RU107386U1 - Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора - Google Patents
Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU107386U1 RU107386U1 RU2011100496/07U RU2011100496U RU107386U1 RU 107386 U1 RU107386 U1 RU 107386U1 RU 2011100496/07 U RU2011100496/07 U RU 2011100496/07U RU 2011100496 U RU2011100496 U RU 2011100496U RU 107386 U1 RU107386 U1 RU 107386U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- pumps
- collectors
- cooling
- water supply
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора, содержащая контур многократной принудительной циркуляции, включающий технологические каналы реактора, главные циркуляционные насосы с дренажными коллекторами, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, барабан-сепараторы, систему продувки и расхолаживания реактора, включающую доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, контур охлаждения системы управления и защиты реактора, включающий насосы, баки, теплообменники, систему аварийного охлаждения реактора, включающую насосы, коллекторы и баки, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что вход одного из насосов контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов контура многократной принудительной циркуляции, а выход теплообменника контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с коллекторами системы аварийного охлаждения реактора.
Description
Заявляемая полезная модель относится к системам водообеспечения ядерных канальных реакторов и, может быть использована для расхолаживания реактора при проведении плановых ремонтов.
Важной особенностью энергоблоков АЭС является наличие систем, обеспечивающих расхолаживание реактора с целью снятия остаточного тепловыделения для обеспечения безопасности реактора, контура многократной принудительной циркуляции и его вспомогательных систем, а также для проведения ремонтных работ.
В уровне техники обнаружено техническое решение, относящееся к комплексной системе водообеспечения ядерного канального реактора, включающей контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), систему продувки и расхолаживания (СПиР), контур охлаждения системы управления и защиты реактора (КО СУЗ), систему аварийного охлаждения реактора (САОР). Указанные системы описаны на с.80-89 в книге Н.А.Доллежаля, И.Я.Емельянова «Канальный ядерный энергетический реактор» - М.: Атомиздат, 1980. - 208 с.
Наиболее близкий аналог заявляемой полезной модели описан на с.110-142 в книге М.А.Абрамова, В.И.Авдеева «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК» - М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. - 632 с. Указанная система водообеспечения ядерного канального реактора состоит из КМПЦ, СПиР, КО СУЗ, САОР. КМПЦ предназначен для подачи воды в топливные каналы реактора в целях отвода тепла от тепловыделяющих сборок и графитовой кладки и состоит из двух параллельных петель, оборудование которых расположено симметрично относительно вертикальной осевой плоскости реактора. Каждая петля КМПЦ осуществляет охлаждение половины топливных каналов реактора. Связь между петлями по воде отсутствует. В каждой петле имеются технологические каналы реактора, по два барабан-сепаратора (БС), напорные, всасывающие, раздаточно-групповые (РГК) и дренажные коллекторы, главные циркуляционные насосы. СПиР предназначена для расхолаживания реактора при плановых и аварийных остановках энергоблока. Ремонт оборудования СПиР производится только после расхолаживания реактора. В состав СПиР входят два насоса расхолаживания, регенераторы и доохладители продувки. В номинальном режиме вода КМПЦ расходом 200 т/ч (по 100 т/ч с каждой половины реактора) из напорных коллекторов КМПЦ поступает в регенераторы и затем в БС. В режиме расхолаживания энергоблока после снижения температуры воды в КМПЦ до 180°C включаются насосы расхолаживания и контурная вода из водяных перемычек БС подается в доохладители продувки и через регенераторы возвращается в БС. КО СУЗ предназначен для организации циркуляции воды через каналы с целью обеспечения заданного температурного режима каналов, стержней СУЗ, каналов охлаждения отражателя (КОО). В состав КО СУЗ входят насосы, теплообменники, баки. САОР предназначена для отвода тепла от активной зоны в аварийных ситуациях и содержит насосы, баки, коллекторы.
Недостатком ближайшего аналога является отсутствие возможности проведения ремонта СПиР в процессе расхолаживания реактора.
Задача, решаемая полезной моделью, заключается в обеспечении возможности проведения ремонта СПиР в процессе расхолаживания реактора.
Сущность полезной модели состоит в том, что в комплексной системе водообеспечения ядерного канального реактора, содержащей контур многократной принудительной циркуляции, включающий технологические каналы реактора, главные циркуляционные насосы с дренажными коллекторами, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, барабан-сепараторы, систему продувки и расхолаживания реактора, включающую доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, контур охлаждения системы управления и защиты реактора, включающий насосы, баки, теплообменники, систему аварийного охлаждения реактора, включающую насосы, коллекторы и баки, соединенные трубопроводами предложено вход одного из насосов контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединить с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов контура многократной принудительной циркуляции, а выход теплообменника контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединить с коллекторами системы аварийного охлаждения реактора.
Выбор места забора воды (из дренажных коллекторов главных циркуляционных насосов) для организации расхолаживания реактора обусловлен расположением коммуникаций в нижней части КМПЦ. Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора с вышеуказанными изменениями позволяет проводить ремонт СПиР в процессе расхолаживания реактора, что приводит к сокращению времени простоя реактора.
Схема комплексной системы водообеспечения приведенная на фиг.1 состоит из соединенных между собой КМПЦ, СПиР, КО СУЗ, САОР. КМПЦ включает соединенные последовательно трубопроводами технологические каналы реактора 1, барабан-сепараторы 2, главные циркуляционные насосы 3 с дренажными коллекторами 4, всасывающие 5, напорные 6 и раздаточно-групповые коллектора 7; СПиР - насосы расхолаживания 8 (на фиг.1 показан один насос расхолаживания), доохладители продувки 9 (на фиг.1 показан один доохладитель продувки), регенераторы 10; КО СУЗ - насосы 11, 12, теплообменники 13, 14 и баки 15 (верхний - аварийный и нижний - циркуляционный); САОР - коллекторы 16, насосы 17 и баки 18. Вход насоса 11 КО СУЗ соединен с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов 4 КМПЦ, а выход теплообменника 13 КО СУЗ - с коллекторами 16 САОР.
Схема подачи воды комплексной системы водообеспечения ядерного канального реактора выделена на фиг.1 жирными линиями и заключается в следующем. Из барабан - сепараторов 2 обеих петель КМПЦ вода поступает во всасывающие коллекторы 5 и далее в дренажные коллекторы главных циркуляционных насосов 4. Затем по коммуникационным трубопроводам насосом 11 КО СУЗ производится забор воды, которая прокачивается через теплообменник 13 КО СУЗ для охлаждения промконтурной водой и поступает в коллекторы 16 САОР, а далее - в раздаточно-групповые коллектора 7 КМПЦ. Затем вода подается по трубопроводам в технологические каналы реактора 1 для расхолаживания реактора. Далее вода поступает в барабан-сеператоры 2.
Использование предложенной комплексной системы водообеспечения ядерного канального реактора позволяет использовать оборудование КО СУЗ для расхолаживания реактора, обеспечивает возможность проведения ремонта СПиР и других ремонтных работ в процессе расхолаживания реактора, приводит к сокращению времени простоя реактора.
Claims (1)
- Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора, содержащая контур многократной принудительной циркуляции, включающий технологические каналы реактора, главные циркуляционные насосы с дренажными коллекторами, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, барабан-сепараторы, систему продувки и расхолаживания реактора, включающую доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, контур охлаждения системы управления и защиты реактора, включающий насосы, баки, теплообменники, систему аварийного охлаждения реактора, включающую насосы, коллекторы и баки, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что вход одного из насосов контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов контура многократной принудительной циркуляции, а выход теплообменника контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с коллекторами системы аварийного охлаждения реактора.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011100496/07U RU107386U1 (ru) | 2011-01-11 | 2011-01-11 | Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011100496/07U RU107386U1 (ru) | 2011-01-11 | 2011-01-11 | Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU107386U1 true RU107386U1 (ru) | 2011-08-10 |
Family
ID=44755181
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011100496/07U RU107386U1 (ru) | 2011-01-11 | 2011-01-11 | Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU107386U1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2497208C1 (ru) * | 2012-06-04 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Система расхолаживания ядерного канального реактора |
RU2742730C1 (ru) * | 2017-12-29 | 2021-02-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Паропроизводящая установка двухконтурного ядерного реактора с системой продувки и дренажа |
-
2011
- 2011-01-11 RU RU2011100496/07U patent/RU107386U1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2497208C1 (ru) * | 2012-06-04 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Система расхолаживания ядерного канального реактора |
RU2742730C1 (ru) * | 2017-12-29 | 2021-02-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Паропроизводящая установка двухконтурного ядерного реактора с системой продувки и дренажа |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR101436497B1 (ko) | 나선형 소듐대-소듐 열교환기를 이용하여 자연순환 냉각 성능을 강화한 소듐냉각 원자로의 완전 피동형 잔열제거 시스템 | |
CN113808764B (zh) | 安全壳内堆芯余热导出方法和系统 | |
KR102199055B1 (ko) | 증기 발생기를 통한 가압수형 원자로로부터의 수동 열제거 시스템 | |
CN104658620A (zh) | 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 | |
CN104347125A (zh) | 一种双通道自然循环系统装置 | |
RU107386U1 (ru) | Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора | |
KR20130026038A (ko) | 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템 | |
CN202119095U (zh) | 余热回收换热装置 | |
CN203520890U (zh) | 一种双通道自然循环系统装置 | |
JP2012207917A (ja) | 冷却装置 | |
CN209401323U (zh) | 百万千瓦级核电站乏燃料水池冷却系统 | |
JP2008292161A (ja) | 核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置 | |
CN105825900A (zh) | 一种高温液态金属两级冷却设备和方法 | |
US20230114117A1 (en) | Molten salt fast reactor | |
CN110849205B (zh) | 一种水冷定压补液水箱系统及其使用方法 | |
CN210744871U (zh) | 基于氢冷技术的水轮发电机组定子绕组内冷却循环系统 | |
RU2530984C1 (ru) | Охладитель расплава жидкометаллического теплоносителя | |
CN113178271A (zh) | 一种非能动乏燃料水池冷却系统 | |
CN202947115U (zh) | 一种采用直流蒸汽发生器反应堆的启停系统 | |
CN209401322U (zh) | 百万千瓦级核电站乏燃料水池冷却系统 | |
RU125758U1 (ru) | Система расхолаживания ядерного канального реактора | |
CN213179575U (zh) | 一种空压机余热利用系统 | |
CN211012058U (zh) | 自备电站冷却系统 | |
US20130209185A1 (en) | Hole drilling device and method | |
CN220189253U (zh) | 一种铅冷快堆棒束流动传热实验台架 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM9K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20190112 |