Ядерная энергетическая установка

 

Союз Советскик

Социалистических

Республик

ОП

ИЗОЗРЕТЕН ИЯ » 7145О5 (6f ) Дополнительное к авт. свид-ву (22) Заявлено 19.01.78(21) 2562803/18-25 (51)М. Кл.

Ст 21 3 3/06 с присоединением заявки И (23) Приоритет

Риуднрстнннньй кнантнт

СССР но лнннн изобретений и нтнрытнк

Опубликовано 05 02.80.Бюллетень М 5 (53) УДК 621.039. ,5 (088. 8) Дата опубликования описания 09.02.80 (72) Авторы изобретения

Ю. Д. Арсеньев, Н. Г. Рассохин, С. H. Трушевский н А. С. Каеткин

Государственный научно-исследовательский энергетический институт им. Г. М. Кржижановского (71) Заявитель (54) ЯДЕРНАЯ ЗНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Изобретение относится к атомным электростанциям с быстрым реактором, охлвждаемым жидким натрием, а также к термоядерным электростанциям, именяцнм бланкеты, охлаждаемые жидкими щелочными металлами.

Известна ядерная энергетическая установка, состоящая из реактора, охлвждаемого натрием, теплообменника натрийнатрий парогенератора натрий — вода (1). !

f0

Недостатком этой установки является воэможность развивающейся аварии в парогеиераторе из-за химического вэаимодействи я ив три я с в одой, Другая известная установка содержит

15 реактор, охлвждаемый жидким металлом, теплообменник, заполненный промежуточным теплоносителем и снабженный сред- ствами циркуляции с расположенным внутри него экраном — трубой, внутри которого размешен промежуточный теплообменник, а снаружи — парогенератор jgf. В. качестве промежуточного теплоносителя в этой установке используется газ. — В -.же:- ж:ем жикаежм ач®каь: .

Недостатком описанной установки является возможность взаимодействия натрия с водой при разгерметизации поверхностей. Кроме того, для теплосъема от газа создают повышенные давления (порядкв 40-80 ата), поэтому при разгерметизации поверхности промежуточного теплообменника газ может попасть в активную зону, что связано с серьезной аварией из-зв пережога активной зоны реактора. К недостаткам установки относятся также большие поверхности теплопередачи из † плохих теплопередаюших свойств газа.

Цель изобретения — повышение надежности установки за счет исключения контакта теплоносителя реактора с водой при аварийной разгерметизации.

Уквзання цель достигается тем, что установка снабжена аварийными системами эвакуации теплоносителя р акторчl N воды, а во внутренней части карпу<. теплообменника, заполн нного инертным газом и промежуточпы.1 жидко-мг-.т; ллиЯдерная энергетическая установка, M содержащая реактор. охлаждаемый жидкометаллическим теплоносителем, теплообменник, заполненный промежуточным теплоносителем и снабженный средствами

3 7145 ческим теплоносителем (например, ртутью или сплавом солей), размещен уловитель, выполненный в виде воронки. Уловитель разделяет верхнюю внутреннюю часть кор- пуса теплообменника на два отсека, каж5 дый из которых подключен соответственно к системе эвакуации теплоносителя реакжра Илй aogbi, -при -smM нижйяя торцовая поверхность уловителя размещена под уровнеМ промежуточного жидкометаллического теплоносителя над экраном-трубой, а экрантруба в верхней части имеет сужение и на наружной торцовой поверхности — отбойник цара. .На чертеже показана предложенная ядерная установка.

Реактор 1 соединен с насосом 2. В корпусе теплообменника 3 помещены экран-труба 4, средства циркуляции 5, па рогенератор 6, промежуточный теплообменник 7, уловитель 8, выполненный в виде воронки. Верхняя часть корпуса теп-: лообменника, находящаяся над промежуточ

" ным жидкометаллическим теплоносителем ""зайолненйая инертным газом ; соединена 2S с системами 9, 10 аварийной эвакуации

".åïëîíîñèòåëÿ реактора и воды.

Жидкометаллический теплоноситель реактора 1, пройдя через промежуточный теплообменник 7, сжимается насосом 2 gg и возвращается в реактор. Передачи тепла от теплообменника 7 к парогенератору 6 осуществляется тяжелым металлом (например, ртутью или сплавом солей), который перемешается средствами циркуляции 5 (насосами или аэролифтом) .

Теплообменник 7 расположен внутри экрана — трубы 4. B верхней части корпуса теплообменника 3 расположен уловитель 8, который разделяет верхнюю полость 40 корпуса теплообменника, заполненную . - Инертным газом, на два изолированных отсека. При аварийной разгерметизации теплойоситель реактора всплывает внутри экрана — трубы 4 в центральный отсек, а вода из парогенератора за экраном — трубой — во внешний кольцевой отсек. В верхйей части корпуса теплообменника имеются два .патрубка, через которые п(>и фаз герметизации эвакуируют раздельно тепло- $o носитель реактора в систему 9, а воду— в систему 10. Промежуточный теплоноси=" те ь в корпусе находится при давлении .большем, чем "в реакторе, что исключает его"попадание в активную зону.

Для нормальной работы уловителя 8 йижняя торцовая поверхность его разме "йейа под уровнем промежуточного жидкоО5 с металлического теплоносителя над экра ном-трубой 4. Верхняя часть экрана-трубы имеет сужение, а с наружной торцовой поверхности она снабжена отбойником 11.

При этом нижняя торцовая поверхность уловителя расположена примерно посередине между торцовыми поверхностями экрана-трубы и отбойника пара. Сужение экрана- трубы в верхней части обеспечивает повышение скорости теплоносителя реактора, всплывающего в промежуточном теплоносителе. За экраном-трубой скорость промежуточного теплоносителя резко падает, что обеспечивает всплывание тепло носителя реактора в уловитель.

Преимущества описываемой установки в сравнении с прототипом следующие:

1) большая надежность благодаря тому, что жидкометаллический теплоноситель находится под низким давлением и отсутствует контакт натрия с водой при всплывании в разные полости уловителя даже в случае двойной аварийном разгерметизации;

2) более высокая экономичность за счет уменьшения поверхностей теплообменника и парогенератора, так как теплопе редаюшие свойства жидкого металла выше, чем у газа;

3) отсутствие радиационной защиты тецлообменника, так как жидкий металл, протекая за экраном-трубой, поглощает излуч ение;

4) высокая теплоемкость теплоносителя,что позволяет улучшить регулировочные характеристики станции в пиковом режиме, так как можно изменять температуру промежуточного теплоносителя в корпусе, сохраняя неизменной температуру активной зоны и не допуская тепловой раскачки реактора.

Следовательно, в предложенной ядерной энергетической установке натрий — тяжелый металл — вода отсутствует парогенератор натрий — вода, являющийся главным и источником аварии в известной трехконтурной схеме натрий - натрий — вода. По сравнению с прототипом, выполненным по схеме натрий - газ = вода, предложенная установка надежнее.

Формула изобретения

5 М4505 . 6 циркуляции с расположенным внутри него два отсека, каждый из которых подклюэкраном-трубой, внутри которого разме- чен соответственно к системе эвакуации щен промежуточный теплообменник, а сна- теплоносителя реактора или воды, при ружи - парогенератор, о т л и ч а ю — . этом нйжняя торцовая поверхность улощ а я с я тем, что, с целью повышения вителя размещена под уровнем промежунадежности за счет исключения контакта точного жидкометаллического теплоноситетеплоносителя реактора .с водой при ава- ля над экраном-трубой, а экран-труба в рийнсй разгерметизации, установка снаб- верхней части имеет сужение и снабжен жена аварийными системами эвакуации с наружной торцовой поверхности отбойтеплоюсителя реактора н йоды, а во внут-10 ником пара. ренней части корпуса теплообменннка, Источники информации, заполненного инертным газом и промежу принятые во внимание при экспертизе точным жидкометаллическиМ теплоноси- . 1,. Лейпунский А. И. и др. Быстрые телем (например, ртутью или сплавом со реакторы БН-350 и БОР-60. "Атомная лей), размещен уловитель, выполненный в !В энергия", l966, декабрь.

-виде воройки, разделяющей верхнюю внут:2ЛатентВеликобританни%1109395, реннюю часть корпуса теплообменника на кл. F 4A, опублик. 1968 (прототип) У

И

Составитель H. Яковлева

Редактор Т. Орловская Техред O. Дегеза Корректор С. Шекмар

Заказ 9302/52 Тираж 505 . Подписное

ЦНИИПИ Государственно о комитета СССР по делам изобретений и открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5

Филиал ППП "Патент, г. Ужгород, ул. Проектная, 4

Ядерная энергетическая установка Ядерная энергетическая установка Ядерная энергетическая установка 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при разработке реакторов с водой под давлением

Изобретение относится к мониторингу объектов атомной энергетики. Технический результат - определение оценки риска объекта атомной энергетики. Устройство для мониторинга риска содержит запоминающее устройство для хранения, по меньшей мере, одного набора минимальных сечений отказов МСО и значений вероятностей каждого события в каждом МСО и устройство ввода информации, выполненное с возможностью ввода в него информации об изменениях состояния объекта; блок формирования, по меньшей мере, одной матрицы МСО; запоминающее устройство для хранения указанной, по меньшей мере, одной матрицы МСО; блок формирования, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; запоминающее устройство для хранения указанной, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; блок изменения элементов указанной, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; и блок оценки риска. 3 н. и 10 з.п. ф-лы, 2 ил.

Настоящее изобретение относится к ядерной энергетической установке (ЯЭУ). ЯЭУ содержит первичный контур (10), содержащий газ, проходящий через ядерный реактор (12), через первый теплообменник (14) и через газодувку (16'). Вторичный контур (17'), содержащий неконденсирующийся газ, проходит через первый теплообменник (14), и через турбину (18) и компрессор (22), установленные на одном валу (24'). Газодувка приводится в действие валом. Газ в первичном и вторичном контурах одинаковый, и давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре. Технический результат - продолжение работы газодувки при аварийном отключении реактора. 5 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль для производства электрической энергии содержит удлиненный цилиндрический контейнер (12), в который встроены блок производства электрической энергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, посредством электрических кабелей (6). Кабели (6) соединены с внешним пунктом распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) размещен в сухом отделении (19) отсека (18) реактора, связанном с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора. Радиальная стенка (53) резервуара находится в состоянии теплового обмена с морской окружающей средой. Сухое отделение (19) отсека (18) реактора соединено с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, посредством вентилей (70) понижения давления,. Вентили размещены в верхней части сухого отделения (19) и соединены с пузырьковой камерой, размещенной в нижней части отделения (20), образующего резервуар. Технический результат - повышение безопасности функционирования модуля. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к подводным АЭС модульного исполнения. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок в виде кипящего ядерного реактора (30), связанного со средством (37) производства электрической энергии, соединенным электрическими кабелями (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора, в которой, по меньшей мере, радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской средой. Кипящий ядерный реактор (30) содержит компенсатор (33) давления, соединенный при помощи средства (80) сброса давления с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора. Технический результат – повышение безопасности энергоблока. 23 з.п. ф-лы, 5 ил.

Ядерная энергетическая установка, промежуточный теплообменник, теплообменник газ вода

Наверх