RU2030801C1

RU2030801C1 - Emergency coolant injection system of nuclear power station

Info

Publication number: RU2030801C1
Application number: SU925061822A
Authority: RU
Inventors: В.П. Муравьев
Original assignee: Нижегородский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект"
Priority date: 1992-09-09
Filing date: 1992-09-09
Publication date: 1995-03-10

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: system incorporates heat exchanger-evaporator placed in water collecting pit in reactor room connected to turbine and low-boiling liquid condenser. In the event of accident, heat exchanger-evaporator is supplied with thermal energy from faulty reactor and sets turbine in motion which drives sprinkler water pump, low-boiling liquid pump, and cooling water pump thereby transferring heat from reactor room to final absorber. EFFECT: improved reliability of restricting post-accident consequences. 1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано на АЭС в качестве системы ограничения последствий аварии, связанной с разгерметизацией первого контура реакторной установки. The invention relates to nuclear energy and can be used at nuclear power plants as a system for limiting the consequences of an accident associated with depressurization of the primary circuit of a reactor installation.

Известна система ограничения последствий аварии, в которой при разгерметизации первого контура предусмотрено снижение давления внутри реакторного помещения водой, перекачиваемой на спринклерную установку насосом с электроприводом, снабженным электроэнергией от специально предусмотренной для этого дизельной электростанции [1]. Недостатком такого решения является то, что для снижения давления требуется автономный источник электроэнергии, надежность которого зависит от надежности запуска и работы дизеля, надежности электрических сетей, автоматики и блокировок. There is a known system for limiting the consequences of an accident, in which, when the primary circuit is depressurized, it is possible to reduce the pressure inside the reactor room with water, which is pumped to the sprinkler unit by an electric pump equipped with electric power from a specially designed diesel power station [1]. The disadvantage of this solution is that to reduce the pressure requires an autonomous source of electricity, the reliability of which depends on the reliability of the start and operation of the diesel engine, the reliability of electrical networks, automation and interlocks.

Известна также система, использующая энергию остаточного тепловыделения останавливаемого реактора, вырабатывающего пар, который приводит в действие насос, подающий воду в реактор [2]. Недостатком этого изобретения является то, что оно предусматривает охлаждение только реактора и не обеспечивает снижение давления в реакторном помещении при разгерметизации первого контура, а также не решает вопрос отвода тепла к конечному поглотителю. Also known is a system that uses the energy of residual heat from a stopped reactor that generates steam, which drives a pump that delivers water to the reactor [2]. The disadvantage of this invention is that it provides for cooling only the reactor and does not provide pressure reduction in the reactor room during depressurization of the primary circuit, and also does not solve the issue of heat removal to the final absorber.

Целью изобретения является повышение надежности эксплуатации и ограничение последствий аварии на АЭС, что обеспечивается отводом остаточного тепловыделения аварийного реактора без внешних источников энергии. The aim of the invention is to increase the reliability of operation and limiting the consequences of an accident at a nuclear power plant, which is ensured by the removal of residual heat from the emergency reactor without external energy sources.

В системе ограничения последствий аварии на атомной электростанции, содержащей реакторное помещение с реактором, его первым контуром, спринклерной установкой и приямком для сбора воды, а также содержащей вне реакторного помещения замкнутый контур с охладителем, насосом охлаждающей воды, конденсатором низкокипящей жидкости, теплообменником охлаждения спринклерной воды, с всасывающим и напорным трубопроводами, турбиной с насосом низкокипящей жидкости и насосом спринклерной воды, в приямке для сбора воды в реакторном помещении установлен теплообменник-испаритель, выход которого соединен подводящим трубопроводом с турбиной, а вход соединен отводящим трубопроводом с установленным на нем насосом низкокипящей жидкости и обратным клапаном с конденсатором низкокипящей жидкости, одновременно приямок сбора воды соединен всасывающим трубопроводом с насосом спринклерной воды, напорный водовод которого подключен к спринклерному устройству внутри реакторного помещения. In the system for limiting the consequences of an accident at a nuclear power plant containing a reactor room with a reactor, its first circuit, a sprinkler installation and a pit for collecting water, and also containing a closed circuit outside the reactor room with a cooler, cooling water pump, low-boiling liquid condenser, and a sprinkler cooling water heat exchanger , with suction and pressure pipelines, a turbine with a low-boiling liquid pump and a sprinkler water pump, in a pit for collecting water in the reactor room The heat exchanger-evaporator is connected, the outlet of which is connected to the turbine by the inlet pipe, and the outlet pipe is connected to the low-boiling liquid pump installed on it and the non-return valve to the low-boiling liquid condenser, while the water collection pit is connected by the suction pipe to the sprinkler water pump, the pressure pipe of which is connected to sprinkler device inside the reactor room.

Насос спринклерной воды, насос охлаждающей воды и насос низкокипящей жидкости имеют общий привод от турбины. A sprinkler water pump, a cooling water pump and a low boiling water pump share a common drive from the turbine.

Система ограничения последствий аварии на атомной электростанции содержит реакторное помещение 1 с реактором 2, его первым контуром 3 и приямком 4 для сбора воды. В приямке 4 для сбора воды в реакторном помещении 1 установлен теплообменник-испаритель 5, выход которого соединен подводящим трубопроводом 6 с турбиной 7, а вход соединен отводящим трубопроводом 8 с установленным на нем насосом 9 низкокипящей жидкости и обратным клапаном 10, с конденсатором 11 низкокипящей жидкости, одновременно приямок 4 сбора воды соединен всасывающим трубопроводом 12 с насосом 13 спринклерной воды, напорный водовод 14 которого подключен к спринклерному устройству 15 внутри реакторного помещения 1. Система содержит также размещенные вне реакторного помещения теплообменник 16 охлаждения спринклерной воды, насос 17 охлаждающей воды и охладитель 18. The system for limiting the consequences of an accident at a nuclear power plant comprises a reactor room 1 with a reactor 2, its first circuit 3 and a pit 4 for collecting water. In the pit 4 for collecting water in the reactor room 1, a heat exchanger-evaporator 5 is installed, the outlet of which is connected by a supply pipe 6 to a turbine 7, and the inlet is connected by a discharge pipe 8 with a low-boiling liquid pump 9 installed on it and a check valve 10, with a low-boiling liquid condenser 11 , at the same time, the water collection pit 4 is connected by a suction pipe 12 to a pump 13 of a sprinkler water, the pressure pipe 14 of which is connected to a sprinkler device 15 inside the reactor room 1. The system also contains whelping reactor space is a heat exchanger 16 cooling the sprinkler water, the cooling water pump 17 and a cooler 18.

Снижение давления в герметичном помещении происходит следующим образом. В нормальном режиме работы атомной электростанции в реакторном помещении 1 поддерживается температура воздуха в пределах +60^оС при атмосферном давлении. Приямок сбора воды 4 свободен от воды, теплообменник-испаритель 5 находится в воздухе, а низкокипящая жидкость в нем (например фреон-20 с нормальной температурой кипения +61^оС) в состоянии покоя. При разгерметизации реакторного контура 3 происходит истечение воды из трубопроводов и реактора 2, где она имела температуру около 300^оС при давлении 13 МПа. Истечение сопровождается образованием пара и повышением давления внутри реакторного помещения 1 до нескольких атмосфер. Истекающая вода с температурой 100-130^оС (при избыточном давлении) заполняет приямок 4, размещенный в нем теплообменник-испаритель 5 оказывается в среде горячей воды, в результате чего он совместно с находящейся в нем низкокипящей жидкостью нагревается, давление жидкости поднимается и она начинает перемещаться по трубопроводу 6 в турбину 7, где тепловая энергия, полученная в теплообменнике-испарителе, преобразуется в механическую, вращая ротор турбины. Образовавшийся в турбине отработанный пар низкокипящей жидкости поступает в конденсатор 11, конденсируется и насосом 9, рабочее колесо которого вращается совместно с ротором турбины 7, возвращается в теплообменник-испаритель 5. Для исключения обратного тока жидкости в начальный период режима на отводящем трубопроводе 8 установлен обратный клапан 10. Одновременно вращение ротора турбины 7 передается на рабочее колесо насоса 13 скринклерной воды и рабочее колесо насоса 17 охлаждающей воды, в результате чего насос 13 спринклерной воды по всасывающему трубопроводу 12 забирает горячую воду из приямка 4, прокачивает через теплообменник 16 охлаждения сприклерной воды, где она охлаждается и подаетcя по напорному водоводу 14 на спринклерную установку 15. Струи воды, истекающие из спринклерной установки, конденсируют пар, образовавшийся в реакторном помещении 1, и аккумулируют в себе тепловыделения реактора. После чего вода возвращается в приямок 4. Благодаря этому происходит снижение давления в герметичном помещении 1. Вращение рабочего колеса насоса 17 охлаждающей воды обеспечивает забор из охладителя 18 и подачу воды на конденсатор 11 низкокипящей жидкости и теплообменник 16 охлаждения спринклерной воды, в которых вода аккумулирует тепло, поступающее от пара низкокипящей жидкости при ее конденсации, и от спринклерной воды и передает его по отводящему трубопроводу в охладитель 18, где тепло передается конечному поглотителю.The pressure reduction in the sealed room is as follows. In normal operation in a nuclear power plant reactor 1 is maintained room temperature within ^about 60 C at atmospheric pressure. Water collection sump 4 is free of water, an evaporator-heat exchanger 5 is in the air, and low boiling point liquid therein (e.g. Freon-20 with a normal boiling point 61 ^C) at rest. When depressurisation reactor loop 3 comes from water outflow piping and reactor 2, where it had a temperature of about 300 ° ^C under a pressure of 13 MPa. The outflow is accompanied by the formation of steam and an increase in pressure inside the reactor room 1 to several atmospheres. Expires water with a temperature of 100-130 ^{° C} (overpressure) fills the pit 4 arranged therein exchanger-evaporator 5 is in a hot water environment, whereby it, together with the contained low boiling point liquid is heated, fluid pressure rises and it begins move through the pipeline 6 to the turbine 7, where the thermal energy received in the heat exchanger-evaporator is converted into mechanical energy by rotating the turbine rotor. The spent steam of low-boiling liquid formed in the turbine enters the condenser 11, is condensed by the pump 9, the impeller of which rotates together with the rotor of the turbine 7, and is returned to the heat exchanger-evaporator 5. To eliminate the reverse fluid flow in the initial period of the mode, a non-return valve is installed on the discharge pipe 8 10. Simultaneously, the rotation of the rotor of the turbine 7 is transmitted to the impeller of the pump 13 of the sprinkler water and the impeller of the pump 17 of cooling water, as a result of which the suction pump 13 of the sprinkler water the piping 12 draws hot water from the pit 4, pumps it through the heat exchanger 16 for cooling the sprinkler water, where it is cooled and fed through the pressure line 14 to the sprinkler unit 15. The jets of water flowing from the sprinkler unit condense the steam generated in the reactor room 1, and accumulate the heat of the reactor. After that, the water returns to the pit 4. Due to this, the pressure in the sealed room 1 decreases. The rotation of the impeller of the cooling water pump 17 provides a intake from the cooler 18 and water supply to the low-boiling liquid condenser 11 and a heat exchanger 16 for cooling the sprinkler water, in which water accumulates heat coming from the low-boiling liquid vapor during its condensation, and from the sprinkler water and transfers it through the discharge pipe to the cooler 18, where heat is transferred to the final absorber.

Данное изобретение обеспечивает отвод остаточного тепловыделения реактора без внешних источников энергии, теплоотвод начинается сразу с момента разгерметизации реакторного контура без использования каких-либо приборов. Мощность теплоотвода саморегулируется в зависимости от мощности тепловыделения. This invention provides the removal of residual heat from the reactor without external energy sources, the heat removal begins immediately from the moment of depressurization of the reactor circuit without the use of any devices. The heat sink power self-regulates depending on the heat dissipation power.

Claims

LIMITATION SYSTEM FOR ACCIDENT CONSEQUENCES AT A NUCLEAR POWER PLANT, including a sprinkler unit located inside the reactor room, connected by a pressure pipe to a sprinkler water pump located outside the reactor room, connected by a suction pipe to the reactor water collection pit through a cooling heat exchanger, a closed-circuit sprinkler water cooler comprising a cooler and a cooling water pump, characterized in that the system is provided with closed boiling liquid circuit comprising a turbine mounted in series, a condenser, a pump, check valve and an evaporator heat exchanger disposed in the water collecting sump of the reactor space, wherein the sprinkler water pumps, cooling water and low boiling point liquid have a common drive from the turbine.