] В частном случае выполнения изобретения внутренняя боковая поверхность внутренней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и расположены на соответствующих гранях внутренней трубы.
[0023] Технический результат в части способа как объекта изобретения заключается в том, что осуществляют принудительную циркуляцию охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой, заглушённой с одного конца, и внутренней трубой, путем подачи охлаждающего воздуха во внутреннюю трубу и отвода из внешней трубы.
[0024] Циркуляцию охлаждающего воздуха осуществляют с помощью устройства подачи воздуха с электрическом приводом, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой. В качестве электрического привода может быть применен любой известный подходящий для данного случая электродвигатель (например, постоянного тока) с редуктором.
[0025] Вышеизложенное представляет собой краткое изложение сущности изобретения и, таким образом, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалистам в данной области техники следует принять во внимание, что данное краткое изложение сущности изобретения является только иллюстративным и не подразумевает какое-либо ограничение.
[0026] Для лучшего понимания сути предлагаемого технического решения ниже приводится описание конкретного примера выполнения изобретения, не являющееся ограничительным примером практической реализации системы и способа аварийного расхолаживания ядерного реактора в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.
[0027] На фиг.1 изображена обобщенная схема системы аварийного расхолаживания ядерного реактора.
[0028] На фиг.2 изображена часть канала расхолаживания с цилиндрическим термоэлектрическим преобразователем.
[0029] На фиг.З изображена часть канала расхолаживания с плоскими термоэлектрическими преобразователями, расположенными на внешней и внутренней трубах трубы Фильда.
[0030] Следует учесть, что на чертежах представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертежах не представлено. [0031] Как было отмечено ранее, назначением настоящего изобретения является эффективный отвод тепла от корпуса реактора при аварии, основанный на принудительной циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания при сохранении общего пассивного образа действия системы в целом. Основным принципом является то, что в качестве источника энергии для эффективной работы системы аварийного расхолаживания для борьбы с каким-либо вредоносным явлением используется само это явление, что и определяет пассивность образа функционирования.
[0032] Для этого, как показано на фиг.1 система аварийного расхолаживания ядерного реактора содержит каналы расхолаживания 1, каждый из которых выполнен в виде трубы Фильда, образованной внешней трубой 2 и внутренней трубой 3. Внутренняя труба 3 делит внутреннее пространство канала аварийного расхолаживания на опускной 4 и подъемный 5 воздушные тракты.
[0033] Внешняя труба 2, являющаяся корпусом канала аварийного расхолаживания, своим заглушённым концом 6 помещена в жидкометаллический теплоноситель 7 первого контура реактора. Подача охлаждающего воздуха во внутреннюю трубу 3 и далее в опускной тракт 4 каждого канала расхолаживания 1 осуществляется через раздаточный коллектор 8. Отвод нагретого воздуха из подъемного тракта 5 в атмосферу осуществляется через сборный коллектор 9 и трубу 10.
[0034] Устройство подачи воздуха, например, вентилятор 11 приводится в действие электродвигателем 12. Раздаточный коллектор 8 может быть соединен с заборником 13 охлаждающего воздуха из атмосферы через вентилятор 11 (как показано на фиг.1) или напрямую. В последнем случае вентилятор 11 подключается параллельно. [0035] Электродвигатель 12 подключен к термоэлектрическим преобразователям 14 прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленным на каналах аварийного расхолаживания 1 вне корпуса реактора. Термоэлектрические преобразователи 14 как показано на фиг.2 могут быть выполнены в виде кольцевых термоэлектрических батарей 15, расположенных на наружной цилиндрической боковой поверхности внешней трубы 2.
[0036] Как показано на фиг.З термоэлектрические преобразователи 14 могут быть выполнены в виде пояса плоских термоэлектрических батарей 16, расположенного на наружной боковой поверхности внешней трубы 2, и пояса плоских термоэлектрических батарей 17, расположенного на внутренней боковой поверхности внутренней трубы 3. В этом случае для размещения батарей 16 и 17 соответствующие поверхности внешней 2 и внутренней 3 труб выполнены многогранными.
[0037] Для специалиста в данной области техники ясно, что возможно различное электрическое включение термоэлектрических батарей. Например, все термоэлектрические батареи могут быть подключены параллельно или могут быть разбиты на секции для питания отдельных электродвигателей. Также, для специалиста будет ясно, что количество вентиляторов 11 и, соответственно, приводных электродвигателей 12 может быть любым и определяется мощностью термоэлектрических преобразователей, а также требованиями надежности (дублирование систем).
[0038] Работа системы аварийного расхолаживания корпуса реактора (реализация способа) происходит следующим образом. Когда происходит авария и корпус с теплоносителем первого контура нагревается до определенной температуры, открываются пассивные термоклапаны (на фиг. не показаны) и в каналы аварийного расхолаживания 1 через раздаточный коллектор 8 начинает поступать охлаждающий воздух.
[0039] Проходя по подъемному воздушному тракту 5 воздух нагревается и нагревает соответственно внутреннюю поверхность наружной трубы 2 и наружную поверхность внутренней трубы 3, тепло от которых, в свою очередь передается на соответствующие поверхности кольцевых термоэлектрических батарей 15 или плоских термоэлектрических батарей 16, 17. Поскольку противоположные поверхности термоэлектрических батарей обращены в среду, имеющую меньшую температуру, появится электроэнергия, запустятся электродвигатели 12 и вентиляторы 11 начнут подавать охлаждающий воздух в канал аварийного расхолаживания 1 в режиме принудительной циркуляции с увеличенным потоком.
[0040] Данная схема циркуляции осуществляется в течение необходимого времени. При снижении температуры в корпусе реактора уменьшается электроэнергия, вырабатываемая термоэлектрическими преобразователями 14, соответственно, снижается поток воздуха на вентиляторе 11 и дальнейшее охлаждение осуществляется уже в режиме естественной циркуляции.
[0041] Применение предлагаемой системы аварийного расхолаживания ядерного реактора позволяет:
- обеспечить надёжное охлаждения активной зоны реактора в условиях любых типов проектных и запроектных аварий за счёт увеличения единичной тепловой мощности аварийного канала расхолаживания в 1 ,5 и более раз с помощью замены естественной циркуляции охлаждающего воздуха на принудительную, с большими скоростями прокачки охлаждающего воздуха при общем пассивном принципе работы системы.; - иметь дополнительный независимый источник энергоснабжения оборудования и контролирующих приборов систем безопасности;
- работать полностью в пассивном режиме (без управляющего воздействия оператором);
- иметь возможность выработки электроэнергии с максимальным КПД и большой надёжностью, т.к. условия работы ТЭБ предполагают нагрев изнутри и охлаждение снаружи (что будет уплотнять внутренние полупроводниковые слои при температурном расширении ТЭБ) и работа при более низких температурах и при отсутствии нейтронного потока).
[0042] Хотя в данном документе были описаны различные стороны осуществления заявленного изобретения, специалистам в данной области техники понятно, что возможны другие подходы к осуществлению данного изобретения. Различные стороны и реализация данного изобретения изложены в настоящем описании в иллюстративных целях и не подразумевают ограничения, причем объем защиты настоящего изобретения указан в нижеследующей формуле изобретения.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1 , Система аварийного расхолаживания ядерного реактора, содержащая, по крайней мере, .один канал расхолаживания, выполненный в виде трубы Фйльда, образованной внешней трубой, заглушённой с одного конца, и внутренней трубой, предназначенной для подачи охлаждающего воздуха, и, по крайней мере, один термоэлектрический преобразователь прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, отличающаяся тем, что она снабжена, но крайней мере, одним устройством подачи воздуха, приводимым в действие электродвигателем, запитанным от термоэлетрического преобразователя прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, а последний установлен на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой.
2. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п. 1 , отличающаяся тем, что, но крайней мере, один термоэлектрический преобразователи расположен на наружной боковой поверхности внешней трубы канала расхолаживания вне корпуса реактора.
3... Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п. 2, отличающаяся тем, что наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания выполнена цилиндрической, а термоэлектрические преобразователи выполнены виде кольцевых термоэлектрических батарей.
4. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п, 2, отличающаяся тем, что наружная боковая поверхность внешней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и расположены на соответствующих гранях внешней трубы.
5. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что внутренняя боковая поверхность внутренней трубы канала расхолаживания или ее часть выполнена многогранной, а термоэлектрические преобразователи выполнены плоскими и распол ожены на соответствующих гранях внутренней трубы.
6. Способ аварийного расхолаживания ядерного реактора, заключающийся в циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фил ада, образованной внешней трубой, заглушённой с одного конца, и внутренней трубой;, предназначенной для подачи охлаждающего воздуха, отличающийся тем, что циркуляцию охлаждающего воздуха осуществляют принудительно с помощьк? устройства подачи воздуха с электрическом приводом, запиханным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на поверхности внешней и/или внутренней труб, взаимодействующей с холодной воздушной средой.
PCT/RU2018/050094 2017-08-07 2018-08-07 Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора WO2019031992A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017128013A RU2670428C1 (ru) 2017-08-07 2017-08-07 Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора
RU2017128013 2017-08-07

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2019031992A1 true WO2019031992A1 (ru) 2019-02-14

Family

ID=63923464

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2018/050094 WO2019031992A1 (ru) 2017-08-07 2018-08-07 Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2670428C1 (ru)
WO (1) WO2019031992A1 (ru)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115206569A (zh) * 2022-08-02 2022-10-18 哈尔滨工程大学 一种用于水下无人航行器的核反应堆双模式能量转换系统

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0083545A1 (fr) * 1981-12-31 1983-07-13 Novatome Dispositif d'évacuation de secours de la chaleur dissipée par un réacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt
US4698201A (en) * 1984-02-14 1987-10-06 Commissariat A L'energie Atomique Heat exchanger equipped with emergency cooling means and fast neutron nuclear reactor incorporating such an exchanger
RU2070347C1 (ru) * 1990-05-11 1996-12-10 Леонид Иванович Колыхан Система аварийного расхолаживания водоохлаждаемого реактора и среды под защитной оболочкой
RU2530984C1 (ru) * 2013-08-01 2014-10-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева", НГТУ Охладитель расплава жидкометаллического теплоносителя

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2550371B2 (fr) * 1981-06-09 1987-11-06 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de refroidissement post-accidentel de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire
RU2082226C1 (ru) * 1993-10-13 1997-06-20 Опытное конструкторское бюро машиностроения Система аварийного расхолаживания ядерного реактора
RU2271585C1 (ru) * 2004-09-28 2006-03-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора
RU2554082C2 (ru) * 2013-07-18 2015-06-27 Георгий Эрикович Лазаренко Канал аварийного расхолаживания ядерного реактора

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0083545A1 (fr) * 1981-12-31 1983-07-13 Novatome Dispositif d'évacuation de secours de la chaleur dissipée par un réacteur nucléaire à neutrons rapides à l'arrêt
US4698201A (en) * 1984-02-14 1987-10-06 Commissariat A L'energie Atomique Heat exchanger equipped with emergency cooling means and fast neutron nuclear reactor incorporating such an exchanger
RU2070347C1 (ru) * 1990-05-11 1996-12-10 Леонид Иванович Колыхан Система аварийного расхолаживания водоохлаждаемого реактора и среды под защитной оболочкой
RU2530984C1 (ru) * 2013-08-01 2014-10-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева", НГТУ Охладитель расплава жидкометаллического теплоносителя

Also Published As

Publication number Publication date
RU2670428C1 (ru) 2018-10-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109147966B (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
EP3170182B1 (en) A source of electricity derived from a spent fuel cask
EP2877997B1 (en) Passive power production during a nuclear station blackout
US6944255B2 (en) Nuclear reactor
US20180233240A1 (en) Nuclear power plant
US20130114779A1 (en) Apparatus for charging emergency battery using thermoelectric generation device in nuclear power plant
CN111627576A (zh) 一种海洋应用斯特林发电核反应堆电源系统
US20220051825A1 (en) Thermal power conversion systems including heat pipes and photovoltaic cells
CN113611895A (zh) 一种基于冷却耦合热控制的燃料电池冷却系统及方法
CN102025260A (zh) 地热加热与冷却管理系统
JP2022043973A (ja) 電気自動車の充電モジュール
RU2670428C1 (ru) Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора
CN201957389U (zh) 风力发电机组的一体化冷却系统
CN209216594U (zh) 基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式反应堆电源
KR101906185B1 (ko) 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전
JP2009194019A (ja) 放熱方法及び装置、半導体チップ並びに電子機器
KR101494241B1 (ko) 폐열 회수 발전 시스템
CA2992976C (en) Passive safety system for removing decay heat and method of passively increasing a coolant flow using the same
CN220420260U (zh) 一种液态金属反应堆冷却装置
CN101652871B (zh) 发电系统
WO2018158625A1 (en) Thermoelectric battery charger with independent economizer
JP4461077B2 (ja) 発電システム
CN221531940U (zh) 逆变器、光伏系统以及光伏电站
US20240194361A1 (en) Systems and methods of thermoelectric cooling in power plants
US20220328209A1 (en) Cooling Systems and Methods for Nuclear Thermionic Avalanche Cells

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: 18845180

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 18845180

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1