RU1635669C

RU1635669C - Барабан-сепаратор ядерного реактора

Info

Publication number: RU1635669C
Authority: RU
Inventors: О.Ю. Новосельский; А.П. Еперин; В.Б. Карасев; В.К. Сафонов; Б.А. Габараев; Е.В. Сакович; Л.А. Белянин; М.В. Шавлов; А.А. Чеча
Original assignee: Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority date: 1989-03-02
Filing date: 1989-03-02
Publication date: 1995-11-27

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике, может быть использовано в сепараторах пара кипящих реакторов канального типа и является усовершенствованием изобретения по авт. св. N 1263018. Целью изобретения является повышение эксплуатационной надежности путем увеличения аварийного запаса воды для охлаждения ядерного реактора. В барабане-сепараторе ядерного реактора между входными участками 3 труб распределительного устройства установлен раздающий коллектор 7, снабженный подающим и раздающим патрубками 8, 9, первые из которых подключены к автономному источнику воды (резервуару 10), а каждый раздающий патрубок 9 установлен в одном из отверстий трубы и подключен к соответствующему соплу. Патрубки 4 подвода пароводяной смеси в распределительное устройство соединены с технологическими каналами активной зоны. При аварийной ситуации, когда давление в контуре падает ниже заданного, вода начинает поступать в раздающий коллектор 7 из резервуара 10, а затем в технологические каналы реактора, обеспечивающие расхолаживание. 3 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, может быть использовано в сепараторах пара кипящих реакторов канального типа и является усовершенствованием изобретения по авт. св. N 1263018.

Целью изобретения является повышение эксплуатационной надежности путем увеличения аварийного запаса воды для охлаждения ядерного реактора.

На фиг.1 показан барабан-сепаратор ядерного реактора, поперечный разрез (схема системы длительного расхолаживания); на фиг.2 то же, продольный разрез; на фиг.3 узел А на фиг.1.

Барабан-сепаратор ядерного реактора содержит цилиндрический корпус 1 с погруженным дырчатым щитом 2 и размещенным под последним распределительным устройством в виде труб, подключенных входными участками 3 к патрубкам 4 подвода пароводяной смеси, причем во входном участке 3 каждой трубы распределительного устройства выполнены отверстия 5, сообщенные с полостью корпуса 1, и дополнительно установлено с образованием кольцевого зазора сопло 6. Между входными участками 3 труб распределительного устройства установлен раздающий коллектор 7, снабженный подающими и раздающими патрубками 8, 9, первый из которых подключены к автономному источнику воды (резервуар 10), а каждый раздающий патрубок 9 установлен в одном из отверстий 5 трубы и подключен к соответствующему соплу 6. Причем в качестве подающих патрубков 8 используются резервные патрубки барабана-сепаратора. Патрубки 4 подвода пароводяной смеси соединены с технологическими каналами активной зоны (не показано). Площадь поперечного сечения раздающего патрубка 9 составляет не менее 0,5% от площади поперечного сечения патрубка 4 подвода пароводяной смеси. Резервуар 10 соединен посредством трубопроводов 11, коллекторов 12 и трубопроводов 13 с подающими (резервными) патрубками 8. Резервуар 10 для обеспечения "пассивности" работы системы расхолаживания расположен выше барабана-сепаратора и разделен на секции (не показано), размещенные на разных высотных отметках.

Для подачи охлаждающей воды в сепаратор служат поплавковый обратный клапан 14 и клапан 15, отрегулированный на определенный перед давления.

Барабан-сепаратор пара ядерного реактора работает следующим образом. При нормальной эксплуатации пароводяная смесь из технологических каналов ядерного реактора (не показано) по патрубкам 4 поступает во входные участки 3 труб распределительных устройств, из которых выходит в объем корпуса 1 под погрузочный дырчатый щит 2, где большая часть воды поступает в водяной объем сепаратора, а остальная ее часть через отверстия щита 2 с паром поступает в паровой объем, где происходит гравитационное отделение воды от пара. Сухой пар направляется из корпуса 1 на турбину (не показана) атомной электростанции. Смесь отсепарированной и питательной воды направляется в опускную ветвь контура циркуляции (не показано).

При аварийной ситуации, связанной с потерей теплоносителя, например, при разрыве напорного коллектора с незакрытием обратного клапана одного из раздающих групповых коллекторов (РГК) и полном длительном обесточивании энергоблока (не показано), когда давление в контуре падает ниже заданного значения, открываются клапаны 14 и 15. При этом вода из резервуара 10 начинает поступать через резервные патрубки 8 в раздающий коллектор 7, затем в раздающие патрубки 9 и сопла 6, из которых в патрубки 4 и в пароводяные коммуникации (не показаны). Из пароводяных коммуникаций охлаждающая вода идет в аварийные технологические каналы реактора, обеспечивая их расхолаживание.

Следует отметить, что система длительного расхолаживания работает при любой аварии или переходном процессе, когда давление в реактивном контуре падает ниже нивелирного напора между водяным резервуаром 10 и верхом активной зоны, при этом не требуется приведения в действие каких-либо посторонних источников энергии.

Выбор отношения площади поперечного сечения раздающего патрубка 9 к площади поперечного сечения патрубка 4 подвода пароводяной смеси, равным не менее 0,5% позволяет обеспечить для канального реактора (не показан) необходимый минимальный расход охлаждающей воды в технологические каналы для снятия остаточного тепловыделения и аккумулированного тепла.

Максимальное значение упомянутого отношения ограничивается только временем, которое необходимо для того, чтобы обеспечить достаточно продолжительное охлаждение каналов реактора.

Барабан-сепаратор с указанными устройствами допускает прибегнуть через несколько часов от начала аварии к снижению расхода охлаждающей воды примерно вдвое за счет разделения резервуара 10 на секции по высоте и увеличить длительность пассивного расхолаживания активной зоны реактора. Данная рекомендация основывается на том, что за эти несколько часов мощность остаточного тепловыделения падает в 2-3 раза.

Claims

БАРАБАН-СЕПАРАТОР ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА по авт.св.N 1263018, отличающийся тем, что, с целью повышения эксплуатационной надежности путем увеличения аварийного запаса воды для охлаждения ядерного реактора, он дополнительно содержит раздающий коллектор, расположенный между входными участками труб распределительного устройства и снабженный подающими и раздающими патрубками, первые из которых подключены к автономному источнику воды, а каждй раздающий патрубок установлен в одном из отверстий трубы и подключен к соответствующему соплу.