Аварийные охлаждающие устройства и отвод остаточного тепла (G21C15/18)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21C Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)
(2914)
G21C15/18 Аварийные охлаждающие устройства; отвод остаточного тепла(120)
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.
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 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.
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).
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 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.
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.
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).
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 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 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 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.
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).
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.
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.
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.
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.
Изобретение относится к системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к средствам и методам отвода тепла от корпусов преимущественно водо-водяных реакторов большой мощности, и может быть использовано в системах аварийного охлаждения корпуса реактора для удержания расплава активной зоны в корпусе реактора.
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с реактором, охлаждаемым водой под давлением, и представляет собой устройство аварийного охлаждения реакторной установки, которое содержит ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном, с турбиной и питательным трубопроводом, на котором установлена запорная арматура и обратный клапан с питательным электронасосом.
Система аварийного отвода тепла // 2646859
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного отвода тепла, имеющих в своем составе замкнутый контур естественной циркуляции. Система аварийного отвода тепла содержит теплообменник-нагреватель и теплообменник-охладитель, соединенные друг с другом подъемной и опускной ветками, емкость с запасом воды, соединенную трубопроводом с опускной веткой.
Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Система состоит из установленного на корпусе на виброизолирующей системе (5) ядерного реактора (1), трубопроводов (2), корпуса (4), забортного теплообменника (3), датчиков вибрации (6), датчиков динамической силы (10), исполнительных устройств (9), усилителей мощности (8), системы управления (7).
Изобретение относится к машиностроению, а именно к арматуростроению. Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов содержит емкость, соединенную с защищаемым трубопроводом, и обратный клапан.
Система пассивного отвода тепла относится к области атомной энергетики, предназначена для отвода остаточных тепловыделений от реакторной установки и может быть использована в системах пассивного расхолаживания реакторных установок без потребления внешних источников энергии.
Изобретение относится к области атомной энергетики, к системам очистки и расхолаживания теплоносителя первого контура ядерного реактора. Система очистки и расхолаживания теплоносителя представляет собой циркуляционный контур, включающий корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя, теплообменник, фильтр, циркуляционный насос.
Изобретение относится к атомной энергетике. Аварийная система подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора АЭС содержит бак запаса с раствором борной кислоты, трубопроводы, аварийный питающий насос, всасывающий трубопровод, соединяющий всас насоса с баком системы и штатными станционными баками запаса раствора борной кислоты, напорный трубопровод, соединенный со штатным трубопроводом подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора, трубопроводы рециркуляции, перелива и дренажа и заполнения бака, трубопроводы системы снабжены регулировочной, запорно-отсечной и контрольно-измерительной аппаратурой.
Изобретение относится к судовой (корабельной) атомной энергетике. Устройство снижения аварийного давления и локализации последствий аварии в защитной оболочке при разгерметизации первого контура судовой (корабельной) атомной энергетической установки размещено в защитной оболочке реакторного блока, содержащего реакторное, аппаратное помещения и барботер с бассейном и свободным газовым объемом.
Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания аэс // 2609894
Изобретение относится к способам отвода остаточного тепловыделения реактора в условиях полного обесточивания АЭС. Дополнительная ПТУ 2 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды станции, используя пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения реактора.
Погружной модуль для производства энергии // 2607474
Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль (12) в виде удлиненного цилиндрического кессона содержит блок производства электроэнергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, соединенными при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.
Изобретение относится к энергетическим модулям подводного базирования. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон, в который интегрирован блок производства электроэнергии (12) с кипящим ядерным реактором (30).
Изобретение относится к средствам локализации тяжелой аварии атомного реактора. Прочность конструкции полотна (6) основания ядерного реактора, смонтированного на несущей решетке (7) основания ядерного реактора, не превышает прочность верхней и боковых конструкций ядерного реактора.
Изобретение относится к подводным модулям для производства электрической энергии. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средством (37) производства электрической энергии, соединенный при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.
Изобретение относится к способам повышения маневренности и безопасности АЭС. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, газотурбинная установка (ГТУ) 12 отключается, дополнительная паротурбинная установка 17 работает на пониженном режиме за счет незначительного снижения расхода свежего пара на основную турбоустановку 1.
Изобретение относится к расхолаживанию водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании. Пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, через быстродействующую редукционную установку направляется в дополнительную паротурбинную установку 17, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции.
Изобретение относится к системам локализации аварии на АЭС для улавливания кориума. В расположенной ниже корпуса реактора и предназначенной для охлаждающей жидкости камере установлено средство для приема расплава, выполненное в виде вертикальных труб.
Способ орошения бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива и устройства для его осуществления // 2551374
Изобретения относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах выдержки, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС и строительных конструкций при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки.
Способ орошения бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива и устройства для его осуществления // 2529515
Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки.
