КОМПАКТНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР СО ВСТРОЕННЫМ ПАРОГЕНЕРАТОРОМ

1. Устройство включающее:
- цилиндрический корпус высокого давления ядерного реактора, имеющий цилиндрическую ось;
- активная зона ядерного реактора, расположенная в цилиндрическом корпусе высокого давления ядерного реактора;
- центральный стояк, расположенный коаксиально внутри цилиндрического корпуса высокого давления ядерного реактора, причем центральный стояк является полым и имеет нижний конец, расположенный в непосредственной близости от активной зоны ядерного реактора, куда попадает теплоноситель первого контура, нагретый активной зоной ядерного реактора, причем центральный стояк имеет верхний конец, удаленный от активной зоны ядерного реактора;
- прямоточный парогенератор (OTSG), включающий трубки, расположенные параллельно цилиндрической оси в объеме кольцевого пространства между центральным стояком и цилиндрическим корпусом высокого давления ядерного реактора, причем теплоноситель первого контура выпускается из верхнего конца центрального стояка и течет внутри трубок по направлению к активной зоне ядерного реактора, причем прямоточный парогенератор (OTSG) далее включает пространство для потока жидкости, имеющее впускное отверстие для питательной воды и паровыпускное отверстие, причем жидкость впускается в пространство для потока жидкости через впускное отверстие для питательной воды и выпускается из пространства для потока жидкости через паровыпускное отверстие и течет вне трубок в направлении, противоположном потоку теплоносителя первого контура внутри трубок.
2. Устройство по п. 1, в котором:
- кольцевой канал питательной воды между наружным кожухом прямоточного парогенератора (OTSG) и корпусом высокого давления ядерного реактора использует в качестве буфера питательную воду, впускаемую в пространство для потока жидкости через впускное отверстие для питательной воды;
- кольцевой канал пара между наружным кожухом прямоточного парогенератора (OTSG) и корпусом высокого давления ядерного реактора использует в качестве буфера пар, выпускаемый из пространства для потока жидкости через паровыпускное отверстие; и
- кольцевой канал питательной воды имеет больший диаметр, чем кольцевой канал пара.
3. Устройство по п. 2, в котором наружный кожух прямоточного парогенератора (OTSG) включает цилиндрический наружный кожух, имеющий одинаковый внешний диаметр, кольцевой канал питательной воды и кольцевой канал пара, которые имеют одинаковый внутренний диаметр, определяемый одинаковым внешним диаметром цилиндрического наружного кожуха прямоточного парогенератора (OTSG).
4. Устройство по п. 1, в котором это устройство включает ядерный реактора, причем когда ядерный реактор находится в рабочем состоянии, питательная вода, впускаемая в пространство для потока жидкости через впускное отверстие, преобразуется в пар с помощью тепла, излучаемого теплоносителем первого контура, текущим внутри трубок парогенератора, и затем пар выпускается из пространства для потока жидкости через паровыпускное отверстие.
5. Устройство по п. 4, в котором прямоточный парогенератор (OTSG) в рабочем состоянии имеет встроенный экономайзер, который нагревает питательную воду, впускаемую в пространство для потока жидкости через впускное отверстие, до температуры равной или ниже точки кипения питательной воды.
6. Устройство по п. 4, в котором:
- кольцевой канал питательной воды между наружным кожухом прямоточного парогенератора (OTSG) и корпусом высокого давления ядерного реактора использует в качестве буфера питательную воду, впускаемую в пространство для потока жидкости через впускное отверстие для питательной воды;
- кольцевой канал пара между наружным кожухом прямоточного парогенератора (OTSG) и корпусом высокого давления ядерного реактора использует в качестве буфера пар, выпускаемый из пространства для потока жидкости через паровыпускное отверстие; и
- кольцевой канал питательной воды имеет больший диаметр, чем кольцевой канал пара.
7. Устройство по п. 6, в котором наружный кожух прямоточного парогенератора (OTSG) включает цилиндрический наружный кожух, имеющий одинаковый внешний диаметр, кольцевой канал питательной воды и кольцевой канал пара, которые имеют одинаковый внутренний диаметр, определяемый одинаковым внешним диаметром цилиндрического наружного кожуха прямоточного парогенератора (OTSG).
8. Устройство по п. 4, которое далее включает:
отклоняющую перегородку, расположенную в цилиндрическом корпусе высокого давления, причем эта отклоняющая перегородка имеет отклоняющую поток поверхность, обращенную к верхнему концу центрального стояка, причем эта поверхность наклонена или изогнута так, чтобы перенаправить теплоноситель первого контура, выпускаемый из верхнего конца центрального стояка, по направлению к входам в трубки прямоточного парогенератора (OTSG).
9. Устройство по пункту 4, которое далее включает:
перфорированное цилиндрическое отклоняющее устройство, расположенное в цилиндрическом корпусе высокого давления ядерного реактора, причем перфорированное цилиндрическое отклоняющее устройство располагается вертикально от верхнего участка центрального стояка.
10. Устройство по п. 4, которое далее включает:
- разделительную перегородку, отделенную от верхнего конца центрального стояка;
- цилиндрический корпус высокого давления ядерного реактора, который содержит изолирующий верхний участок, объединенный с разделительной перегородкой, где находится пространство встроенного компенсатора давления, которое отделено с помощью разделительной перегородки от остального внутреннего объема цилиндрического корпуса высокого давления ядерного реактора; и
- когда пароводяной ядерный реактор (PWR) находится в рабочем состоянии, пространство встроенного компенсатора давления содержит жидкость при температуре, которая выше, чем температура теплоносителя первого контура, находящегося в остальной части внутреннего объема цилиндрического корпуса высокого давления ядерного реактора.
11. Устройство по п. 10, в котором разделительная перегородка включает:
отклоняющую перегородку, которая имеет отклоняющую поток поверхность, обращенную к верхнему концу центрального стояка, причем эта поверхность наклонена или изогнута так, чтобы перенаправить теплоноситель первого контура, выпускаемый из верхнего конца центрального стояка, по направлению к входам в трубки прямоточного парогенератора (OTSG).
12. Устройство по п. 10, которое далее включает:
- регулирующие стержни, поглощающие нейтроны; и
- привод регулирующих стержней ядерного реактора (CRDM), который регулирует введение регулирующих стержней в активную зону ядерного реактора и извлечение из нее;
- никакая часть привода (CRDM) не расположена в пространстве встроенного компенсатора давления и не проходит через него.
13. Устройство по п. 4, в котором трубки прямоточного парогенератора (OTSG) находятся в состоянии осевого растяжения в нерабочем состоянии ядерного реактора при температуре ниже 100 градусов Цельсия.
14. Устройство по п. 13, в котором:
- в рабочем состоянии ядерного реактора теплоноситель первого контура, который течет в трубках парогенератора (OTSG), находится при температуре по крайней мере 500 градусов Цельсия; и
- трубки парогенератора (OTSG) находятся в состоянии осевого сжатия в рабочем состоянии.
15. Устройство по п. 14, в котором трубки парогенератора (OTSG) сделаны из аустенитного хромоникелевого сплава и закреплены в опорной конструкции из трубных решеток, прикрепленной к центральному стояку и корпусу высокого давления, причем центральный стояк и корпус высокого давления сделаны из стали, причем аустенитный хромоникелевый сплав имеет более высокий коэффициент теплового расширения, чем сталь.
16. Устройство по п. 13, в котором:
- трубки парогенератора (OTSG) закреплены в опорной конструкции из трубных решеток, прикрепленной к центральному стояку и корпусу высокого давления, причем центральный стояк и корпус высокого давления сделаны из материала-подложки, причем трубки парогенератора (OTSG) сделаны из материала, который имеет более высокий коэффициент теплового расширения, чем коэффициент теплового расширения материала-подложки; и
- концы трубок растянуты и закреплены в опорной конструкции, так что трубки находятся состоянии осевого растяжения в соответствии с эффектом Пуассона.
17. Устройство по п. 4, в котором:
в рабочем состоянии ядерного реактора теплоноситель первого контура, который течет в трубках парогенератора (OTSG), находится под более высоким давлением, чем давление жидкости в пространстве для потока жидкости.
18. Устройство по п. 4, в котором:
в рабочем состоянии ядерного реактора теплоноситель первого контура, который течет в трубках парогенератора (OTSG), находится под давлением, которое по крайней мере в два раза выше, чем давление жидкости в пространстве для потока жидкости.
19. Устройство включающее:
- пароводяной ядерный реактор (PWR), содержащий корпус высокого давления ядерного реактора, активную зону ядерного реактора, расположенную в корпусе высокого давления ядерного реактора, и вертикально расположенный полый центральный стояк, находящийся над активной зоной ядерного реактора внутри корпуса высокого давления ядерного реактора; и
- прямоточный парогенератор (OTSG), расположенный в корпусе высокого давления пароводяного ядерного реактора (PWR), причем прямоточный парогенератор (OTSG) включает вертикальные трубки, расположенные по крайней мере в одном из мест - либо (1) в центральном стояке, либо (2) в объеме кольцевого пространства между центральным стояком и корпусом высокого давления ядерного реактора, причем прямоточный парогенератор (OTSG) далее включает пространство для потока жидкости, окружающее вертикальные трубки;
- когда пароводяной ядерный реактор (PWR) находится в рабочем состоянии, питательная вода, впускаемая в пространство для потока жидкости через впускное отверстие, преобразуется в пар с помощью тепла, излучаемого теплоносителем первого контура, текущим внутри трубок парогенератора, и затем пар выпускается из пространства для потока жидкости через паровыпускное отверстие.
20. Устройство по п. 19, в котором:
- прямоточный парогенератор (OTSG) далее включает наружный кожух парогенератора (OTSG), окружающий вертикальные трубки парогенератора (OTSG), расположенные в кольцевом пространстве между центральным стояком и корпусом высокого давления; и
- кольцевой канал питательной воды между наружным кожухом прямоточного парогенератора (OTSG) и корпусом высокого давления ядерного реактора использует в качестве буфера питательную воду, впускаемую в пространство для потока жидкости через впускное отверстие для питательной воды; и
- кольцевой канал пара между наружным кожухом прямоточного парогенератора (OTSG) и корпусом высокого давления ядерного реактора использует в качестве буфера пар, выпускаемый из пространства для потока жидкости через паровыпускное отверстие; и
- кольцевой канал питательной воды имеет больший диаметр, чем кольцевой канал пара.
21. Устройство по п. 19, в котором прямоточный парогенератор (OTSG) в рабочем состоянии имеет встроенный экономайзер, который нагревает питательную воду, впускаемую в пространство для потока жидкости через впускное отверстие, до температуры равной или ниже точки кипения питательной воды.
22. Устройство по п. 19, которое далее включает:
отклоняющую перегородку, расположенную в цилиндрическом корпусе высокого давления, причем эта отклоняющая перегородка имеет отклоняющую поток поверхность, обращенную к верхнему концу центрального стояка, причем эта поверхность наклонена или изогнута так, чтобы перенаправить теплоноситель первого контура, выпускаемый из верхнего конца центрального стояка, по направлению к входам в трубки прямоточного парогенератора (OTSG).
23. Устройство по п. 19, в котором отклоняющая перегородка делит корпус высокого давления на верхнее пространство встроенного компенсатора давления и остальную нижнюю часть внутреннего объема корпуса, причем в рабочем режиме верхнее пространство встроенного компенсатора давления содержит жидкость при температуре, которая выше, чем температура теплоносителя первого контура, находящегося в остальной нижней части внутреннего объема корпуса высокого давления ядерного реактора.
24. Устройство по п. 19, в котором корпус высокого давления ядерного реактора разделен на верхнее пространство встроенного компенсатора давления и остальную нижнюю часть внутреннего объема корпуса, причем в рабочем режиме верхнее пространство встроенного компенсатора давления содержит жидкость при температуре, которая выше, чем температура теплоносителя первого контура, находящегося в остальной нижней части внутреннего объема корпуса высокого давления ядерного реактора.
25. Устройство по п. 19, которое далее включает:
- регулирующие стержни, поглощающие нейтроны; и
- привод регулирующих стержней ядерного реактора (CRDM), который регулирует введение регулирующих стержней в активную зону ядерного реактора и извлечение из нее;
- никакая часть привода (CRDM) не расположена в пространстве встроенного компенсатора давления и не проходит через него.
26. Устройство по п. 19, в котором трубки прямоточного парогенератора (OTSG) находятся в состоянии осевого растяжения в нерабочем состоянии пароводяного ядерного реактора (PWR), при котором трубки парогенератора (OTSG) находятся при температуре ниже 100 градусов Цельсия.
27. Устройство по п. 26, в котором:
- в рабочем состоянии пароводяного ядерного реактора (PWR) теплоноситель первого контура, который течет в трубках парогенератора (OTSG), находится при температуре по крайней мере 500 градусов Цельсия; и
- трубки парогенератора (OTSG) находятся в состоянии осевого сжатия в рабочем состоянии.
28. Устройство по п. 19, в котором:
в рабочем состоянии ядерного реактора теплоноситель первого контура, который течет в трубках парогенератора (OTSG), находится под более высоким давлением, чем давление жидкости в пространстве для потока жидкости.
29. Способ включающий:
- создание прямоточного парогенератора (OTSG), причем это создание включает установку трубок парогенератора (OTSG) под осевым растяжением; и
- управление работой парогенератора (OTSG) при повышенной температуре, при которой трубки находятся в состоянии осевого сжатия.
30. Способ по п. 29, в котором установка трубок включает растягивание концов трубок и закрепление их в трубной решетке, так что трубки находятся в состоянии осевого растяжения.
31. Способ по п. 29, который далее включает:
установку парогенератора (OTSG) в ядерный реактор, результатом чего является интегральный ядерный реактор, причем управление включает управление работой интегрального ядерного реактора.