Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной, выбор специфических охлаждающих сред: .аварийные охлаждающие устройства, отвод остаточного тепла – G21C 15/18

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. При орошении чехлов с ОТВС распыленной дренчерными оросителями водой, воду в дренчерные распылители подают периодически, причем минимальный расход воды определяют по формуле: G мин=Q/r×F₁/F₂, где G мин - минимальный массовый расход воды, кг/с; Qот - суммарное тепловыделение ОТВС в отсеке, кВт; R - удельная теплота парообразования воды, кДж /кг; F₁ - площадь отсека, м²; F₂ - суммарная площадь чехлов с ОТВС в отсеке, м ². Бак аварийного водоснабжения соединен через запорный клапан и подводящий трубопровод непосредственно с системами орошения чехлов с ОТВС и стен, и параллельно через запорный клапан с всасывающим патрубком повысительной насосной станции. Ее нагнетательный патрубок также через запорные клапаны соединен с подводящим трубопроводом и с баком аварийного водоснабжения байпасным трубопроводом. Запорные клапаны снабжены электроприводами и пультом управления, обеспечивающим их открытие и закрытие через заданные промежутки времени. Технический результат - повышение эффективности использования охлаждающей воды за счет прерывистого режима подачи воды на орошение чехлов с ОТВС, обеспечивающего преимущественно пленочный режим кипения охлаждающей воды на стенках чехлов. 2н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерному реактору с жидкометаллическим теплоносителем и способу отвода теплоты от такого реактора. Ядерный реактор 10 с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус 22 реактора, защитную оболочку 23, канал U для воздушного потока и узел 30 нагнетания. В корпусе реактора находятся активная зона 11 и хладагент L для активной зоны 11 реактора. Внешнюю поверхность корпуса окружает защитная оболочка 23. Канал U для воздушного потока обеспечивает отвод теплоты с помощью воздушного потока, проходящего вокруг защитной оболочки 23, а узел 30 нагнетания предназначен для закачки заполнителя в зазор D между корпусом 22 реактора и защитной оболочкой 23. Технический результат - повышение эффективности отвода тепла от корпуса реактора за счет повышения температуры внешней стенки защитной оболочки. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 17 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора. Активная зона и отражатель размещены в корпусе, выполненном в виде короба с двумя обечайками и нижней опорной решеткой с отверстиями. Активная зона расположена во внутренней обечайке корпуса, а отражатель расположен во внешней обечайке. Высоту внутренней обечайки выбирают из условия обеспечения такого расхода теплоносителя за счет естественной циркуляции, при котором обеспечивается расхолаживание активной зоны без превышения допустимых значений температур оболочек тепловыделяющих элементов. Технический результат - обеспечение расхолаживания активной зоны и отражателя в аварийных ситуациях. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соединяющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры тепловыделяющих элементов. Технический результат - предупреждение перегрева тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора. Система расхолаживания ядерного канального реактора включает технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами. Между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установлены ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключен к линии продувочной воды. Технический результат - поддержание безопасного состояния активной зоны, возможность замены технологических каналов и ремонтных работ на всасывающей и напорной частях оборудования контура многократной принудительной циркуляции без останова процесса расхолаживания реактора, сокращение времени простоя реактора во время плановых остановов на ремонт. 1 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор содержит бак (4), в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, колодец (6) бака, в котором находится бак (4), кольцевой канал (16), окружающий нижнюю часть бака (4) в колодце (6) бака, резервуар жидкости для заполнения колодца бака, герметичный корпус (22) реактора, камеру (26) сбора пара, генерируемого в верхнем конце колодца (6) бака, отделенную от герметичного корпуса (22), циркуляционный насос (40) и лопастный насос или паровую поршневую машину (32) для приведения в действие циркуляционного насоса (40). При этом канал (16) предназначен для выполнения функции теплозащитного экрана при нормальной работе и для обеспечения восходящей циркуляции жидкости в случае аварии, а циркуляционный насос выполнен с возможностью создания принудительной конвекции при помощи собранного пара. Технический результат - повышение уровня пассивной аварийной защиты бака реактора от проплава. 2 н. и 22 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а именно к пассивным системам безопасности. Устройство содержит герметичное реакторное помещение 1, корпус ректора 2, спринклерную группу 3, коллектор пара 4, эжекторный паровой насос 5, резервуар 8 охлаждающей воды, охлаждаемую полость теплообменника 9. В теплоотводящую полость теплообменника 9 подается внешний теплоноситель 10, резервуар 8 охлаждающей жидкости напорным трубопроводом 11 соединен с вентилем 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентилем 14 регулирования подачи с трубопроводом 15 подачи охлаждающей воды в поддон 16. На внешнюю поверхность корпуса реактора 2 нанесено не менее трех слоев сферических теплопроводящих элементов 17, а на коллектор пара 4 установлен предохранительный клапан 18. При возникновении аварийной ситуации открываются вентиль 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентиль 14 регулирования подачи охлаждающей воды в поддон 16 по трубопроводу 15. Технический результат - повышение теплоотдачи от корпуса реактора за счет развития поверхности теплообмена и создания условий, препятствующих бесконтактному скатыванию охлаждающей воды. 2 ил.

Изобретение относится к области энергетики, а именно к повышению безопасности эксплуатации атомных электростанций. Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла из защитной оболочки атомной электростанции содержит концентрично установленный на наружной стенке защитной оболочки торообразный воздушный коллектор с радиально расположенными на куполе защитной оболочки воздухопроводами, покрытыми кровлей, и теплообменники, один из которых установлен внутри защитной оболочки, а другой - снаружи на куполе между воздуховодами и кровлей, соединенные между собой подающим и отводящим трубопроводами. При этом под входным воздушным участком наружного теплообменника на верхней поверхности торообразного воздушного коллектора выполнено отверстие для забора воздуха. А на кровле над выходным воздушным участком наружного теплообменника укреплена вытяжная труба. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности на АЭС с двумя защитными оболочками, и может быть использовано в устройствах поддержания разрежения в межоболочечном пространстве в случае отказа вентиляционных систем, требующих электроэнергию для своей работы.

Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси из межоболочечного пространства состоит из блока фильтров активной системы вентиляции с электровентилятором, блока пассивной системы фильтрации, конвектора, теплообменные каналы которого присоединены к трубопроводам теплового контура эжектора, и газгольдера. Между межоболочечным пространством и системой фильтрации установлен эжектор, у которого сопло эжектирующего газа присоединено к газгольдеру или другой емкости со сжатым газом или воздухом. Сопло эжектируемого газа подсоединено к межоболочечному пространству, а выходное сопло присоединено к разветвлению, одна ветвь которого соединена с активной системой вентиляции, а другая - с пассивной системой фильтрации.

Изобретение направлено на повышение безопасности АЭС вследствие предотвращения аварийных выбросов радиоактивной паровоздушной смеси при авариях (включая запроектные) на АЭС и обеспечение удержания активности в размерах санитарно-защитной зоны атомной станции. 1 н.п.ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области эксплуатации атомных электростанций повышенной безопасности, а именно к системам пассивного отвода тепла (СПОТ) от ядерного реактора, и может быть использовано в этих системах в случаях, когда при работающем ядерном реакторе теплообменники СПОТ должны находиться в нагретом состоянии. Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора содержит вертикальные воздуховоды 1, радиально смонтированные на защитной цилиндрообразной оболочке 2, и установленные внутри воздуховодов 1 теплообменники 3 для охлаждения ядерного реактора с верхним 9 и нижним 10 шиберами, имеющими поворотные лопатки 11 и 12. Устройство снабжено приспособлением для теплоизоляции теплообменников 3, представляющим собой узел для подачи теплоизоляционного материала 17, содержащий установленный на витой пружине 18 кручения барабан 19, на котором закреплен одним концом 20 теплоизоляционный материал 17, и узел для вытягивания теплоизоляционного материала 17, содержащий электролебедку 21 с тросом 23, к которому посредством планки 39 фиксатора закреплен другой конец 24 теплоизоляционного материала 17. Узлы для подачи и вытягивания теплоизоляционного материала 17 укреплены на воздуховоде 1 снаружи на противоположных стенках и соединены между собой посредством направляющей 25 для поддерживания теплоизоляционного материала 17, установленной в воздуховоде между верхним шибером 9 и теплообменником 3. Использование изобретения обеспечивает максимальное сокращение потери тепла, теряемого через воздуховоды системы пассивного отвода тепла в режиме ожидания, повышение эффективности работы атомной электростанции и сохранение первоначальной экологии окружающей среды в районе расположения атомной электростанции. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области теплоэнергетики, а именно к составам материалов для передачи тепла в условиях пиковых нагрузок. Высокотемпературный теплоноситель для теплонапряженных энергетических установок с тепловой нагрузкой более 1 МВт/м ² и рабочей температурой более 400°С на базе эвтектической смеси неорганических солей, включающей фторид лития LiF, содержит метафосфат натрия NaPO₃ и молибдат калия К₂ Mo₂O₇ или тетраборат натрия Na₂ B₄O₇ при следующем соотношении ингредиентов: в первом составе, мас.%: NaPO₃ 64-87, Na₂ B₄O₇ 3-25, LiF 8-15 или во втором составе, мас.%: NaPO₃ 25-49, К₂Мо₂O ₇ 48-72, LiF 3-10. Технический результат изобретения заключается в получении нетоксичного, негорючего теплоносителя, который способен существовать в расплавленном состоянии без изменения химического состава при низком давлении собственных паров в широком диапазоне температур от 400 до 1200°С, оставаясь инертным к основным конструкционным материалам на базе сплавов железа. 2 н.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к энергетике и предназначено для использования на атомных электростанциях с ядерными реакторами, охлаждаемыми водой под давлением. Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора содержит водоподводящий тракт. Входной участок тракта подключен к компенсатору объема и гидроемкостям. Выходной участок тракта образован направляющими трубами системы управления и защиты. Направляющие трубы имеют выпускные отверстия. Выпускные отверстия расположены по высоте вертикальной активной зоны. Выпускные отверстия направляющих труб системы управления и защиты расположены в средней части активной зоны. Изобретение направлено на повышение эффективности охлаждения активной зоны ядерного реактора. 3 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем. Система аварийного расхолаживания реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем содержит поверхность охлаждения, размещенную в вертикальном воздуховоде, снабженном входным и выходным шиберами, а также средство разогрева упомянутой поверхности, причем под поверхностью охлаждения установлен люк, закрепленный в стенке воздуховода, а средство для разогрева выполнено в виде роторного нагревателя с всасывающим и нагнетательным патрубками, подключенными к воздуховоду в зонах, расположенных соответственно выше и ниже поверхности охлаждения, при этом нагнетательный патрубок роторного нагревателя соединен с воздуховодом посредством упомянутого люка, крышка которого установлена на нем с возможностью осевого перемещения. Такая система расхолаживания обеспечивает равномерность температур разогреваемого металла и ускорение разогрева поверхности охлаждения перед заполнением ее жидкометаллическим теплоносителем. 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для повышения уровня безопасности реакторов большой мощности канальных. Комплекс для очистки воды контура охлаждения каналов системы управления и защиты реактора включает последовательно расположенный намывной фильтр и насыпной ионообменный фильтр. Намывной фильтр содержит смесь порошковых сильноосновных ионообменных смол - Н-катионита и ОН-анионита. Насыпной ионообменный фильтр послойно загружен сильноосновным Н-катионитом и сильноосновным ОН-анионитом. В намывном ионообменном фильтре использована смесь порошковых сильноосновных ионообменных смол - Н-катионит и ОН-анионит в соотношении катионита к аниониту 1:1÷1:1,5. В насыпном ионообменном фильтре ОН-анионит расположен первым по ходу потока очищаемой воды. Изобретение направлено на повышение эффективности очистки воды от катионов растворенных примесей и радионуклидов, поддержание на допустимом уровне показателей качества воды контура системы управления и защиты, снижение коррозионного воздействия продуктов радиолиза водной среды на конструкционные материалы контура охлаждения каналов. 1 ил.

Устройство предназначено для использования в области энергетики, а именно в вентиляционных системах отвода тепла от первого контура энергетической установки для защиты воздушных теплообменников от нагара при возможном попадании на них летающих в воздухе предметов (например, полиэтиленовая пленка, насекомые, птицы и др.). Устройство состоит из концентрично установленного на защитной оболочке коллектора. В поперечном сечении он выполнен прямоугольным и содержит кольцеобразную щель. На нижней поверхности кольцеобразного коллектора по периметру защитной оболочки расположены П-образные рамки. Их свободные концы радиально закреплены на краях воздухозаборной щели. На П-образных рамках вдоль щели закреплена сетка, смонтированная по форме рамок. Сетка выполнена из металлической проволоки диаметром 1,8 мм и ячейками (10×10 мм). Для уменьшения гидравлического сопротивления сетки в режиме аварийного расхолаживания реакторной установки горизонтальная часть сетчатого короба выполнена в виде поворотной сетчатой створки, которая крепится на перекладинах П-образных рамок. Один конец перекладины П-образной рамки закреплен посредством шарнира, а другой посредством фиксатора. В полости П-образных рамок к диагоналям могут быть присоединены дополнительные створки с фильтрующим материалом. Повышается безопасность атомной электростанции с одновременным сохранением экологии окружающей среды. 3 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к атомным электростанциям. Изобретение позволяет повысить надежность работы воздушной системы пассивного отвода тепла при любых ветровых нагрузках и обеспечить компактность конструкции. Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора, содержащее концентрично установленный на наружной стенке защитной оболочки торообразный входной воздушный коллектор для образования нижнего выравнивающего объема, воздухозаборную кольцеобразную щель, выполненную в торообразном входном воздушном коллекторе, дефлектор с выходным воздушным коллектором, расположенные на куполе защитной оболочки, вертикально смонтированные воздуховоды, нижние участки которых сообщены с торообразным входным воздушным коллектором, а верхние - с выходным воздушным коллектором, образующим верхний выравнивающий объем, и теплообменники для охлаждения ядерного реактора, установленные в воздуховодах на участках их сообщения с торообразным входным воздушным коллектором. Устройство снабжено концентрично и вертикально установленным на торообразном входном воздушном коллекторе кольцеобразным экраном. Воздухозаборная кольцеобразная щель выполнена в боковой поверхности торообразного входного воздушного коллектора напротив экрана симметрично, между его верхней и нижней кромками. 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для использования в барабанах-сепараторах ядерных реакторов канального типа большой мощности (РБМК). Барабан-сепаратор ядерного реактора содержит корпус с патрубками подвода пароводяной смеси, погруженный дырчатый щит и распределительное устройство. Дырчатый щит установлен внутри корпуса. Распределительное устройство размещено под упомянутым щитом. Корпус снабжен внутренними ребрами. Каждое из ребер расположено по горизонтальной образующей корпуса. Горизонтальная образующая корпуса проходит через нижние точки срезов патрубков подвода пароводяной смеси. Распределительное устройство выполнено в виде желобов. Желоба образованы стенкой корпуса и внутренними ребрами. Изобретение направлено на устранение свободного растекания воды по стенке корпуса за счет организации ее направленного движения с помощью механического препятствия. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретения относятся к ядерной энергетике и могут быть использованы в энергетической и химической промышленности для конденсации пара и очистки паровоздушной смеси от радиоактивных и токсичных веществ. Предложен способ, заключающийся в формировании потока паровоздушной смеси, подаче в него охлаждающей жидкости, генерировании в части объема охлаждающей жидкости, выделенного вертикальной цилиндрической обечайкой, которая проходит через уровень зеркала охлаждающей жидкости, вертикальной вращающейся воронки, последующем пропускании через вертикальный слой жидкости воронки потока паровоздушной смеси и охлаждающей жидкости, стравливании очищенной паровоздушной смеси в атмосферу и отводе конденсата с охлаждающей жидкостью в бак рециркуляции, расположенный над уровнем зеркала охлаждающей жидкости, обеспечении их оттока в полость вертикальной цилиндрической обечайки и регулировании величины расхода потока паровоздушной смеси перед подачей в него охлаждающей жидкости в зависимости от величины давления паровоздушной смеси в герметичных помещениях системы локализации аварии посредством перекрытия живого сечения потока паровоздушной смеси уровнем зеркала охлаждающей жидкости. Предложенное устройство содержит бассейн с охлаждающей жидкостью, размещенную в нем вертикальную вихревую камеру в виде тела вращения, которая сообщается нижней частью с придонным объемом бассейна и имеет тангенциальные соединения со струйными насосами, расположенными под уровнем зеркала охлаждающей жидкости, выполненными в виде венца тангенциальных полых лопаток с перфорационными отверстиями на тыльной поверхности, сообщающихся своими полостями с придонным объемом бассейна, которые образуют проточные каналы, и, кроме того, дополнительно снабжено баком рециркуляции и гидравлическим затвором, причем бассейн с охлаждающей жидкостью и вертикальная вихревая камера со струйными насосами и коммуникациями размещены в одном из герметичных помещений системы локализации аварии. Предложенный способ позволяет не только избежать разрушения герметичных помещений системы локализации аварии, но и позволяет поддерживать оптимальное соотношение расходов паровоздушной смеси и охлаждающей жидкости, обеспечивая тем самым эффективную конденсацию аварийного пара и качественную очистку всей паровоздушной смеси от радиоактивных веществ. Особенности конструкции струйных насосов, их взаимосвязь с остальными элементами устройства позволили отказаться от целой системы трубопроводов, что обеспечило необходимую пропускную способность устройства при одновременном снижении металлоемкости и габаритов. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в охладительных системах тепловых и атомных электростанций. Задачей данного изобретения является поддержание солевого баланса водоемов-охладителей на допустимом уровне с целью исключения отложения солей на поверхностях нагрева, приводящего к снижению коэффициента теплопередачи и, как следствие, необходимости увеличения расхода охлаждающей воды. Осуществляют забор воды из водоемов, направление ее по трубопроводам в теплообменники для отвода тепла от оборудования станции с последующим сбросом использованной воды обратно в водоем и подпитку его водой для покрытия потерь воды. Из водоема-охладителя дополнительно забирают воду для ее очистки от солей путем выпаривания. Полученный дистиллят возвращают в водоем-охладитель, оставшийся рассол выпаривают до образования солей в виде кубового остатка, полученный при этом дистиллят тоже направляют в водоем-охладитель, при этом объемный расход подаваемой на выпаривание воды определяют в соответствии с выражением:

Изобретение относится к области атомной энергетики, в особенности к атомным электростанциям с реакторами ВВЭР, и используется в ядерных энергоблоках, имеющих систему пассивного отвода тепла (СПОТ). Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора содержит концентрично установленный на наружной стенке защитной оболочки торообразный воздушный коллектор для образования нижнего выравнивающего объема, воздухозаборную кольцеобразную щель, выполненную на верхней поверхности коллектора, дефлектор, расположенный на куполе защитной оболочки, вертикально смонтированные воздуховоды, нижние участки которых сообщены с воздушным коллектором, а верхние - с патрубком дефлектора, образующим верхний выравнивающий объем, и теплообменники для охлаждения ядерного реактора, установленные в воздуховодах на участках их сообщения с воздушным коллектором, при этом внутри коллектора на верхней поверхности между щелью и участком сообщения с воздуховодами смонтирована обечайка, охватывающая теплообменники для разделения нижнего выравнивающего объема на две сообщающиеся между собой буферные зоны. Изобретение позволяет повысить надежность и эффективность отвода тепла от ядерного реактора при работе атомной станции в переходных и аварийных режимах путем обеспечения стабильной подачи воздуха к воздушным теплообменникам СПОТ. 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в особенности к аварийным бакам или аккумуляторам для воды аварийного охлаждения в ядерных энергетических установках. В гидравлическом аккумуляторе предусмотрено нагревательное устройство, которое создает паровую подушку и необходимое рабочее давление текучей среды. При протекании рабочей среды давление в гидравлическом аккумуляторе после прохождения определенной высоты уровня автоматически снижается, за счет чего пар конденсируется на холодном изолирующем устройстве с высокой теплоаккумулирующей способностью. Изобретение позволяет повысить надежность при эксплуатации. 2 н. и 17 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к устройствам, предназначенным для ограничения поступления в окружающую среду неочищенных веществ, выделившихся при авариях, например радиоактивных веществ, и используется на энергетических объектах с многослойной защитной оболочкой. Очиститель протечек из защитной оболочки, содержащий конвектор, над которым установлена воздушная тяговая шахта, фильтр с вытяжной трубой и расположенную над обогреваемой поверхностью конвектора проходку, сообщенную с межоболочечной полостью защитной оболочки, внутри которой установлен энергоблок с тепловым контуром, связанным с конвектором, отличающийся тем, что в воздушной тяговой шахте установлены теплопередающие каналы, нижние концы которых посредством вентилей соединены с проходкой, а верхние с фильтром, при этом теплопередающие каналы расположены над обогревающей поверхностью конвектора с возможностью осушения протечек и создания естественной конвекционной тяги, обеспечивающей вывод протечек по каналам из межоболочечной полости. Изобретение позволяет повысить безопасность АЭС вследствие снижения величины аварийных неочищенных выбросов в атмосферу при сверхнормативных авариях. 2 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к устройствам, предназначенным для ограничения поступления в окружающую среду веществ, выделившихся при авариях, и используется на энергетических объектах с многослойной защитной оболочкой, где возможно прекращение подачи электроэнергии. Очиститель протечек из защитной оболочки, содержащий фильтр с вытяжной трубой, патрубок, один конец которого сообщен с межоболочечной полостью защитной оболочки, внутри которой установлен энергоблок с тепловыми контурами, и конвектор, подсоединенный посредством входа и выхода для греющего теплоносителя к тепловому контуру, отличается тем, что второй конец патрубка сообщен с нижними концами теплопередающих каналов конвектора, а верхние концы теплопередающих каналов конвектора сообщены с фильтром. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности АЭС вследствие снижения величины неочищенных аварийных выбросов при сверхнормативных авариях. 2 ил.

Изобретение применяется в атомной энергетике, в особенности на водо-водяных реакторных установках и предназначено для аварийного залива реактора при аварийных течах, протекающих с наложением потери источников переменного тока. Устройство представляет собой гидроемкость, выполненную в виде герметичного сосуда, расположенного выше реактора для обеспечения слива теплоносителя из сосуда в реактор за счет гидростатического напора. В верхней части гидроемкости устанавливают перфорированную пластину и рассеиватель пара. Перфорированная пластина и рассеиватель пара ограничивают объем холодной воды, взаимодействующей с паром, и стабилизируют расход теплоносителя из гидроемкости в реактор. Сливной коллектор, профилирующий расход теплоносителя из гидроемкости, выполняется в форме труб разной высоты, что дает преимущества при настройке темпа слива теплоносителя в реактор. Техническим результатом изобретения является повышение уровня безопасности реакторных установок, оснащенных гидроемкостями предложенной конструкции. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: защитная оболочка ядерной энергетической установки содержит внутреннее пространство с конденсационной камерой, камерой высокого давления, бассейном реактора и отводную трубу. Она также снабжена конденсатором, соединенным с камерой высокого давления. Отводная труба является элементом внутреннего пространства и соединяет камеру высокого давления с конденсационной камерой. Конденсатор может быть расположен в камере высокого давления, при этом верхний конец отводной трубы расположен выше него. Способ эксплуатации конденсатора в ядерной энергетической установке заключается в том, что неконденсирующиеся газы автоматически отводят из области выше конденсатора. Преимущество изобретения состоит в повышении безопасности при эксплуатации ядерно-технических установок. 3 с. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК. Сущность заявляемого технического решения состоит в том, что в контуре охлаждения каналов системы охлаждения и защиты ядерного уран-графитового реактора, включающем циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты, предложено контур охлаждения снабдить узлом ввода в теплоноситель ингибитора образования радиолитических кислот, причем в качестве ингибитора предложено использовать соединения азота с отрицательной степенью окисления, например, гидроксиламин или гидразин-гидрат или их смесь. Техническим результатом является использование предлагаемого решения, которое позволяет существенно снизить образование радиолитических кислот в контуре охлаждения каналов СУЗ, поддерживать рН на допустимом уровне (4,5-6,5), повысить коррозионную стойкость конструкционных материалов контура, увеличить фильтроцикл байпасной очистки, избежать необходимости снижения мощности реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для охлаждения ядерных реакторов.

Задачей, решаемой изобретением, является обеспечение более безопасной эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора в аварийной ситуации с разрывом одного из независимых трубопроводов подвода теплоносителя первого контура циркуляции. Способ эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора включает подачу теплоносителя в подводящую коммуникацию и отвод отходящего теплоносителя из отводящей коммуникации четным числом параллельных потоков по трубопроводам к парогенераторам и затем к главным циркуляционным насосам, а также компенсацию, подпитку объема теплоносителя, эксплуатацию контура охлаждения осуществляют в режиме подачи теплоносителя в реактор четным числом встречных параллельных потоков посредством разделенной на две части закрытыми задвижками подводящей коммуникации и сообщающихся потоков отходящего теплоносителя посредством перемычек с нормально открытыми задвижками, при этом компенсация и подпитка объема теплоносителя предусмотрена в удаленный от реактора участок одного из потоков отходящего теплоносителя. 1 ил.