Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной и выбор специфических охлаждающих сред (G21C15)
G21C15 Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной; выбор специфических охлаждающих сред(205)
Изобретение относится к системе длительного отвода тепла из защитной оболочки реактора атомной электростанции. Система содержит холодный контур и горячий контур, при этом холодный контур содержит насосную станцию 1 подпитки, которая с одной стороны соединена с источником теплоносителя холодного контура и со второй стороны соединена с фильтром 2 мелких примесей, который соединен с основной насосной станцией 3, соединенной посредством впускного запорно-регулирующего клапана 4 с турбиной 5, а затем через холодный контур охладителя 6 и выпускной запорно-регулирующий клапан 7 с источником теплоносителя холодного контура.
Изобретение относится к теплообменной технике и может быть использовано в качестве системы нормального и аварийного отвода тепла из контайнмента атомной электростанции. Система снижения давления в гермооболочке содержит внешнюю защитную оболочку, внутреннюю защитную оболочку с размещенной в ней системой распыления охлаждающей среды, соединенной посредством трубопроводов и арматуры с емкостью запаса хладоносителя и контрольно-измерительными приборами.
Изобретение относится к парогенератору для реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Парогенератор содержит корпус [1] с подключенными трубами подвода питательной воды [2] и отвода пара [3], трубопроводами [4] и [5] соответственно для подвода и отвода потока жидкометаллического теплоносителя, полость [6] с жидкометаллическим теплоносителем, теплообменную поверхность [7], представляющую собой совокупность отдельных испарительных трубок [8].
Изобретение относится к пластинчатому теплообменнику, используемому в бассейновом жидкометаллическом реакторе. Теплообменник с вытравленными каналами включает сердцевину, образованную из пакета пластин, соединенных вместе диффузионной сваркой.
Изобретение направлено на повышение безопасности ядерных корпусных исследовательских реакторов и реакторов малой мощности путем использования пассивных систем отвода тепла. Способ пассивного расхолаживания корпусного реактора включает размещение корпуса реактора с подводящими к активной зоне и отводящими от активной зоны трактами циркуляции теплоносителя, а также отражателя нейтронов в бассейне с водой, оснащение реакторной установки клапанами естественной циркуляции пассивного действия, обеспечивающими безопасный теплоотвод от активной зоны и каналов облучения в отражателе при расхолаживании реактора в случае отсутствия принудительной циркуляции.
Изобретение относится к плавучему энергетическому ядерному реактору. Реактор включает резервуар с водой внутри, а также баржу, плавающую в указанном резервуаре.
Изобретение относится к устройству для заморозки жидкого натрия в трубопроводах АЭС. Устройство содержит корпус с тепловым экраном, входной и выходной патрубки, бак с азотом, регулирующие вентили, испаритель и подогреватель.
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается способов и средств защиты и отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок в аварийных ситуациях, в том числе при тяжелых авариях (ТА), когда конструкция корпуса ядерного реактора подвергается высокоинтенсивному тепловому воздействию от активной зоны и расплавленных материалов активной зоны.
Группа изобретений относится средству аварийного расхолаживания и останова газоохлаждаемых ядерных реакторов, преимущественно для высокотемпературных ядерных реакторов космических установок. В способе аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора в качестве аварийной рабочей среды используют изотоп лития-6, который подают в активную зону в виде жидкого расплава или мелкодисперсной крошки.
Изобретение относится к ядерным корпусным реакторам с естественной циркуляцией теплоносителя под давлением. Система охлаждения активной зоны содержит корпус реактора с подводящим и отводящим патрубками, размещенные в бассейне с водой, циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема и теплообменник первого контура охлаждения, находящийся выше уровня воды в бассейне.
Изобретение относится к устройствам для регулирования расхода среды (воздуха) и может быть использовано в промышленности и энергетике, в частности в системах отвода остаточных тепловыделений АЭС. Повышение надежности работы регулирующего устройства и системы пассивного отвода тепла в целом является техническим результатом изобретения, который достигается за счет того, что регулирующее устройство содержит шибер (1) с поворотными лопатками (2), соединенными через передаточный механизм (25) с приводами пассивного (3) и активного (10) действия, кулачковую муфту (11), промежуточный силовой элемент (20), при этом передаточный механизм (25) дополнительно снабжен электромагнитной муфтой (19), которая размещена на валу от привода активного действия (10), перед кулачковой муфтой (11).
Изобретение относится к составу и способу изготовления термочувствительного керамического элемента теплового замка для устройства подачи воды в случае аварии высокотемпературного реактора. Для изготовления термочувствительного керамического элемента готовят шихту, содержащую следующие компоненты, масс.%: оксид ванадия V 85,32-90,06, оксид магния 4,68-4,94, добавку (натровый бентонит) 5-10, которая является пластификатором и активатором спекания.
Изобретение относится к средствам мониторинга системы пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки водо-водяного энергетического реактора для предотвращения возникновения аварийных ситуаций на атомных электростанциях.
Изобретение относится к области ядерной энергетики и представляет собой пассивную систему, предназначенную для отвода тепла от реактора и парогенератора при отключении энергоснабжения, включая аварийные источники, как в штатном, так и в аварийном режиме работы без потребления электроэнергии.
Изобретение относится к системе пассивного отвода тепла от различных объектов эксплуатации атомной энергии. Система содержит устройство отвода тепла и воздушный теплообменник, соединенные друг с другом посредством трубопровода подвода охлаждаемой среды, в контуре которого установлен газоуловитель.
Изобретение относится к натриевым контурам ядерных установок с реактором на быстрых нейтронах. Отдельные модули парогенератора (1) подключены по отдельности к стороне впуска натрия впускными соединительными трубопроводами (7), которые снабжены встроенным защитным элементом (9), одновременно присоединенным к разгрузочному трубопроводу (8) и к впускному коллектору (5), и дополнительно соединены с впускным патрубком натрия (6).
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Заявлен ядерный реактор интегрального типа (варианты). Теплообменник размещен коаксиально с активной зоной в кольцевом пространстве, образованном между внутренней обечайкой, внутри которой размещены активная зона, входной и выходной коллекторы и защитная пробка, и разделительной обечайкой внутри корпуса реактора, формирующей опускной кольцевой канал и отделяющей нисходящий холодный поток от горячего восходящего потока теплоносителя.
Изобретение относится к реактору для ядерных энергетических установок и ядерных энергодвигательных установок космических аппаратов. Реактор содержит корпус (1) с активной зоной (4) и тепловыделяющие сборки (5) (ТВС), установленные с обеспечением препятствования формированию критической массы делящегося вещества, отличающийся тем, что по крайней мере часть ТВС (5) расположены вне активной зоны (4) снаружи корпуса (1), где ТВС (5) размещены в индивидуальных капсулах (11), снабженных аварийным средством (12) безопасного спуска и передатчиком (13) для определения местоположения, при этом ТВС (5) выполнены с возможностью автоматизированной или автоматической загрузки в активную зону (4) реактора при достижении космическим аппаратом радиационно-безопасной орбиты.
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается способов и средств защиты и отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок в аварийных ситуациях, в том числе при тяжелых авариях (ТА).
Предложенная паропроизводящая установка двухконтурного ядерного реактора с системой продувки и дренажа реализована по замкнутому контуру без классических расширителей продувки и рассчитана на максимальное давление рабочей среды в парогенераторах (ПГ).
Изобретение относится к системе отвода тепла от реакторной установки, в частности, в системах аварийного расхолаживания активных зон ядерных реакторов без потребления внешних источников энергии. Система содержит парогенератор с паровой и водяной ветками, пароводяной инжектор, теплообменник, размещенный ниже парогенератора и охлаждаемый конечным поглотителем тепла, емкость запаса воды, установленную выше парогенератора и подключенную водяной веткой с размещенным на ней отсечным клапаном к парогенератору, подводящей веткой к подводящему трубопроводу теплообменника, а ее верхний объем подключен дополнительной веткой к паровой ветке парогенератора, пусковую емкость, размещенную выше пароводяного инжектора и верхней частью подключенную подводящей веткой к подводящему трубопроводу теплообменника.
Изобретение относится к средству отвода тепла в термоядерных реакторах типа токамак. Система содержит поверхность 1 приема теплового потока и примыкающие к ней не менее двух слоев 2 сферических элементов 3, каналы охлаждающей воды 4, берущие начало от общего коллектора 5 и проходящие через сферические элементы 3 четных из слоев 2, считая от поверхности приема тепла 1, и оканчивающиеся форсунками 6 на выходе из сферического элемента 3 второго из слоев, поверхность 1 приема теплового потока совместно с кожухом 7 образует полость 8 сбора пара, соединенную с выходным патрубком отвода пара 9.
Изобретение относится к области атомной энергетики. Система пассивного отвода тепла ядерного реактора содержит теплообменник, размещенный в потоке воздуха в воздушном вытяжном канале и соединенный с источником избыточной тепловой энергии объекта, например парогенератор АЭС.
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Система пассивного отвода тепла реакторной установки включает прямоточный парогенератор с паровой веткой, пароводяной инжектор, теплообменник, размещенный ниже прямоточного парогенератора и соединенный подводящим трубопроводом с выходом пароводяного инжектора, а отводящим трубопроводом к входу пароводяного инжектора, емкость запаса воды, установленную выше прямоточного парогенератора и подключенную к нему водяной веткой с размещенным на ней отсечным клапаном, и пусковую емкость.
Изобретение относится к охлаждаемой стенке реактора высокотемпературных процессов, к области металлургии, ракетному двигателестроению, системам аварийного охлаждения атомных реакторов и, в частности, диверторам, лимитерам и бланкетам термоядерных реакторов типа токамак.
Изобретение относится к средству удержания расплава в корпусе ядерного ректора при различной тяжести аварии как в пассивном, так и в активном режиме. Система внутрикорпусного удержания расплава содержит реактор, расположенный в шахте, насос циркуляции охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора и накопительный бак.
Изобретение относится к охлаждаемой стенке токамака. Стенка содержит поверхность приема теплового потока [1] и прилегающую к ней теплопроводящую зону [2], совместно с кожухом [3] образующую полость сбора пара, игольчатые теплопроводящие элементы [4], расположенные перпендикулярно теплопроводящей зоне [2] и имеющие с ней тепловой контакт.
Изобретение относится к системе аварийного охлаждения ядерной энергетической установки и внутреннего объема противоаварийной оболочки. Система содержит спринклерные форсунки, размещенные внутри герметичной противоаварийной оболочки, и углубление для сбора теплоносителя в полу противоаварийной оболочки, по меньшей мере один насос, соединенный с углублением всасывающим трубопроводом с установленным в нем теплообменником и отсекающим вентилем.
Группа изобретений относится к лопастным насосам и может быть использовано на АЭС в главных циркуляционных насосных агрегатах первого контура теплоносителя ядерной энергетической установки. Устройство для предотвращения повреждения торцовых уплотнений главного циркуляционного насосного агрегата включает полумуфту.
Изобретение относится к теплообменной технике, и может быть использовано в качестве системы аварийного отвода тепла ядерных энергетических установок. Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки включает один контур циркуляции, содержащий парогенератор с паровым и водяным объемами, соединенный посредством трубопроводов подвода и отвода охлаждаемой среды, имеющих запорную арматуру активно-пассивного действия, с воздушным теплообменником.
Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса по меньшей мере один главный циркуляционный насос, один парогенератор и одна выгородка.
Изобретение относится к области электроэнергетики. Устройство для пассивного отвода избыточной тепловой энергии от объекта содержит теплообменник на объекте, теплообменник внешний, расположенный в водоеме, и трубопроводы, соединяющие теплообменники.
Изобретение относится к способу управления остановом водо-водяного ядерного реактора. В случае обнаружения утечки из первого и/или второго контура в парогенераторе, обнаруживают утечку первого/второго контура парогенератора; автоматически останавливают реактор и изолируют поврежденный парогенератор; вводят в действие соответствующее средство аварийного охлаждения, как только давление в первом контуре падает ниже давления срабатывания предохранительных клапанов парогенератора, изолируют аварийное средство охлаждения поврежденного парогенератора, и продолжают пассивное охлаждение реактора с помощью оставшихся парогенераторов и средств охлаждения.
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами. Способ бесперебойного электроснабжения собственных нужд АЭС, содержащей дополнительную паротурбинную установку (ПТУ).
Группа изобретения относится к области безопасности эксплуатации атомных электростанций (АЭС). Система перевода в безопасное состояние АЭС после экстремального воздействия включает подводящий и отводящий трубопроводы, парогенератор, накопительный бак и теплообменник, дополнительно содержит бак сепарации, расположенный выше парогенератора и соединенный двумя трубопроводами с накопительным баком, насос, блок управления.
Изобретение относится к системе (90) понижения давления и охлаждения для пара и/или конденсируемых газов, находящихся в оболочке (6) атомной электростанции, содержащей конденсатор (24) пара, имеющей входной порт, соединенный с оболочкой (6) через выпускную линию (10), и выходной порт, соединенный с оболочкой (6) через обратную линию (30).
Группа изобретений относится к ядерной энергетике. Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии (ТА) заключается в том, что систему охлаждения корпуса ядерного реактора оснащают группой распыливающих устройств, которая при возникновении аварийной ситуации подает путем распыливания на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора охлаждающую среду, состоящую из жидкой фазы.
Изобретение относится к средствам отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок при тяжелых авариях (ТА), подвергающихся высокоинтенсивному тепловому воздействию от расплавленных материалов активной зоны.
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах. Для создания движущего напора циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах без теплопередачи от реактора перед заполнением трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура осуществляют их электронагрев до температур T1 и Т2, которые выбирают из условия выполнения неравенства: ρ1(Т1)⋅g⋅ΔН1>ρ2(T2)⋅g⋅ΔH2+ΔР, где ρ1(T1) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т1 трубопроводов на подъемном участке; ρ2(T2) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т2 трубопроводов на опускном участке; ΔH1 - разница высот между входом и выходом подъемного участка; ΔН2 - разница высот между входом и выходом опускного участка; ΔР - гидравлическое сопротивление контура; g - ускорение силы тяжести.
Изобретение относится к устройству первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки. В устройстве предусмотрено объединение парогенератора и как минимум одного главного циркуляционного насоса, а также, при наличии, компенсатора давления, включенного в контур системы циркуляции первого контура ядерной энергетической установки, с помощью сваренных в единое целое труб реактора.
Изобретение относится к плавучему ядерному энергетическому реактору. Реактор включает в себя самоохлаждающуюся конструкцию защитной оболочки реактора и систему аварийного теплообмена.
Группа изобретений относится к ядерной энергетике. Способ аварийного расхолаживания ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающего воздуха в канале расхолаживания, выполненном в виде трубы Фильда.
Изобретение относится к пассивной системе охлаждения с естественной циркуляцией, расположенной в баке для пассивной конденсации. Пассивная система охлаждения с естественной циркуляцией содержит бак для пассивной конденсации, выполненный с возможностью размещения охлаждающей воды, и устройство для рециркуляции конденсата, расположенное внутри бака для пассивной конденсации.
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Бак металловодной защиты для охлаждения кессона содержит реактор паропроизводящей установки, размещенный в кессоне бака.
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Система аварийного расхолаживания содержит автономный прямоточный парогенератор, водяной теплообменник-доохладитель, паровую и водяные ветки, запорную арматуру.
Изобретение относится к способу и системе для аварийного и резервного охлаждения ядерного топлива и ядерных реакторов. Система содержит камеру ядерного реактора, имеющую впускной порт и по меньшей мере один резервуар, содержащий жидкий азот, по меньшей мере один резервуар, содержащий выпускной порт, гидравлически соединенный с упомянутым впускным портом камеры ядерного реактора с обеспечением возможности вытекания жидкого азота в камеру по меньшей мере из одного резервуара, и термически активируемый клапан, соединенный с упомянутым входным портом и выполненный с возможностью обеспечивать управление потоком жидкого азота.
Изобретение относится к системе для снижения давления для емкостей под давлением. Система снижения давления для емкости под давлением, содержащая емкость под давлением и главный клапан, снабженный пневматическим приводом с раскрывающей пружиной, который соединен с одной стороны с емкостью под давлением, содержащей газ внутри нее, и с другой стороны с окружающей средой.
Группа изобретений относится к устройствам для регулирования расхода среды (воздуха). Регулирующее устройство включает шибер с поворотными лопатками, соединенными через передаточный механизм с приводами пассивного и активного принципа действия, кулачковую муфту, промежуточный силовой элемент.
Изобретение относится к системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора.