Тяжеловодный энергетический ядерный реактор Советский патент 1990 года по МПК G21C1/10 

Описание патента на изобретение SU574036A1

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано ;При создании атомных электростанций.

Известны тяжеловодные энергетические реакторы канального типа, в которых теплоносителем является тяжелая вода без кипения.

Такие реакторы состоят из набора каналов, пронизывающих баккаландр с тяжеловодным замедлителем Каждый из каналов представляет собой трубу высокого давления с размещенным в ней теш1он щелякяцим элементом Через каналы принудительнопрокачивается теплоноситель, находящийся под высоким давлением

Недостатком этого реактора является большой объем первого контура и высокая стоимость тяжелой воды.

Наиболее близким техническим решением является тяжеловодный энергетический реактор, содержащий бак с замедлителем и вертикальные каналы высокого давления с размещенными в них тепловьщелякищми элементами, которые охлаждаются легководным кипящим теплоносителем.

Недостатком этого устройства является возможность тяжелой аварии, связанной с разрушением тяжеловодного бака, что приведет к потере тяжелой водь: и сме1аенцю замедлителя и теплоносителя (т.е, тяжелой и легкой воды).

Целью изобретения является эко-номия тяжелой воды и повьпаение безопасности реактора в случае нарушения герметичности труб высокого давления или аварийного разрушения тепловьщелянщего элементао Цель достигается тем, что каналы реактора с размещенными в них тепловыделякяцими элементами выполнены в виде замкнутых автономных сосудов, содержащих конденсатор-парогенератор и устройство для естественной ци куляции кипящего тяжеловодного тепло носителяу выполненное, например, в виде трубы, установленной соосно с каналом высокого давленияо На фиГо1 показала схема реактора; на фиг.2 - продольный разрез одного из каналов. Реактор гфедставляет собой цилинд бак 1, содержащий тяжеловидный замедлитель. В баке размещены замкнутые вертикалыше каналы 2, представляющие собой цилиндрическую трубу, рассчитанную на высокое давление. Труба состоит из трех секций. В нижней секции 3, находящейся непосредственно в активной зоне реак тора и поэтому ялполяенной из спабопоглощанщего материала, размещается тепловыделяющий элемент 4о Средняя 5 и верхняя 6 сек1щи канала, расположенные над активной зоной, выполне ны из нержавенщей стали« В верхней секции размещается конденсатор-парогенератор 7 с напорной 8 и сливной 9 камерами Контур естественной циркуляции осуществляется с помощью открытой с iЗУ трубы 0, установленной соосно с трубой высокого давления 2о Через съемную крышку канала 1Г и пробку 12 с помощью штока 13 осуществляется перегрузка тепловьщепян щшсся элементов. Реактор работает следующим образом. За счет теппа, выделяющегося в теп-, ловыделякщих элементах 4, происходит частичное испарение тяжелой воды, находящейся в топливных сборкахо Образующаяся при этом пароводяная смесь за счет разности и плотности воды в опускном участке и плотности пароводяной смеси в подъемном участке движется вверх по центральной трубе 10, В верхней части 6 каналов тяжеловодный пар конденсируется. Конденсат и отсепарированная тяжелая вода поступают из верхней части 6 каналов в нижнкпо 3 на вход в топливные сборкн по кольцевому зазору между трубой высокого давления 2 и центральной . трубой 10. СУтвод тепла из каналов осуществляется за счет нагрева и частичного испарения легкой воды при давлении р2 Р принудительно прокачиваемой через конденсатор-парогенератор 7 Перегрузка топливных сборок осуществляется при отсутствии избыточного давления в :каналах реактора. Порядок операций при перегрузке канаг ла.ёледумщий: снимается крьшка llJ,;C помощью штока 13 топливная сборка перемещается вверх,так, что тепловыделяющие элементы оказываются вне активной зоны} канал отключается; от легководного контура; к конденса- тору подсоединяется магистраль с хо.-. лодной водой; в канале снижается давление,после чего топливная сборка вместе с щ обкой 12 извлекается из канала. Операции по загрузке в канал свежей топпивной сборки осуществляются в обратном порядке.

Фиг.1

Похожие патенты SU574036A1

название год авторы номер документа
ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 1992
  • Богоявленский Р.Г.
  • Гольцев А.О.
  • Доронин А.С.
  • Мосевицкий И.С.
  • Попов С.В.
  • Удянский Ю.Н.
  • Цибульский В.Ф.
RU2032946C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА СТЕРЖНЕВЫХ ТВЭЛОВ (ВАРИАНТЫ) И СПОСОБ ЕЕ РАБОТЫ 2014
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Алексеев Павел Николаевич
  • Фонарев Борис Ильич
RU2558656C1
СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ТОРИЕВОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ С РАСШИРЕННЫМ ВОСПРОИЗВОДСТВОМ ИЗОТОПА U 2013
  • Маршалкин Василий Ермолаевич
  • Повышев Валерий Михайлович
RU2541516C1
СПОСОБ УДАЛЕНИЯ He ИЗ ТЯЖЕЛОВОДНОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2006
  • Егоров Антон Ильич
  • Ерыкалов Алексей Николаевич
  • Баранов Игорь Анатольевич
RU2322713C1
КОРПУСНОЙ ЯДЕРНЫЙ ПРЯМОТОЧНЫЙ РЕАКТОР, ОХЛАЖДАЕМЫЙ ВОДОЙ СВЕРХКРИТИЧЕСКОГО ДАВЛЕНИЯ С ПЕРЕГРЕВОМ ПАРА, И СПОСОБ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ 2011
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Алексеев Павел Николаевич
  • Фонарев Борис Ильич
RU2453936C1
СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ И АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2012
  • Манн Нил
RU2532540C1
РЕАКТОР-КОНВЕРТЕР КАНАЛЬНОГО ТИПА С РАСПЛАВЛЕННЫМ ТОПЛИВОМ 2016
  • Бурлаков Евгений Викторович
  • Гольцев Александр Олегович
  • Заковоротный Александр Григорьевич
  • Логинов Александр Сергеевич
  • Петров Анатолий Александрович
  • Слободчиков Алексей Владимирович
  • Стороженко Павел Аркадьевич
  • Умяров Роман Мансурович
RU2609895C1
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 1996
  • Пивоваров В.А.
RU2088981C1
ГЕТЕРОГЕННЫЙ КАНАЛЬНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ 2018
  • Наумов Владимир Ильич
  • Шмелёв Анатолий Николаевич
  • Ждамиров Владимир Юрьевич
RU2694812C1
ПАССИВНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2021
  • Узиков Виталий Алексеевич
  • Узикова Ирина Витальевна
RU2769102C1

Иллюстрации к изобретению SU 574 036 A1

Реферат патента 1990 года Тяжеловодный энергетический ядерный реактор

ТЯЖЕЛОВОДНЫЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ЯДЕРШЙ РЕАКТОР, содержащий бак с замедлителем и вертикальные каналы высокого.давления с размещенными вних теготовыделякяцими элементами, которые охлаждаются теплоносителем, отличающийся тем, что, с целью экономии тяжелой воды и повьше- ния безопасности реактора в случае нарушения герметичности труб высоко- 'го давления или аварийного разрушения тепловыделяющего элемента, каналы реактора с размещенными в них тепло'-' выделяющими элементами, выполнены в виде замкнутых автономных сосудов, содержащих конденсатор-парогенератор и устройство для естественной циркуляции кипящего тяжеловодного носителя, выполненное, например, в виде трубы, • установленной соосно с каналом высокого давления.(Л

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1990 года SU574036A1

Heavy-Water Power Reactors, Pra^eedings of а Synposium, Vienna,1 Г96'7-.Conceptual design^of a natural uranium boiling light water reactor, Syraosium Nuclear International, Rome, 1969.

SU 574 036 A1

Авторы

Бергельсон Б.Р.

Герасимов А.С.

Талалай Я.Б.

Даты

1990-03-07Публикация

1974-08-07Подача