Горбунов В.С.

 1. Способ аварийного расхолаживания многопетлевой ядерной энергетической установки путем перехода с принудительной циркуляции на естественную за счет останова циркуляционных средств, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности за счет уменьшения перегрева тепловыделяющих элементов, изменяют на противоположную циркуляцию теплоносителя в первой группе петель по аварийному сигналу,...

 Способ аварийного расхолаживания многопетлевой установки с ядерным реактором, включающий отключение главных циркуляционных насосов во всех петлях и осуществление перехода с принудительной циркуляции на естественную циркуляцию теплоносителя, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности установки за счет уменьшения перегрева тепловыделяющих элементов, главные циркуляционные насосы...

 Сущность: активную зону реактора захолаживают в течение времени ввода в активную зону стержней аварийной защиты на глубину, достаточную для компенсации полного мощностного эффекта реактивности реактора, затем нагревают активную зону путем уменьшения расхода теплоносителя и одновременно поддерживают теплообменники всех петель в захоложенном состоянии, прекращают нагрев активной зоны после...

 Сущность изобретения: ядерный реактор содержит корпус 1 с крышкой 2. Стенка 3 разделяет объем корпуса на полость 4 горячего теплоносителя и полость 6 холодного теплоносителя, полость 6 перегородкой 9 разделена на части 10 и 11. Реактор содержит также активную зону 7, насос 14, соединенный трубопроводом 15 с активной зоной 7, теплообменник аварийного расхолаживания 16. Части 10 и 11 полост...

 Сущность: система аварийного расхолаживания реактора 3 состоит из нескольких параллельных работающих каналов. Каждый канал включает в себя аварийный теплообменник 4, трубопроводами 5, 6 соединенный с расположенным в корпусе 8 радиатором. К корпусу 8 примыкает воздуховоды 9, 10 с заслонками. Заслонки образованы парными решетками. Трубопровод 5 на вертикальном участке выполнен в виде колонн...