SU632250A1 - Process channel of nuclear reactor of nuclear thermautility power plant - Google Patents

Process channel of nuclear reactor of nuclear thermautility power plant Download PDF

Info

Publication number
SU632250A1
SU632250A1 SU772469247A SU2469247A SU632250A1 SU 632250 A1 SU632250 A1 SU 632250A1 SU 772469247 A SU772469247 A SU 772469247A SU 2469247 A SU2469247 A SU 2469247A SU 632250 A1 SU632250 A1 SU 632250A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
channel
nuclear
heat exchanger
reactor
heat
Prior art date
Application number
SU772469247A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Г.В. Мерзликин
В.Г. Потоловский
В.М. Селиванов
Ю.А. Сергеев
В.И. Шарыпин
Original Assignee
Предприятие П/Я В-2679
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я В-2679 filed Critical Предприятие П/Я В-2679
Priority to SU772469247A priority Critical patent/SU632250A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU632250A1 publication Critical patent/SU632250A1/en

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ ЯДЕР- НОГр РЕАКТОРА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ТЕПЛО- СНАЁЖЕНИЯ,- содержащий корпус, встроенный- в канал теплообменник, сборку тепловыдел ющих элементов, отличающийс  тем, что, с целью многократного использовани  корпуса д<анала и встроенного теплообменника, теплообменник закреплен на нихшей стороне фланца канала, а сборка тепловыдел ющих элементов - на разделительной трубе с возможностью извлечени  ее из канала.(ЛС5со toN)СПTHE TECHNOLOGICAL CHANNEL OF THE NUCLEAR GHG REACTOR OF THE NUCLEAR HEATING SYSTEM, comprising a housing built-in a heat exchanger into the channel, an assembly of heat-generating elements, characterized in that, for the purpose of multiple use of the housing for the &anal; and the integrated heat exchanger, the heat exchanger is attached. channel, and the assembly of fuel elements - on the separation pipe with the ability to extract it from the channel. (LS5co toN) SP

Description

Изобретение относитс  к  дерной энергетике. Известна конструкци  технологиче кого канала атомной станции с реактором канального типа, в котором съем тепла с тепловыдел ющих элементов производитс  теплоносителем первого контура в режиме естественной циркул ции Cl. Однако использование таких каналов в реакторе атомной станции теплоснабжени  снижает ее надежность и безопасность в св зи с выходом коммуникаций первого контура за пределы соОстйенного канала и усложн ет эксплуатацию установки. Известна конструкци  технологического канала  дерного реактора, содержащего корпус,встроенный в канал теплообменник, сборку тепловыдел рлдих элементов 2. / При такой конструкции невозможно повторно использовать кбрпус канала и теплообменник,- что значитель но ухудшает технико-экономические показатели установки. Целью изобретени   вл етс  много кратное использование корпуса канал и встроенного теплообменника при эксплуатации установки. Поставленна  цель достигаетс  тем, что теплообменник закреплен на нижней стороне фланца канала, а сбо ка тепловьщел ю1-1их элементов - на раздельной трубе с возможностью извлечени  ее из канала; На чертеже показан предложенный канал реактору, продольный разрез. Канал состоит из корпуса 1 с фла цем 2, установленного в реакторе, встроенного теплообменника 3 с раздающей 4 и сборной 5 камерами, выполненными заодно с фланцем 6, упло н емым на фланце 2 корпуса 1, разделительной трубы 7 дл  организации потока теплоносител , сборки 8, креп щейс  на разделительной трубе 7, и штуцера 9 дл  подсоединени  к компенсатору объема и дл  заполнени  канала теплоносителем. Канал устанавливают в реактор, подсоеди.н пт к компенсатору объема и заполн ют теплоносителем. При выходе реактора на мощность в контуре канала организуетс  естественна  циркул ци  теплоносител , при которой тепло от тепловыдел ющей сборки 8 передаетс  воде второго контура во встроенном теплообменнике 3. При этом расход в контуре естественной циркул ции устанавливаетс  в зависимости от мощности, выдел емой сборкой , что не требует дополнительных меропри тий по регулированию режимов работы каналов. При выгорании, топливной составл ющей в тепловыдел ющей сборке 8 до требуемой величины канал отсоедин ют от компенсатора объема и производ т замену тепловыдел ющей сборки новой. Канал разуплотн ют и вместе с фланцем 6 извлекают встроенный теплообменник 3, Разделительную трубу 7 с закрепленной на ней сборкой с пс лощью приспособлени  дл  перегрузки извлекают и зе1мен ют новой. Изобретение делает возможным многократное использование встроенного теплообменника,  вл радегос  наиболее сложной технсшогической частью канала , и прочного корпуса канала, которуй с целью улучшени  физических характеристик реактора анс лной станции теплоснабжени  целесообразно выполн ть из циркониевого или алюминиевого сплава в районе активной зоны.The invention relates to nuclear energy. The design of the technological channel of a nuclear power plant with a channel-type reactor is known, in which heat is removed from the heat-generating elements produced by the primary coolant in the natural circulation mode Cl. However, the use of such channels in the reactor of a nuclear power plant for heat supply reduces its reliability and safety in connection with the output of the primary circuit communications beyond the boundaries of the core and complicates the operation of the installation. The design of the technological channel of the nuclear reactor is known, comprising a housing, a heat exchanger built into the channel, an assembly of heat emission of two elements 2. / With this design, it is impossible to reuse the channel channel and the heat exchanger, which significantly worsens the technical and economic parameters of the installation. The aim of the invention is the multiple use of the casing channel and the built-in heat exchanger during operation of the installation. The goal is achieved by the fact that the heat exchanger is fixed on the lower side of the channel flange, and the heat-gap of their elements is mounted on a separate pipe with the possibility of removing it from the channel; The drawing shows the proposed channel to the reactor, a longitudinal section. The channel consists of a housing 1 with a flap 2 installed in the reactor, an integrated heat exchanger 3 with dispensing 4 and a combined 5 chambers, which are integral with the flange 6 placed on the flange 2 of housing 1, a separation pipe 7 for organizing heat carrier flow, assembly 8 mounted on the separation pipe 7, and fitting 9 for connection to the volume compensator and for filling the channel with coolant. The channel is installed in the reactor, connected to the volume compensator, and filled with coolant. When the reactor enters the power in the channel circuit, natural circulation of the coolant is organized, in which heat from the heat-generating assembly 8 is transferred to the water of the second circuit in the built-in heat exchanger 3. At the same time, the flow rate in the natural circulation circuit is determined depending on the power released by the assembly. does not require additional measures for the regulation of channel operation modes. In the event of burnout, the fuel component in the fuel assembly 8 to the required value is disconnected from the volume compensator and the fuel assembly is replaced with a new one. The channel is unsealed and, together with the flange 6, the built-in heat exchanger 3 is removed, the separation pipe 7 with the assembly fixed on it with a pseudogram of the device for reloading is removed and replaced by a new one. The invention makes it possible to reuse the built-in heat exchanger, is the most complex technological part of the channel, and a strong channel body, which is designed to be made from a zirconium or aluminum alloy in the core area to improve the physical characteristics of the reactor of the antial heat supply station.

Claims (1)

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ КАНАЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ,· содержащий корпус, встроенный· в канал теплообменник, сборку тепловыделяющих элементов, о т л и ч ающийся тем, что, с целью многократного использования корпуса канала и встроенного теплообменника, теплообменник закреплен на нижней стороне фланца канала, а сборка тепловыделяющих элементов - на разделительной трубе с возможностью извлечения ее из канала.TECHNOLOGICAL CHANNEL OF A NUCLEAR REACTOR OF A NUCLEAR HEAT SUPPLY STATION, · containing a housing integrated into the channel a heat exchanger, assembly of heat-generating elements, which includes, for the purpose of reusing the channel body and the integrated heat exchanger, the heat exchanger is mounted on the lower side of the channel flange, and the assembly of fuel elements on the separation pipe with the possibility of extracting it from the channel. ii
SU772469247A 1977-04-04 1977-04-04 Process channel of nuclear reactor of nuclear thermautility power plant SU632250A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU772469247A SU632250A1 (en) 1977-04-04 1977-04-04 Process channel of nuclear reactor of nuclear thermautility power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU772469247A SU632250A1 (en) 1977-04-04 1977-04-04 Process channel of nuclear reactor of nuclear thermautility power plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU632250A1 true SU632250A1 (en) 1983-12-07

Family

ID=20702173

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU772469247A SU632250A1 (en) 1977-04-04 1977-04-04 Process channel of nuclear reactor of nuclear thermautility power plant

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU632250A1 (en)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
'!l. Абрамов В.М. и др. Билибин- ска атомна электростанци . "Атомна энерги ", т. 35, вып. 5, с, 299- 305.2. Клочко Г.А. и др^ Канал-петл с естественной циркул цией теплоносител дл испытани твэлов. "Атомна энерги ", т. 34, вып. 1, с. с. 40-42.(54-) *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4367194A (en) Emergency core cooling system
US3859166A (en) Combined storage tank and sump for nuclear reactor
IL28957A (en) Liquid-cooled nuclear reactor
CN102915775A (en) Pressurizer baffle plate and pressurized water reactor (PWR) employing same
GB1079638A (en) An electrothermal jet propulsion unit of the electric arc type
GB1484093A (en) Liquid cooled nuclear reactor
SU632250A1 (en) Process channel of nuclear reactor of nuclear thermautility power plant
JPH0734040B2 (en) Preliminary safety injection system for a reactor plant
KR100458741B1 (en) Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors
US3170846A (en) Steam generator
ES8103871A1 (en) Secondary coolant circuit for a liquid sodium cooled nuclear reactor.
CA1070860A (en) Power reducing pool water for a nuclear reactor
FR1508471A (en) Steam generator or boiler for nuclear power generating installation
GB1485935A (en) Feedwater header for steam generator
ES417645A1 (en) Nuclear reactor
US3052615A (en) Nuclear flash steam generator
US3506539A (en) Nuclear reactors
US3341424A (en) Underground nuclear reactor and method of installing and operating the same
EP0332817A1 (en) Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor
US5437768A (en) Non-baffled low pressure drop vacuum cooled inserted smelt spout
US5329564A (en) Passive cooling system for a nuclear reactor
JPH067180B2 (en) Reactor with integrated pressure vessel structure
GB2237441A (en) An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly
CN115461824A (en) Molten salt fast reactor
US3094281A (en) Boiler top mounting arrangement for pressure relief valves