Кипящий ядерный реактор для перегрева пара

.Н.Васин ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССРПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИИ ВТОРСНОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВ(56) Авторское свидетельство СССР 9.1153717, кл. С 21 0 1/02, 1984.Патент франции У 1141064, кл. С 21 С, опублик, 1956.(54) КИПЯЩИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ ПЕРЕГРЕВА ПАРА(57) Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в атомных электростанциях и транспортйых установках с водо-водяными реакторами. Целью изобретения является повышение экономичности кипящего ядерного реактора за счет уменьшения затрат энергии на перекачку рабочегореактор содертела. Кипящии ядерный 80135144 кит контур многократной циркуляции греющего теплоносителя, в которыйпараллельно перегревателю 7 включены парогенератор 5 и подогреватель. 6 питательной воды. Теплоноситель первого контура нагревается и частично испаряется в кипящей активной зоне 2, откуда вода поступает в парогенератор 5 и подогреватель 6, где отдает часть своего тепла, а затем насосом 9 возвращается на вход в кипящую активную зону 2. Отделившийся в паровом ком-пенсаторе 3 пар первого контура перегревается в перегревающей активной зоне 4, поступает в перегреватель 7, где отдает свое тепло, конденсирует ся и насосом 8 перекачки конденсата возвращается на вход кипящей активной зоны 22 ил.Пэобретгцце относится к атомнойтехццке и может быть использовано ватомных электростанциях и транспортцьх установках с нодо-водяными реакторами.Целью изобретения является повьпдение экономичности кипящего ядерногореактора эа счет уменьшения затратэнергии ца перекачку работ тела. 1 ОНа фиг, 1 приведена схема двухконтурного кипящего реактора для перегрева пара с принудительной циркуляцией греющего теплоносителя;на фиг.2 -то же, с естественной циркуляцией 1греющего теплоносителя на участкемногократной циркуляции греющего теплоносителя. Кипящий ядерный реакторс принудительной циркуляцией содержит (фиг. 1) корпус 1, в котором размещены кипящая активная эона 2, паровой компецсатор 3 и перегренающая активная зона 4, парогенератор 5 и перегренатель 6 питательной воды, включенные и контур многократной циркуляции греющего теплоносителя параллельно перегревателю 7, насос 8 перекачки конденсата и насос 9 контура многократной циркуляции (КМЦ) греющеготеплоносителя, Кипящий ядерный реак- Зотор с естественной циркуляцией кроме.указанных элементов за исключениемнасоса 9 КЩ содержит (фиг.2) подъемный участок 10 контура многократнойциркуляции греющего теплоносителя,35канал 11 отвода перегретого пара,выполненный по типу труба в трубе икольцевую полость 12, где размещенперегренатель 7.Предлагаемый реактор работает сле-дующим образом,Теплоноситель первого контура нагренается и частично испаряется вкипящей активной зоне 2 (фиг.1), откуда вода поступает в парогенератор5 и подогреватель б питательной воды,где отдает часть своего тепла, а затем насосом 9 К 1 Щ возвращается навход в кипящую активную зону 2. Отделившийся н паровом компенсаторе 3пар первого контура перегревается вперегренающей активной зоне 4, поступает н перегренатель 7, где отдаетсвое тепло, конденсируется и насосом8 перекачки конденсата возвращаетсяна вход кипящей активной зоны 2В кипящем ядерном реакторе по.фиг. 2 циркуляция теплоносителя попервому контуру: кипящая активная зона 2 - царгенератор 5 с подогревателем осуществляется за счет разности цлотцости теплоносителя в подьемцс)й и опускцоц частях реактора. Отделившийся пар из парового компецсатора 3 по кольцевому зазору канала 11 отвода перегретого пара, 1)азьнцяе)иному в подъемном участке К 01, пступаетв перегревающую активную эоцу 4, где перегревается и по центральной части канала 11 поступает в кольцевую полость 12 к трубной системе перегревателя 7, Перегревая пар второго контура, греющая среда конденсируется и насосами 8 перекачки конденсата возвращается в опускную часть кипящего ядерного реактора, т,е, на нход н кипящую активную зону 2. Перегревающий контур и контур многократной циркуляции греющего теплоносителя ядерного реактора по фиг. 2 размещены внутри корпусаПараллельное соединение парогенератора с подогревателем питательной воды и перегревателя в данном кипящем ядерном реакторе для перегрева пара приводит к уменьшению потребных расходов греющего теплоносителя, (как суммарного, так и индивидуального на перегреватель и в кипящую зону), бла" годаря непосредственной связи расхода вырабатываемого пара с расходом воды, циркулирующей через кипящую активную зону, который используется для нагрева и испарения питательной воды второго контура.Это обстоятельство (снижецие потребных расходов теплоносителей) позволило кроме повышения экономичности (уменьшения затрат энергии на перекачку сред) использовать движущий напор естественной циркуляции в контуре многократной циркуляции греющего теплоносителя ядерного реактора в приемлемых габаритных размерах.Формула изобретенияКипящий ядерный реактор для пере" грена пара, содержащий корпус, килящую и перегревающую активные эоны, контур многократной циркуляции греющего теплоносителя, парогенератор с подогревателем питательной воды, перегренатель и насос перекачки конденсата, о т л и ч а ю щ и й с я тем, что, с целью повышения экономичности реактора за счет уменьшения эа35448 теплоносителя параллельно перегревателю, причем напорный иатрубок насс -са перекачки конденсата соединен свходом кипящей активной воны,трат энергии на перекачку рабочеготела, парогенератор и поцогреватгльпитательной воды включены и контурмногократной циркуляции греющего Составитель С.Кочемазов Техред Л.Олийнык Корректо Шуб ороль дак аказ 1099 П Н арственного кзобретений.и Ж, Раушс м от Проектная,4 Производственно-полиграфическое предприятие, г.ужгоро Тираж ЙИПИ Гос делам Моск