Система виброизоляции ядерного реактора подводной лодки

Авторы патента:

G21C1/00 - Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G 7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)

Владельцы патента RU 2630780:

Кочетов Олег Савельевич (RU)

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок, точнее к системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки состоит из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания. Виброизолятор выполнен в виде цилиндрической пружины, которая состоит из двух частей со встречно направленными концами, одна часть из которых имеет витки прямоугольного сечения, а другая часть пружины выполнена полой, при этом встречно направленный конец первой части размещен в полости второй. Зазоры сегментного профиля контактирующих частей пружины заполнены антифрикционной смазкой. Зазоры в первой части винтовой пружины выполнены с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала. Зазоры заполнены крошкой из фрикционного материала. Изобретение позволяет создать высокоэффективную виброизоляцию ядерного реактора. 2 ил.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок.

Известны конструкции виброизолирующих устройств трубопроводов в виде сильфонных компенсаторов, резинокордных рукавов, например, описанные на стр. 66-68 книги «Унифицированные гибкие элементы трубопроводов».- М.: Изд-во стандартов, 1988 г. Авторов А.П. Гусенкова, Б.Ю. Лукинаи В.С. Шустова, в которой описаны уравновешенные (разгруженные) конструкции сильфонных компенсаторов.

Недостатком указанных конструкций является невозможность их применения в системе аварийного расхолаживания ядерного реактора из-за высоких давлений и температур рабочей среды, подаваемой в трубопроводы в аварийной ситуации, т.к. не существует компенсаторов на эти параметры.

Наиболее близким техническим решением к заявленному объекту является активная виброизолирующая система трубопроводов аварийной системы расхолаживания ядерного реактора подводной лодки, состоящая из установленного на корпусе на виброизоляции ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания, соединенных с ядерным реактором, проходящих через корпус подводной лодки, соединенных с забортным теплообменником и создающих динамические силы от вибрации реактора, вызывающие вибрацию корпуса и забортного теплообменника, на корпусе вблизи крепления к нему трубопроводов аварийной системы расхолаживания установлены исполнительные устройства, создающие компенсирующие динамические силы, а на трубопроводах аварийной системы расхолаживания, ядерном реакторе и корпусе установлены датчики вибрации, датчики динамических сил, соединенные через систему управления и усилители мощности с исполнительными элементами, измеряющие вибрацию трубопроводов ядерного реактора, и динамические силы, действующие от трубопроводов на корпус и забортный теплообменник и выдающие сигналы, пропорциональные величине вибрации динамических сил, через систему управления и усилители мощности на исполнительные устройства, обработанные системой управления таким образом, чтобы компенсирующие динамические силы от исполнительных устройств уменьшали динамические силы от трубопроводов аварийной системы расхолаживания по патенту RU №2556867 - прототип.

Недостатком виброизолирующей системы является сравнительно невысокое демпфирование колебаний в резонансных режимах работы виброизоляторов 5 виброизолирующей системы.

Технический результат - создание высокоэффективной виброизоляции ядерного реактора по линии трубопроводов аварийной системы расхолаживания и повышение тем самым акустической скрытности подводной лодки.

Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки, состоящей из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания, соединенных с ядерным реактором, проходящих через корпус подводной лодки, соединенных с забортным теплообменником и создающих динамические силы от вибрации реактора, вызывающие вибрацию корпуса и забортного теплообменника, на корпусе вблизи крепления к нему трубопроводов аварийной системы расхолаживания установлены исполнительные устройства, создающие компенсирующие динамические силы, а на трубопроводах аварийной системы расхолаживания, ядерном реакторе и корпусе установлены датчики вибрации датчики динамических сил, соединенные через систему управления и усилители мощности с исполнительными элементами, измеряющие вибрацию трубопроводов, ядерного реактора и динамические силы, действующие от трубопроводов на корпус и забортный теплообменник и выдающие сигналы, пропорциональные величине вибрации динамических сил, через систему управления и усилители мощности на исполнительные устройства, обработанные системой управления таким образом, чтобы компенсирующие динамические силы от исполнительных устройств уменьшали динамические силы от трубопроводов аварийной системы расхолаживания, виброизолятор виброизолирующей системы выполнен в виде цилиндрической пружины, которая состоит из двух частей с встречно направленными концами, одна часть из которых имеет витки прямоугольного сечения, а другая часть пружины выполнена полой, при этом встречно направленный конец первой части размещен в полости второй, зазоры сегментного профиля контактирующих частей пружины заполнены антифрикционной смазкой, при этом на конце второй части пружины установлена уплотнительная манжета для предотвращения утечки смазки, а первую часть винтовой пружины, выполненную с витками прямоугольного сечения с закругленными кромками, охватывает трубка из демпфирующего материала, например полиуретана, зазоры, в первой части винтовой пружины, выполненной с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала, заполнены крошкой из фрикционного материала, зазоры, в первой части винтовой пружины, выполненной с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала, заполнены крошкой из фрикционного материала, выполненного из композиции, включающей следующие компоненты, при их соотношении, мас. %:

смесь резольной и новолачной фенолоформальдегидных
смол в соотношении 1:(0,2-1,0)	28÷34
волокнистый минеральный наполнитель, содержащий
стеклоровинг или смесь стеклоровинга и
базальтового волокна в соотношении 1:(0,1-1,0)	12÷9
графит	7÷18
модификатор трения, содержащий технический углерод
в виде смеси с каолином и диоксидом кремния	7÷15
баритовый концентрат	20÷35
тальк	1,5÷3,0

На фиг. 1 приведена компоновочная схема виброизолирующей системы ядерного реактора, на фиг. 2 - вариант выполнения виброизолятора 5 виброизолирующей системы.

Система виброизоляции ядерного реактора подводной лодки содержит ядерный реактор 1, установленный на корпусе 4 на виброизоляции 5, соединенные с ядерным реактором 1 трубопроводы 2 аварийной системы расхолаживания, проходящие через корпус 4 к забортному теплообменнику 3. На корпусе 4, на ядерном реакторе 1, на трубопроводах 2 аварийной системы расхолаживания установлены датчики вибрации 6, измеряющие вибрацию корпуса и реактора, и датчики динамических сил 10, измеряющие динамические силы Qк, действующие на корпус 4 со стороны трубопроводов 2 аварийной системы расхолаживания. На корпусе 4 рядом с трубопроводами 2 установлены исполнительные устройства 9, создающие компенсирующие динамические силы Qк, соединенные через усилители мощности 8 с системой управления 7.

Система виброизоляции ядерного реактора подводной лодки работает следующим образом.

Сигнал от датчиков динамической силы 10 и/или датчиков вибрации 6 поступает в систему управления 7, которая формирует сигнал на усилители мощности 8, питающие исполнительные устройства 9 таким образом, чтобы компенсирующие динамические силы Qк от исполнительных устройств 9 уменьшали бы динамические силы от трубопроводов Qк от вибрации ядерного реактора 1, установленного на виброизоляции 5, передаваемые на корпус 4 и забортный теплообменник 3 трубопроводами 2 аварийной системы расхолаживания.

Благодаря использованию найденного технического решения обеспечивается надежная высокоэффективная виброизоляция ядерного реактора от корпуса, в результате чего повышается акустическая скрытность подводной лодки.

Возможен вариант выполнения виброизоляторов 5 (фиг. 2) виброизолирующей системы в виде цилиндрической пружины со встроенным демпфером сухого трения, которая содержит цилиндрическую винтовую пружину, состоящую из двух частей 13 и 14 со встречно направленными концами 16 и 15 соответствующих витков этих пружин. На опорных витках пружины выполнены опорные кольца 11 и 12 для прочной и надежной фиксации концов пружин при их работе.

Первая часть винтовой пружины 13 выполнена с витками прямоугольного (или квадратного) сечения с закругленными кромками, а вторая часть 14 пружины выполнена полой, например круглого сечения, при этом встречно направленный конец 16 первой части пружины размещен в полости встречно направленной второй части пружины с концом 15, при этом второй ее конец, закрепленный на опорном кольце 12, загерметизирован, например при помощи резьбовой пробки (не показана).

В полости второй части 14 пружины, выполненной полой круглого сечения, образованы с четырех сторон, относительно прямоугольного сечения первой части 13 пружины, зазоры 17 сегментного профиля в сечении, перпендикулярном оси контактирующих частей 13 и 14 пружины.

Для лучшей регулировки жесткости пружины (без задиров, заминов и заеданий) зазоры 17 сегментного профиля контактирующих частей 13 и 14 пружины заполнены антифрикционной смазкой, например вязкой типа «солидол», при этом на конце 15 второй части пружины установлена уплотнительная манжета (не показана) для предотвращения утечки (потери) смазки. Такая конструкция представляет собой своеобразный демпфер «вязкого трения» с протяженным дроссельным элементом в виде зазоров 17 сегментного профиля контактирующих частей 13 и 14 пружины, которые в этом случае будут являться аналогами системы соответственно «поршень-цилиндр».

Первую часть 13 винтовой пружины, выполненную с витками прямоугольного (или квадратного) сечения с закругленными кромками, охватывает трубка 18 из демпфирующего материала, например полиуретана, которая создает в системе виброзащиты трение, величина которого повышается при подходе системы к резонансному режиму, что и является аналогом демпфера «сухого трения».

Зазоры, в первой части 13 винтовой пружины, выполненной с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка 18 из демпфирующего материала, заполнены крошкой из фрикционного материала (не показано).

Возможен вариант, когда зазоры, в первой части винтовой пружины, выполненной с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала, заполнены крошкой из фрикционного материала, выполненного из композиции, включающей следующие компоненты, при их соотношении, мас. %:

смесь резольной и новолачной фенолоформальдегидных
смол в соотношении 1:(0,2-1,0)	28÷34
волокнистый минеральный наполнитель, содержащий
стеклоровинг или смесь стеклоровинга и
базальтового волокна в соотношении 1:(0,1-1,0)	12÷19
графит	7-18
модификатор трения, содержащий технический углерод
в виде смеси с каолином и диоксидом кремния	7÷15
баритовый концентрат	20÷35
тальк	1,5÷3,0

Цилиндрическая пружина со встроенным демпфером сухого трения работает следующим образом.

Регулировка жесткости пружины осуществляется укорочением или удлинением высоты пружины. При вращении опорных колец 11 и 12 витки пружины перемещаются относительно друг друга во взаимно противоположных направлениях относительно продольной оси пружины, т.е. ввинчиваются или вывинчиваются. В первом случае (при ввинчивании) жесткость пружины увеличивается, а во втором случае (при вывинчивании) - уменьшается, что позволяет упростить регулировку жесткости пружины.

Таким образом, пружина благодаря избирательным свойствам обеспечивает эффективную пространственную виброизоляцию оборудования по всем шести направлениям колебаний (по трем осям Х, У, Z и поворотные колебания вокруг этих осей) с демпфированием колебаний на резонансе и при различных условиях работы.

Система виброизоляции ядерного реактора подводной лодки, состоящая из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания, соединенных с ядерным реактором, проходящих через корпус подводной лодки, соединенных с забортным теплообменником и создающих динамические силы от вибрации реактора, вызывающие вибрацию корпуса и забортного теплообменника, на корпусе вблизи крепления к нему трубопроводов аварийной системы расхолаживания установлены исполнительные устройства, создающие компенсирующие динамические силы, а на трубопроводах аварийной системы расхолаживания, ядерном реакторе и корпусе установлены датчики вибрации, датчики динамических сил, соединенные через систему управления и усилители мощности с исполнительными элементами, измеряющие вибрацию трубопроводов, ядерного реактора и динамические силы, действующие от трубопроводов на корпус и забортный теплообменник и выдающие сигналы, пропорциональные величине вибрации динамических сил, через систему управления и усилители мощности на исполнительные устройства, обработанные системой управления таким образом, чтобы компенсирующие динамические силы от исполнительных устройств уменьшали динамические силы от трубопроводов аварийной системы расхолаживания, отличающаяся тем, что виброизолятор виброизолирующей системы выполнен в виде цилиндрической пружины, которая состоит из двух частей со встречно направленными концами, одна часть из которых имеет витки прямоугольного сечения, а другая часть пружины выполнена полой, при этом встречно направленный конец первой части размещен в полости второй, зазоры сегментного профиля контактирующих частей пружины заполнены антифрикционной смазкой, при этом на конце второй части пружины установлена уплотнительная манжета для предотвращения утечки смазки, а первую часть винтовой пружины, выполненную с витками прямоугольного сечения с закругленными кромками, охватывает трубка из демпфирующего материала, например полиуретана, зазоры, в первой части винтовой пружины, выполненной с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала, заполнены крошкой из фрикционного материала, выполненного из композиции, включающей следующие компоненты, при их соотношении, в мас. %:

смесь резольной и новолачной фенолоформальдегидных
смол в соотношении 1:(0,2-1,0)	28÷34
волокнистый минеральный наполнитель, содержащий
стеклоровинг или смесь стеклоровинга и
базальтового волокна в соотношении 1:(0,1-1,0)	12÷19
графит	7÷18
модификатор трения, содержащий технический углерод
в виде смеси с каолином и диоксидом кремния	7÷15
баритовый концентрат	20÷35
тальк	1,5÷3,0

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках.

Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты) // 2624824

Изобретение относится к средствам преобразования ядерной энергии в тепловую. В изобретении предусмотрена энергогенерация с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных радиоактивных и химических отходов.

Ядерный растворный реактор // 2624823

Изобретение относится к ядерной технике. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например, сорбционная колонка и вспомогательные устройства, например, насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора.

Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов // 2621853

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов, например реактора реформинга, может включать в себя конус, расширяемый в радиальном направлении, и груз расширения для содействия расширению конуса.

Проволочные проставки для наращиваемых структурных реакторов // 2621852

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Проволочная проставка включает в себя участок или сегмент, установленный между внешней трубой реактора и одним или несколькими компонентами реактора, расположенными внутри трубы.

Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u // 2619599

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U и предназначено для проведения первоначальной загрузки активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом.

Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах // 2614136

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).

Быстрый импульсный реактор с модуляцией реактивности // 2611570

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4).

Ядерный реактор // 2609900

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки.

Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом // 2609895

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом.

Способ интенсификации тепломассообмена и устройство для его реализации (варианты) // 2631120

Группа изобретений относится к области атомной техники и может быть использована в установках с гомогенным ядерным реактором растворного типа для нейтронного активационного анализа, для наработки медицинских радиоизотопов, таких как молибден-99, стронций-89 и др., а также при создании ядерных энергоустановок с любым гомогенным ядерным топливом, например с жидкосолевой топливной композицией. Разработан способ безопасной принудительной интенсификации тепломассообмена в химически и радиационно-активных веществах, который заключается в воздействии на вещество с помощью генератора возвратно-поступательных колебаний через одну или несколько буферных газообразных или жидких нейтральных сред, заполняющих соединительные каналы между активным веществом и генератором колебаний. Приведено три варианта реализации способа в ядерных реакторах растворного типа и один вариант реализации в жидкосолевом ядерном реакторе. Технический результат – интенсификация тепломассообмена, получение большего количества наработанных медицинских изотопов и электрической и тепловой энергии в гомогенных реакторах. 5 н. и 17 з.п. ф-лы, 6 ил.

Ядерная установка с реактором с жидкометаллическим теплоносителем // 2632814

Изобретение относится к ядерной установке с реактором с жидкометаллическим теплоносителем. В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие или элемент, причем в жидкометаллическом теплоносителе средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация железа (CFe), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация хрома (СCr), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация никеля (CNi) лежат в диапазонах: 2,0 10-5% масс. ≤CFe≤7,3 10-3% масс.; 0% масс. (точно) <СCr≤2,8⋅10-3% масс.; 0% масс. (точно) <CNi≤2,8⋅10-3% масс. Техническим результатом является увеличение возможностей оптимизации режимов ядерной установки за счет поддержания в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi, возможности контролировать предельный уровень примесей железа, хрома, никеля в ЖМТ ядерной установки при создании, эксплуатации и выводе из эксплуатации ядерной установки с реактором с ЖМТ при обеспечении ненарушения пределов повреждения ее твэлов за счет поддержания в ЖМТ ядерной установки в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi. 1 з.п. ф-лы.

Ядерный растворный реактор // 2633712

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата. Охлаждение раствора обеспечивается погруженным в него холодильником змеевикового типа, по которому прокачивается охлаждающая вода от внешнего контура. Образующиеся в растворе радиолитические водород и кислород в составе парогазовой смеси прокачиваются через катализатор, рекомбинируют, а продукт рекомбинации - водяной пар - после охлаждения возвращается в реактор в виде воды, чем поддерживается материальный баланс активной зоны. Выделение медицинских изотопов производится из раствора путем его отбора. Предусмотрена работа заявленного устройства при разрежении в газовой подушке, что исключает выход радиоактивных продуктов из корпуса и системы рекомбинации в случае потери герметичности, а также низкой концентрации водорода в парогазовой смеси, исключающей возможность взрыва. Предусмотрена также принудительная циркуляция раствора в пределах корпуса реактора и принудительная прокачка парогазовой смеси по контуру каталитической рекомбинации. Техническим результатом является увеличение мощности реактора при сохранении условий высокой безопасности за счет снижения температуры и парциального давления водяных паров, возможности увеличения объемного расхода парогазовой смеси и соответствующего снижения концентрации водорода. 1 ил.

Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа урана 233u // 2634476

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О. Управление работой реактора на мощности осуществляется путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов, а также наработку актиноидов, включающих делящиеся изотопы 235U, 239Pu и 241Pu, путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой Н2О, при этом процесс эксплуатации активной зоны реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с возможностью перехода в следующих кампаниях к работе на торий-уран-плутониевом топливе равновесного изотопного состава. Техническим результатом является повышение эффективности использования ядерного топлива при упрощении обращения с радиоактивными отходами. 3 табл., 3 ил.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем // 2638561

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле. В заявленном способе предусмотрен переход в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, в котором активную зону разделяют на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную периферийную и осуществляют загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана. При этом для центральной и промежуточной подзон используют нитрид обогащенного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР с разным обогащением тяжелого металла по плутонию, а затем - регенерацию отработанного топлива, заключающуюся в частичной очистке отработанного топлива от осколков деления и добавке нитрида обедненного урана после каждой кампании. Техническим результатом является выравнивание мощности по кампаниям и изменение реактивности в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов при одинаковых диаметрах твэлов, высоте активной зоны и плотности топлива в каждой кампании без дополнительной корректировки, т.е. без изменения конструкции активной зоны. 3 ил.

Ядерный реактор на расплавах солей // 2644393

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от расплава солей делящихся изотопов к каналам достигается за счет любого одного или более процессов из следующих: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей и генерирование колебаний потока топливной соли внутри каналов. Расплавы солей делящихся изотопов полностью удерживаются в каналах во время работы реактора. Технический результат – улучшение теплообмена между солевым расплавом и стенками топливных каналов. 2 н. и 21 з.п. ф-лы, 10 ил.

Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя // 2645719

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях. При этом трехсекционные парогенераторы содержат три раздельных входа для теплоносителя первого контура, три теплообменника и общий выход для теплоносителя в первый контур. В каждой секции трехсекционного парогенератора установлены теплообменники, организующие три под-контура второго контура в линиях тепловой разгрузки. Турбонасосы содержат разнесенные на оба конца рабочего вала паровой турбины циркуляционные насосы. Технический результат – обеспечение безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии. 1 ил.

Реакторная установка для производства изотопной продукции // 2646864

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами. Конденсатосборник выполнен с двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора. Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки. 1 ил.