Ядерные энергетические установки – G21D

Изобретение относится к способам эксплуатация АЭС. В пиковые часы электрической нагрузки газотурбинная установка вырабатывает дополнительную электроэнергию, в котле-утилизаторе генерируется пар, перегреваемый в пароводородном перегревателе и направляемый в дополнительную паровую турбину, также вырабатывающую дополнительную электроэнергию. В ночные внепиковые часы электрической нагрузки невостребованная электроэнергия аккумулируется в виде водорода и кислорода, ГТУ останавливается, дополнительная паровая турбина останавливается или работает на пониженной нагрузке на пару, отбираемом из устройства парораспределения перед ЦВД паровой турбины. Технический результат - аккумулирование в ночные внепиковые часы электрической нагрузки невостребованной энергии и выработка дополнительной электроэнергии в пиковые часы электрической нагрузки с сохранением безопасности и надежности эксплуатации станции за счет вывода оборудования парогазовой установки и водородного хозяйства за территорию площадки АЭС. 1 ил.

Изобретение относится к области ядерных энергодвигательных установок (ЯЭДУ) большой мощности, функционирующих с замкнутым контуром рабочего тела для выработки электрической энергии и создания тяги. ЯЭДУ содержит электроракетную двигательную установку, холодильник-излучатель, реакторную установку с рабочим телом, теплообменник-рекуператор и турбогенератор-компрессор. Последний состоит из турбины, компрессора, генератора электрической энергии. Выход из теплообменника-рекуператора охлажденного рабочего тела соединен со входом вихревой трубки Ранка-Хильша. Выход из вихревой трубки Ранка-Хильша по "горячему" рабочему телу соединен с холодильником-излучателем, а выход по "холодному" рабочему телу - с компрессором, при этом выход холодильника-излучателя соединен со входом в компрессор. Технический результат изобретения состоит в существенном повышении температуры панелей холодильника-излучателя, что улучшает массогабаритные характеристики ЯЭДУ и повышает ее КПД. 1 ил.

Изобретение относится к ракетно-космической технике, а именно к ядерным ракетным двигателям (ЯРД), и может найти применение в ракетах и аэрокосмических летательных аппаратах, предназначенных для выполнения долговременных беспосадочных полетов одновременно в атмосфере, в безвоздушном (стратосфере) и околоземном космическом пространстве. ЯРД включает ядерный реактор, теплообменную камеру с радиационно-защитным днищем, через которое герметично пропущены тепловоды. Теплообменная камера ЯРД выполнена секционированной, с нагревательными каналами, разделенными межсекционными стенками и связанными полостями с возможностью последовательного прохода рабочего тела через каналы всех секций до выхода в сверхзвуковое сопло или блок сопел. Технический результат - повышение удельной тяги и эффективности работы ЯРД, возможность использования маршевого рабочего тела в бортовых турбоагрегатах, турбоэлектрогенераторах и управляющих двигателях с сохранением их работоспособности при отключенном маршевом сопле. 3 н. и 9 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к энергетическим установкам на базе охлаждаемого реактора с тепловыми трубами. Устройство для термоэлектрического преобразования энергии содержит активную зону реактора, выступ и защитный блок, расположенный с обеспечением опоры между активной зоной реактора и выступом, тепловую трубу, термоэлектрический преобразователь энергии, стойки, соединенные с тепловой трубой, и шарнирные петлевые соединения, выполненные с обеспечением соединения стоек с выступом с возможностью поворота. Тепловая труба расположена в тепловой связи с активной зоной реактора. Термоэлектрический преобразователь энергии выполнен с возможностью соединения с тепловой трубой. Стойки выполнены с обеспечением опоры на противоположных концах преобразователя энергии. По меньшей мере одно из шарнирных петлевых соединений является подпружиненным. Технический результат - повышенная устойчивость к стартовым нагрузкам и температурному расширению тепловой трубы. 3 н. и 17 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам на основе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. Система генерации пара содержит множество ядерных паропроизводящих систем, цилиндр (21) высокого давления, цилиндр (22) низкого давления, конденсатор (23), насос (24) для конденсата, нагреватель (25) низкого давления, деаэратор (26), водяной насос (27) и нагреватель (28) высокого давления, которые последовательно соединены непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура. Технический результат - упрощение генерирующей системы, возможность использования множества мелких одинаковых изделий, совместного использования вспомогательных систем и эффекта масштабирования. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к энергетическим ядерным реакторам, и может найти применение на атомных теплоэлектростанциях (АТЭС) и различного назначения энергетических установках. Наиболее эффективно использование изобретения для создания энергоемких малогабаритных АЭС, АТЭС и компактных высокотемпературных атомных энергетических установок (АЭУ). Реактор содержит теплообменную камеру, выполненную радиально секционированной, с комбинированной конструкцией ее секций и теплопроводящих элементов (тепловодов), а также выполненные с возможностью охлаждения органы регулирования в виде кольцевых решеток с поглощающими стержнями. Технический результат - повышение температуры нагрева теплоносителя и эффективности работы реактора. 9 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится термоэлектрическим преобразователям энергии. Сущность: преобразователь энергии содержит теплособирающую поверхность, n- и р-выводы, сформированные из термоэлектрических материалов n- и р-типа соответственно, каждый из которых расположен в тепловой связи с указанной теплособирающей поверхностью, параллельные электрические шины, электрически соединенные с n- и р-выводами, и корпус. Корпус электрически разъединен с указанными шинами и удерживает теплособирающую поверхность на заданном расстоянии от тепловой трубы. Технический результат - возможность выдерживания стартовых нагрузок и приспосабливание к температурному расширению во время запуска реактора с тепловыми трубами. 3 н. и 17 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. Пары балок, стыкующихся крайними балками с космическим аппаратом, размещены по трем продольным плоскостям вокруг космического аппарата. При этом одна из пары балок стыкуется космическим аппаратом в плоскости, обращенной к ядерной энергетической установке, а вторая балка - со шпангоутом, с закрепленными в тех же плоскостях тремя парами балок с панелями холодильника излучателя, которые соединены с энергетическим блоком и расположены вокруг него. Шпангоут состоит из двух отдельных частей - на одной размещены шарниры балок, расположенных вокруг энергетического блока, на второй - шарниры балок, расположенных вокруг космического аппарата и стыкующихся между собой в поперечной плоскости. Технический результат - приближение положения центра массы ядерной энергетической установки к плоскости стыковки с космическим аппаратом. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области энергетического машиностроения и может быть использовано в атомной энергетике. Способ маневра мощностью ядерного энергоблока с газотурбинным энергопреобразователем включает согласованное изменение мощности ядерного реактора и наполнения второго контура газом при неизменных температурах в ядерном реакторе и сохранении экономичности ядерного энергоблока в диапазоне нагрузок. По сигналу из электрической сети об уровне потребляемой мощности изменяют уровень мощности ядерного энергоблока с помощью автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6) до уровня, соответствующего уровню нагрузки в сети, путем сбалансированного изменения плотности нейтронного потока в активной зоне (7), расхода теплоносителя первого контура (4) и давления газа второго контура (5) по сигналам автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6), передаваемым по линиям с обратной связью (11) управления плотностью нейтронного потока, циркуляцией теплоносителя первого контура, давлением газа второго контура и расходом теплоносителя системы охлаждения. Технический результат состоит в повышении экономичности и надежности ядерного энергоблока. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к радиационной защите в составе ядерной энергетической установки для космического аппарата. Защита в местах прохода трубопроводов снабжена вставками из теплозащитного материала, например, на основе кварцевых волокон, закрепленными на внешней поверхности защиты и отделяющими трубопроводы от герметизирующей оболочки контейнера с гидридом лития. Кроме этого, переднее и заднее днища защиты снабжены разделенными в окружном направлении на полости коллекторами, которые соединены между собой трубками, содержащими охлаждающий теплоноситель и закрепленными на размещенной в гидриде лития между коллекторами перфорированной обечайки защиты, переднее днище которой дополнительно снабжено эквидистантно расположенной сферической оболочкой с радиальными выштамповками, образующими совместно с передним днищем изолированные полости, соединяющиеся в центре и имеющие на периферии выход в полости коллектора на переднем днище, а полости заднего коллектора снабжены патрубками подвода и отвода теплоносителя. При этом узлы крепления защиты к агрегатам ядерной энергетической установки размещены на перегородках полостей коллекторов, выполненных на переднем и заднем днищах защиты. Технический результат: обеспечение приемлемого температурного режима гидрида лития, исключающего выход из него водорода и его диффузию через оболочку защиты в космическое пространство. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки. Расхолаживание реактора обеспечивается тем, что при полном обесточивании пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды. Затем пар направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывается электроэнергия, необходимая для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме. Технический результат - возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС без использования аварийных систем. 1 ил.

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) космического аппарата содержит энергетический блок, который включает газоохлаждаемый ядерный реактор, машинные преобразователи энергии, радиационную защиту, агрегаты системы теплоотвода с соединяющими их элементами конструкции, а также холодильник-излучатель. Машинный преобразователь состоит из турбины и компрессора с генератором. Турбина установлена параллельно оси энергетической установки, при этом входной патрубок турбины присоединен к выходному коллектору ядерного реактора. Компрессор с генератором расположены за радиационной защитой, а вал турбины соединен с общим валом компрессора и генератора рессорой. На боковой поверхности радиационной защиты выполнен сквозной паз, в котором размещена рессора в герметизирующем корпусе. Паз снабжен вставкой защитного материала. Технический результат - снижение температуры трубопроводов с теплоносителем, проходящих сквозь радиационную защиту, и, как следствие, исключение из конструкции системы охлаждения, а также повышение температуры приходящего на турбину теплоносителя с соответствующим повышением коэффициента полезного действия преобразования энергии. 1 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на паротурбинных установках атомных электрических станций (АЭС) при температуре рабочего тела ниже температуры самовоспламенения водорода в смеси с кислородом. Система сжигания водорода в цикле АЭС включает водород-кислородный парогенератор с запальным устройством, магистрали подвода окислителя (кислорода) и горючего (водорода), водород-кислородную камеру сгорания первоначального нестехиометрического окисления, дожигающую водород-кислородную камеру сгорания стехиометрического окисления, полость смешения высокотемпературного пара со свежим паром на участке перед цилиндром высокого давления паровой турбины. Дожигающая камера выполнена в виде диффузора и размещена в полости смешения высокотемпературного пара со свежим паром. К ней подсоединены магистрали подачи балластировочной воды со встроенными форсунками, пролегающие вдоль камеры сгорания с противоположных сторон. Встроенные форсунки сообщаются с внутренней областью дожигающей камеры. Технический результат - возможность паро-водородного перегрева свежего пара при температуре ниже температуры самовоспламенения водорода в смеси с кислородом с обеспечением регулирования температуры водород-кислородного пара в условиях сниженного расхода свежего пара или полном его отсутствии. 1 ил.

Изобретение относится к конструкциям космического аппарата с ядерной энергетической установкой (ЯЭУ). ЯЭУ содержит энергетический блок с последовательно расположенными по оси ядерным реактором, радиационной защитой и агрегатами жидкометаллического контура, систему отодвижения указанного блока и холодильник-излучатель, излучающие панели которого размещены на балках, сложенных в стартовом положении вокруг энергетического блока. Балки соединены между собой шарнирами, позволяющими им при отодвижении энергетического блока раскладываться с образованием при их фиксации трех стержней, формирующих ферму. В вершине фермы размещен энергетический блок, а в основании - космический аппарат. При этом вал каждой из трех нечетных (считая с отодвигаемого энергетического блока) балок снабжен шкивом с прикрепленным к нему тросом, проходящим по шкиву вокруг оси вращения вала по часовой стрелке, а другой конец троса закреплен на расположенном по оси ЯЭУ барабане. Барабан снабжен электроприводом, зафиксированным на шпангоуте, относительно которого происходит поворот балки со шкивом. Технический результат - удаление энергетического блока от космического аппарата на оптимальное по радиационной обстановке расстояние. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ). Способ подачи воды преимущественно из сепаратора в раздающую камеру котловой воды испарителя с последующей ее прокачкой через трубный пучок испарителя второго циркуляционного контура при поддержании ЯЭУ в горячем состоянии собственным теплом, заключающийся в том, что периодически, в течение суток, производят ввод в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ с последующим пуском на малых оборотах насоса МПЦ воды второго контура. После ввода в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ осуществляют предварительную подачу воды из напорной трубы через насос МПЦ в раздающую камеру котловой воды испарителя с привязкой к номинальному уровню воды в сепараторе, затем уравнивают температуру воды сепаратора и испарителя снижением давления в сепараторе, после пуска на малых оборотах насоса МПЦ осуществляют управление темпом роста температуры воды второго контура, увеличивая давление в сепараторе подачей пара необходимых параметров, при этом управление темпом роста температуры котловой воды второго контура МПЦ производят по линейной зависимости во времени, не превышая величину (1-3)°С в минуту. Изобретение позволяет исключить появление термоциклических напряжений в наиболее уязвимом узле теплообменного оборудования. 2 ил.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ), используемым в качестве источников электрической энергии космических аппаратов. Ядерная энергетическая установка содержит реактор, радиационную защиту, отсек оборудования, приборно-агрегатный отсек и холодильник-излучатель, состоящий из раздвижных секций. Холодильник-излучатель выполнен полым с возможностью размещения в нем элементов ЯЭУ, например, приборно-агрегатного отсека. Раздвижные секции содержат стыковочные узлы, обеспечивающие механическую стыковку самих секций, а также стыковочные узлы для соединения гидравлических, пневматических и электрических коммуникаций смежных секций холодильника-излучателя после их раздвижения. Достигается уменьшение габаритов ЯЭУ в сложенном состоянии. 12 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с промежуточным перегревом пара. Турбинная установка АЭС содержит паровую турбину с цилиндром высокого давления (ЦВД) и цилиндром низкого давления (ЦНД), сепаратор, промежуточный перегреватель, систему для получения водорода и кислорода, включающую электролизную установку для получения водорода и кислорода с водородными и кислородными ресиверами, пароводородные перегреватели, устройство парораспределения. При этом вход ЦВД соединен трубопроводом с устройством парораспределения, пароводородные перегреватели соединены с системой для получения водорода и кислорода. По первому варианту введена сателлитная паротурбинная установка с трубопроводом вытесненного пара, которая подключена к устройству парораспределения, а выход ЦВД через сепаратор, пароводородный перегреватель и промежуточный перегреватель соединен с входом ЦНД. По второму варианту введена сателлитная паротурбинная установка с трубопроводом вытесненного пара и пароводородным перегревателем вытесненного пара, соединенным с системой для получения водорода и кислорода и с устройством парораспределения перед ЦВД, выход пароводородного перегревателя вытесненного пара соединен с сателлитной паротурбинной установкой, а выход ЦВД соединен с входом ЦНД. Технический результат - устранение переменного расхода рабочего тела энергоблока АЭС. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в стационарной, транспортабельной и транспортных установках как автономно, так и в составе других энергетических установок, как с совпадающими параметрами рабочих тел, так и несовпадающими параметрами пара, причем позволяет расширить применение комбинированных установок малой, средней и большой мощности. Энергетическая установка конструктивно выполняется в виде герметичного замкнутого контура, внутри и снаружи которого размещено оборудование: валоповоротное устройство, мотор-генератор, турбокомпрессор, работающий на плазмохимических реакциях с катализатором, облучатели СВЧ, пароперегреватель, испарительно-экономайзерный участки с сепаратором и контуром многократно принудительной циркуляции на котловой воде, сепаратор по насыщенному пару соединен с пароперегревателем установки и паропроводом насыщенного пара с посторонним источником через задвижку, в случае несовпадения параметров насыщенного пара используется струйный аппарат (эжектор). Техническим результатом является повышение безопасности и эффективности получения тепловой и электрической энергий при автономном применении, а при использовании с другими энергетическими установками позволяет увеличить отдаваемую мощность потребителю при сокращении до 2-3 раз удельной себестоимости тепловой и электрической энергий. 2 з.п. ф-лы, 4 ил., 2 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к очистке теплоносителя тяжеловодных реакторов от трития. Техническим результатом является поддержание содержания трития в тяжеловодном теплоносителе ядерного реактора на низком уровне, что позволит снизить радиационную опасность и увеличить срок непрерывной работы тяжеловодных реакторов. Производят непрерывный отбор части теплоносителя из контура реактора и возврат очищенного от трития теплоносителя в контур реактора, при этом отобранный поток разделяют на две части. Одну часть направляют в электролизер, где разлагают на водород и кислород. Полученный водород направляют в колонку разделения изотопов, а кислород направляют в сжигатель. Вторую часть теплоносителя испаряют и направляют полученный водяной пар в колонку разделения изотопов, где проводят разделение водорода по изотопному составу с выделением тяжелой компоненты, содержащей тритий. Тяжелую компоненту отводят для дальнейшей переработки, а легкую компоненту водорода, состоящую из дейтерия с уменьшенным содержанием трития, направляют в сжигатель, где окисляют кислородом с образованием тяжелой воды, которую конденсируют после сжигателя и возвращают в контур реактора. Сконденсированную в колонке разделения изотопов вторую часть теплоносителя также возвращают в контур реактора. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к конструкциям ядерных энергетических установок. Маневренная атомная электростанция содержит первый контур, включающий реактор, парогенератор и главный циркуляционный насос, пароводяной контур, состоящий из конденсатно-питательного тракта и парового тракта острого пара, включающего соединенные с парогенератором паропроводами паровую турбину с цилиндрами высокого и низкого давления и промежуточный пароперегреватель, а также теплоаккумулирующий контур, включающий теплоаккумулятор с теплообменником и систему задвижек, устанавливаемых на паропроводах. Решение отличается тем, что теплоаккумулирующий контур встроен в паровой тракт острого пара. При этом в теплоаккумулирующем контуре использован электротеплоаккумулятор с твердотельным аккумулирующим материалом, в который встроены теплообменник и теплоэлектронагревательные элементы, подключенные через электрический трансформаторный блок к внешней сети, при этом одна из задвижек смонтирована между промежуточным пароперегревателем и выходом парогенератора, и ее вход и выход подсоединены соответственно к входу и выходу теплообменника электротеплоаккумулятора. Изобретение направлено на повышение эффективности работы атомного энергоблока в маневренных режимах. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура ядерной энергетической установки в стояночном режиме, работающей при поддержании собственным теплом на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок. Сущность изобретения заключается в том, что периодически, в течение суток, производят ввод в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура с последующим пуском на малых оборотах насоса воды второго контура. При этом осуществляют предварительную подачу воды из напорной трубы через насос в раздающую камеру котловой воды испарителя с привязкой к номинальному уровню воды в сепараторе, затем уравнивают температуру воды сепаратора и испарителя снижением давления в сепараторе. После пуска на малых оборотах насоса осуществляют управление темпом роста температуры воды второго контура, увеличивая давление в сепараторе подачей пара необходимых параметров. Техническим результатом является исключение появления термоциклических напряжений в наиболее уязвимом узле теплообменного оборудования, что приведет к увеличению ресурса эксплуатации и надежности работы ядерной энергетической установки в целом. 2 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в ядерных энергетических установках с корпусными ядерными реакторами, охлаждаемыми водой, атомных электростанций. Суть изобретения состоит в использовании дополнительного теплообменника, подключенного в первый контур после реакторного парогенератора. Теплообменник подогревает питательную воду до температуры насыщения перед подачей ее в парогенератор. Изобретение позволяет увеличить мощность ядерного реактора за счет понижения температуры теплоносителя на входе в активную зону. 1 ил.

Изобретение относится к энергоустановке с замкнутым контуром, которая вырабатывает электричество за счет тепла, получаемого от высокотемпературного ядерного реактора. Энергоустановка с замкнутым контуром содержит высокотемпературный газоохлаждаемый реактор. Газоохлаждаемый реактор содержит ядерный реактор, газовую турбину, компрессор, соединенный соосно с газовой турбиной, электрогенератор, соединенный с газовой турбиной посредством выходного вала, и источник питания, подключаемый к электрогенератору с возможностью отключения и подающий электроэнергию. Источник питания выполнен с возможностью определения ускорения вращения электрогенератора по скорости вращения электрогенератора. Изобретение позволяет без труда производить осмотр и обслуживание, а также быстрый запуск энергоустановки. 5 н. и 2 з.п. ф-лы, 11 ил.

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. В ядерной энергетической установке холодильник-излучатель снабжен дополнительными четырьмя размещенными снаружи панелями, выполненными в виде секторов цилиндрической формы, каждый из которых соединен с жесткой частью холодильника-излучателя через установленный на его торце шарнир. Оси шарниров расположены под углом 90° и обеспечивают одновременный разворот секторов в четырех взаимно перпендикулярных плоскостях. Шарниры снабжены электроприводами для разворота цилиндрических секторов и шарнирно-сильфонными узлами для передачи на них теплоносителя с жесткой части холодильника-излучателя. Холодильник-излучатель снабжен направляющими, по которым полезная нагрузка космического аппарата способна выдвигаться из-под холодильника-излучателя и развернутых дополнительных цилиндрических секторов холодильника-излучателя. Технический результат: компактное размещение в стартовом положении ядерной энергетической установки с холодильником-излучателем и отсека полезной нагрузки космического аппарата. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способам передачи энергии, преимущественно от ядерных энергетических установок и при участии хемотермических систем, например, конверсии углеродсодержащего вещества. В предложенном способе хемотермической передачи тепловой энергии осуществляют эндотермическую реакцию паровой конверсии углеродсодержащего вещества, неконденсируемые продукты которой охлаждают и передают в реактор экзотермического синтеза углеродсодержащего вещества с образованием водяного пара, и возвращают углеродсодержащее вещество на эндотермическую реакцию, при этом образующийся в реакции экзотермического синтеза водяной пар используют в эндотермической реакции. Эндотермическую реакцию паровой конверсии углеродсодержащего вещества ведут при нагреве ядерным реактором при температуре выше 400 K, а экзотермическую реакцию синтеза углеродсодержащего вещества ведут при отводе тепла к рабочему телу энергоустановки. Образующийся в реакции экзотермического синтеза водяной пар конденсируют путем нагрева продуктов эндотермической реакции, а затем направляют на испарение и смешение с углеродсодержащим веществом. В качестве углеродсодержащего вещества применяют метан, углеводороды, спирты или их смеси. Снижение потерь выброса избыточного тепла в атмосферу при хемотермическом способе передачи тепловой энергии является техническим результатом изобретения. 8 з.п. ф-лы, 1 ил.

Система сжигания водорода для паро-водородного перегрева свежего пара в цикле АЭС включает водород-кислородный парогенератор. Водород-кислородный парогенератор снабжен запальным устройством. Система содержит магистрали подвода окислителя (кислорода) и горючего (водорода), водород-кислородную камеру сгорания первоначального нестехиометрического окисления, дожигающую водород-кислородную камеру сгорания стехиометрического окисления, полость смешения высокотемпературного пара со свежим паром на участке перед цилиндром высокого давления паровой турбины. Дожигающая водород-кислородная камера сгорания стехиометрического окисления выполнена в виде диффузора, размещенного в полости смешения высокотемпературного пара со свежим паром. Достигается перегрев свежего пара в цикле АЭС при его температуре, которая ниже температуры самовоспламенения водорода в смеси с кислородом. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к источникам энергоснабжения космических аппаратов. Замок стержня безопасности реактора, удерживающий его в активной зоне при аварийных ситуациях, расположен в средней части стержня безопасности и содержит фиксатор с двухсторонними упорами. Фиксатор размещен на оси вращения относительно корпуса стержня безопасности и имеет наклонный относительно стержня паз. Фиксатор соединен гибким силовым звеном с электромеханическим приводом. Между корпусом стержня безопасности и фиксатором расположен подпружиненный толкатель с роликом в наклонном пазу фиксатора. На внутренней поверхности кожуха, в котором перемещается стержень безопасности, выполнена расточка в зоне, где фиксируется стержень безопасности, а на противоположном от привода торце кожуха имеется упругий упор. Технический результат - снижение массы реакторного блока и повышение безопасности путем удержания стержня безопасности в активной зоне реактора при его обгорании в случае входа в плотные слои атмосферы. 3 ил.

Изобретение относится к энергомашиностроению. Область применения - энергоблоки АЭС с главными циркуляционными насосными агрегатами (ГЦНА). Для нормальной работы блока подача воды в систему запирающей воды выполнена из напорной части первого контура. Перепускное устройство 14 выполнено с возможностью его открытия только при возникновении на нем перепада давления, превышающего перепад давления на закрытом устройстве 14 остановленного ГНЦА после окончания его выбега при нормальной работе всех остальных ГЦНА блока. Холодильник 6 системы охлаждения и смазки подшипника 4 выполнен и установлен над последним для обеспечения устойчивой циркуляции воды как за счет естественной конвекции с расходом, достаточным для отвода тепла из зоны подшипника 4 при неподвижном вале 1, так и при охлаждении воды холодильником 6 при ее отборе из системы охлаждения и смазки подшипника 4 в систему запирающей воды работающего ГЦНА. Запорная арматура 12 на трубопроводе слива протечек из системы запирающей воды закрывается только на остановленном ГЦНА после окончания выбега последнего, причем при отсутствии подачи воды из напорной части первого контура в систему запирающей воды. Изобретение направлено на предотвращение перегрева узла уплотнения 8 у работающего ГЦНА и системы охлаждения и смазки подшипника 4 в режиме стоянки ГЦНА в горячем резерве, что повышает надежность энергоблока. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам обеспечения глубокой подкритичности ядерного реактора космической ядерной энергетической установки на этапе входа космического аппарата с орбиты в плотные слои атмосферы Земли. В космической ядерной энергетической установке, содержащей реактор и стержень безопасности, размещенный в направляющем кожухе, а также привод, связанный со стержнем безопасности кинематическим элементом. В непосредственной близости от реактора в герметичном корпусе, соединенном с направляющим кожухом, расположен фиксатор стержня безопасности. Фиксатор выполнен в виде штока, подпружиненного в сторону кинематического элемента и соединенного с корпусом пайкой, причем паяное соединение расположено вне габаритов реактора. В кинематическом элементе выполнено отверстие таким образом, чтобы располагаться в зоне фиксатора, когда стержень безопасности находится в активной зоне реактора. Технический результат - надежное удержание стержня безопасности в активной зоне реактора до его полного разрушения в случае обгорания или падения на землю. 2 ил.

Изобретение относится к источникам электроснабжения космических аппаратов. В ЯЭУ холодильник-излучатель выполнен цилиндрически-конической формы, эквидистантно контуру обтекателя ракеты-носителя и закреплен на размещенной внутри него силовой конструкции. На холодильнике-излучателе и его силовой конструкции с конической стороны выполнены три равнорасположенных продольных выреза, к каждому торцу которого прикреплены две балки, соединенные между собой. Балки снабжены на концах шарнирами, обеспечивающими возможность их углового перемещения в плоскости, проходящей через продольную ось холодильника-излучателя. Вторая балка прикреплена к раме, которая через радиационную защиту соединена с реактором и фиксирует преобразователь энергии и элементы системы теплоотвода. Кроме того, силовая конструкция со стороны, противоположной вырезам, снабжена осесимметрично расположенными направляющими, на которых закреплен отсек полезной нагрузки космического аппарата, и устройствами выдвижения из-под холодильника-излучателя отсека полезной нагрузки. Технический результат - компактное размещение в стартовом положении ЯЭУ с холодильником-излучателем и отсека полезной нагрузки космического аппарата. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.