RU2065211C1 - Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки - Google Patents

Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки Download PDF

Info

Publication number
RU2065211C1
RU2065211C1 SU915028566A SU5028566A RU2065211C1 RU 2065211 C1 RU2065211 C1 RU 2065211C1 SU 915028566 A SU915028566 A SU 915028566A SU 5028566 A SU5028566 A SU 5028566A RU 2065211 C1 RU2065211 C1 RU 2065211C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear power
traction channel
power plant
air
air traction
Prior art date
Application number
SU915028566A
Other languages
English (en)
Inventor
В.Г. Глазов
С.И. Асадский
Э.Э. Халецкий
Original Assignee
Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
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 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" filed Critical Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
Priority to SU915028566A priority Critical patent/RU2065211C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2065211C1 publication Critical patent/RU2065211C1/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

Использование: в ядерных энергетических установках, а именно в системах расхолаживания ядерных паропроизводительных установок. Сущность изобретения: запорные устройства 12 на входе 10 и выходе 11 воздушного тягового канала 7 выполнены соединенными в пару между собой коробов 13 с донышками при помощи шарнирных крепежных элементов 16. На боковых повеpхностях коробов 13 выполнены проходные отверстия 15, при этом короб 13 на выходе 11 из воздушного тягового канала 7 соединен с траверсой 17 и гибким элементом 18, выведенным наружу через стенку воздушного тягового канала 7 при помощи поворотных элементов 19 и соединен с противовесами 21, которые взаимодействуют с электромагнитным фиксирующим устройством 22 приводного элемента 23. 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а более конкретно к системам расхолаживания ядерных паропроизводительных установок.
Известна система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки [1] содержащая воздушный теплообменник, расположенный снаружи защитной оболочки установки, размещенный в теплоизолированного воздушном тяговом канале и подключенный к парогенератору по среде второго контура. Система включается путем открытия запорной арматуры по второму контуру.
Недостатком известной системы является то, что воздушный тяговый канал не имеет запорных устройств и при включении системы в холодный воздушный теплообменник начинает поступать пар из парогенератора, что вызывает в нем термические удары, а на открытие арматуры затрачивается значительное время, что снижает надежность системы.
Наиболее близким к изобретению по технической сущности и достигаемому результату является система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки [2] содержащая воздушный тяговой канал, на входе и выходе которого установлены запорные устройства, снабженные противовесами, взаимодействующие с электpомагнитными фиксирующими устройствами, и теплообменник, расположенный внутри воздушного тягового канала, подключенный к парогенератору по среде второго контура.
Недостатком известной системы пассивного отвода тепла является то, что она не обеспечивает надежность регулировки расхода воздуха через воздушный тяговой канал во время работы. Кроме того, закрытие запорного устройства производится раздельно вручную, что ухудшает условия эксплуатации системы.
Техническим результатом изобретения является повышение надежности и улучшение условий эксплуатации.
Указанный технический результат достигается тем, что запорные устройства воздушного тягового канала выполнены в виде соединенных посредством траверсы в пару расположенных один под другим коробов с донышками при помощи шарнирных соединений, а на боковой поверхностях коробов выполнены проходные отверстия, при этом траверса соединена гибким элементом, который выведен наружу через стенку воздушного тягового канала при помощи поворотных элементов и соединен с противовесами, что является сущностью изобретения.
На фиг. 1 изображен общий вид системы пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, продольный разрез; на фиг. 2 А-А на фиг. 1.
Система пассивного отвода тепла содержит реактор 1, трубопровод первого контура 2, парогенератор 3, отводящий трубопровод 4 пароводяной системы от парогенератора, трубопровод 5 возврата конденсата в парогенератор 3. На трубопроводах 4, 5 установлена запорная арматура 6 активно-пассивного действия. В воздушным тяговом канале 7 размещен теплообменник 8 с теплообменными трубами 9. На входе 10 и выходе 11 воздушного тягового канала 7 установлены запорные устройства 12, выполненные из расположенных один под другим коробов 13 с донышками 14 и проходными отверстиями 15, расположенными на боковой поверхности коробов 13, которые соединены между собой в пару при помощи шарнирных крепежных элементов 16 и траверсы 17. Траверса 17 соединена с гибким элементов 18, который через систему поворотных элементов 19 и герметичный проход 20 выведен наружу через стенку воздушного канала 7 и соединен с противовесами 21, которые далее взаимодействуют с электромагнитным фиксирующим устройством 22 приводного элемента 23.
Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки работает следующим образом.
При аварийной ситуации на ядерной энергетической установке при полном обесточивании установки происходит включение системы пассивного отвода тепла реактора 1 с целью охлаждения и отвода от него остаточных тепловыделений следующим образом.
Запорная арматура 6 активно-пассивного действия на трубопроводах 5 и 4 автоматически открывается. Вода первого контура от реактора 1 поступает через трубопроводы первого контура 2 в парогенератор 3 за счет естественной циркуляции и через трубный пучок парогенератора отдает тепло котловой воде межтрубного пространства парогенератора (на чертеже не показано). Образовавшийся пар из парогенератора 3 через отводящий трубопровод 4 поступает в теплообменник 8, размещенный в воздушном тяговом канале 7, где раздается по теплообменным трубам 9, причем при обесточивании установки, запорные устройства 12 также автоматически открываются за счет отключения электромагнитного фиксирующего устройства 22 приводного элемента 23 и под действием собственного веса запорные устройства 12, которые соединены в пару между собой, при помощи шарнирных крепежных элементов 16 и траверсы 17 опускаются вниз, открывая при этом вход 10 и выход 11 охлаждающего воздуха, который проходит через отверстия 15 коробов 13 и охлаждает теплообменные трубы 9 снятием тепла с них. Полученный конденсат в теплообменнике 8 по трубопроводу 5 возврата конденсата поступает снова в парогенератор 3.
Закрытие или регулировка проходного сечения воздушного тягового канала 7 производится путем включения приводного элемента 23 (или вручную) при помощи гибкого элемента 18, связанного с ним.
Для уменьшения мощности приводного элемента 23 предусмотрены противовесы 21, которые по весу меньше веса запорных устройств 12.
Предлагаемое изобретение позволяет автоматически одновременно открыть вход и выход прохода охлаждающего воздуха через воздушный тяговый канал 7.
Во время работы возможна регулировка прохода воздуха (ручная) и поддержание необходимых параметров эксплуатации, а также при помощи приводного элемента 23 возможно закрытие воздушного тягового канала.
Кроме того, за счет протечки запорной арматуры 6 или байпаса (на чертеже не показан) возможно поддержание теплообменника 8 в подогретом состоянии, чтобы избежать гидравлические удары в системе.
Все перечисленное выше повышает надежность и условия эксплуатации системы.

Claims (1)

  1. Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, содержащая воздушный тяговый канал, на входе и выходе которого установлены запорные устройства, снабженные противовесами, взаимодействующие с электромагнитными фиксирующими устройствами, и теплообменник, расположенный внутри воздушного тягового канала, подключенный к парогенератору по среде второго контура, отличающаяся тем, что запорные устройства воздушного тягового канала выполнены в виде соединенных посредством траверсы в пару, расположенных один под другим коробов с донышками при помощи шарнирных соединений, а на боковой поверхности коробов выполнены проходные отверстия, при этом траверса соединена гибким элементом, который выведен наружу через стенку воздушного тягового канала при помощи поворотных элементов и соединен с противовесами.
SU915028566A 1991-07-01 1991-07-01 Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки RU2065211C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU915028566A RU2065211C1 (ru) 1991-07-01 1991-07-01 Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU915028566A RU2065211C1 (ru) 1991-07-01 1991-07-01 Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2065211C1 true RU2065211C1 (ru) 1996-08-10

Family

ID=21597497

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU915028566A RU2065211C1 (ru) 1991-07-01 1991-07-01 Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2065211C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2713747C1 (ru) * 2019-06-24 2020-02-07 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки
RU2758159C1 (ru) * 2020-12-29 2021-10-26 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система пассивного отвода тепла

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент ФРГ N 3228422, кл. G 21C 15/18, 1987. 2. Система пассивного отвода тепла. Чертеж 396.00.00.00.000 ВО, предприятие ОКБ "Гидропресс", 1990. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2713747C1 (ru) * 2019-06-24 2020-02-07 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки
RU2758159C1 (ru) * 2020-12-29 2021-10-26 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система пассивного отвода тепла

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4148417B2 (ja) 液体金属炉の安定的な受動残熱除去系
JP2659632B2 (ja) 液体金属冷却式原子炉用受動冷却安全系
PT66280B (en) Integral nuclear energy reactor systems
CN209149828U (zh) 一种多回路耦合的非能动余热排出系统试验装置
RU2065211C1 (ru) Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки
US5171514A (en) Nozzle dam having a unitary plug
KR101520740B1 (ko) 안전 보호 용기 상의 열교환 계통을 갖는 자기 냉각 피동 원자로
US3279439A (en) Vapor generating superheating and reheating unit
JPH05209983A (ja) ノズル開口端を封止する装置
RU2073920C1 (ru) Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки
KR101513163B1 (ko) 역압 안전 밸브를 갖는 자기 냉각 피동 원자로
KR101513166B1 (ko) 보조 열교환 계통을 갖는 자기 냉각 피동 원자로
US5388130A (en) Steam generator located outside nuclear power plant primary containment
US5392324A (en) Device for and method of removing the residual power from a fast-neutron nuclear reactor at shutdown
RU2082226C1 (ru) Система аварийного расхолаживания ядерного реактора
US6234244B1 (en) Non-intrusive cooling system
US4644908A (en) Steam generator wrapper closure and method of installing the same
USH52H (en) Heat exchanger
KR101513167B1 (ko) 파열 냉각수 탱크를 갖는 자기 냉각 피동 원자로
KR102573325B1 (ko) 원자로의 증기 발생 시스템
KR100385838B1 (ko) 저수위 운전신뢰성을 갖는 원자로 증기발생기의 노즐구조
KR200164255Y1 (ko) 방산스팀을 이용한 온수 가열장치
KR102341084B1 (ko) 이물질 부착 방지 시스템이 구비된 원자로 피동무한 냉각 구조체
SU1563295A1 (ru) Система отвода тепла от энергетического контура
RU2002320C1 (ru) Система пассивного отвода тепла водо-вод ных энергетических реакторов