RU2037893C1 - Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки - Google Patents

Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки

Info

Publication number
RU2037893C1
RU2037893C1 RU9393035658A RU93035658A RU2037893C1 RU 2037893 C1 RU2037893 C1 RU 2037893C1 RU 9393035658 A RU9393035658 A RU 9393035658A RU 93035658 A RU93035658 A RU 93035658A RU 2037893 C1 RU2037893 C1 RU 2037893C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
jet pump
heat
nuclear power
heat exchanger
power plant
Prior art date
Application number
RU9393035658A
Other languages
English (en)
Other versions
RU93035658A (ru
Inventor
Константин Иванович Сопленков
Вадим Григорьевич Селиванов
Юрий Николаевич Филимонцев
Булат Искандерович Нигматулин
Виктор Владимирович Бредихин
Евгений Иванович Трубкин
Евгений Захарович Емельяненко
Анатолий Александрович Козенюк
Михаил Александрович Найденышев
Виктор Николаевич Крушельницкий
Вячеслав Андреевич Викин
Владимир Станиславович Зарубаев
Виктор Федорович Лоскутов
Владимир Александрович Коровкин
Николай Абрамович Фридман
Арнольд Григорьевич Корниенко
Виктор Мозесович Беркович
Лев Исаакович Гуревич
Валентин Григорьевич Федоров
Михаил Фалеевич Рогов
Геннадий Игнатьевич Бирюков
Original Assignee
Константин Иванович Сопленков
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 Константин Иванович Сопленков filed Critical Константин Иванович Сопленков
Priority to RU9393035658A priority Critical patent/RU2037893C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2037893C1 publication Critical patent/RU2037893C1/ru
Publication of RU93035658A publication Critical patent/RU93035658A/ru

Links

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

Сущность изобретения: система содержит теплообменник 10 и контур циркуляции теплоносителя ядерной энергоустановки, параллельно которому подключен струйный насос 4 в виде инжектора-конденсатора. Вход струйного насоса по инжектируемой среде соединен с выпускным каналом теплообменника 10, впускной канал которого соединен с теплоисточником 1 в области, предназначенной для конденсата.На выходном трубопроводе 8 струйного насоса 4 установлен обратный клапан 9, между которым и струйным насосом помещен конденсационный модуль 19, с помощью которого осуществляется запуск системы. Конденсат из теплоисточника (парогенератора или реактора) поступает в теплообменник, охлаждается в нем и подается в сопло инжектируемого потока струйного насоса. 1 ил.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для отвода теплоты от ядерного реактора, парогенератора и других теплоисточников ядерной энергоустановки.
Известны системы пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки (ЯЭУ), в которых охлаждающая вода подается в реактор из аварийного бака под действием избыточного по отношению к реактору давления в баке [1] и 2]
Такие системы неэффективны и громоздки, обладают ограниченным временем работы, так как используется вода, запасенная в баке. Его объем должен быть столь большим, чтобы обеспечить требуемое время теплоотвода. Работа системы возможна только при снижении давления в реакторе до более низкого давления, чем давление в баке с запасом охлаждающей воды.
Известна система пассивного теплоотвода с подачей охлаждающей воды из аварийного бака струйным насосом [3]
В этой системе давление в баке может быть меньше давления в реакторе, но время работы системы также определяется размерами бака с запасом охлаждающей воды, т.е. ограничено допустимыми габаритами аварийного бака.
Этого недостатка лишена система, в которой теплоотвод от реактора либо парогенератора ЯЭУ осуществляется к конечному поглотителю теплоты с помощью замкнутого циркуляционного контура, движение теплоносителя в котором обеспечивается инжектором-конденсатором [4]
Однако для запуска инжектора-конденсатора требуется пусковая система с внешним энергоподводом, что нарушает принцип пассивности системы.
Наиболее близкой к заявленной является система пассивного отвода теплоты от ЯЭУ, 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. Впускной канал теплообменника соединен с выходом струйного насоса, а выпускной канал соединен с резервуаром высокого давления, в который погружен струйный насос [5]
Система имеет следующие недостатки. Наличие дополнительного резеpвуара высокого давления снижает надежность системы. В резервуаре должна быть свободная поверхность воды с газовой подушкой над нею. Изменение уровня воды в резеpвуаре может привести к захвату газа инжектором со срывом его работы. Растворение газа в воде отрицательно сказывается на работе теплообменного оборудования. При срыве работы системы затруднен повторный запуск инжектора-конденсатора.
Задача, решаемая предложенным решением, повышение надежности системы, надежности запуска и работы инжектора-конденсатора. Технический результат заключается в исключении из системы резервуара высокого давления.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в системе пассивного отвода теплоты от ЯЭУ, содержащей 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 соответствии с изобретением 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.
На чертеже представлена схема системы пассивного отвода теплоты от ЯЭУ на примере отвода теплоты от парогенератора ЯЭУ.
Система пассивного отвода теплоты от ЯЭУ, включающей парогенератор (или реактор) 1, содержит контур циркуляции теплоносителя через парогенератор, включающий трубопроводы 2, 3. Параллельно парогенератору 1 подключен струйный насос 4 в виде инжектора-конденсатора с помощью трубопроводов 5 и 6. Инжектирующее сопло 7 (инжектирующая сторона) струйного насоса 4 подключено к трубопроводу 3 пара, а выход струйного насоса соединен трубопроводами 8 и 6 через обратный клапан 9 с трубопроводом 2 подачи питательной воды. Система содержит также теплообменник 10 с теплопередающей трубчаткой 11. Впускной канал 12 теплообменника 10 соединен с водным объемом 13 парогенератора 1. Выпускной канал 14 теплообменника 10 соединен с входом 15 струйного насоса 4 по инжектируемой среде. Вход тепловоспринимающего потока теплообменника 10 соединен с источником 16 подпиточной воды, а выход трубопроводом 17 с областью сброса пара, напримеp с атмосферой. К выходному трубопроводу 8 струйного насоса 4 через нормально закрытый клапан 18 подсоединен конденсационный модуль 19 (пусковая емкость).
Система работает следующим образом.
В ждущем режиме система заполнена водой, образовавшейся из сконденсированного пара, за исключением конденсационного модуля 19, в котором находится парогазовая смесь. Давление в инжектирующей и инжектируемой средах струйного насоса 4 определяется давлением в парогенераторе 1, а давление в конденсационном модуле 19 определяется его температурой и близок к атмосферному. При повышении давления в парогенераторе 1 сверх допустимого предела или по команде оператора открывается клапан 18, и в конденсационный модуль 19 через струйный насос 4 начинают истекать инжектируемый и инжектирующий потоки. По мере заполнения конденсационного модуля в инжектирующем сопле 7 появляется пар, а на вход 15 инжектируемой среды насоса 4 поступает через теплообменник 10 переохлажденная вода. Обратный клапан 9 при этом препятствует попаданию конденсата из парогенератора 1 в конденсационный модуль 19. После выхода струйного насоса 4 на рабочий режим работы по параметрам инжектирующего и инжектируемого потоков и нарастания давления в конденсационном модуле 19 до значения, превышающего давление в парогенераторе, открывается обратный клапан 9 и поток воды из струйного насоса 4 направляется в парогенератор 1. В результате подвода теплоты в парогенераторе образуется пар, который снова направляется в инжектирующее сопло 7 насоса 4, а конденсат через впускной канал 12 попадает в теплообменник 10, переохлаждается в нем и подается на вход 15 инжектируемой среды насоса 4. Подпиточная вода из источника 16, воспринимая отводимую от парогенератора 1 теплоту, испаряется и по трубопроводу 17 удаляется, например, в атмосферу. После запуска системы конденсационный модуль 19 заполняется полностью и расход среды в него прекращается. Таким образом, система позволяет осуществить передачу теплоты в теплообменник. При этом система имеет более высокую стабильность и надежность работы.

Claims (1)

  1. СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛОТЫ ОТ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГОУСТАНОВКИ, 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, отличающаяся тем, что 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.
RU9393035658A 1993-07-22 1993-07-22 Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки RU2037893C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9393035658A RU2037893C1 (ru) 1993-07-22 1993-07-22 Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9393035658A RU2037893C1 (ru) 1993-07-22 1993-07-22 Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2037893C1 true RU2037893C1 (ru) 1995-06-19
RU93035658A RU93035658A (ru) 1997-03-10

Family

ID=20144825

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9393035658A RU2037893C1 (ru) 1993-07-22 1993-07-22 Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2037893C1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2827997A1 (fr) * 2001-07-24 2003-01-31 Framatome Anp Procede et dispositif d'alimentation d'au moins un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression pendant les periodes d'arret du reacteur
RU2626620C1 (ru) * 2016-07-25 2017-07-31 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Аварийная система подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора аэс
RU2631057C1 (ru) * 2016-12-28 2017-09-18 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) Система пассивного отвода тепла реакторной установки

Non-Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент Великобритании N 1112346, кл. G 21C 15/18, 1988. *
2. Патент США N 3718639, кл. G 21C 15/18, 1973. *
3. Патент Франции N 2227603, кл. G 21C 15/18, 1974. *
4. Патент США N 4347623, кл. G 21C 15/18, 1982. *
5. Патент США N 4687626, кл. G 21C 9/00, 1987. *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2827997A1 (fr) * 2001-07-24 2003-01-31 Framatome Anp Procede et dispositif d'alimentation d'au moins un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression pendant les periodes d'arret du reacteur
WO2003010776A1 (fr) * 2001-07-24 2003-02-06 Framatome Anp Procede et dispositif d'alimentation d'au moins un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression pendant les periodes d'arret du reacteur
US6912263B2 (en) 2001-07-24 2005-06-28 Framatome Anp Method and device for feeding at least one steam generator of a pressurized-water nuclear reactor during periods of reactor shutdown
RU2626620C1 (ru) * 2016-07-25 2017-07-31 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Аварийная система подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора аэс
RU2631057C1 (ru) * 2016-12-28 2017-09-18 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
US4051892A (en) Heat dissipation system
KR100189168B1 (ko) 원자로의 피동 격납용기 냉각장치
US5165237A (en) Method and apparatus for maintaining a required temperature differential in vacuum deaerators
JPH06341368A (ja) 高圧地熱流体から電力を取得する装置及び方法
US11107593B2 (en) Depressurization and cooling system for a containment of a nuclear power plant containment protection system and nuclear power plant
JPS5818574B2 (ja) キユウシユウシキヒ−トポンプ
JPS5895295A (ja) 蒸気駆動による水噴射装置
RU2037893C1 (ru) Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки
RU2631057C1 (ru) Система пассивного отвода тепла реакторной установки
RU150816U1 (ru) Система аварийного отвода тепла
CN115240880B (zh) 一种可实现持续排热的非能动余热排出系统及方法
CN108766599A (zh) 一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统
US3400048A (en) Steam cooled nuclear reactor power system with steam decontamination trament
US4236968A (en) Device for removing heat of decomposition in a steam power plant heated by nuclear energy
KR102072689B1 (ko) 원자로
SE9401559D0 (sv) Passiv blandare
RU93035658A (ru) Система пассивного отвода теплоты от ядерной энергоустановки
JP3061900B2 (ja) 原子炉
US4347623A (en) Flash jet coolant pumping system
RU2108630C1 (ru) Энергетическая установка
JPS6319597A (ja) 原子炉の緊急注水装置
JP3089151B2 (ja) 高圧噴霧燃焼装置
US20010021238A1 (en) Method and apparatus for separating a neutron absorber from a coolant
JPH02222880A (ja) 原子力発電所の冷却設備
RU2067720C1 (ru) Система пассивного отвода тепла