Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Реферат

 

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, содержащий активную зону в первичном корпусе, соединенном каналами с кессонами теплообменного оборудования, и средства циркуляции теплоносителя, соединенные в единый тракт циркуляции внутри основного бака со свободным уровнем теплоносителя и газовым объемом над ним, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности установки путем обеспечения возможности перехода на естественную циркуляцию теплоносителя при аварийной остановке средств циркуляции, реактор снабжен емкостью с газовым объемом, соединенным с газовым объемом реактора и сообщающейся с каналами, соединяющими первичный корпус с кессонами теплообменного оборудования так, что выход из указанной емкости в канал выполнен в виде струйного насоса.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что емкость встроена в первичный корпус над активной зоной, а число струйных насосов выполнено по числу каналов.

3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что емкость размещена вне основного бака реактора.