RU2040051C1 - Nuclear power unit - Google Patents

Nuclear power unit Download PDF

Info

Publication number
RU2040051C1
RU2040051C1 SU925055303A SU5055303A RU2040051C1 RU 2040051 C1 RU2040051 C1 RU 2040051C1 SU 925055303 A SU925055303 A SU 925055303A SU 5055303 A SU5055303 A SU 5055303A RU 2040051 C1 RU2040051 C1 RU 2040051C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
circuits
heat exchanger
reactor
coolant
heat
Prior art date
Application number
SU925055303A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Е.Н. Гольцов
В.Л. Павлов
Г.И. Гречко
В.В. Румянцев
Original Assignee
Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники
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 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники filed Critical Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники
Priority to SU925055303A priority Critical patent/RU2040051C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2040051C1 publication Critical patent/RU2040051C1/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: heat exchanger case of secondary and auxiliary coolant circuits is mounted on reactor cover wherein there are at least two holes passing pipings for coolant admission to and discharge from heat exchanger of primary and secondary coolant circuits. Coolant admission piping running to heat exchanger of primary and secondary circuits communicates with space under heat transfer surface of heat exchanger in secondary and auxiliary coolant circuits; coolant discharge piping communicates with space above this surface. EFFECT: reduced mass and size of nuclear power unit, improved nuclear safety. 3 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано, например, в теплофикационных ядерных энергетических установках (ЯЭУ). The invention relates to nuclear technology and can be used, for example, in cogeneration nuclear power plants (NPPs).

Известна ЯЭУ, содержащая ядерный реактор и несколько контуров циркуляции теплоносителя, в последнем из которых установлен турбогенератор, преобразующий тепловую энергию в электрическую (Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М. Высшая школа, 1974, с.19-22). A nuclear power plant is known that contains a nuclear reactor and several coolant circuits, the last of which has a turbogenerator that converts thermal energy into electricity (Margulova T.Kh. Nuclear power plants. M. Higher School, 1974, p.19-22).

Данная установка обладает следующими недостатками: большой протяженностью и значительными массогабаритными характеристиками контуров, по которым циркулирует теплоноситель (трубопроводы, циркуляционные насосы, компенсаторы давления, запорная арматура); низким КПД при преобразовании тепловой энергии в электрическую; большими потерями тепла при его передаче от места генерации до потребителя; невысокой радиационной безопасностью, которая связана как с большой протяженностью контуров и повышенной из-за этого вероятностью протечек, так и с тем, что единственным барьером безопасности, отделяющим первый контур с радиактивным теплоносителем от обслуживаемых помещений, являются стенки трубопроводов и теплообменника, расположенного между первым и вторым контурами; принудительной циркуляцией теплоносителя во всех без исключения контурах, что приводит к прекращению отвода тепла при обесточивании насосов и повышению затрат электроэнергии на собственные нужды. This installation has the following disadvantages: a large length and significant weight and size characteristics of the circuits along which the coolant circulates (pipelines, circulation pumps, pressure compensators, shutoff valves); low efficiency when converting thermal energy into electrical energy; large losses of heat during its transfer from the place of generation to the consumer; low radiation safety, which is associated both with the large length of the circuits and the increased probability of leaks due to this, and with the fact that the only safety barrier separating the first circuit with the radiative heat carrier from the serviced premises is the walls of pipelines and a heat exchanger located between the first and second circuits; forced circulation of the coolant in all circuits, without exception, which leads to the cessation of heat removal during de-energization of the pumps and an increase in the cost of electricity for own needs.

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату к заявленной является ЯЭУ содержащая интегральный ядерный реактор и трехконтурную систему циркуляции теплоносителя (Nuclear energy, journal of British nuclear energy society, vol.22, N 4, August 1983, p.251-259). The closest in technical essence and the achieved result to the declared one is a nuclear power plant containing an integrated nuclear reactor and a three-circuit coolant circulation system (Nuclear energy, journal of British nuclear energy society, vol. 22, No. 4, August 1983, p. 251-259).

Благодаря применению в этом решении интегральной компановки удалось уменьшить вероятность выхода радиоактивных продуктов деления за пределы корпуса реактора. Однако опасность выхода все же сохранилась из-за того, что единственным барьером безопасности, отделяющим первый контур с радиоактивным теплоносителем от воды второго контура, является стенка теплообменника, расположенного между ними, при этом второй циркуляционный контур, в состав которого входят трубопpоводы, циркуляционные насосы, компенсатор давления, запорная арматура, расположен в обслуживаемых помещениях и имеет значительную протяженность. Thanks to the use of an integrated arrangement in this solution, it was possible to reduce the likelihood of radioactive fission products leaving the reactor vessel. However, the danger of exit still remained due to the fact that the only safety barrier separating the first circuit with the radioactive coolant from the water of the second circuit is the wall of the heat exchanger located between them, while the second circulation circuit, which includes pipelines, circulation pumps, pressure compensator, shutoff valves, located in the serviced premises and has a considerable length.

Другие недостатки указанной установки заключаются в применении принудительной циркуляции теплоносителя во втором контуре и использовании в нем компенсатора давления, что приводит к прекращению отвода тепла при обесточивании насосов и повышению затрат электроэнергии на собственные нужды, а также увеличивает массогабаритные характеристики установки в целом. Большая протяженность второго контура, в свою очередь, ведет к росту его гидравлического сопротивления и тем самым дополнительным расходам электроэнергии, необходимой для прокачки теплоносителя второго контура. Other disadvantages of this installation are the use of forced circulation of the coolant in the second circuit and the use of a pressure compensator in it, which leads to the cessation of heat removal when the pumps are de-energized and increase the cost of electricity for their own needs, and also increases the overall dimensions of the installation. The large length of the second circuit, in turn, leads to an increase in its hydraulic resistance and thereby additional energy consumption necessary for pumping the coolant of the second circuit.

К недостаткам данной установки следует также отнести значительные массогабаритные показатели реактора из-за того, что для обеспечения необходимой величины ослабления жесткого излучения вверх встроенный компенсатор давления, заполненный паром и водой, должен быть достаточно протяженным. The disadvantages of this installation should also include significant overall dimensions of the reactor due to the fact that in order to ensure the necessary attenuation of hard radiation upward, the built-in pressure compensator filled with steam and water should be sufficiently long.

Изобретение направлено на снижение массогабаритных характеристик ЯЭУ и повышение ее ядерной безопасности, уменьшение затрат энергии на собственные нужды и повышение надежности. The invention is aimed at reducing the overall dimensions of a nuclear power plant and increasing its nuclear safety, reducing energy costs for its own needs and increasing reliability.

Указанные результаты достигаются благодаря тому, что в ЯЭУ, содержащей ядерный интегральный реактор и по крайней мере не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в которой выполнены по крайней мере два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров, при этом трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров соединен с пространством над теплообменной поверхностью второго-третьего контуров, а трубопровод отвода с пространством ниже этой теплообменной поверхности, а также за счет того, что компенсатор давления первого контура выполнен в виде герметичной оболочки, расположенной с зазором относительно внутренней стенки корпуса реактора, при этом пространство между оболочкой и корпусом соединено с внутриреакторным пространством, кроме того, благодаря тому, что теплообменная поверхность второго-третьего контуров разделена на секции, каждая из которых расположена в отдельном корпусе. These results are achieved due to the fact that in a nuclear power plant containing a nuclear integrated reactor and at least three coolant circuits, the heat exchanger body of the second or third circuits is mounted on the reactor cover, which has at least two openings for the coolant supply and exhaust pipelines to the heat exchanger of the first or second circuits, while the pipeline for supplying the coolant to the heat exchanger of the first and second circuits is connected to the space above the heat exchange surface of the second -the third circuit, and the exhaust pipe with a space below this heat-exchange surface, and also due to the fact that the pressure compensator of the first circuit is made in the form of a hermetic shell located with a gap relative to the inner wall of the reactor vessel, while the space between the shell and the vessel is connected to the reactor space, in addition, due to the fact that the heat exchange surface of the second or third circuits is divided into sections, each of which is located in a separate housing.

На фиг. 1 представлена ЯЭУ с теплообменником второго-третьего контуров, корпус которого расположен на крышке интегрального реактора, продольное сечение; на фиг.2 ЯЭУ с теплообменником второго-третьего контуров, который разделен на секции, расположенные на крышке реактора в индивидуальных корпусах, продольное сечение. In FIG. 1 shows a nuclear power plant with a heat exchanger of the second or third circuits, the body of which is located on the cover of the integrated reactor, a longitudinal section; figure 2 nuclear power plant with a heat exchanger of the second or third circuits, which is divided into sections located on the cover of the reactor in individual cases, a longitudinal section.

ЯЭУ включает интегральный ядерный реактор 1, внутриреакторный объем которого ограничен прочным корпусом 1 и крышкой 2 и в котором установлены активная зона 3 и парогенератор 4, отделенные друг от друга обечайкой 5. Над крышкой 2 реактора установлен прочный герметичный колпак 6, внутри которого размещен теплообменник 7 второго-третьего контура, окруженный снаружи обечайкой 8, установленный с зазором относительно внутренней поверхности колпака 6, разделяющей отверстия в крышке реактора, через которые проходит питательная вода в опускные питательные трубы 9 и отверстия, через которые проходит пар, выходящий из подъемных паровых труб 10 парогенератора 4. Часть внутриреакторного пространства отделена от первого контура реактора оболочкой 11, имеющей форму стакана, соединена с объемом первого контура через отверстие 12 или трубу 13 и образует компенсатор 14 давления первого контура. A nuclear power plant includes an integrated nuclear reactor 1, the inner reactor volume of which is limited by a solid casing 1 and a cover 2, and in which an active zone 3 and a steam generator 4 are installed, separated from each other by a shell 5. A strong air-tight cap 6 is installed above the reactor cover 2, inside of which a heat exchanger 7 is placed of the second or third circuit, surrounded on the outside by a shell 8, installed with a gap relative to the inner surface of the cap 6, dividing the holes in the reactor lid, through which feed water passes into the lowering feeders the pipe 9 and the openings through which the steam leaving the riser steam pipes 10 of the steam generator 4 passes. A part of the reactor chamber is separated from the reactor primary circuit by a cup-shaped shell 11, connected to the volume of the primary circuit through the hole 12 or pipe 13 and forms a compensator 14 primary circuit pressure.

ЯЭУ работает следующим образом. NPP works as follows.

Вначале заполняют теплоносителем внутриреакторный объем корпуса 1 и через отверстия 12 часть пространства между оболочкой 11 и внутренней поверхностью корпуса 1. После этого подают газ в компенсатор 14 давления и создают в первом контуре начальное давление. Затем производят разогрев реактора. Теплоноситель первого контура, нагреваясь в активной зоне 3, поднимается внутри обечайки 5 и поступает в парогенератор 4, где охладившись, опускается в пространстве между обечайкой 5 и оболочкой 11 под активную зону 3. First, the internal reactor volume of the housing 1 is filled with coolant and, through the openings 12, part of the space between the shell 11 and the inner surface of the housing 1. After that, gas is supplied to the pressure compensator 14 and initial pressure is created in the primary circuit. Then the reactor is heated. The primary coolant, heating in the active zone 3, rises inside the shell 5 and enters the steam generator 4, where it is cooled, falls in the space between the shell 5 and the shell 11 under the active zone 3.

Теплоноситель второго контура, нагреваясь в парогенераторе 4, превращается в пар и поднимается по подъемным паровым трубам 10, через отверстия в крышке 2 реактора в кольцевой зазор между разделительной оболочкой 8 и герметичным прочным колпаком 6. Далее поднимается по этому кольцевому зазору и, выходя из него, попадает в теплообменник 7 второго-третьего контура, где отдает тепло третьему контуру и конденсируется. После этого конденсат через отверстия в крышке 2 реактора попадает в опускные питательные трубы 9 парогенератора 4 и поступает в парогенератор 4. The coolant of the second circuit, heating up in the steam generator 4, turns into steam and rises through the lifting steam pipes 10, through the openings in the lid 2 of the reactor into the annular gap between the separation shell 8 and the sealed strong cap 6. Then it rises along this annular gap and, leaving it , enters the heat exchanger 7 of the second or third circuit, where it gives off heat to the third circuit and condenses. After this, the condensate through the holes in the lid 2 of the reactor enters the lowering feed pipes 9 of the steam generator 4 and enters the steam generator 4.

При аварии радиоактивные продукты через неплотности в разделительной поверхности теплообменника первого-второго контуров попадают во второй контур и оказываются локализованными внутри корпуса этого теплообменника, поскольку он непосредственно примыкает к корпусу реактора (крышка реактора одновременно является днищем теплообменника) и у второго контура отсутствуют трубопроводы с запорно-отсечной арматурой, через которые чаще всего и происходят утечки в обслуживаемые помещения станции. Тем самым, повышается безопасность ЯЭУ и уменьшаются ее массогабаритные характеристики. Кроме того, снижается гидравлическое сопротивление тракта циркуляции второго контура, что позволяет во втором контуре использовать пароводяной теплоноситель в режиме естественной циркуляции и исключить из тракта циркуляции насос и компенсатор давления, что ведет к дополнительному уменьшению массогабаритных характеристик и повышает надежность ЯЭУ. In the event of an accident, radioactive products through leaks in the dividing surface of the heat exchanger of the first or second circuits fall into the second circuit and are localized inside the casing of this heat exchanger, since it is directly adjacent to the reactor casing (the reactor cap is simultaneously the bottom of the heat exchanger) and the second circuit has no pipelines with shut-off shut-off valves, through which leaks to serviced premises of the station most often occur. Thus, the safety of nuclear power plants is increased and its overall dimensions are reduced. In addition, the hydraulic resistance of the circulation path of the second circuit is reduced, which allows the use of steam-water coolant in the second circuit in the natural circulation mode and excludes the pump and pressure compensator from the circulation path, which leads to an additional decrease in weight and size characteristics and increases the reliability of the nuclear power plant.

При выполнении теплообменной поверхности второго-третьего контуров в виде отдельных параллельных секций, расположенных в собственных корпусах, герметично установленных на крышке реактора, обеспечивается повышение надежности ЯЭУ, поскольку при разгерметизации одной из секций теплообменника второго-третьего контуров установка продолжает работать за счет функционирования остальных секций теплообменника. При этом вышедшая из строя секция теплообменника отключается от потребителя и может быть демонтирована и заменена на новую. When the heat-transfer surface of the second-third circuits is made in the form of separate parallel sections located in their own enclosures, hermetically mounted on the reactor cover, the reliability of the nuclear power plant is increased, since when one of the sections of the heat exchanger of the second-third circuits is depressurized, the installation continues to work due to the functioning of the remaining sections of the heat exchanger . At the same time, the failed section of the heat exchanger is disconnected from the consumer and can be dismantled and replaced with a new one.

Кроме того, размещение компенсатора давления первого контура у внутренней стенки корпуса реактора приводит к тому, что перед внутренней поверхностью корпуса реактора за счет оболочки компенсатора и имеющейся в нем воды образуется железоводная защита, которая обеспечивает снижение нейтронного потока, а также потока жесткого и нейтронного излучения, попадающих на корпус, и продлевает тем самым ресурс корпуса ядерного реактора. In addition, the location of the pressure compensator of the primary circuit at the inner wall of the reactor vessel leads to the formation of a yellow-iron protection in front of the inner surface of the reactor vessel due to the compensator shell and the water available in it, which ensures a decrease in the neutron flux, as well as the flux of hard and neutron radiation, falling on the hull, and thereby prolongs the life of the nuclear reactor hull.

Размещение корпуса теплообменника второго-третьего контуров на крышке реактора приводит к созданию еще одной железоводной защиты, но уже не сбоку от активной зоны, а над ней, что улучшает радиационную обстановку в помещениях станции, расположенных над реактором. Placing the second-third circuit heat exchanger housing on the reactor lid leads to the creation of another iron-water protection, but not above the side of the core, but above it, which improves the radiation situation in the station premises located above the reactor.

Claims (3)

1. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, содержащая ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, компенсатор давления первого контура и трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от теплообменника первого-второго контуров, отличающаяся тем, что корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в которой выполнены по крайней мере два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров, при этом трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров сообщен с пространством под теплообменной поверхностью теплообменника второго-третьего контуров, а трубопровод отвода с пространством выше этой теплообменной поверхности. 1. NUCLEAR POWER INSTALLATION, containing a nuclear integrated reactor with a body and a cover, at least three coolant circulation circuits with heat exchangers installed between the heat transfer circuits, the pressure compensator of the first circuit and the supply and removal pipelines of the coolant from the heat exchanger of the first or second circuits, characterized in that the body of the heat exchanger of the second or third circuits is mounted on the reactor cover, in which at least two openings are made for the pipelines for supplying and removing heat CITEL to the heat exchanger of the first and second circuits, wherein the coolant inlet pipe to the heat exchanger of the first and second circuits in communication with the space under the heat exchange surface of the heat exchanger of the second and third loops, and discharge conduit with the space above the surface of the heat exchanger. 2. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что теплообменная поверхность второго-третьего контуров окружена установленной на крышку реактора обечайкой, расположенной с зазором относительно внутренней поверхности корпуса теплообменника второго-третьего контуров. 2. Installation according to claim 1, characterized in that the heat exchange surface of the second-third circuits is surrounded by a shell mounted on the reactor cover located with a gap relative to the inner surface of the heat exchanger body of the second-third circuits. 3. Установка по п.1, отличающаяся тем, что компенсатор давления первого контура выполнен в виде герметичной оболочки, расположенной с зазором относительно внутренней стенки корпуса реактора, при этом пространство между оболочкой и корпусом соединено с внутриреакторным пространством. 3. The installation according to claim 1, characterized in that the pressure compensator of the primary circuit is made in the form of a sealed shell located with a gap relative to the inner wall of the reactor vessel, while the space between the vessel and the vessel is connected to the in-reactor space.
SU925055303A 1992-07-20 1992-07-20 Nuclear power unit RU2040051C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925055303A RU2040051C1 (en) 1992-07-20 1992-07-20 Nuclear power unit

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925055303A RU2040051C1 (en) 1992-07-20 1992-07-20 Nuclear power unit

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2040051C1 true RU2040051C1 (en) 1995-07-20

Family

ID=21609881

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU925055303A RU2040051C1 (en) 1992-07-20 1992-07-20 Nuclear power unit

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2040051C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2614048C1 (en) * 2016-03-18 2017-03-22 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Nuclear power plant with heat carrier cleaning system

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Nuclear onergy, journal of Britich nuclear energy society. vol.22, N 4, 1983, p.251-259. *
Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.: Высшая школа, 1974, с.19-22. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2614048C1 (en) * 2016-03-18 2017-03-22 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Nuclear power plant with heat carrier cleaning system

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5612982A (en) Nuclear power plant with containment cooling
CN103460299B (en) Self-contained emergent spent nuclear fuel pool cooling system
US4689194A (en) Nuclear reactor plant with a small high temperature reactor operating with spherical fuel elements
KR102037933B1 (en) Cooling Facility in a Reactor and Electric Power Generation System
US20130044851A1 (en) Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
JPH0216496A (en) Isolation condenser with stop cooling system heat exchanger
US4737337A (en) Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger
EP2877997A1 (en) Passive power production during a nuclear station blackout
US4644906A (en) Double tube helical coil steam generator
WO2016093736A2 (en) Horizontal steam generator for a reactor plant with a water-cooled, water-moderated reactor, and reactor plant with such a steam generator
US4761260A (en) Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel
JP2024500458A (en) Reactor passive safety system
RU2607473C2 (en) Electricity production module
US4313795A (en) Nuclear power plant with on-site storage capabilities
RU2607474C2 (en) Submerged energy production module
RU2040051C1 (en) Nuclear power unit
RU2606209C2 (en) Submerged or underwater electricity production module
CN207250149U (en) The Passive residual heat removal system of floating nuclear power plant
RU2073920C1 (en) Heat free removal system for nuclear energy plant
GB1491232A (en) Nuclear reactors
RU2606207C2 (en) Submerged electricity production module
CN109737365B (en) Cuboid sodium-water integrated steam generator
SU714505A1 (en) Nuclear power-producing plant
US4158604A (en) Boiler systems for nuclear powered reactors
CN111128409B (en) Heat pipe reactor system based on thermoacoustoelectric

Legal Events

Date Code Title Description
REG Reference to a code of a succession state

Ref country code: RU

Ref legal event code: HK4A