Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной и выбор специфических охлаждающих сред (G21C15)

G   Физика(403185)
G21C     Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J) (2914)
G21C15                 Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной; выбор специфических охлаждающих сред(205)
G21C15/243 - Для жидкостей(1)
G21C15/28 - Выбор специфических охлаждающих сред (в качестве замедлителей G21C5/12; теплопередающие или теплообменные материалы C09K5)(15)

Система длительного отвода тепла из защитной оболочки // 2789847
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.

Система снижения давления в гермоболочке, подпитки реакторной установки и бассейна выдержки // 2788081
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.

Парогенератор реактора с жидкометаллическим теплоносителем // 2787137
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].

Бассейновый жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах, использующий соединение пластинчатого теплообменника с вытравленными каналами и системы преобразования мощности // 2776940
Изобретение относится к пластинчатому теплообменнику, используемому в бассейновом жидкометаллическом реакторе. Теплообменник с вытравленными каналами включает сердцевину, образованную из пакета пластин, соединенных вместе диффузионной сваркой.

Способ пассивного расхолаживания реакторной установки с реактором под давлением // 2776024
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.

Плавучий ядерный реактор c самоохлаждающейся несущей конструкцией защитной оболочки реактора и аварийной системой теплообмена // 2774804
Изобретение относится к плавучему энергетическому ядерному реактору. Реактор включает резервуар с водой внутри, а также баржу, плавающую в указанном резервуаре.

Устройство для заморозки жидкого натрия в трубопроводах аэс // 2774329
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.

Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления // 2773222
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.

Способ аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки и устройство для его осуществления (варианты) // 2771224
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.

Пассивная система охлаждения ядерного реактора // 2769102
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.

Регулирующее устройство // 2763943
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).

Состав термомеханического элемента для клапана подачи воды // 2763559
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.

Способ мониторинга системы пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки и устройство для его осуществления // 2761866
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.

Система пассивного отвода тепла реакторной установки // 2761108
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.

Система пассивного отвода тепла // 2758159
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.

Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах // 2752493
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).

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора // 2750230
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.

Ядерный реактор интегрального типа (варианты) // 2745348
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.

Ядерный реактор для космического аппарата // 2743117
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.

Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления // 2743090
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).

Паропроизводящая установка двухконтурного ядерного реактора с системой продувки и дренажа // 2742730
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).

Система пассивного отвода тепла реакторной установки // 2740786
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.

Система охлаждения стенки ядерного реактора // 2740042
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.

Система пассивного отвода тепла ядерного реактора // 2735692
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.

Система пассивного отвода тепла реакторной установки // 2732857
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.

Охлаждаемая стенка реактора высокотемпературных процессов // 2728279
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.

Система удержания расплава в корпусе реактора // 2726226
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.

Охлаждаемая стенка токамака // 2725161
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.

Система аварийного охлаждения ядерной энергетической установки // 2721384
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.

Устройство для предотвращения повреждения торцовых уплотнений главного циркуляционного насосного агрегата // 2719546
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.

Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки // 2713747
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.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем // 2713222
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.

Устройство для пассивного отвода избыточной тепловой энергии от объекта // 2711404
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.

Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора // 2706739
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.

Способ бесперебойного электроснабжения собственных нужд аэс // 2702100
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).

Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия // 2697652
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.

Система понижения давления и охлаждения для оболочки атомной электростанции // 2696836
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).

Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления // 2695129
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.

Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления // 2695128
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.

Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах // 2691755
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.

Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки // 2685220
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.

Плавучий ядерный энергетический реактор с самоохлаждающейся конструкцией защитной оболочки реактора и системой аварийного теплообмена // 2682901
Изобретение относится к плавучему ядерному энергетическому реактору. Реактор включает в себя самоохлаждающуюся конструкцию защитной оболочки реактора и систему аварийного теплообмена.

Система и способ аварийного расхолаживания ядерного реактора // 2670428
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.

Пассивная система охлаждения с естественной циркуляцией и способ // 2670425
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.

Бак металловодной защиты для охлаждения кессона // 2669010
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Бак металловодной защиты для охлаждения кессона содержит реактор паропроизводящей установки, размещенный в кессоне бака.

Система аварийного расхолаживания // 2668235
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Система аварийного расхолаживания содержит автономный прямоточный парогенератор, водяной теплообменник-доохладитель, паровую и водяные ветки, запорную арматуру.

Способ и система для аварийного и резервного охлаждения ядерного топлива и ядерных реакторов // 2666790
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.

Пассивная система снижения давления для емкостей под давлением в ядерных реакторах // 2666346
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.

Регулирующее устройство // 2653845
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.

Система аварийного расхолаживания ядерного реактора // 2653053
Изобретение относится к системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора.
 
.
Наверх