Конструктивные элементы ядерных энергетических установок (G21D1)
G21D1 Конструктивные элементы ядерных энергетических установок (управление G21D3)(121)
Изобретение относится к атомной электростанции. Электростанция включает керамический ядерный реактор на быстрых нейтронах с топливом из нитрида урана или его смеси с нитридом и оксидом плутония, корпус реактора, твэлы с чехлами, внутрикорпусные детали, генератор, теплообменники, циркуляционные насосы с трубопроводами первого, второго, имеющего горячую часть, и третьего контуров, высокотемпературную установку для получения водорода и кислорода по серно-йодному циклу и свинцово-водный теплообменник.
Система Технического Обслуживания Самолёта с Атомной Установкой - (СТОСАУ) размещаемая на земле и под землёй, где особо опасные с точки зрения биологической радиационной защиты пункты и подсистемы СТОСАУ размещаются под землёй, а посадка самолётов с атомной установкой на взлётно-посадочную поверхность осуществляется с предварительно заглушенным реактором.
Изобретение относится к ядерному реактору (1) с водой под давлением. Текучая среда первого контура (100) проникает в корпус (10) реактора (1) через входное отверстие (13) и выходит через выходное отверстие (14), при этом проходя через всю активную зону (30).
Изобретение относится к гидравлическим машинам ядерного класса, в частности к инструментам для подъема и ремонта планетарной передачи насоса. Инструмент для подъема и технического обслуживания и ремонта (ТОиР) компонентов планетарной передачи в циркуляционном насосе морской воды АЭС предусматривает одно подъемное приспособление для балансировки поднимаемых компонентов и одно валоповоротное приспособление.
Изобретение относится к паротурбинной установке АЭС. Паротурбинная установка АЭС с использованием дополнительной паровой турбины содержит систему сжигания водорода в кислороде с содержанием непрореагировавшего водорода и кислорода в паровой фазе рабочего тела под давлением.
Изобретение относится к защитной оболочке для реакторного отделения атомной электрической станции. Защитная оболочка выполнена в виде стен и перекрытия из монолитных сталежелезобетонных конструкций посредством несъёмной стальной модульной опалубки с образованием больших и малых кессонов.
Изобретение относится к системе сушки железобетонного корпуса ядерного ректора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). В системе сушки одна из промежуточных металлических оболочек, разделяющих различные по составу бетоны, составляющие бетонный массив, выполнена герметичной.
Изобретение относится к области ракетной техники, а именно к ракетным двигателям с ядерным источником нагревания рабочего тела - ядерным реактором (ЯРД). Ядерный ракетный двигатель многоразового использования включает ядерный реактор, заключенный в несущий корпус со слоем внутренней радиационной защиты.
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях с водоохлаждаемыми реакторами. В способе повышения безопасности и технико-экономической эффективности работы АЭС основными отличиями являются тепловое и химическое аккумулирование во внепиковые часы невостребованной электрической энергии в виде водородного топлива и горячей воды, с последующей выработкой дополнительной электроэнергии в часы повышенной электрической нагрузки без изменения расхода рабочего тела через основную паротурбинную установку.
Изобретение относится к судовым ядерными энергетическими установкам. Судовая ядерная энергетическая установка, содержащая первый контур, которой включает в себя соединенные в замкнутую цепь водо-водяной ядерный реактор, циркуляционный насос первого контура, парогенератор и подключенную к ней систему поддержания давления в первом контуре, и второй контур, который включает в себя соединенные между собой паропроводами нагревательный элемент второго контура, находящийся в парогенераторе, с турбиной высокого давления и далее с турбиной низкого давления, которая через главный конденсатор, конденсатный и питательный насосы и деаэратор соединена с нагревательным элементом второго контура, отличающееся тем, что содержит дополнительный контур, состоящий из циркуляционной системы, в которую входят соединенные в замкнутую цепь циркуляционный насос дополнительного контура, водяной пароперегреватель, установленный на паропроводе между турбинами, и дополнительный теплообменник для нагрева воды дополнительного контура, размещенный по крайней мере в одном парогенераторе, и нагревающий воду дополнительного контура до максимально возможной температуры, и подключенную к нему систему поддержания давления в дополнительном контуре, для исключения кипения воды в дополнительном контуре.
Изобретение относится к атомному реактору. В заявленном реакторе теплообмен обеспечивается за счет использования радиально секционированной термокамеры реактора, которая наряду с секциями, содержащими сборки твердотельных теплопередающих элементов, включает секции, содержащие сборки термокапсул - тепловых труб, не имеющих, как таковых, адиабатических участков между испарительными и конденсаторными участками.
Изобретение относится к ядерному реактору с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Во внутрикорпусном пространстве ядерного реактора, не занятом необходимым оборудованием, размещены с зазорами, обеспечивающими проток теплоносителя, контейнеры, заполненные материалом, отражающим или поглощающим нейтроны, с теплоемкостью большей, чем теплоемкость теплоносителя.
Изобретение относится к транспортабельной реакторной установке. Установка закреплена опорными лапами на основании и содержит защитную оболочку, соединенную сварными швами с опорными лапами, ядерный реактор, установленный внутри защитной оболочки на верхнем фланце опорной рамы, и тамбур-шлюз.
Изобретение относится к атомной электростанции. Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах включает ядерный реактор с топливом, твэлы с чехлами, теплообменники, насосы для обеспечения циркуляции жидкого теплоносителя через теплообменники с трубопроводами первого, второго и третьего контуров, генератор.
Изобретение относится к секции модулей вертикального парогенератора. Заявленное устройство состоит из вертикально ориентированных модулей, участок перегревателя и участок экономайзера которого имеют линейную продольную ось, которая не перпендикулярна земной поверхности, а также состоит из одного коллектора теплоносителя, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне одной стороны участка перегревателя, одного коллектора пара, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне другой стороны участка перегревателя и одного коллектора подачи воды с продольной осью, расположенной горизонтально на уровне выходных камер теплоносителя.
Изобретение относится к модульным вертикальным парогенераторам с изолированным защитным кожухом для оборудования ядерной энергетики, работающего с реактором на быстрых нейронах. Предлагаемый модульный вертикальный парогенератор сконструирован так, что модули парогенератора (1), оборудованные снаружи в области входной доски трубок (2) и выходной доски трубок (3) гибкими переходами (4), и трубопровод пара (5), коллектор пара (6), также оборудованные гибким переходом (4), трубопровод подачи воды (7) и коллектор подачи воды (8), также оборудованные гибким переходом (4), размещены внутри герметичного по отношению к окружающей среде и теплоизолированного защитного кожуха (9), а соединительный трубопровод теплоносителя (10), коллектор теплоносителя (11), выходной трубопровод теплоносителя (12) и входная камера (13) и выходная камера (14) размещены вне защитного кожуха (9).
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к системам рекуперации энергосброса атомных электростанций, использующих тепловую энергию и влажность воздуха над сбросной охлаждающей водой ядерной энергетической установки.
Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к реакторным установкам с контуром тяжелого жидкометаллического теплоносителя. Ядерная энергетическая установка содержит ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, по крайней мере один парогенератор погружного типа и конденсатор пара, сообщенный с парогенератором выходом по газу парогенератора.
Изобретение относится к атомной электростанции. Атомная станция содержит главный корпус с реакторным отделением, размещенные в нем реакторы, машинное отделение с турбинами, специальный корпус, помещения основного технологического, инженерно-технического и вспомогательного назначения.
Изобретение относится к способу эксплуатации термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена, включающий эксплуатацию ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующим выводом на номинальный режим.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в конструкции металлобетонной (железобетонной) шахты реактора, например, в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах с теплоносителем в виде свинца или его сплавов.
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к парогенераторам с жидкометаллическим теплоносителем. Парогенератор обратного типа для реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит цилиндрический корпус с расположенным внутри пучком из теплообменных труб, концы которого закреплены в трубных решетках с промежуточными опорными решетками, входную и выходную сферические камеры для подачи жидкометаллического теплоносителя, нижний патрубок для входа воды и верхний патрубок для выхода пара.
Группа изобретений относится ядерной энергетике, в частности к ядерным энергетическим установкам. Устройство сброса пара для ядерной энергетической установки выполнено с возможностью установки в обводном трубопроводе, проходящем от бойлера к конденсатору, и содержит удлиненный коллекторный резервуар, содержащий средство для приема пара, проходящий горизонтально и содержащий верхнюю перфорированную диафрагму и противолежащую нижнюю перфорированную диафрагму, расположенные на соответствующих верхней и нижней частях на стенке коллекторного резервуара, узел внешних экранирующих пластин, частично окружающий указанный резервуар, содержащий верхнюю пластину и нижнюю пластину и ограничивающий боковые отверстия для пара.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к ремонту парогенераторов судовых ядерных энергетических установок. Способ демонтажа крышки парогенератора ядерной энергетической установки заключается в выполнении несквозного отверстия в теле сварного шва между крышкой парогенератора и его корпусом.
Изобретение относится к средствам очистки внутренней зоны теплообменника, в частности, парогенератора (2) атомной электростанции. В заявленном изобретении водяными струями высокого давления включает манипулятор (5), устанавливаемый в вертикальном коридоре, проходящем между пучками труб теплообменника, и подъемник (4), соединенный с этим манипулятором (5).
Изобретение относится к конструкциям ядерных энергетических установок, служащих для получения энергии на атомных электростанциях, в части преобразования тепловой энергии в электрическую. Ядерная энергетическая установка содержит ядерный реактор на тепловых нейтронах с ядерным топливом, замедлитель, газообразный или жидкий теплоноситель, содержащий электрически заряженные частицы и/или ионы, и преобразователь энергии.
Изобретение относится к энергомашиностроению и может быть использовано преимущественно в конструкции главного циркуляционного насосного агрегата для энергоблоков АЭС. Комплекс для создания контура охлаждения и смазки радиально-осевого подшипника (РОП) включает РОП, гидроциклон, трубопровод подвода воды промконтура в РОП, трубопровод отвода воды промконтура из РОП с системой трехступенчатого дросселирования для поддержания давления промконтура, байпасную ветку с обратным клапаном, замыкающую контур, и трубопровод сброса загрязненной воды в основной контур для отвода «грязной» воды.
Изобретение относится к модульным вертикальным парогенераторам с изолированным защитным кожухом для оборудования ядерной энергетики, работающего с реактором на быстрых нейронах. Предлагаемый модульный вертикальный парогенератор сконструирован так, что модули парогенератора (1), оборудованные снаружи в области входной доски трубок (2) и выходной доски трубок (3) гибкими переходами (4), и трубопровод пара (5), коллектор пара (6), также оборудованные гибким переходом (4), трубопровод подачи воды (7) и коллектор подачи воды (8), также оборудованные гибким переходом (4), размещены внутри герметичного по отношению к окружающей среде и теплоизолированного защитного кожуха (9), а соединительный трубопровод теплоносителя (10), коллектор теплоносителя (11), выходной трубопровод теплоносителя (12) и входная камера (13) и выходная камера (14) размещены вне защитного кожуха (9).
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к атомным электростанциям, и может быть использовано для получения энергии. Одноконтурная атомная электростанция с теплоносителем под давлением содержит энергетическую установку и дроссельное устройство с рабочим колесом, соединенные между собой отводящим и подводящим трубопроводами, паровую турбину, соединенную трубопроводами с дроссельным устройством и конденсатором, также соединенным с дроссельным парогенератором.
Изобретение относится к топливно-энергетическому комплексу и может быть использовано для решения круга задач снабжения потребителей тепловой и электрической энергией с повышением эффективности, безопасности и экологической чистоты.
Согласно предлагаемому способу повышения маневренности и безопасности АЭС на основе теплового и химического аккумулирования в ночные часы провала электрической нагрузки часть пара из ПГ через устройство парораспределения направляется в пароводяной поверхностный теплообменник, где отдает тепло холодной воде, перекачиваемой посредством насоса холодной воды из БХВ в БГВ.
Изобретение относится к устройству ввода газа в тяжелый жидкий металл. Устройство состоит из электродвигателя (12), магнитной муфты (6), вала (1), заборной и рабочей частей устройства, корпуса (5) с отверстиями (9), нижнего вращающегося (2) и верхнего неподвижного (7) диска, кожуха (4), побудителя расхода (10) тяжелого жидкого металла, опорного узла вала (8) с, по меньшей мере, одним каналом (3).
Изобретение относится к металлобетонному корпусу ядерного реактора. Заявленный корпус включает металлобетонный стакан с днищем и герметичным перекрытием внутренней полости стакана.
Изобретение относится к реакторной установке с водоохлаждаемым реактором, предназначенной для локального регулирования спектра нейтронного потока в активной зоне и улучшения топливоиспользования. Система теплоносителя первого контура снабжена системой подачи газа в нижние посадочные гнезда, в которые устанавливаются хвостовики ТВС, а также инжектором для впрыска газа в теплоноситель в виде пузырьков газа в воде определенных размеров: более критического размера для исключения схлопывания пузырьков и менее разности шага топливной решетки и диаметра твэла для исключения образования газовых полостей в ТВС.
Изобретение относится к секции модулей вертикального парогенератора. Заявленное устройство состоит из вертикально ориентированных модулей, участок перегревателя и участок экономайзера которого имеют линейную продольную ось, которая не перпендикулярна земной поверхности, а также состоит из одного коллектора теплоносителя, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне одной стороны участка перегревателя, одного коллектора пара, имеющего продольную ось, расположенную горизонтально на уровне другой стороны участка перегревателя и одного коллектора подачи воды с продольной осью, расположенной горизонтально на уровне выходных камер теплоносителя.
Способ состоит в том, что околоствольный двор отделяют бетонными перемычками от всех других выработок ликвидируемой шахты для предотвращения доступа в околоствольный двор метана и шахтных вод, и в качестве потенциального саркофага, предназначенного для размещения атомной силовой установки, при этом для подачи электроэнергии на шахтную поверхностную подстанцию используют силовые стволовые шахтные кабели, а канал связи потенциального саркофага с окружающей средой осуществляют через ствол ликвидируемой шахты, выполненный с возможностью осуществления оперативного бетонирования шахтного ствола в случае аварии на атомной силовой установке, причем бункера приема угля надшахтного здания ликвидируемой шахты используют в качестве емкостей хранения щебня, песка, цемента и воды для осуществления начала оперативного бетонирования ствола шахты - перекрытия канала связи с окружающей средой саркофага атомной силовой установки на случай аварии, угрожающей загрязнением окружающей среды, а надшахтное здание ликвидированной шахты используют в качестве помещения для размещения комплекса по принятию щебня, песка, цемента, подвозимых и разгружаемых транспортными средствами службы ликвидации аварий, приготовления бетона и сбрасывания его в ствол шахты для завершения выполнения саркофага атомной силовой установки.
Изобретение относится к способу демонтажа крышки парогенератора ядерной энергетической установки, приваренной к корпусу. С помощью устройства для фрезерования с установленной торцовой фрезой в теле сварного шва выполняется несквозное отверстие таким образом, чтобы угол наклона оси полости несквозного отверстия соответствовал углу фаски кромки корпуса парогенератора, соприкасающейся со сварным швом, так, что между полостью несквозного отверстия и внутренним объемом парогенератора остается тонкий слой непрорезанного металла.
Изобретение относится к насосам необъемного вытеснения и может быть использовано на АЭС в главных циркуляционных насосных агрегатах первого контура теплоносителя ядерной энергетической установки. Агрегат содержит вертикальный насос с нижним расположением рабочего колеса, нижний радиальный подшипник скольжения, размещенный на валу насоса над рабочим колесом и смазываемый перекачиваемой средой, торцовое уплотнение (24) вала, размещенное над нижним радиальным подшипником, и радиально-осевой подшипник, установленный в верхней камере электродвигателя.
Изобретение относится к атомной технике. Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) содержит интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный (9) и технологический (14) теплообменник, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного и технологического теплообменников, запорную арматуру и систему очистки (11) щелочного жидкого металла (4).
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.
Изобретение относится к системе для уменьшения вредных выбросов в атмосферу из промышленной или ядерной установки (1) в случае аварии. Система содержит следующие компоненты: конструкцию (10) для обеспечения непроницаемости почвы, которая проходит, по меньшей мере, по кольцеобразному участку, окружающему установку (1); множество опрыскивающих вышек (20-22), расположенных вокруг установки (1) и/или на прилегающей территории и выполненных с возможностью разбрызгивания воды в атмосферу, предпочтительно смешанной с химическими, и/или биологическими, и/или минеральными веществами; и периферийную конструкцию (50) для сбора, выполненную с возможностью приема воды, задержанной конструкцией (10) для обеспечения непроницаемости почвы.
Использование: в области электроэнергетики. Техническим результатом является упрощение конструкции, повышение срока службы, повышение надежности и автономности работы.
Изобретение относится к защите главного циркуляционного насоса (ГЦН) первого контура атомной электростанции. Вторичный тепловой барьер для ГЦН располагается между охлаждаемой верхней частью направляющего аппарата и улиткой и состоит как минимум из нижнего основания (1) в форме кругового кольца, к которому по его внутреннему и внешнему обводу прикреплена внутренняя компенсационная стенка (3) и внешняя компенсационная стенка (2), причем нижнее основание (1) сконфигурировано для установки на первичный тепловой барьер (5), а внутренняя компенсационная стенка (3) и внешняя компенсационная стенка (2) сконфигурированы для уплотнения соединения с улиткой.
Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для использования на паротурбинных установках АЭС двухконтурного типа с водо-водяными энергетическими реакторами. Паротурбинная АЭС содержит парогенератор реакторной установки, соединенный паропроводом со стопорно-регулирующим клапаном с турбиной, состоящей из цилиндров высокого и низкого давления, установленных на одном валу с электрогенератором.
Способ относится к области создания атомных электростанций (АЭС). Способ строительства атомных электростанций с подземным размещением ядерного реактора включает размещение ядерного реактора в подземной шахте.
Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. Способ характеризуется тем, что определяют значение повреждающей дозы быстрых нейтронов (число сна), вызывающее недопустимое снижение пластических свойств стали.
Изобретение относится к ядерным реакторным установкам с жидкометаллическим теплоносителем. Раскрыт способ предотвращения коррозии металлоконструкций реактора путем управления вводом газа в теплоноситель ядерной реакторной установки.
Изобретение относится к малым атомным станциям. Система с ядерным реактором на быстрых нейтронах включает в себя реактор с бассейном реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем.
Изобретение относится к контролю ЯЭУ с водяным теплоносителем. Система содержит комплекс измерения активности анализируемой среды, включающий датчик радиоактивного излучения (6) и устройство отбора и транспортировки анализируемой среды к датчикам радиоактивного излучения (6), и информационно-вычислительное устройство (10).