RU144595U1

RU144595U1 - DUAL COOLING SYSTEM OF A TWO-CIRCUIT NUCLEAR POWER INSTALLATION

Info

Publication number: RU144595U1
Application number: RU2014113739/07U
Authority: RU
Inventors: Вячеслав Вячеславович Кожемякин; Николай Павлович Шаманов; Николай Васильевич Киселев
Priority date: 2014-04-08
Filing date: 2014-04-08
Publication date: 2014-08-27

Abstract

1. Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки, включающая парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, причём выход парогенератора соединён с соплом для подвода пара струйного насоса, выходной патрубок струйного насоса через невозвратный клапан соединён с входом парогенератора, отличающаяся тем, что система дополнительно содержит пусковую ёмкость, регенеративный теплообменный аппарат, причём выходной патрубок струйного насоса соединён с пусковой ёмкостью, сопло для подвода воды струйного насоса через обогреваемый тракт регенеративного теплообменного аппарата соединено с выходом охладителя, выходной патрубок струйного насоса через невозвратный клапан и греющий тракт регенеративного теплообменного аппарата соединён с входом охладителя.2. Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки по п. 1, отличающаяся тем, что входной и выходной патрубки греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата дополнительно соединены байпасом с клапаном, на выходном патрубке греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата установлен клапан.1. Cooling system of a two-circuit nuclear power plant, including a steam generator, a cooler, a non-return valve and a jet pump, and the steam generator outlet is connected to the nozzle for supplying steam of the jet pump, the outlet pipe of the jet pump through the non-return valve is connected to the steam generator inlet, characterized in that the system is additionally contains a starting tank, a regenerative heat exchanger, moreover, the outlet pipe of the jet pump is connected to the starting container, the nozzle for supplying water of the jet pump through the heated duct of the regenerative heat exchanger is connected to the outlet of the cooler, the outlet pipe of the jet pump is connected to the non-return valve and the heating path of the regenerative heat exchanger cooler inlet. 2. The cooling system of a two-circuit nuclear power plant according to claim 1, characterized in that the inlet and outlet pipes of the heating path of the regenerative heat exchanger are additionally connected by a bypass with a valve, a valve is installed on the outlet pipe of the heating path of the regenerative heat exchanger.

Description

Полезная модель относится к устройству, обеспечивающему расхолаживание двухконтурной ядерной энергетической установки с помощью струйных насосов, включенных в систему расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки.The utility model relates to a device that provides cooling of a dual-circuit nuclear power plant using jet pumps included in a cooling system of a dual-circuit nuclear power plant.

Известно устройство системы расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки (Кузнецов В.А. «Судовые ядерные энергетические установки». Л.: Судостроение, 1989.), в котором циркуляция теплоносителя в системе расхолаживания осуществляется электронасосом. Такое устройство включает в себя парогенератор, охладитель и питательный электронасос. К недостаткам такого устройства относятся необходимость подвода электроэнергии и невысокая надежность электронасоса.It is known to design a cooldown system for a dual-circuit nuclear power plant (VA Kuznetsov “Ship nuclear power plants”. L .: Sudostroenie, 1989.), in which the coolant is circulated in the cooldown system by an electric pump. Such a device includes a steam generator, a cooler and a power electric pump. The disadvantages of such a device include the need for power supply and the low reliability of the electric pump.

Наиболее близким решением задачи расхолаживания является устройство системы расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки по патенту РФ №128939, включающее по меньшей мере два парогенератора, два охладителя, два невозвратных клапана, по меньшей мере два струйных насоса, имеющих сопла для подвода пара, сопла для подвода воды и выходные патрубки. В таком устройстве выход каждого парогенератора подключен к соплу для подвода пара струйного насоса, сопло для подвода воды каждого струйного насоса через охладитель и невозвратный клапан подключено к выходу другого струйного насоса, выходной патрубок каждого струйного насоса через невозвратный клапан подключен к входу другого парогенератора. Недостатком такой системы является то, что давление в системе близкое к атмосферному и из-за этого во втором контуре парогенератора пар имеет очень большую скорость. При аварийном расхолаживании это может привести к разрушению парогенератора.The closest solution to the cooldown problem is to design a cooldown system for a dual-circuit nuclear power plant according to RF patent No. 128939, comprising at least two steam generators, two coolers, two non-return valves, at least two jet pumps having nozzles for supplying steam, nozzles for supplying water and outlet pipes. In such a device, the output of each steam generator is connected to a nozzle for supplying steam to the jet pump, the nozzle for supplying water to each jet pump through a cooler and a non-return valve is connected to the output of another jet pump, the outlet pipe of each jet pump through a non-return valve is connected to the input of another steam generator. The disadvantage of this system is that the pressure in the system is close to atmospheric and because of this, the steam in the second circuit of the steam generator has a very high speed. In case of emergency cooling, this can lead to destruction of the steam generator.

Заявленная полезная модель решает задачу расхолаживания ядерного реактора за счет энергии остаточного тепловыделения, без затрат электрической энергии, а также увеличивает надежность и безопасность работы двухконтурной ядерной энергетической установки.The claimed utility model solves the problem of damping a nuclear reactor due to the energy of residual heat, without the cost of electrical energy, and also increases the reliability and safety of a dual-circuit nuclear power plant.

В заявленной полезной модели система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки, включает парогенератор, охладитель, невозвратный клапан и струйный насос, причем выход парогенератора соединен с соплом для подвода пара струйного насоса, выходной патрубок струйного насоса через невозвратный клапан соединен с входом парогенератора, система дополнительно содержит пусковую емкость, регенеративный теплообменный аппарат, причем выходной патрубок струйного насоса соединен с пусковой емкостью, сопло для подвода воды струйного насоса через обогреваемый тракт регенеративного теплообменного аппарата соединен с выходом охладителя, выходной патрубок струйного насоса через невозвратный клапан и греющий тракт регенеративного теплообменного аппарата соединен с входом охладителя.In the claimed utility model, the cooldown system of a dual-circuit nuclear power plant includes a steam generator, a cooler, a non-return valve and a jet pump, the output of the steam generator being connected to a nozzle for supplying steam to the jet pump, the outlet pipe of the jet pump through a non-return valve connected to the input of the steam generator, the system further comprises a starting capacity, regenerative heat exchanger, and the outlet pipe of the jet pump is connected to the starting capacity, a nozzle for supplying water the water pump through the heated path of the regenerative heat exchanger is connected to the outlet of the cooler, the outlet pipe of the jet pump through a non-return valve and the heating path of the regenerative heat exchanger is connected to the inlet of the cooler.

Полезная модель поясняется схемой устройства системы расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки на Фиг. 1. Устройство включает парогенератор 1, регенеративный теплообменный аппарат 5, охладитель 6, струйный насос 2, пусковую емкость 3, невозвратный клапан 4.The utility model is illustrated in the circuit diagram of the cooldown system of a dual-circuit nuclear power plant in FIG. 1. The device includes a steam generator 1, a regenerative heat exchanger 5, a cooler 6, a jet pump 2, a starting tank 3, a non-return valve 4.

Устройство системы расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки устроено следующим образом: выход парогенератора 1 соединен с соплом для подвода пара струйного насоса 2. Выходной патрубок струйного насоса 2 соединен с пусковой емкостью 3 и через невозвратный клапан 4 соединен с входом парогенератора 1. Сопло для подвода воды струйного насоса 2 через обогреваемый тракт регенеративного теплообменного аппарата 5 соединено с выходом охладителя 6. Выходной патрубок струйного насоса 2 через невозвратный клапан 4 и греющий тракт регенеративного теплообменного аппарата 5 соединен с входом охладителя 6.The device of the cooldown system of a dual-circuit nuclear power plant is arranged as follows: the output of the steam generator 1 is connected to the nozzle for supplying steam to the jet pump 2. The output pipe of the jet pump 2 is connected to the starting capacity 3 and through the non-return valve 4 is connected to the input of the steam generator 1. Nozzle for supplying water to the jet the pump 2 through the heated path of the regenerative heat exchanger 5 is connected to the outlet of the cooler 6. The outlet pipe of the jet pump 2 through the non-return valve 4 and the heating track a regenerative heat exchanger 5 is connected to the input of the cooler 6.

Устройство системы расхолаживания работает следующим образом: система вводится в работу при пониженном давлении в пусковой емкости 3. Остаточное тепловыделение нагревает теплоноситель в парогенераторе 1. Вода по трубопроводу через греющий тракт регенеративного теплообменного аппарата 5, охладитель 6, обогреваемый тракт регенеративного теплообменного аппарата 5 и струйный насос 2 поступает в пусковую емкость 3. Пар из парогенератора 1 поступает в сопло для подвода пара струйного насоса 2 и подсасывает в камеру смешения воду и смешивается с ней. Полученная вода из струйного насоса 2 поступает в пусковую емкость 3. В пусковой емкости 3 происходит повышение давления и открывается невозвратный клапан 4. Вода проходит через невозвратный клапан 4, после чего часть воды направляется на вход парогенератора 1, где отберет тепло от теплоносителя первого контура, а другая часть через греющий контур регенеративного теплообменного аппарата 5 на вход охладителя 6.The device of the cooling system works as follows: the system is put into operation at a reduced pressure in the starting tank 3. The residual heat releases the heat carrier in the steam generator 1. Water through the pipe through the heating path of the regenerative heat exchanger 5, cooler 6, the heated path of the regenerative heat exchanger 5 and the jet pump 2 enters the starting tank 3. Steam from the steam generator 1 enters the nozzle for supplying steam to the jet pump 2 and draws water into the mixing chamber and mixes it. The resulting water from the jet pump 2 enters the starting tank 3. In the starting tank 3, the pressure increases and the non-return valve 4 opens. The water passes through the non-return valve 4, after which part of the water is directed to the input of the steam generator 1, where it will take heat from the primary coolant, and the other part through the heating circuit of the regenerative heat exchanger 5 to the inlet of the cooler 6.

Возможен вариант системы расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки, в которой входной и выходной патрубки греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата 5 дополнительно соединены байпасом с клапаном 7, на выходном патрубке греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата 5 установлен клапан 8. На Фиг. 2 представлена схема такой системы расхолаживания.A variant of the cooldown system of a dual-circuit nuclear power plant is provided, in which the inlet and outlet pipes of the heating path of the regenerative heat exchanger 5 are additionally bypassed to the valve 7, and the valve 8 is installed on the output pipe of the heating path of the regenerative heat exchanger 5. FIG. 2 is a diagram of such a cooldown system.

Техническим результатом предлагаемой полезной модели является увеличение надежности и безопасности работы двухконтурной ядерной энергетической установки. Указанный технический результат достигнут за счет включения в устройство системы расхолаживания регенеративного теплообменного аппарата, позволившего поднять давление в системе до значения, исключающего возможность разрушения парогенератора при аварийном расхолаживании. Дополнительное соединение входного и выходного патрубков греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата байпасом с клапаном и установка клапана на выходном патрубке греющего тракта регенеративного теплообменного аппарата позволяет вводить в работу регенеративный теплообменный аппарат при аварийном расхолаживании, и выводить при штатном.The technical result of the proposed utility model is to increase the reliability and safety of the dual-circuit nuclear power plant. The specified technical result was achieved due to the inclusion of a regenerative heat exchanger cooldown system, which allowed to increase the pressure in the system to a value that excludes the possibility of destruction of the steam generator during emergency cooldown. An additional connection of the inlet and outlet pipes of the heating path of the regenerative heat exchanger with a bypass to the valve and the installation of a valve on the output pipe of the heating path of the regenerative heat exchanger allows the regenerative heat exchanger to be put into operation during emergency cooling, and put out under normal operation.

Claims

1. The cooling system of a dual-circuit nuclear power plant, including a steam generator, a cooler, a non-return valve and a jet pump, the output of the steam generator being connected to a nozzle for supplying steam to the jet pump, the outlet pipe of the jet pump through a non-return valve connected to the input of the steam generator, characterized in that the system is additionally contains a starting tank, a regenerative heat exchanger, and the outlet pipe of the jet pump is connected to the starting tank, a nozzle for supplying water to the jet first pump path through a heated regenerative heat exchanger connected to the coolant outlet, the outlet of the jet pump via a non-return valve and a heating path connected to the regenerative heat exchange apparatus with the coolant inlet.

2. The cooldown system of the dual-circuit nuclear power plant according to claim 1, characterized in that the inlet and outlet pipes of the heating path of the regenerative heat exchanger are additionally connected bypass to the valve, and a valve is installed on the output pipe of the heating path of the regenerative heat exchanger.