Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Академик Олег Фиговский (Израиль)

В то время, как ядерные реакторы вырабатывают энергию по всему миру уже более 70 лет, текущий момент является моментом потенциально радикальной трансформации технологии. По мере роста спроса на электроэнергию во всем мире для всего, от электромобилей до центров обработки данных, возобновляется интерес к строительству новых ядерных мощностей, а также к продлению срока службы существующих электростанций и даже возобновлению работы закрытых объектов. 

Также предпринимаются усилия по переосмыслению конструкций реакторов, и 2025 год станет серьезным испытанием для так называемых усовершенствованных реакторов, поскольку они начинают переходить от идей на бумаге к этапу строительства. Это важно, потому что ядерная энергетика обещает стабильный источник электроэнергии, поскольку изменение климата поднимает глобальные температуры до новых высот, а спрос на энергию растет во всем мире. Вот чего ожидать от отрасли дальше.  

Государственный совет Китая одобрил пять проектов в области атомной энергетики - Xuwei Phase I, Lufeng Phase I, Zhaoyuan Phase I, San'ao Phase II и Bailong Phase I - всего 11 реакторов. Китайская национальная ядерная корпорация (CNNC) заявила, что первая фаза проекта ее электростанции Xuwei в провинции Цзянсу станет «первой в мире фазой, которая объединит высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с реактором с водой под давлением». Помимо электричества завод будет поставлять в основном промышленное отопление. В рамках проекта планируется построить два реактора с водой под давлением Hualong One и один высокотемпературный реактор с газовым охлаждением. В рамках проекта будет оборудована паротеплообменная станция, которая впервые перейдет на режим работы «тепло-электричество». Таким образом, этот обзор тщательно изучает в основном документы китайского патента за последние годы.

CN119042096 (А) -  Сифонное устройство для судовых рабочих систем для атомной электростанции

Изобретение относится к технической области сифонных устройств и, в частности, относится к морской рабочей системе сифонного устройства для атомной электростанции, которая включает в себя систему магистрального трубопровода, вакуумную систему и систему сифонного отключения, система магистрального трубопровода соединена с вакуумной системой. Система магистрального трубопровода используется для всасывания воды из переднего пролета в внутризаводской туннель циркуляционной охлаждающей воды. Вакуумная система используется для установления вакуумного состояния и сифонного состояния. Система разрушения сифона устроена в вакуумной системе и используется для разрушения сифонного состояния. Устройство простое и удобное в эксплуатации, можно предотвратить ошибочное срабатывание сифонного устройства из-за непредвиденных условий, а также эффективно решить проблемы, связанные со сложным в эксплуатации существующим устройством и высоким риском в эксплуатации.

CN222067164 (U) - Торцевое уплотнение для безопасного инжекторного насоса высокого давления атомной электростанции.

Полезная модель относится к технической области торцевых уплотнений и раскрывает торцевое уплотнение для предохранительного инжекторного насоса высокого давления атомной электростанции, которое состоит из втулки вала, сальника, статического кольца в сборке, подвижного кольца в сборке, изолирующей полости, насосного узла и теплообменника. Вал соединен с втулкой вала. А сальник имеет втулку на втулке вала. Одна сторона сальника упирается в одну из боковых поверхностей статического кольца в сборке. Другая боковая грань статического кольца в сборке упирается в одну из боковых граней подвижного кольца в сборке. Насосная деталь расположена на подвижном кольцевом узле в режиме оплетки. Одна боковая поверхность изолирующей полости упирается в одну из боковых поверхностей железы. Изолирующая полость, насосный элемент, статическое кольцо в сборке и подвижное кольцо в сборке образуют проточную полость. Один конец теплообменника соединен с полостью насоса; Другой конец теплообменника соединен с сальником. Теплообменник сообщается с проточной полостью среды. Надежность механического уплотнения повышается за счет повышения температуры внутренней среды проточной полости. При этом полость насоса и внешний источник тепла не могут передавать тепло в полости проточной среды через изолирующую полость.         

CN118979795 (А) - Способ и система управления выпускными клапанами атомной электростанции

По способу управления клапанами и системе системы байпаса паровой турбины атомной электростанции, паровая турбина делится на режим большой мощности и режим малой мощности. Когда паровая турбина находится на большой мощности, режим управления байпасным клапаном паровой турбины является режимом регулирования температуры, а конкретный режим регулирования температуры включает режим быстрого запуска по температуре и режим запуска с температурной модуляцией. При рабочих условиях низкой мощности паровой турбины или аварии на атомной электростанции режим управления байпасным клапаном паровой турбины является режимом регулирования давления. Режим регулирования давления определяет, что клапан байпасной системы открывается в соответствии с отклонением давления между значением измерения давления и значением установки давления в магистральном паропроводе; При этом при нормальной работе паровой турбины при малой мощности режим управления перепускным клапаном паровой турбины является нормальным режимом работы режима регулирования давления. Когда необходимо выполнить быстрое охлаждение среднего давления в аварийных рабочих условиях, режим управления перепускным клапаном паровой турбины является режимом быстрого охлаждения среднего давления регулятора давления.

CN118670026 (А) - Теплообменное устройство адсорбционного типа для бассейна выдержки ядерного реактора  

Изобретение относится к области техники эксплуатации и обеспечения безопасности атомных электростанций и, в частности, касается холодноводного теплообменного устройства адсорбционного типа для бассейна выдержки выдержки ядерного реактора. Состоящая из приводной части источника тепла, части охлаждения охлаждающей воды, низкотемпературной части охлаждающей воды и части устройства для потери и дополнения воды. Приводная часть источника тепла соединена с машиной охлаждающей воды адсорбционного типа и обеспечивает приводной источник тепла для машины охлаждающей воды адсорбционного типа. Часть охлаждения охлаждающей воды соединена с машиной охлаждающей воды адсорбционного типа и обеспечивает охлаждающую воду для машины охлаждающей воды адсорбционного типа, низкотемпературная часть охлаждающей воды соединена с машиной охлаждающей воды адсорбционного типа. Часть устройства потери и дополнения воды соединена с частью охлаждения охлаждающей воды. Устройство теплообмена с холодной водой адсорбционного типа имеет положительные эффекты, заключающиеся в том, что по сравнению с предшествующим уровнем техники утилизация отходящего тепла бассейна отработавшего топлива в условиях аварийной работы достигается посредством холодильной системы адсорбционного типа, а устройство теплообменного обмена с холодной водой адсорбционного типа для бассейна отработанного топлива ядерного реактора обеспечивается с точки зрения безопасности, экономичности и т.п.

CN118657963 (А) - Циркуляционная система охлаждения атомной электростанции 

В настоящее изобретение раскрывает циркуляционную систему охлаждения атомной электростанции, которая содержит охлаждающий механизм, насосный блок, блок добавления воды и блок химического добавления. Механизм охлаждения содержит направляющую трубу потока и камеру сбора воды. Блок добавления воды содержит решетки для добавления воды, а дополняющие воду решетки соединены с камерой сбора воды.  Соединительный канал расположен между каждыми двумя соседними водопроводными решетками, а на каждом соединительном канале расположен соединительный выключатель. В соответствии с  циркуляционной системой охлаждения конструкции, низкотемпературная  охлаждающая вода подается в  охлаждающий механизм через многочисленные вододополняющие решетки, и поэтому теряемая охлаждающая вода циркуляционной системы дополняется. Состояния открытия и закрытия соединительных каналов контролируются с помощью сообщающихся переключателей. Так что это позволяет проведение самостоятельных изоляционных работ по капитальному ремонту или другие дополнительные операции. Циркуляция охлаждающей  воды в  системе охлаждения может быть спланирована во взаимодействии с коммуникативными выключателями, гарантируется эффективная подача  охлаждающей воды, и при этом обеспечивается плавный переход этапа капитального ремонта и т.д. Система циркуляции охлаждения, предусмотренная изобретением, обладает хорошей безопасностью и стабильностью.

CN118517439 (А) - Система изоляции охлаждения приводного двигателя первичного гелиевого вентилятора высокотемпературного газоохлаждаемого реактора атомной электростанции 

Изобретение относится к области работы вентилятора первичного гелиевого высокотемпературного газоохлаждаемого реактора и раскрывает систему изоляции привода двигателя главного гелиевого вентилятора высокотемпературного газоохлаждаемого реактора атомной электростанции, которая отличается тем, что во время нормальной работы вентилятора первичного гелия или после аварийного останова реактора не может произойти ошибочная изоляция, и можно избежать повреждения охладителя из-за перегрева и избыточного давления; в случае превышения предельного значения отрицательной скорости изменения давления в первичном контуре, вызванное поломкой трубы главного гелиевого вентилятора-охладителя, и событие превышения предельного значения отрицательной скорости изменения давления в первичном контуре, вызванное неисправностями другого оборудования; когда событие превышения скорости отрицательного изменения давления в первичном контуре вызвано неисправностями другого оборудования, система изоляции охлаждения двигателя главного гелиевого вентилятора не действует, и нормальная функция охлаждения сохраняется. Когда скорость отрицательного изменения давления в первичном контуре превышает предел из-за того, что охладитель двигателя главного гелиевого вентилятора разрывает трубу, изоляция системы охлаждения главного гелиевого вентилятора соответствует требованиям глубинной защиты, и первый контроллер выполняет автоматическую изоляцию.

WO2024164504 (А1) - ДВУХСЛОЙНАЯ ЗАЩИТНАЯ ОБОЛОЧКА АЭС ДЛЯ ПАССИВНОГО ВОЗДУШНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ, И АЭС, ИСПОЛЬЗУЮЩАЯ ЕЕ

Двухслойная защитная оболочка атомной электростанции для пассивного воздушного охлаждения и атомная электростанция, использующая ее. Двухслойная защитная оболочка атомной электростанции состоит из защитной оболочки, воздушных портов и опор. Защитная оболочка включает в себя защитную оболочку внешнего слоя. Воздушные порты включают в себя воздухозаборники; наружная сторона защитной оболочки наружного слоя снабжена воздуховодами. Каждый воздуховод снабжен приточным отверстием для воздуха. Опоры расположены на внешней стороне защитной оболочки внешнего слоя. Воздуховоды расположены на защитной оболочке внешнего слоя. Воздушный поток подается с использованием метода формирования отверстия в нижней части защитной оболочки внешнего слоя, вместо установления направляющей пластины потока в кольцевой полости между защитной оболочкой внутреннего слоя и защитной оболочкой внешнего слоя, так что обслуживание является простым и удобным, тем самым избегая неудобства при установке и обслуживании, вызванных узким пространством. За счет использования жестких опор для фиксации и поддержки наружных воздуховодов наружного слоя защитной оболочки, они могут взять на себя часть несущих и опорных функций наружного слоя защитной оболочки.

CN118486231 (А) - Демонстрационное устройство топливного бассейна атомной электростанции 

Изобретение, относящееся к технической области обеспечения ядерной энергетики, раскрывает демонстрационное устройство топливного бассейна атомной электростанции, содержащее охлаждающий бассейн и контейнер для хранения топлива. В охлаждающем бассейне содержится охлаждающая среда, на охлаждающем бассейне сделано окно, удобное для наблюдения за внутренней работой охлаждающего бассейна, а охлаждающий бассейн используется для моделирования топливного бассейна атомной электростанции. Контейнер для хранения топлива расположен в охлаждающем бассейне и используется для моделирования решетки для хранения, содержащей топливную конструкцию. В контейнере для хранения топлива создаются множество каналов для хранения топлива. В соответствии с демонстрационным устройством топливного бассейна АЭС моделируется реальная рабочая среда топливного бассейна АЭС, а также решаются реальные проблемы, которые не имеют реальной среды проверки после разработки новых инструментов и нет условий для обучения персонала.

CN118325375 (А) - Антиэрозионное композиционное покрытие и метод его получения 

Изобретение относится к технической области атомной энергетики, в частности, к композитному покрытию, устойчивому к эрозии морской воды, и способу его получения. Композитное покрытие состоит из слоя высокоэнтропийного сплава и слоя эпоксидной смолы, покрытого слоем высокоэнтропийного сплава. Метод подготовки включает в себя следующие этапы, которые: 1, используется метод холодного напыления под низким давлением для напыления корпуса основания и формируется смешанное порошковое покрытие; 2, смешанное порошковое покрытие подвергается индукционному переплаву покрытия (синтезу “на месте”) из высокоэнтропийного сплава; 3, поверхность высокоэнтропийного сплава покрыта слоем эпоксидной смолы. Покрытие, сформированное этим методом, обладает хорошими герметизирующими характеристиками, высокой коррозионной стойкостью и подходит для системы охлаждения морской воды атомной электростанции.

ZA202308705 (B) - АКТИВНЫЙ И ПАССИВНЫЙ МЕТОД СОВМЕСТНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ ДЛЯ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ И СИСТЕМА ОКОНЧАТЕЛЬНОГО ОТВОДА ТЕПЛА 

Активный и пассивный метод совместного охлаждения для атомной электростанции и идеальная система отвода тепла. В данном методе в случае проектной аварии, когда граница давления в первичном контуре завершена, тепловая энергия в защитной оболочке выводится в радиатор с помощью активной системы зарядки и сброса вторичного контура. В случае запроектной аварии с отключением электроэнергии на станции, когда граница давления в первом контуре завершена, автоматически запускается пассивная система естественной циркуляции вторичного контура, и тепло, передаваемое от защитной оболочки к активной системе зарядки и разгрузки вторичного контура, выводится в радиатор. Дополнительно предусмотрена пассивная система естественной циркуляции вторичного контура, которая в случае аварии на станции за пределами проектной мощности, когда граница давления первичного контура завершена, может быть автоматически запущена таким образом, что тепло, передаваемое от защитной оболочки к активной системе зарядки и нагнетания вторичного контура, выводится в радиатор таким образом, чтобы достичь эффекта активного и пассивного совместного охлаждения для ускорения отвода тепла в защитной оболочке при аварии, тем самым повышая безопасность атомной электростанции.

CN118148936 (А) - Метод определения оптимального режима работы циркуляционного насоса охлаждающей воды на атомной электростанции 

Изобретение предлагает способ определения оптимального режима работы циркуляционных насосов охлаждающей воды на атомной электростанции. Этот способ включает в себя следующие этапы: получение первой кривой изменения выходной чистой электрической мощности единицы вместе с температурой морской воды при работе N циркуляционных насосов охлаждающей воды до переключения первого сезонного рабочего состояния на второе сезонное рабочее состояние. Одно из условий работы первого сезона и условия работы второго сезона являются зимними условиями работы, а другое - летними условиями работы. После того как рабочее состояние первого сезона переключается на рабочее состояние второго сезона, получается вторая кривая, согласно которой выходная чистая электрическая мощность единицы изменяется вместе с температурой морской воды при работе циркуляционных насосов охлаждающей воды M, а M и N являются разными положительными целыми числами. Определение критической температуры для переключения первого сезонного рабочего состояния и второго сезонного рабочего состояния по крайней мере одной точки пересечения первой кривой и второй кривой. Режим работы циркуляционного насоса охлаждающей воды оптимизирован в соответствии с выходной чистой электрической мощностью агрегата, что позволяет экономить вспомогательную электроэнергию и увеличивать выгоду от выработки электроэнергии агрегата.

CN221075234 (U) - Уплотнительный механизм и волновой короб системы водяного охлаждения оборудования атомного острова атомной электростанции

Модель раскрывает уплотнительный механизм и оборудование ядерного острова для системы охлаждения волновой коробки и относится к технической области волновой коробки системы охлаждения воды. Уплотнительный узел состоит из монтажной части и фиксирующей части, соединенных в монтажной части. Одна сторона фиксирующей части соединена крепежным болтом, внешняя сторона крепежного болта снабжена первой пружиной сброса. Уплотнительный элемент расположен в монтажном элементе, а вторая пружина сброса установлена на внешней части уплотнительного элемента. Охлаждающая часть включает в себя насосное оборудование охлаждающей воды и пользователя охлаждающей воды, установленного с левой стороны от насосного оборудования охлаждающей воды, а теплообменник установлен с другой стороны от потребителя охлаждающей воды оборудования. Монтажная деталь состоит из монтажного корпуса и отверстия для оплетки, сформированного в монтажном корпусе, а дренажное отверстие сформировано на нижней стороне отверстия для оплетки. Проблемы, связанные с загрязнением качества воды из-за того, что струйная жидкость напрямую сбрасывается в море, значение pH охлаждающей воды снижается из-за того, что воздух поступает в флуктуационный бокс через отрицательное давление, и решаются ручные корректировки и сливы.

CN221057154 (U) - Телескопический механизм и оборудование для охлаждения АЭС 

Модель раскрывает телескопический механизм и охлаждающее оборудование атомной электростанции и относится к технической области охлаждения атомной электростанции. Телескопический механизм включает в себя телескопический узел, приводной узел, телескопический узел и запорный узел. Основной узел корпуса состоит из оребренной трубы, оребренной группы и рабочей платформы. Теплообменный узел состоит из теплообменной трубы и комплекта соединительной колонны. Модель имеет положительные эффекты, заключающиеся в том, что в теплообменных трубах может быть размещено множество групп телескопических оребренных труб, количество ребер можно регулировать в любое время, оребренные трубы не нужно вынимать из теплообменных труб для регулировки, эффективность охлаждения и соответствующие потери давления в системе охлаждения могут быть отрегулированы в любое время.  Эффективность охлаждения повышается, энергопотребление снижается, а стоимость снижается. При этом соблюдены требования безопасности эксплуатации АЭС и охраны окружающей среды.

CN118072997 (А) - Метод и устройство определения холодильного оборудования, компьютерного оборудования и носителей информации 

Изобретение относится к способу и устройству определения охлаждающего оборудования, компьютерного оборудования и носителя информации. Способ включает в себя этапы: получение параметра состояния источника холода в системе охлаждения на атомной электростанции в неисправном состоянии и экранирование множества охлаждаемого оборудования на атомной электростанции в соответствии с параметром состояния и заданным условием экранирования.  Определено, по крайней мере, одно целевое устройство охлаждения. При этом параметры состояния включают в себя параметры потока и/или температурные параметры, а заданные условия проверки определяются в соответствии с типами параметров состояния. В этом способе параметры состояния могут отражать текущее состояние системы охлаждения, так что метод экранирования охлаждаемого оборудования в соответствии с условиями проверки и параметрами состояния может повысить точность определения диапазона охлаждаемого оборудования. Когда происходит авария с источником холода, в связи с тем, что повышается температура системы охлаждения, холодопроизводительность системы охлаждения на охлаждающем оборудовании ограничивается, метод может гарантировать нормальную работу ядерного энергоблока, при этом воздействие системы охлаждения может быть оказано в максимальной степени.

CN117968275 (А) - Система и метод утилизации отработанного тепла атомной электростанции 

Изобретение относится к системе и способу утилизации отработанного тепла атомной электростанции, которая включает тепловой насос, первую циркуляционную систему и вторую циркуляционную систему, а охлаждающая вода оборудования течет обратно в систему охлаждающей воды оборудования после прохождения через тепловой насос. Первая циркуляционная система включает в себя первый циркуляционный трубопровод и блок водяного охлаждения. Выходной конец теплового насоса связывается с входным концом блока водяного охлаждения. Выходной конец блока водяного охлаждения сообщается с входным концом теплового насоса, а блок водяного охлаждения используется для приема нагретой циркуляционной воды и возврата охлажденной циркуляционной воды в тепловой насос после поглощения тепла. Первый циркуляционный трубопровод снабжен первыми переключающими клапанами на входном и выходном концах теплового насоса. Вторая циркуляционная система содержит второй циркуляционный трубопровод и, по меньшей мере, одну сторону использователя. Второй циркуляционный трубопровод протекает через тепловой насос и используется для транспортировки нагретой циркуляционной воды на сторону потребителя и последующего возврата охлажденной циркуляционной воды, вытекающей со стороны потребителя, в тепловой насос. Второй циркуляционный трубопровод снабжен вторыми переключающими клапанами на входном и выходном концах теплового насоса. тепловой насос. Таким образом, повышается тепловая эффективность атомных энергоблоков.

CN117972990 (А) - Метод оценки срока службы компенсатора охлаждающей воды аварийного дизельного двигателя атомной энергетики

Изобретение относится к области управления оборудованием атомных электростанций и, в частности, относится к способу оценки ресурса защитного контура охлаждающей воды дизельного двигателя атомной энергетики, который включает в себя следующие этапы. Этап 1: определение рабочего состояния внутреннего резинового слоя компенсатора. По данным компенсатора охлаждающей воды дизельного двигателя определено рабочее состояние внутреннего резинового слоя компенсатора охлаждающей воды дизельного двигателя; Этап 2: 1, проведение высокотемпературного испытания на ускоренное старение материала внутреннего резинового слоя и создание модели старения; 2, проведение высокотемпературного испытания на ускоренное старение внутреннего резинового слоя в соответствии с информацией о рабочем состоянии внутреннего резинового слоя на этапе 1 и установление модели старения по показателям эффективности старения и времени старения при рабочей температуре; 3, проведение оценочных испытаний продукта для получения критического значения индекса эффективности старения компенсатора охлаждающей воды; 4, подставляя критическое значение индекса эффективности старения в модель старения и рассчитывая общий срок службы компенсатора. Этот метод может служить руководством для практической оценки ресурса компенсатора охлаждающей воды аварийного дизельного двигателя АЭС, а также предоставляет технические рекомендации по управлению сроком службы аварийного дизельного двигателя АЭС. 

JP2024054880 (А) - СИСТЕМА ЭЛЕКТРОГЕНЕРАЦИИ МАЛОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА ДНЕ ОЗЕРА, ИЗГОТОВЛЕННАЯ НА ЗАВОДЕ ПОСРЕДСТВОМ ОБМЕНА ИНФОРМАЦИЕЙ С ПОМОЩЬЮ ИИ, ЗАЩИЩАЮЩАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИТЕЛЕЙ И ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ПУТЕМ АВТОМАТИЧЕСКОЙ ПОДАЧИ ВОДЫ ИЗ ОЗЕРА И ОХЛАЖДАЮЩЕГО УСТРОЙСТВА, ДАЖЕ В СЛУЧАЕ ВОЗНИКНОВЕНИЯ АВАРИЙНОЙ СИТУАЦИИ

По причине российско-украинской войны, хотя это неожиданно и атомные электростанции становятся мишенью войны, начать проект по производству малого ядерного реактора следующего поколения, который будет устойчивым к атаке, безопасным и поставленным под контроль радиоактивности, обеспечит безопасность для отходов и жителей, а также может быть запущен с низкими затратами в короткие сроки, в установках на заводах государственного и частного секторов одновременно, поскольку это актуальная тема для обеспечения совместимости безопасных источников электроэнергии и достижения «углеродной нейтральности CN».  В соответствии с настоящим изобретением сначала должна быть создана проектная группа, которая решает проблемы. Тематика работ включает в себя: 1. Разработка маломодульного ядерного реактора типа ММР; 2. Испытательная установка глубокой подземной атомной выработки электроэнергии на гидроэлектростанции, дне озера или на площадке выработавшей шахты; 3. систематизация мероприятий по ликвидации атомной энергетики и измерению радиоактивности; 4. общий расчет побережья и сравнение с другими электростанциями; 5. контроль:  вызвано ли радиоактивное загрязнение использованием охлаждения.

CN117854782 (A) - Атомная электростанция мощностью в миллион киловатт с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором

Изобретение относится к области проектирования и строительства атомной энергетики и, в частности, относится к атомной электростанции с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором мощностью в миллион киловатт. Используется процесс очистки гелия и процесс теплообмена гелиевого тракта. Традиционное многовременное теплообменное охлаждение для поэтапной адсорбции и удаления примесных газов, таких как водород, окись углерода, вода, углекислый газ, азот, кислород, метан, тритий, Kr и Xe, заменяется синхронной адсорбцией и удалением различных примесных газов в условиях высокой температуры. Кроме того, содержание трития в первичном контуре может быть явно снижено, а потери тепла в очистной колонне гелия уменьшаются. Система теплообменника может безопасно и надежно работать в условиях сверхвысокого давления, при этом обладая отличными характеристиками теплообмена. Система наполнения азотом и контроля содержания кислорода позволяет контролировать содержание кислорода в защитной оболочке и повышать безопасность активной зоны реактора в рабочих условиях сверхпроектной аварии верхних и нижних щелей первого контура здания реактора.

CN117738836 (A) - Конденсатно-водяная энергосборная электростанция для атомной электростанции с традиционным островным реактором с кипящей водой

Изобретение относится к реактору с кипящей водой, атомной электростанции, обычной островной конденсатной воде, соединению с электростанцией, собирающей энергию, которая характеризуется тем, что множество ответвлений дренажных трубопроводов расположены на главном дренажном трубопроводе, используемом для охлаждения морской воды атомной электростанции. Причем каждый ответвление дренажного трубопровода соответственно снабжен турбиной,  турбины соединены с муфтой турбины. Множество первичных валов муфты турбины соединены с соответствующими турбинами, выходной вал муфты турбины соединен с генератором. Энергия охлаждения морской воды атомной электростанции может быть переработана, скорость потока может быть увеличена, когда морская вода сбрасывается и поступает в дренажные трубопроводы с тонкими ответвлениями, так что турбины подвергаются воздействию, генераторы совместно приводятся в движение для работы через муфту турбин для выработки электрической энергии.

CN220553300 (U) - Устройство аварийного водяного охлаждения для атомной электростанции 

Устройство аварийного охлаждения воды для атомной электростанции включает в себя резервуар высокого уровня, водозаборную трубу и гидрогенерирующее устройство. Водозаборная труба вводит водный объект верхнего водохранилища на площадку атомной электростанции, множество патрубков водозабора расположены в хвостовом конце водозаборной трубы. Патрубки отвода воды обеспечивают охлаждающую воду под давлением для оборудования АЭС в аварийном состоянии. Таким образом, снижается уровень опасности по сравнением с обычной системой водяного охлаждения и установки, сокращаются насосы аварийного водяного охлаждения, а также экономятся затраты на проектирование. Кроме того, гидрогенерирующее устройство устанавливается на головном конце и/или хвостовом конце водозаборной трубы, обеспечивается аварийное электроснабжение атомной электростанции, высоконадежное гидрогенерирующее устройство используется для замены аварийного дизельного генератора, который отличается высокой стоимостью и сложностью в обслуживании, экономится стоимость и повышается безопасность.

CN117627746 (A) - Система отвода остаточного тепла вторичнтого цикла АЭС на основе реактивной технологии с приводом ORC (органический цикл Ренкина)

Изобретение: система отвода отходящего тепла со вторичной стороны АЭС для привода ОРЦ на основе струйной технологии и относится к технической области безопасности АЭС. Состоящая из пассивной системы естественной циркуляции и системы органической циркуляции Ренкина. Пассивная система естественной циркуляции содержит пассивный контур естественной циркуляции, состоящий из парогенератора и вертикального трубчатого охладителя, которые соединены между собой последовательно. Органическая циркуляционная система Ренкина включает в себя эффективный теплообменник, теплообменник воздушного охлаждения, турбину ORC, генератор ORC, конденсатор ORC и газожидкостный эжектор. При этом парогенератор, эффективный теплообменник, теплообменник воздушного охлаждения и вертикальный трубчатый охладитель образуют контур циркуляции воды на вторичной стороне, а эффективный теплообменник, турбина ORC, генератор ORC, конденсатор ORC и газожидкостный эжектор образуют органический цикл Ренкина. Активная и пассивная системы взаимно резервируются, отходящее тепло вторичной стороны может быть своевременно удалено, эффект тепловыделения хороший, а безопасность и надежность системы в значительной степени гарантированы.

В докладе «Путь к новой эре ядерной энергетики» показан новый импульс развитию атомной энергетики в виде новых стратегий, проектов, инвестиций и технологических достижений, таких как малые модульные реакторы (ММР). В нем дается всесторонняя оценка текущей ситуации, выявляются основные проблемы, которые необходимо решить, чтобы развить нынешнюю динамику и позволить начать новую эру. Это включает в себя понимание того, как финансировать новые ядерные проекты при одновременном обеспечении надежных и диверсифицированных цепочек поставок для их строительства и топлива.

 

«Сегодня ясно, что активное возрождение атомной энергетики, которое МЭА предсказывало несколько лет назад, идет полным ходом, и к 2025 году атомная энергетика должна выработать рекордный уровень электроэнергии», — сказал исполнительный директор МЭА Фатих Бироль. «В дополнение к этому, в мире строится более 70 гигаватт новых ядерных мощностей, что является одним из самых высоких уровней за последние 30 лет, и более 40 стран по всему миру планируют расширить роль атомной энергетики в своих энергетических системах. В частности, ММР обладают впечатляющим потенциалом для роста. Тем не менее, правительствам и промышленности еще предстоит преодолеть некоторые существенные препятствия на пути к новой эре атомной энергетики, начиная с реализации новых проектов в срок и в рамках бюджета, а также с точки зрения финансирования и цепочек поставок».

Будучи вторым по величине в мире источником электроэнергии с низким уровнем выбросов после гидроэнергетики, атомная энергетика сегодня производит чуть менее 10% мирового электроснабжения. Растущее использование электроэнергии – от промышленности и кондиционирования воздуха до электромобилей и центров обработки данных на фоне развития искусственного интеллекта – ускоряет рост спроса на электроэнергию, который в ближайшие десятилетия будет расти в шесть раз быстрее, чем общее потребление энергии, исходя из сегодняшних политических условий. Чтобы идти в ногу с быстрым ростом спроса, потребуются новые генерирующие мощности с использованием целого ряда технологий, в том числе те, которые могут обеспечить твердую и гибкую продукцию, такие как атомная энергетика.

Большая часть существующего парка атомных электростанций сегодня находится в странах с развитой экономикой, но многие из этих электростанций были построены десятилетия назад. Между тем, глобальная карта ядерной энергетики меняется, и большинство проектов строится в Китае, который к 2030 году может обогнать Соединенные Штаты и Европу по установленным ядерным мощностям.