RU2475870C2 - Реактор - Google Patents
Реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU2475870C2 RU2475870C2 RU2010149637/07A RU2010149637A RU2475870C2 RU 2475870 C2 RU2475870 C2 RU 2475870C2 RU 2010149637/07 A RU2010149637/07 A RU 2010149637/07A RU 2010149637 A RU2010149637 A RU 2010149637A RU 2475870 C2 RU2475870 C2 RU 2475870C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat
- reactor
- heat exchanger
- circuit
- steam generator
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Abstract
Заявленное изобретение предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств большой единичной мощности, работающих в режиме переменных нагрузок.
В заявленном реакторе используется жидкометаллический теплоноситель. При этом внутри корпуса реактора расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура. Заявленное устройство содержит интегральную активную зону, систему управления ядерной реакцией и систему защиты, парогенераторы и теплообменники, насосы по перекачке теплоносителей, биологическую защиту. При этом в контуре с теплоносителем при передаче тепла в парогенераторе установлен электромагнитный насос, соосно пристыкованный к нижней части вертикально расположенного парогенератора, а в контуре с теплоносителем при передаче тепла в теплообменнике предусмотрено его соединение с нижней частью теплообменника с помощью трубопровода и расположение, параллельное вертикально расположенному теплообменнику. Движение теплоносителя через активную зону реактора организовано снизу вверх.
Техническим результатом является оптимизация теплообмена в режиме переменных нагрузок и получение оптимальных весогабаритных параметров ЯЭУ в целом в составе корабля. 1 ил.
Description
Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств (ЯЭУ) большой единичной мощности.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, компенсатор давления первого контура и трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от теплообменников первого-второго контуров, причем корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в котором выполнены, по крайней мере, два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров, при этом трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров сообщен с пространством под теплообменной поверхностью теплообменника второго-третьего контуров, а трубопровод отвода - с пространством выше этой теплообменной поверхности /Гольцов Е.Н. и др. Ядерная энергетическая установка. Патент RU №2056651. G21C 1/00. Приоритет - 20.07.92. Опубл. в бюллетене изобретений №20. 1995. - аналог/.
Недостатком указанного технического решения является большая протяженность и значительные массогабаритные параметры контуров теплообменивающихся жидкостей; большие потери тепла при его передаче от активной зоны ядерного реактора до получения сухого насыщенного пара в третьем контуре, то есть неоправданно низкий к.п.д. при преобразовании тепловой энергии в электрическую; сравнительно невысокая надежность всей конструкции из-за наличия дополнительного контура, так как технология изготовления и монтажа подобных устройств всегда связана с совершенно новыми и очень сложными вопросами их разрешения в связи с тем, что каждый следующий реактор, даже этой же серии, всегда имеет доработки, связанные из-за продолжительного времени проектирования подобных устройств, изготовления, монтажа, отладки, подготовки обслуживающего персонала, новыми достижениями в этой области.
Известен ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, содержащий активную зону, размещенную в обечайке, внутри которой образован подъемный участок тракта теплоносителя, а в пространстве между обечайкой и корпусом реактора - опускной участок тракта теплоносителя холодного реактора, расположенного ниже верхнего торца обечайки, причем подъемный и опускной участки дополнительно соединены магистралью, вход и выход которой размещены под уровнем теплоносителя холодного реактора в подъемном и опускном участках соответственно, а магистраль в своей верхней отметке, расположенная выше эксплуатационного уровня теплоносителя, присоединена к системе заполнения и опорожнения магистрали / Пейч Н.Н. и др. Ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя. Патент RU №1823009. G21C 1/00. Приоритет - 04.07.90. Опубл. в бюллетене изобретений №23. 1993. - прототип/.
Недостатком указанного технического решения является то, что реактор подобного типа характеризуется низким к.п.д. преобразования получаемого в активной зоне тепла и выработкой электроэнергии на выходе из ЯЭУ. Атомная промышленность государств, выпускающих ЯЭУ, реакторы с естественной циркуляцией теплоносителя первого и, как следствие, последующих контуров для выработки электроэнергии больших величин на номинальном режиме эксплуатации не выпускает. Эксперимент с естественной циркуляцией на 4 блоке ЧАЭС привел к расплавлению активной зоны и последующему взрыву, то есть этот способ эксплуатации при больших объемах прохождения охлаждающей жидкости через активную зону ядерного реактора характеризуется низкой надежностью всей конструкции в целом.
Технический результат изобретения - увеличение ресурса работы ЯЭУ за счет повышения надежности и улучшения процесса теплообмена при уменьшении весогабаритных параметров реактора в целом.
Указанный технический результат достигается тем, что реактор, преимущественно моноблочного типа для корабельных ЯЭУ с использованием жидкометаллического теплоносителя и работающих в режиме переменных нагрузок, содержащий корпус, внутри которого расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура 1 интегральную активную зону и соответствующую систему управления и защиты (СУЗ) ядерной реакцией, парогенераторы и теплообменники, насосы по перекачке теплообменивающихся жидкостей, биологическую защиту, причем в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в парогенераторе, соосно установленный электромагнитный насос пристыкован к нижней части вертикально расположенного парогенератора, а в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в теплообменнике, соединен с нижней частью теплообменника с помощью трубопровода и расположен параллельно вертикально расположенному теплообменнику, при этом движение теплоносителя через интегральную активную зону реактора организовано снизу-вверх.
Изложенная сущность изобретения поясняется чертежом, на котором показан продольный разрез конструкции реактора.
Реактор, преимущественно моноблочного типа для корабельных ЯЭУ с использованием жидкометаллического теплоносителя первого контура и работающих в режиме переменных нагрузок, содержит корпус 0 с крышкой 1, внутри которого расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура, интегральную активную зону 2 и соответствующую систему управления и защиты (СУЗ) 3 ядерной реакцией с боровыми стержнями 4, теплообменники 5 и парогенераторы 6, пристыкованные к парогенераторам 6 электромагнитные насосы 7 по перекачке жидкометаллического теплоносителя по каналу 8 первого контура, биологическую защиту 9, охватывающую все внутрикорпусное оборудование реактора. Для теплосъема в парогенератор 6 осуществляется подача через патрубок 10 питательной воды при работе на 30% мощности реактора, при 100% режиме эксплуатации осуществляется дополнительная подача подпиточной воды через патрубок 11. Выход перегретого пара организован через патрубок 12. Для надежного функционирования парогенератора 6 и насоса 7 используется оборудование, размещаемое в емкости 13. Теплообменник 5 имеет трубопровод 14 подачи питательной воды, трубопровод 15 подачи подпиточной воды, патрубок 16 выхода перегретого пара, уплотнительный узел 17 входа электрокабеля насоса (не показан), причем для надежного прохода вышеупомянутых трактов через каналы движения жидкометаллического теплоносителя выделена емкость 18. Тракт движения теплоносителя от теплообменника 5 к насосу (не показан) осуществляется посредством трубопровода 19, а подача питательной воды в теплообменник - посредством трубопровода 20. Движение жидкометаллического теплоносителя после насоса (не показан) осуществляется по каналу 21 с организацией тракта снизу-вверх относительно интегральной активной зоны 2 реактора.
Реактор работает следующим образом.
Движение теплообменивающихся жидкостей организовано по противоточной двухконтурной схеме как в теплообменнике 5, так и в парогенераторе 6, причем электромагнитный насос 7 парогенератора 6 пристыкован со стороны охлажденного теплоносителя и качает его сверху-вниз, а электромагнитный насос (не показан), расположенный параллельно теплообменнику 5, принимая охлажденный теплоноситель, качает снизу-вверх с поворотом на противоположное направление в вертикальном канале и последующей подачей по каналу 21 на интегральную активную зону 2 снизу-вверх. Регулирование подачи питательной воды достигается конструкцией парогенератора 6 и автоматической арматурой теплообменника 5 при соответствующей мощности реактора.
Применение предлагаемого реактора в составе корабельного ЯЭУ позволит эффективно осуществлять теплообмен в режиме переменных нагрузок и получить оптимальные весогабаритные параметры ЯЭУ в целом, обеспечить надежность для расчетного ресурса эксплуатации в составе всего оборудования как подводного, так и надводного кораблей.
Claims (1)
- Реактор преимущественно моноблочного типа для корабельных ЯЭУ с использованием жидкометаллического теплоносителя и работающих в режиме переменных нагрузок, содержащий корпус, внутри которого расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура, интегральную активную зону и соответствующую систему управления и защиты (СУЗ) ядерной реакцией, парогенераторы и теплообменники, насосы по перекачке теплообменивающихся жидкостей, биологическую защиту, отличающийся тем, что в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в парогенераторе соосно установленный электромагнитный насос пристыкован к нижней части вертикально расположенного парогенератора, а в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в теплообменнике, соединен с нижней частью теплообменника с помощью трубопровода и расположен параллельно вертикально расположенному теплообменнику, при этом движение теплоносителя через интегральную активную зону реактора организовано снизу-вверх.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010149637/07A RU2475870C2 (ru) | 2010-12-07 | 2010-12-07 | Реактор |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010149637/07A RU2475870C2 (ru) | 2010-12-07 | 2010-12-07 | Реактор |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2010149637A RU2010149637A (ru) | 2012-06-20 |
RU2475870C2 true RU2475870C2 (ru) | 2013-02-20 |
Family
ID=46680471
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2010149637/07A RU2475870C2 (ru) | 2010-12-07 | 2010-12-07 | Реактор |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2475870C2 (ru) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1218764A (en) * | 1967-06-12 | 1971-01-13 | Reactor Centrum Nederland | A core for a nuclear reactor |
RU1823009C (ru) * | 1990-07-04 | 1993-06-23 | Ленинградский Кораблестроительный Институт | Ядерный реактор с естественной циркул цией теплоносител |
RU2093907C1 (ru) * | 1993-06-15 | 1997-10-20 | Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники | Ядерная энергетическая установка, преимущественно для судов |
RU2008149842A (ru) * | 2008-12-18 | 2010-06-27 | Иван Федорович Пивин (RU) | Реактор |
-
2010
- 2010-12-07 RU RU2010149637/07A patent/RU2475870C2/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1218764A (en) * | 1967-06-12 | 1971-01-13 | Reactor Centrum Nederland | A core for a nuclear reactor |
RU1823009C (ru) * | 1990-07-04 | 1993-06-23 | Ленинградский Кораблестроительный Институт | Ядерный реактор с естественной циркул цией теплоносител |
RU2093907C1 (ru) * | 1993-06-15 | 1997-10-20 | Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники | Ядерная энергетическая установка, преимущественно для судов |
RU2008149842A (ru) * | 2008-12-18 | 2010-06-27 | Иван Федорович Пивин (RU) | Реактор |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. - 2-е изд, перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990, с.16, 17, 21, 105-118. * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2010149637A (ru) | 2012-06-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103489488B (zh) | 模块式压水堆 | |
CN107293341B (zh) | 池式反应堆 | |
CN101154472B (zh) | 一体化低温核供热堆 | |
CA2937668C (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
TWI528381B (zh) | 壓水式核子反應器及藉由壓水式核子反應器發電之方法 | |
US9947421B2 (en) | Nuclear reactor with liquid metal coolant | |
CN102637465B (zh) | 一种非能动安全壳冷却*** | |
CN102822902A (zh) | 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆 | |
US9523496B2 (en) | Integral pressurized water reactor with external steam drum | |
CN103477394A (zh) | 用于核反应堆的排热***和方法 | |
CN202615805U (zh) | 一种非能动安全壳冷却*** | |
CN108766592A (zh) | 一种闪蒸驱动的全自然循环一体化压水堆 | |
RU2014133722A (ru) | Подводный модуль для производства электрической энергии | |
WO2016093736A9 (ru) | Горизонтальный парогенератор для реакторной установки | |
US20130301787A1 (en) | Pressurized water reactor with reactor collant pumps comprising turbo pumps driven by external pumps | |
FI63128C (fi) | Reaktoranlaeggning | |
RU2475870C2 (ru) | Реактор | |
CN107785084B (zh) | 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆 | |
RU152317U1 (ru) | Установка энергоснабжения объектов морского нефтегазового месторождения | |
CN109256223A (zh) | 一种余热排出***和方法 | |
RU2745348C1 (ru) | Ядерный реактор интегрального типа (варианты) | |
CN110349685B (zh) | 适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构及其设计方法 | |
CN109737365B (zh) | 一种长方体钠-钠-水一体蒸汽发生器 | |
RU153219U1 (ru) | Атомная установка энергоснабжения объектов морского нефтегазового месторождения | |
CN103165200A (zh) | 一种反应堆的衰变热排出*** |