Способ разогрева отключенной расхоложенной петли водоводяного реактора

 

1. Способ разогрева отключенной расхоложенной петли водоводяного реактора по а.с. N 710389, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности работы парогенератора и элементов петли и сокращения продолжительности разогрева путем дополнительного разогрева со стороны второго контура, дополнительно направляют греющую среду в парогенератор.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве дополнительной греющей среды используют питательную воду.

3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что температуру дополнительной греющей среды на выходе из парогенератора поддерживают соответственно изменению температуры греющей среды реактора на входе в парогенератор, регулируя расход дополнительной греющей среды с помощью газовой подушки над уровнем дополнительной греющей среды в парогенераторе.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке и создании ядерных энергетических установок, например транспортных, а конструкция барабана, предложенная в изобретении, может применяться и в других тепловых турбинных двигателях, использующих ленты или спирали с эффектом памяти формы
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в ядерных паропроизводящих установках с жидкометаллическим теплоносителем, например расплавленным свинцом и его сплавами

Изобретение относится к ядерным энергодвигательным установкам (ЯЭДУ) и может быть использовано, например, в двухрежимных ядерных установках, создаваемых на базе ядерного ракетного двигателя (ЯРД) с различными системами преобразования тепловой энергии в электрическую

Изобретение относится к электромашиностроению и может быть использовано в энергетических установках

Изобретение относится к области энергетического машиностроения и может быть использовано в атомной энергетике. Способ маневра мощностью ядерного энергоблока с газотурбинным энергопреобразователем включает согласованное изменение мощности ядерного реактора и наполнения второго контура газом при неизменных температурах в ядерном реакторе и сохранении экономичности ядерного энергоблока в диапазоне нагрузок. По сигналу из электрической сети об уровне потребляемой мощности изменяют уровень мощности ядерного энергоблока с помощью автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6) до уровня, соответствующего уровню нагрузки в сети, путем сбалансированного изменения плотности нейтронного потока в активной зоне (7), расхода теплоносителя первого контура (4) и давления газа второго контура (5) по сигналам автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6), передаваемым по линиям с обратной связью (11) управления плотностью нейтронного потока, циркуляцией теплоносителя первого контура, давлением газа второго контура и расходом теплоносителя системы охлаждения. Технический результат состоит в повышении экономичности и надежности ядерного энергоблока. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Наверх