Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением и способ отвода от него теплоты

Авторы патента:

ХОРИЭ Хидэки (JP)

ЦУБОЙ Ясуси (JP)

СЭБЭ Фуми (JP)

ТАКЕДЗАВА Нобухиса (JP)

G21C15/18 - аварийные охлаждающие устройства; отвод остаточного тепла

Владельцы патента RU 2518066:

КАБУСИКИ КАЙСЯ ТОСИБА (JP)

Изобретение относится к ядерному реактору с жидкометаллическим теплоносителем и способу отвода теплоты от такого реактора. Ядерный реактор 10 с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус 22 реактора, защитную оболочку 23, канал U для воздушного потока и узел 30 нагнетания. В корпусе реактора находятся активная зона 11 и хладагент L для активной зоны 11 реактора. Внешнюю поверхность корпуса окружает защитная оболочка 23. Канал U для воздушного потока обеспечивает отвод теплоты с помощью воздушного потока, проходящего вокруг защитной оболочки 23, а узел 30 нагнетания предназначен для закачки заполнителя в зазор D между корпусом 22 реактора и защитной оболочкой 23. Технический результат - повышение эффективности отвода тепла от корпуса реактора за счет повышения температуры внешней стенки защитной оболочки. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 17 ил.

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к ядерному реактору с жидкометаллическим охлаждением и к способу отвода от него теплоты.

Уровень техники

В ядерном реакторе с жидкометаллическим охлаждением для того, чтобы справиться с аварийной ситуацией, или для проведения технического обслуживания реактора необходимо остановить реакцию деления ядер в ядерном топливе и достигнуть низких температур. Обычно ядерный реактор выключают путем ввода внутрь активной зоны реактора стержня аварийной защиты, исключая тем самым выход нейтронов из размещенного в этой зоне ядерного топлива. К сожалению, даже после выключения реактора в течение определенного периода времени продолжается остаточное тепловыделение радиоактивного распада из активной зоны реактора. Соответственно, температура жидкометаллического хладагента внутри корпуса реактора не снижается моментально. Таким образом, необходимо отводить остаточное тепловыделение для проведения работ после выключения ядерного реактора.

Теплоемкость жидкометаллического хладагента и примыкающей 'к нему конструкции реактора является настолько большой, что она способствует рассеиванию остаточного тепловыделения. Остаточная теплота, аккумулированная жидкометаллическим хладагентом, передается от корпуса реактора защитной оболочке и затем отводится с помощью дополнительной системы охлаждения корпуса реактора (RVACS).

В течение длительного периода времени это предохраняет корпус реактора и защитную оболочку, обычно изготовленные из нержавеющей стали (SUS), от усталостного разрушения из-за воздействия высоких температур, и одновременно предохраняет бетонный бункер, находящийся снаружи корпуса реактора и защитной оболочки, от характерного изменения и последующего хрупкого разрушения.

Например, из документа JP 3499920 известно, что для улучшения отвода такого остаточного тепловыделения в реакторе с жидкометаллическим охлаждением в стенке направляющей перегородки создают сквозные проходы для потока хладагента (позиция 9). Известно также (см., например, документ JP 3499920), что интенсифицируют охлаждение защитной оболочки реактора путем орошения ее внешней поверхности водой, хотя указанный способ не был применен к ядерному реактору с жидкометаллическим охлаждением.

Раскрытие изобретения

Техническая проблема, решаемая настоящим изобретением

Теплота, которая выделяется при нормальном функционировании ядерного реактора, и остаточное тепловыделение в реакторе отводят в дополнительную систему охлаждения реактора (RVACS) за счет радиационного излучения в зазоре между корпусом реактора и защитной оболочкой реактора и за счет теплопроводности и конвекции инертного газа, заключенного в указанном зазоре.

Следует отметить, что теплопроводность и конвекция вносят меньший вклад в передачу теплоты в зазоре между корпусом и защитной оболочкой реактора, в то время как основной вклад в передачу теплоты вносит излучение. В связи с этим поверхности внешней стенки корпуса реактора и внутренней стенки защитной оболочки обрабатывают для того, чтобы они имели высокую величину коэффициента излучения, в результате чего возрастает эффективность теплопередачи за счет излучения.

На практике между корпусом реактора и защитной оболочкой существует большая разность температур, которая явным образом свидетельствует о низкой эффективности передачи теплоты между корпусом и защитной оболочкой при отводе теплоты дополнительной системой охлаждения реактора (RVACS).

Изобретение направлено на повышение эффективности отвода теплоты дополнительной системой охлаждения реактора (RVACS), и задачей изобретения является создание ядерного реактора с жидкометаллическим охлаждением, имеющего высокую теплоотводящую способность, и способа отвода теплоты от этого реактора.

Средства решения проблемы

Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением содержит корпус реактора, защитную оболочку, канал для прохода воздуха и узел нагнетания. Внутри корпуса находятся активная зона реактора и хладагент для охлаждения активной зоны. Внешнюю поверхность корпуса реактора окружает защитная оболочка. В канале для потока воздуха теплота отводится за счет протекания воздуха вокруг защитной оболочки. Узел нагнетания подает заполнитель в зазор между корпусом и защитной оболочкой реактора.

Способ отвода теплоты от ядерного реактора с жидкометаллическим охлаждением включает в себя этапы, на которых:

- подают заполнитель в зазор между корпусом реактора, внутри которого размещен реактор, и защитной оболочкой, окружающей внешнюю поверхность корпуса реактора; и

- осуществляют отвод теплоты за счет обтекания воздухом внешней поверхности защитной оболочки.

Достигаемый результат

Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением и способ отвода теплоты от ядерного реактора обеспечивают высокую эффективность отвода теплоты благодаря дополнительной системе охлаждения корпуса реактора или подобной системе (RVACS) за счет нагнетания заполнителя, имеющего высокую теплопроводность, в зазор между корпусом реактора и защитной оболочкой и за счет увеличения температуры внешней стенки защитной оболочки.

Краткое описание чертежей

На фиг.1 показан ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением согласно первому варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.2 показано функционирование ядерного реактора с жидкометаллическим охлаждением согласно первому варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.3А - разрез по линии А-А на фиг.1;

на фиг.3В -разрез по линии В-В на фиг.2;

на фиг.4А показана модификация первого варианта осуществления изобретения, вид в частичном разрезе;

на фиг.4В показана другая модификация первого варианта осуществления изобретения, вид в частичном разрезе;

на фиг.5А показан ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением согласно второму варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.5В - разрез по линии В-В на фиг.5А;

на фиг.6 показан ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением согласно третьему варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.7 показано функционирование ядерного реактора с жидкометаллическим охлаждением согласно третьему варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.8 - то же;

на фиг.9 показан ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением согласно четвертому варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.10 показано функционирование ядерного реактора с жидкометаллическим охлаждением согласно четвертому варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.11 - то же;

на фиг.12 показан ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением согласно пятому варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.13 показано функционирование ядерного реактора с жидкометаллическим охлаждением согласно пятому варианту осуществления изобретения, вид в разрезе;

на фиг.14 - то же.

Осуществление изобретения

Первый вариант осуществления изобретения

Как показано на фиг.1, ядерный реактор 10 с жидкометаллическим охлаждением (далее - ядерный реактор) согласно первому варианту осуществления изобретения содержит активную зону 11, корпус 22 реактора, вмещающий хладагент L, защитную оболочку 23, окружающую внешнюю поверхность корпуса 22 реактора, узел 30 нагнетания заполнителя Т в зазор D между корпусом 22 реактора и защитной оболочкой 23, и канал U для потока воздуха, служащий для отвода теплоты потоком охлаждающего воздуха, обтекающего защитную оболочку.

Корпус 22 реактора, защитная оболочка 23, узел 30 нагнетания и канал U для потока воздуха расположены внутри бетонного бункера 25, который заглублен в землю.

Верхнее отверстие корпуса 22 реактора и защитной оболочки 23 закрыты нижней поверхностью опорной плиты 21. Защитная оболочка 23 охватывает активную зону 11, заключенную в корпус 22 реактора, и может поддерживать определенный уровень хладагента L даже в том случае, когда размещенный внутри защитной оболочки корпус 22 реактора поврежден, и происходят утечки хладагента, предохраняя тем самым активную зону 11 реактора от аварийной ситуации с полным выпариванием теплоносителя из активной зоны.

На верхней поверхности опорной плиты 21 размещены приводные устройства 14, 16, управляющие перемещением отражателей нейтронов 12 и стержня 15 аварийной защиты. Приводные устройства 14, 16 снаружи закрыты верхним куполом 41.

Отражатели 12 нейтронов, которые подвешены на тросе 13 и расположены по кругу, перемещают в вертикальном направлении вдоль внешнего периметра активной зоны 11 реактора с помощью приводного устройства 14.

Отражатели 12 нейтронов регулируют поток нейтронов, испускаемых активной зоной 11 реактора, и контролируют ядерную реакцию деления в активной зоне. Если отражатели 12 нейтронов поднимают с нижней стороны активной зоны 11 в направлении верхней стороны, быстрые нейтроны, испускаемые из активной зоны 11, замедляются отражателями 12 нейтронов, и они становятся тепловыми нейтронами, возвращаемыми в активную зону 11 реактора. В результате активная зона 11 поглощает тепловые нейтроны, за счет чего поддерживается цепная реакция ядерного деления, в ходе которой непрерывно выделяется тепловая энергия.

Стержень 15 аварийной защиты перемещается по вертикали с помощью приводного устройства 16, вводится в активную зону 11 и поглощает тепловые нейтроны, при этом стержень 15 аварийной защиты замедляет цепную реакцию ядерного деления с остановкой ядерного реактора 10.

Хладагент (теплоноситель) L представляет собой жидкий металл, такой как жидкий натрий. Корпус 22 реактора заполнен жидким металлом, а между уровнем жидкого металла и опорной плитой 21 заключен инертный газ.

Хладагент L с помощью электромагнитного насоса 18 циркулирует внутри корпуса 22 реактора от внешней поверхности цилиндрической разделительной стенки 17 к ее внутренней поверхности для поглощения тепловой энергии из активной зоны 11 реактора, которая выделяет теплоту.

Хладагент L охлаждается за счет теплообмена с вторичным хладагентом, протекающим через подающий трубопровод (не показан) вторичного хладагента, в промежуточном теплообменнике 19. Хладагент L совершает многократную циркуляцию, в процессе которой охлажденный хладагент L вновь подвергается сжатию с помощью электромагнитного насоса 18, опускается вниз вдоль внешней поверхности разделительной стенки 17, совершает поворот в обратном направлении у нижнего конца разделительной стенки 17, поднимается вдоль внутренней поверхности стенки и поглощает теплоту, которая выделяется в активной зоне 11 реактора.

Далее будет описана дополнительная система охлаждения корпуса реактора (RVACS - Reactor Vessel Auxiliary Cooling System), образованная внутри защитной оболочки 23.

Данная дополнительная система осуществляет отвод теплоты за счет естественной конвекции воздуха, в процессе которой воздух циркулирует через канал U, образованный внешней поверхностью защитной оболочки 23, внутренней поверхностью бункера 25 и цилиндрической направляющей пластиной 26.

Воздух для циркуляции в воздушном канале U поступает через вход 27, затем он проходит вниз вдоль внешней поверхности направляющей пластины 26, совершает поворот в обратном направлении у нижнего конца направляющей пластины, поднимается вдоль внутренней поверхности направляющей пластины 26, поглощает теплоту от внешней поверхности защитной оболочки 23, после чего через выход 28 выводится в атмосферу.

Узел 30 нагнетания включает в себя устройство 31 для создания давления, нагревательное устройство 32, емкость 35 для жидкости и соединительный канал 36.

Сформированный таким образом узел 30 обеспечивает закачку заполнителя Т в зазор D между корпусом 22 реактора и защитной оболочкой 23 после выключения активной зоны 11 реактора, увеличивает теплопроводность между корпусом 22 реактора и защитной оболочкой 23 и повышает эффективность отвода теплоты остаточного тепловыделения в системе RVACS.

Объем емкости 35 для жидкости превышает объем зазора D. Уровень заполнителя Т в емкости 35 для жидкости ниже нижнего уровня хладагента L. Заполнитель Т находится в жидком или газообразном состоянии при конечной температуре корпуса 22 реактора и защитной оболочки 23. В качестве заполнителя Т может быть использован материал с высокой теплопроводностью, например, металлы с низкой температурой плавления, такие как припой (сплав свинца с оловом), сплав Вуда (сплав из висмута, свинца, олова и кадмия), индий и т.п.

Кроме того, если в качестве заполнителя Т используют металлы, то заполнитель нагревают с помощью нагревательного устройства 32, размещенного в емкости 35, и поддерживают в расплавленном состоянии.

Устройство 31 для создания давления представляет собой поршень, который перемещается в емкости 35 в горизонтальном направлении от ее торцов в направлении отверстия соединительного канала 36.

Как показано на фиг.2, устройство 31 для создания давления сжимает заполнитель Т, находящийся в емкости 35, и направляет его в зазор D по соединительному каналу 36. Действие этого устройства дополнительно иллюстрируют поперечное сечение по линии А-А на фиг.1 и поперечное сечение по линии В-В на фиг.2, представленные на фиг.3А и 3В, соответственно.

По окончании отвода остаточного тепловыделения действие в обратном направлении возвращает поршень устройства 31 в его первоначальное положение внутри емкости, при этом закачанный в зазор D заполнитель Т возвращается в емкость 35 для жидкости.

Частичный разрез на фиг.4А иллюстрирует модификацию первого варианта осуществления изобретения.

В этой модификации устройство 33 для создания давления включает в себя поршень, который перемещается в емкости 35 для жидкости в вертикальном направлении от нижнего торца емкости 35 для жидкости в направлении отверстия соединительного канала 36.

Устройство 33 для создания давления нагнетает заполнитель Т, расплавленный в емкости 35 с помощью нагревательного устройства 32, вверх по вертикали и направляет его в зазор D через соединительный канал 36.

По окончании отвода остаточного тепловыделения обратное действие возвращает поршень устройства 31 в его первоначальное нижнее положение внутри емкости, при этом закачанный в зазор D заполнитель Т возвращается внутрь емкости 35 для жидкости.

Частичный разрез на фиг.4В иллюстрирует другую модификацию первого варианта осуществления изобретения. В этой модификации соединительный канал 36 включает в себя два или большее число каналов (три канала на фигуре). Благодаря такому выполнению в том случае, когда металл с низкой температурой плавления затвердевает и блокирует один из каналов, заполнитель Т может нагнетаться в зазор D по другим каналам.

Второй вариант осуществления изобретения

Второй вариант осуществления изобретения показан на фиг.5А и 5В. На фиг.5В показан вид в разрезе по линии В-В на фиг.5А.

Элементы, одинаковые с элементами, показанными на фиг.1, или подобные им обозначены на фиг.5А и фиг.5В такими же номерами позиций, что и на фиг.1, и подробное их описание не приводится.

Ядерный реактор 10 согласно второму варианту осуществления изобретения содержит узел 30 нагнетания, в котором для охлаждения предварительно нагретого до высоких температур заполнителя Т имеется циркуляционный канал 43 для хладагента W. Кроме того, в емкости 35 для жидкости размещены два или большее число циркуляционных каналов (4 канала на фиг.5В) в качестве циркуляционного канала 43 таким образом, чтобы циркуляционный канал 43 не препятствовал функционированию устройства 31 для создания давления.

В качестве хладагента W используется вода, воздух или тому подобная текучая среда, и этот хладагент W циркулирует с помощью насоса 46, установленного в циркуляционном канале 43.

На линии циркуляционного канала 43 установлен резервуар 42 для хранения хладагента W, который подают в емкость 35 для жидкости через запорный клапан 45, размещенный рядом с резервуаром 42. При этом в емкости 35 отводится теплота от заполнителя Т, нагретого до высоких температур. Нагретый хладагент W охлаждается с помощью радиатора 44 для отвода тепла.

Во втором варианте осуществления изобретения после закачки заполнителя Т в зазор D поглощенное хладагентом остаточное тепловыделение посредством соединительного канала 36 передается в емкость 35 для жидкости. После этого открывают запорный клапан 45 для подачи хладагента W из резервуара 42 в емкость 35 для жидкости, в то же время прекращается нагревание нагревательным устройством 32.

Такой вариант осуществления изобретения может дополнительно повысить эффективность отвода остаточного тепловыделения при функционировании системы RVACS.

Третий вариант осуществления изобретения

Третий вариант осуществления изобретения показан на фиг.6, 7 и 8. Элементы, одинаковые с элементами, показанными на фиг.1, или подобные им обозначены на фиг.6, 7 и 8 такими же номерами позиций, что и на фиг.1, и подробное их описание не приводится.

Узел 50 нагнетания содержит емкость 51 для жидкости, предназначенную для создания запаса заполнителя Т на уровне выше верхнего уровня хладагента L, соединительный канал 53, служащий для соединения емкости 51 с зазором D, нагревательное устройство 55, предназначенное для нагревания заполнителя Т с целью поддерживания его в расплавленном состоянии, и запорный клапан 52 для заполнителя Т, установленный в соединительном канале 53.

В третьем варианте осуществления изобретения конец соединительного канала 53 соединен с защитной оболочкой 23.

Кроме того, в соответствии с третьим вариантом осуществления изобретения, в том месте, где согласно первому и второму вариантам размещен узел 30 нагнетания (см. фиг.1), находится секция 37 для слива заполнителя Т, которым заполняется зазор D, до уровня, находящегося ниже уровня расположения нижней границы объема хладагента L. В канале 24, соединяющем зазор D и секцию 37 для слива, установлен запорный клапан 54 для заполнителя Т.

В соответствии с третьим вариантом осуществления изобретения узел 50 нагнетания расположен выше бункера 25, и емкость 51 для жидкости, объем которой больше объема зазора D, содержит заполнитель Т. При открытии запорного клапана 52 заполнитель Т, находящийся в емкости 51 для жидкости, стекает вниз под действием силы тяжести и по соединительному каналу 53 поступает в зазор D (см. фиг.7).

По окончании отвода теплоты остаточного тепловыделения открывают запорный клапан 54 с целью слива заполнителя Т из зазора D в секцию 37 слива.

Четвертый вариант осуществления изобретения

Четвертый вариант осуществления изобретения показан на фиг.9, 10 и 11. Элементы, одинаковые с элементами, показанными на фиг.6, или подобные им обозначены на фиг.9, 10 и 11 такими же номерами позиций, и их подробное описание не приводится.

В этом четвертом варианте осуществления изобретения конец соединительного канала 56, соединяющего емкость 51 для жидкости с зазором D, соединен с каналом 24, соединяющим зазор D и секцию 37 для слива.

В соответствии с четвертым вариантом осуществления изобретения узел 50 нагнетания находится выше бункера 25, а заполнитель Т находится в резервуаре 51 для жидкости, объем которого больше объема зазора D (см. фиг.9). При открытии запорного клапана 54 заполнитель Т, находящийся в емкости 51 для жидкости, стекает вниз под действием силы тяжести и поступает в зазор D по соединительному каналу 56 (см. фиг.10).

По окончании отвода теплоты остаточного тепловыделения открывают запорный клапан 57 для слива заполнителя Т из зазора D в секцию 37 слива (см. фиг.11).

Пятый вариант осуществления изобретения

Пятый вариант осуществления изобретения показан на фиг.12, 13 и 14. Элементы, одинаковые с элементами, показанными на фиг.9, или подобные им обозначены на фиг.12, 13 и 14 такими же ссылочными номерами позиций, и их подробное описание не приведено.

В пятом варианте осуществления изобретения узел 50 нагнетания содержит возвратный канал 59 для возврата заполнителя Т, находящегося в секции 37 слива, в резервуар 51 для жидкости.

Кроме того, имеется устройство 31 для создания давления, предназначенное для вытеснения заполнителя Т, отведенного в секцию 37 слива, в направлении возвратного канала 59. В пятом варианте осуществления изобретения процесс нагнетания заполнителя Т в зазор D происходит таким же образом, как и в четвертом варианте, как показано на фиг.10. При этом процесс слива закачанного в зазор D заполнителя Т в секцию 37 слива после окончания отвода теплоты остаточного тепловыделения происходит таким же образом, как и в четвертом варианте, как показано на фиг.11.

После слива заполнителя Т в секцию 37 слива (см. фиг.13) открывают запорный клапан и одновременно приводят в действие поршень устройства 31 для создания давления, который выталкивает заполнитель Т в направлении возвратного канала 59 (см. фиг.14). После этого заполнитель Т всасывается насосом 46, установленным в возвратном канале 59, и направляется в резервуар 51 для жидкости против действия силы тяжести.

Как было отмечено выше, ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением в соответствии с настоящим изобретением характеризуется исключительно высокой эффективностью отвода теплоты благодаря заполнителю Т из металла с низкой температурой плавления или ему подобного, закачиваемого в зазор D между корпусом 22 реактора и защитной оболочкой 23.

Настоящее изобретение не ограничивается рассмотренными выше вариантами его осуществления и может быть на практике изменено путем модифицирования в пределах общего объема его технической идеи.

Например, отвод теплоты остаточного тепловыделения может быть осуществлен за счет естественной конвекции воздуха снаружи защитной оболочки, но это не является ограничением, и поэтому отвод теплоты может быть осуществлен с помощью вынужденной конвекции воздуха или путем комбинирования с другим способом отвода теплоты.

Обозначение ссылочных позиций:

10 - ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением

11 - активная зона реактора

12 - отражатель нейтронов

13 - трос

14, 16 - приводные устройства

15 - стержень аварийной защиты

17 - разделительная стенка

18 - электромагнитный насос

19 - промежуточный теплообменник

21 - опорная плита

22 - корпус реактора

23 - защитная оболочка

24 - канал

25 - бункер

26 - направляющая пластина

27 - вход

28 - выход

30, 50 - узел нагнетания

31, 33 - устройство для создания давления

32 - нагревательное устройство

35, 51 - емкость для жидкости

36 - соединительный канал

37 - секция слива

41 - верхний купол

42 - резервуар

43 - циркуляционный канал

44 - радиатор для отвода тепла

46 - насос

53, 56 - соединительный канал

45, 52, 54, 57, 58

-запорный клапан

55 - нагревательное устройство

59 - возвратный канал

D - зазор

L - хладагент

Т - наполнитель

U - канал для потока воздуха

W - хладагент

1. Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением, характеризующийся тем, что он содержит корпус реактора, внутри которого размещена активная зона реактора и находится хладагент активной зоны; защитную оболочку, окружающую корпус реактора снаружи; канал для потока воздуха, выполненный с возможностью протекания по нему воздуха вокруг защитной оболочки для отвода тепла от нее, и узел нагнетания, выполненный с возможностью подачи заполнителя в зазор, образованный между корпусом и защитной оболочкой,
в котором узел нагнетания дополнительно содержит емкость для жидкости, выполненную с возможностью хранения заполнителя; соединительный канал, соединяющий емкость для жидкости и указанный зазор; нагревательное устройство, выполненное с возможностью нагрева заполнителя с целью поддерживания его в жидком состоянии.

2. Реактор по п.1, характеризующийся тем, что узел нагнетания дополнительно содержит устройство для создания давления, выполненное с возможностью сжатия заполнителя для подачи его из емкости для жидкости в зазор, при этом емкость для жидкости расположена на уровне, ниже нижнего уровня хладагента.

3. Реактор по п.2, характеризующийся тем, что устройство для создания давления содержит поршень, перемещающийся в емкости для жидкости в горизонтальном или вертикальном направлении от торцов емкости для жидкости в направлении отверстия соединительного канала.

4. Реактор по любому из пп.1-3, характеризующийся тем, что узел нагнетания содержит циркуляционный канал для охлаждения заполнителя, нагретого в указанном зазоре.

5. Реактор по п.1, характеризующийся тем, что узел нагнетания содержит запорный клапан для подачи заполнителя, установленный в соединительном канале, при этом емкость для жидкости расположена на уровне, выше верхнего уровня хладагента.

6. Реактор по п.5, характеризующийся тем, что он содержит секцию слива, выполненную с возможностью слива находящегося в зазоре заполнителя до уровня, ниже нижнего уровня хладагента; и запорный клапан для заполнителя, установленный в канале, соединяющем зазор и секцию слива.

7. Реактор по п.6, характеризующийся тем, что соединительный канал соединен с зазором посредством прохода.

8. Реактор по пп.6 или 7, характеризующийся тем, что он содержит возвратный канал для возврата заполнителя, находящегося в секции слива, в емкость для жидкости.

9. Способ отвода теплоты от ядерного реактора с жидкометаллическим охлаждением, содержащего корпус реактора, внутри которого размещена активная зона реактора и находится хладагент активной зоны, характеризующийся тем, что он включает в себя этапы, на которых создают запас заполнителя в узле нагнетания, нагревают заполнитель в узле нагнетания с целью поддерживания его в жидком состоянии, закачивают заполнитель из узла нагнетания в зазор между корпусом реактора и защитной оболочкой, окружающей внешнюю поверхность корпуса реактора; и пропускают поток воздуха вокруг защитной оболочки для отвода теплоты от нее.

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора.

Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа // 2497209

Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна.

Система расхолаживания ядерного канального реактора // 2497208

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора.

Ядерный реактор с улучшенным охлаждением в аварийной ситуации // 2496163

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор содержит бак (4), в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, колодец (6) бака, в котором находится бак (4), кольцевой канал (16), окружающий нижнюю часть бака (4) в колодце (6) бака, резервуар жидкости для заполнения колодца бака, герметичный корпус (22) реактора, камеру (26) сбора пара, генерируемого в верхнем конце колодца (6) бака, отделенную от герметичного корпуса (22), циркуляционный насос (40) и лопастный насос или паровую поршневую машину (32) для приведения в действие циркуляционного насоса (40).

Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки // 2467416

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а именно к пассивным системам безопасности. .

Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла из защитной оболочки атомной электростанции // 2450375

Изобретение относится к области энергетики, а именно к повышению безопасности эксплуатации атомных электростанций. .

Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси из межоболочечного пространства // 2383068

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности на АЭС с двумя защитными оболочками, и может быть использовано в устройствах поддержания разрежения в межоболочечном пространстве в случае отказа вентиляционных систем, требующих электроэнергию для своей работы.

Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора // 2361296

Изобретение относится к области эксплуатации атомных электростанций повышенной безопасности, а именно к системам пассивного отвода тепла (СПОТ) от ядерного реактора, и может быть использовано в этих системах в случаях, когда при работающем ядерном реакторе теплообменники СПОТ должны находиться в нагретом состоянии.

Высокотемпературный теплоноситель (варианты) // 2357303

Изобретение относится к области теплоэнергетики, а именно к составам материалов для передачи тепла в условиях пиковых нагрузок. .

Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора // 2355054

Изобретение относится к энергетике и предназначено для использования на атомных электростанциях с ядерными реакторами, охлаждаемыми водой под давлением. .

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. При орошении чехлов с ОТВС распыленной дренчерными оросителями водой, воду в дренчерные распылители подают периодически, причем минимальный расход воды определяют по формуле: G мин=Q/r×F1/F2, где G мин - минимальный массовый расход воды, кг/с; Qот - суммарное тепловыделение ОТВС в отсеке, кВт; R - удельная теплота парообразования воды, кДж /кг; F1 - площадь отсека, м2; F2 - суммарная площадь чехлов с ОТВС в отсеке, м2. Бак аварийного водоснабжения соединен через запорный клапан и подводящий трубопровод непосредственно с системами орошения чехлов с ОТВС и стен, и параллельно через запорный клапан с всасывающим патрубком повысительной насосной станции. Ее нагнетательный патрубок также через запорные клапаны соединен с подводящим трубопроводом и с баком аварийного водоснабжения байпасным трубопроводом. Запорные клапаны снабжены электроприводами и пультом управления, обеспечивающим их открытие и закрытие через заданные промежутки времени. Технический результат - повышение эффективности использования охлаждающей воды за счет прерывистого режима подачи воды на орошение чехлов с ОТВС, обеспечивающего преимущественно пленочный режим кипения охлаждающей воды на стенках чехлов. 2н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

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. Орошение чехлов с ОТВС осуществляют распыленной водой, подаваемой из резервуара аварийного водоснабжения самотеком, а в оросители дополнительно подают сжатый воздух. В системах орошения монтируют расположенные вдоль стен трубопроводы подачи воды и сжатого воздуха, располагаемыми между рядами чехлов с ОТВС. Присоединенные к ним оросители выполнены в виде акустических форсунок для тонкого распыления воды, которые размещают на расстоянии, меньшем радиуса их действия. В качестве источника сжатого воздуха используется передвижной компрессор. Технический результат - получение пленки воды на охлаждаемых поверхностях, равномерное отведение тепла от ОТВС. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора // 2600552

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. Расплав в процессе заполнения камеры подают в трубы, по меньшей мере, частично заполненные карбонатами металлов, которые разлагают до оксидов при нагреве с помощью расплава. В качестве карбонатов металлов, подвергаемых разложению, выбирают карбонаты с двухвалентными катионами: Са, Mg, Fe, Mn, Ва, Sr, Pb, Zn, Cu и др. Устройство для улавливания кориума содержит расположенную ниже корпуса реактора и предназначенную для охлаждающей жидкости камеру, в которой установлены вертикальные трубы для приема расплава. Внутренние полости труб соединены с межтрубным пространством камеры, а верхние концы соединены по своим торцам. Внутренние полости труб содержат проплавляемые вытеснители объема, и, по крайней мере, часть внутренних полостей содержит карбонаты металлов. Карбонаты металлов размещены в проплавляемых вытеснителях объема или выполнены в виде пористых брикетов. Технический результат - безопасное охлаждение кориума. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания аэс // 2601285

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. При этом избыточная часть генерируемого пара направляется в смешивающий подогреватель 11, где подогревает воду, поступающую из бака холодной воды 13, полученная горячая вода поступает в бак горячей воды 10 и используется для подогрева питательной воды путем смешения, когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, для генерации необходимого количества пара. Технический результат - обеспечение расхолаживания реактора при полном обесточивании, а в штатном режиме - получение дополнительной электроэнергии за счет теплоты, аккумулированной в часы провала электрической нагрузки. 1 ил.

Способ повышения маневренности и безопасности аэс // 2604208

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. В пиковые часы электрической нагрузки включается в работу ГТУ 12, уходящие газы направляются в котел утилизации (КУ) 13. После питательного насоса 7 часть питательной воды направляется в КУ 13, нагревается там и подается дожимным насосом 14 в тракт питательной воды и, смешиваясь с основным потоком, подается в парогенератор. В результате уменьшения расхода через ПВД 9 уменьшаются отборы пара из основной паровой турбоустановки 1 на подогрев питательной воды. Избыток пара, полученный за счет снижения расхода на отборы, через устройство парораспределения 16 направляется на дополнительную паровую турбоустановку 17. Технический результат - выработка дополнительной энергии на АЭС в эксплуатационном режиме посредством газотурбинной и паротурбинной установок, способных обеспечить электроснабжение собственных нужд АЭС при аварии. 1 ил.

Погружной модуль для производства электрической энергии // 2606207

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. Кипящий ядерный реактор (30) содержит вторичный контур (36), связанный со средством (37) производства электрической энергии, и вторичный защитный контур (60), параллельно соединенный с этим вторичным контуром и содержащий по меньшей мере один вторичный пассивный теплообменник (61), расположенный снаружи подводного модуля (12) в морской среде. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.

Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади // 2606381

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. Аварийным давлением в реакторе полотно (6) основания ядерного реактора разрушается на мелкие части мгновенным прорывом небольших оконных проемов со стороной до 20 см по всей внутренней площади основания реактора. Полотно (6) основания реактора одномоментно выдавливается через несущую решетку (8) по всему внутреннему периметру основания реактора (7). Аварийный расплав через несущую решетку основания реактора сбрасывается в приемное устройство ловушки (2). Заборники расплава (4) равномерно распределяют аварийный расплав по горизонтальным шахтам (3). Горизонтальные шахты (3) расположены посекторно по вертикали вокруг приемного устройства ловушки (2), по всему периметру в пределах основного корпуса блока АЭС (5), поярусно, на необходимую глубину, в достаточном количестве, обеспечивающем гарантированное естественное охлаждение и длительное хранение аварийного расплава, замедление его разогрева, минимизацию образования водорода, предотвращение образования повторной критичности. Технический результат – снижение вероятности разрушения внешнего герметичного контура ядерного реактора (1) при превышении аварийного давления, ядерного взрыва внутри реактора. 2 ил.

Модуль для производства электрической энергии // 2607473

Изобретение относится к энергетическим модулям подводного базирования. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон, в который интегрирован блок производства электроэнергии (12) с кипящим ядерным реактором (30). Блок производства электрической энергии при помощи электрических кабелей (6) связан с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20), формирующей резервуар для хранения воды защиты реактора. В камере (20) радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой. Кипящий ядерный реактор (30) содержит реакторный бак (32), установленный в колодце (90) бака, нижняя часть которого соединена с нижней частью камеры (20) через средства (91), формирующие впускной водопровод, установленные вдоль радиальной стенки (53) модуля (12), и верхняя часть которого соединена с соответствующей частью камеры (20), формирующей резервуар, через средства (92), формирующие выпускной водопровод. Технический результат – повышение уровня безопасности реактора при неблагоприятных природных явлениях. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.

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. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20), образующей резервуар для хранения воды защиты реактора. У камеры, по меньшей мере, одна радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой. Сухая камера (19) реакторного отсека (18) связана с отсеком (21) для размещения средств производства электрической энергии, который содержит средства (100) подачи воды для затопления сухой камеры (19). Средства (100) установлены в его нижней части и содержат водозаборник (101) для морской воды, выполненный в радиальной стенке модуля (12), трубопровод между этим водозаборником и сухой камерой (19) реакторного отсека и вентиль (102) для затопления этой камеры. Технический результат – повышение безопасности энергоблока при авариях. 23 з.п. ф-лы, 5 ил.

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. Избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА 8, где нагревает холодную воду из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Запасенная в БГВ 9 горячая вода направляется в ПГ. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, часть пара из ПГ направляется в ПСА 8, где подогревает холодную воду, подаваемую из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Дренаж греющего пара после ПСА 8 подается в тракт питательной воды после ПВД 12. Технический результат - работа на генерацию электроэнергии в сеть в штатном режиме установок повышения безопасности, отсутствие их простоя. 1 ил.