RU150816U1 - Система аварийного отвода тепла - Google Patents

Система аварийного отвода тепла Download PDF

Info

Publication number
RU150816U1
RU150816U1 RU2014122666/07U RU2014122666U RU150816U1 RU 150816 U1 RU150816 U1 RU 150816U1 RU 2014122666/07 U RU2014122666/07 U RU 2014122666/07U RU 2014122666 U RU2014122666 U RU 2014122666U RU 150816 U1 RU150816 U1 RU 150816U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
water
heat exchanger
jet pump
steam
storage tank
Prior art date
Application number
RU2014122666/07U
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Александрович Большухин
Алексей Николаевич Пахомов
Андрей Николаевич Соколов
Ахмир Мугинович Хизбуллин
Original Assignee
Российская Федерация в лице Министерства промышленности и торговли Российской Федерации (Минпромторг России)
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Российская Федерация в лице Министерства промышленности и торговли Российской Федерации (Минпромторг России) filed Critical Российская Федерация в лице Министерства промышленности и торговли Российской Федерации (Минпромторг России)
Priority to RU2014122666/07U priority Critical patent/RU150816U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU150816U1 publication Critical patent/RU150816U1/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Система аварийного отвода тепла, содержащая прямоточный парогенератор, паровая и водяная ветки которого подключены к емкости запаса воды, верхняя часть которой подводящим трубопроводом связана с теплообменником, отличающаяся тем, что паровая ветвь подключена к емкости запаса воды ниже уровня водяного объема, причем на подводящем участке трубопровода установлен струйный насос, соединенный по входу с емкостью запаса воды, а по выходу с теплообменником, который подключен отводящим трубопроводом, снабженным обратным клапаном, к нижней части емкости запаса воды, кроме того, струйный насос по входу соединен дополнительной веткой с отводящим трубопроводом, расположенной между обратным клапаном и нижней частью емкости запаса воды, а между выходом струйного насоса и теплообменником подключена пусковая емкость, снабженная пусковым клапаном.

Description

Техническое решение относится к области ядерной энергетики, предназначено для отвода тепла от ядерного реактора, парогенератора и может быть использовано в системах аварийного расхолаживания ядерных реакторов без потребления внешних источников энергии.
В настоящее время вопросам обеспечения безопасности при эксплуатации ядерных энергетических установок уделяется первостепенное значение.
Известны системы аварийного отвода тепла от ядерной энергетической установки, в которых охлаждающая вода подается в реактор из аварийного бака под действием избыточного давления. Такие системы неэффективны и громоздки, обладают ограниченным временем работы, так как используется вода, запасенная в баке. Бак должен быть значительных размеров, а давление в реакторе должно быть ниже давления в баке.
Известны системы пассивного отвода тепла, в которых охлаждающая вода из аварийного бака подается струйным насосом. Время работы таких систем также определяется размерами бака.
Более эффективными являются системы, имеющие замкнутый циркуляционный контур, циркуляция теплоносителя в котором обеспечивается струйным насосом.
Известна система пассивного отвода теплоты от ядерной энергетической установки (см., например, патент России №2037893, кл. G21C 15/18, 1995), содержащая теплообменник и контур циркуляции теплоносителя через теплоисточник, параллельно которому подключен по инжектирующей стороне струйный насос в виде инжектора-конденсатора, на выходном трубопроводе которого установлен обратный клапан, в которой вход струйного насоса по инжектируемой среде соединен с выпускным каналом теплообменника, впускной канал которого соединен с водным объемом теплоисточника, а к выходному трубопроводу струйного насоса между струйным насосом и обратным клапаном подключен конденсационный модуль.
Недостатком такой системы является то, что она не применима для ядерных установок с прямоточными теплообменниками-испарителями (прямоточными парогенераторами), так как теплообменник данного типа не имеет существенного водяного объема, к которому подключается струйный насос по инжектируемой среде. Кроме того, давление на входе в данный прямоточный теплообменник-испаритель существенно превышает давление на выходе из него.
Известна система аварийного отвода тепла, содержащая прямоточный парогенератор, имеющий паровую и водяную ветки, теплообменник конденсатор-испаритель и емкость запаса воды, причем емкость запаса воды располагается параллельно теплообменнику конденсатору-испарителю так, что верхняя точка емкости запаса воды расположена ниже верхней точки активной поверхности конденсатора-испарителя (см., например, патент RU №78600 от 16.07.2008, по кл. G21C 15/18).
Недостатком известной системы аварийного отвода тепла является ограниченное время работы, которое определяется объемом испаряемого запаса воды, необходимость четко определенного размещения емкости запаса воды и теплообменника конденсатора испарителя, а так же высотного превышения теплообменника испарителя над парогенератором.
Техническое решение по указанному патенту по наибольшему числу общих признаков и решаемой задаче выбираем за прототип.
Технической задачей является создание системы аварийного расхолаживания, позволяющей обеспечить устойчивый отвод тепла от прямоточного парогенератора в пассивном режиме неограниченное время в широком диапазоне температур первого контура без использования внешнего источника энергии.
Решение поставленной задачи позволяет повысить надежность работы системы отвода тепла в аварийных режимах и ядерной энергетической установки в целом.
Поставленная задача решается тем, что в системе аварийного отвода тепла, содержащей прямоточный парогенератор, паровая и водяная ветки которого подключены к емкости запаса воды, верхняя часть которой подводящим трубопроводом связана с теплообменником, паровая ветвь подключена к емкости запаса воды ниже уровня водяного объема, причем на подводящем участке трубопровода установлен струйный насос, соединенный по входу с емкостью запаса воды, а по выходу с теплообменником, который подключен отводящим трубопроводом, снабженным обратным клапаном, к нижней части емкости запаса воды, кроме того струйный насос по входу соединен дополнительной веткой с отводящим трубопроводом, расположенной между обратным клапаном и нижней частью емкости запаса воды, а между выходом струйного насоса и теплообменником подключена пусковая емкость, снабженная пусковым клапаном.
Предложенная конструкция системы аварийного расхолаживания позволяет обеспечить устойчивую циркуляцию теплоносителя через парогенератор без использования внешних источников энергии, что повышает надежность работы системы и отвод тепла в аварийных режимах
Сущность предложенного технического решения поясняется чертежом, где схематично показана система аварийного расхолаживания (CAP).
Система включает, прямоточный парогенератор 1, соединенный паровой веткой 2 и водяной веткой 3 с емкостью запаса воды 4, теплообменник 5. Паровая ветвь 2 подключена к емкости запаса воды 4 ниже уровня водяного объема в ней.
Емкость запаса воды 4 размещена с превышением над парогенератором 1. Такое расположение емкости с запасом воды 4 достаточно для обеспечения естественной циркуляции с кратностью по первому контуру.
На водяной ветке 3 установлен отсечной клапан 6, а на паровой ветке 2 гидрозатвор 7. К емкости с запасом воды 4 через подводящий трубопровод 8 и отводящий трубопровод 9 подключен теплообменник 5. На подводящем трубопроводе 8 размещен струйный насос 10, выполненный в виде инжектора конденсатора, который соединен по входу с емкостью с запасом вода 4, а по выходу с теплообменником 5. На отводящем трубопроводе 9 установлен обратный клапан 11. Между обратным клапаном 11 и нижней частью емкости с запасом воды 4 струйный насос 10 по входу подключен дополнительной (байпасной) веткой 12 к отводящему трубопроводу 9.
К трубопроводу 8 за счет трубопровода 13 подключена пусковая емкость 14, а на трубопроводе 13 размещен пусковой клапан 15.
Система аварийного отвода тепла работает следующим образом:
Исходно система подключена к прямоточному парогенератору 1 по паровой ветке 2 и отключена по водяной ветке 5 отсечным клапаном 6. В режиме ожидания система заполняется конденсатом по верхнюю точку гидрозатвора 7 паровой ветки 2. Давление в системе устанавливается равным давлению в прямоточном парогенераторе 1. Пусковая емкость 14 отключена пусковым клапаном 15 от остальных частей системы, давление в пусковой емкости 14 ниже, чем давление в остальных частях системы.
При запуске системы к прямоточному парогенератору 1 открытием отсечного клапана 6 подключается водяная ветка 3. В прямоточный парогенератор 1 по водяной ветке 3 из емкости запаса воды 4 начинает поступать вода, а по паровой ветке 2 из прямоточного парогенератора 1 в емкость 4 поступает пар, где сепарируется. По контуру емкость 4 - парогенератор 1 развивается естественная циркуляция с образованием в емкости запаса воды 4 паровой подушки. Естественная циркуляция возникает за счет разности плотностей парожидкостной смеси, генерируемой в парогенераторе 1, и плотности воды аккумулированной в емкости запаса воды 4, а также высотного превышения емкости запаса воды 4 над прямоточным парогенератором 1.
Открывается пусковой клапан 15, теплоноситель за счет разности давлений между пусковой емкостью 14 и остальным контуром поступает в пусковую емкость 14. Насыщенный пар из верхней части емкости запаса воды 4 подается на вход струйного насоса 10, где конденсируется за счет холодной воды, из теплообменника 5, что создает условия для работы струйного насоса 10. Обратный клапан 11 препятствует течению воды в обход струйного насоса 10.
При конденсации пара в диффузоре струйного насоса 10 на холодной воде, поступающей из теплообменника 5, происходят сложные термодинамические процессы взаимодействия высокоскоростных двухфазных потоков со скачками уплотнения, создающими движущий напор для циркуляции теплоносителя по контурам системы.
Выполнение системы аварийного отвода тепла предложенным образом, позволяет повысить надежность работы системы и обеспечить отвод тепла от парогенератора и реактора в течении длительного времени.

Claims (1)

  1. Система аварийного отвода тепла, содержащая прямоточный парогенератор, паровая и водяная ветки которого подключены к емкости запаса воды, верхняя часть которой подводящим трубопроводом связана с теплообменником, отличающаяся тем, что паровая ветвь подключена к емкости запаса воды ниже уровня водяного объема, причем на подводящем участке трубопровода установлен струйный насос, соединенный по входу с емкостью запаса воды, а по выходу с теплообменником, который подключен отводящим трубопроводом, снабженным обратным клапаном, к нижней части емкости запаса воды, кроме того, струйный насос по входу соединен дополнительной веткой с отводящим трубопроводом, расположенной между обратным клапаном и нижней частью емкости запаса воды, а между выходом струйного насоса и теплообменником подключена пусковая емкость, снабженная пусковым клапаном.
    Figure 00000001
RU2014122666/07U 2014-06-03 2014-06-03 Система аварийного отвода тепла RU150816U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014122666/07U RU150816U1 (ru) 2014-06-03 2014-06-03 Система аварийного отвода тепла

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014122666/07U RU150816U1 (ru) 2014-06-03 2014-06-03 Система аварийного отвода тепла

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU150816U1 true RU150816U1 (ru) 2015-02-27

Family

ID=53293265

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014122666/07U RU150816U1 (ru) 2014-06-03 2014-06-03 Система аварийного отвода тепла

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU150816U1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2669010C1 (ru) * 2017-12-07 2018-10-05 Российская Федерация, от имени которой выступает ФОНД ПЕРСПЕКТИВНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ Бак металловодной защиты для охлаждения кессона
RU186261U1 (ru) * 2018-07-23 2019-01-15 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU2732857C1 (ru) * 2018-11-01 2020-09-23 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) Система пассивного отвода тепла реакторной установки

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2669010C1 (ru) * 2017-12-07 2018-10-05 Российская Федерация, от имени которой выступает ФОНД ПЕРСПЕКТИВНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ Бак металловодной защиты для охлаждения кессона
RU186261U1 (ru) * 2018-07-23 2019-01-15 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU2732857C1 (ru) * 2018-11-01 2020-09-23 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) Система пассивного отвода тепла реакторной установки

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103903659B (zh) 浮动核电站非能动余热排出系统
CN105810256B (zh) 一种核电站非能动余热排出系统
US10325688B2 (en) Passive heat removal system for nuclear power plant
CN204480678U (zh) 一种核电站非能动余热排出系统
CN106297915B (zh) 一种用于核电站的非能动安注系统
RU2740786C1 (ru) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU152416U1 (ru) Система аварийного отвода тепла
CN107665742B (zh) 能动与非能动相结合的船用反应堆应急余热排出系统
RU150816U1 (ru) Система аварийного отвода тепла
CN105070326A (zh) 核电站的一回路充排系统
EA201650094A1 (ru) Система пассивного отвода тепла из водоводяного энергетического реактора через парогенератор
JP6203196B2 (ja) 発電モジュール
CA2784276C (en) Nuclear power plant
RU2631057C1 (ru) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU186261U1 (ru) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU111336U1 (ru) Система аварийного расхолаживания с комбинированным теплообменником
KR20140047452A (ko) 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치
RU109898U1 (ru) Система аварийного расхолаживания
CN209149827U (zh) 一种能动和非能动结合的二次侧余热排出系统
RU134687U1 (ru) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU155932U1 (ru) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU2732857C1 (ru) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU167923U1 (ru) Система аварийного отвода тепла
RU2697652C1 (ru) Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия
RU144595U1 (ru) Система расхолаживания двухконтурной ядерной энергетической установки