RU2073920C1 - Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки - Google Patents

Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки Download PDF

Info

Publication number
RU2073920C1
RU2073920C1 SU925029095A SU5029095A RU2073920C1 RU 2073920 C1 RU2073920 C1 RU 2073920C1 SU 925029095 A SU925029095 A SU 925029095A SU 5029095 A SU5029095 A SU 5029095A RU 2073920 C1 RU2073920 C1 RU 2073920C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heat exchanger
removal system
water
gap
additional
Prior art date
Application number
SU925029095A
Other languages
English (en)
Inventor
В.Г. Глазов
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 SU925029095A priority Critical patent/RU2073920C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2073920C1 publication Critical patent/RU2073920C1/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

Назначение: изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а более конкретно к системам расхолаживания ядерных паропроизводительных установок. Сущность изобретения: повышение радиационной безопасности и надежности, путем создания дополнительного барьера защиты, достигается тем, что зазор между защитными оболочками заполнен водой и подключен к теплообменнику, расположенному под защитными оболочками и включенному в контур охлаждения парогенераторов, причем водяной объем между защитными оболочками подключен к воздушному теплообменнику. 1 ил.

Description

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а более конкретно к системам расхолаживания ядерных паропроизводительных установок.
Известна система отвода тепла от ядерной энергетической установки, где отвод остаточных тепловыделений, в условиях аварийного полного обесточивания, осуществляется путем конденсации пара из парогенераторов в воздушных теплообменниках (1).
Недостатком известной системы отвода тепла является низкая надежность из-за низкой интенсивности теплообмена в воздушных теплообменниках и требуется значительная поверхность теплообмена воздушного теплообменника, что приводит к большим трудозатратам.
Известна система отвода тепла, содержащая источник тепла (реактор), соединенный трубопроводом с парогенератором и подключенный к нему по второму контуру дополнительный теплообменник, охлаждаемый извне за защитной оболочкой при помощи воздушного теплообменника (2).
Недостатки известной системы отвода тепла такие же, что изложены в (1).
Кроме того, при расхолаживании реактора имеется потенциальная возможность выхода радиоактивных продуктов деления в атмосферу, в случае образования неплотности в защитной оболочке.
Техническим результатом изобретения является то, что повышается надежность ядерной энергетической установки за счет образования системы пассивного отвода тепла и повышения радиационной безопасности, путем создания дополнительного барьера защиты.
Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки, содержащая первый контур циркуляции, включающий реактор, соединенный трубопроводами с парогенераторами и заключенные под защитную оболочку, причем каждый парогенератор для охлаждения пара в аварийных ситуациях подключен по второму контуру к дополнительному теплообменнику, охлаждаемому извне воздушным теплообменником, размещенным в тяговом воздушном канале, а указанный технический результат достигается тем, что защитная оболочка выполнена из двух установленных с зазором между собой защитных оболочек, и зазор между ними заполнен водой, причем дополнительный теплообменник подключен к зазору, заполненному водой, и что водяной объем между защитными оболочками в свою очередь подключен к воздушному теплообменнику, при этом образуется система пассивного отвода тепла в чем и состоит сущность изобретения.
На чертеже изображен схематически общий вид ядерной установки с системой пассивного отвода тепла.
Система пассивного отвода тепла содержит реактор 1, парогенераторы 2, соединенные между собой трубопроводами 3 первого контура, заключенные под внутреннюю защитную оболочку 4 и внешнюю защитную оболочку 5, установленные с зазором 6 между собой, который заполнен водой 7. Каждый парогенератор 2 по второму контуру подключен отводящим трубопроводом 8 с запорной арматурой 9 к дополнительному теплообменнику 10, и трубопроводом 11 с запорной арматурой 12, подводящий конденсат из дополнительного теплообменника 10 в парогенератор 2. Кроме того, теплообменник 10 подсоединен трубопроводом 13 с запорной арматурой 14 к зазору 6 между защитными оболочками 4 и 5, который заполнен водой 7. Для дополнительного охлаждения воды 7 к ее объему подключен воздушный теплообменник 15, размещенный в тяговом воздушном канале 16.
Система пассивного отвода тепла работает следующим образом.
При полном аварийном обесточивании ядерной энергетической установки, когда циркуляционные насосы первого контура и питательные насосы парогенераторов отключаются (на черт. не показано), то в этом случае отвод тепла от реактора происходит за счет естественной циркуляции теплоносителя первого контура, который поступает в трубное пространство парогенераторов 2, где отдает тепло котловой воде второго контура, находящейся в межтрубном пространстве парогенераторов 2.
При обесточивании установки запорная арматура 9, 12 и 14 на трубопроводах 8, 11 и 13 открывается автоматически при помощи отключения электромагнитов. Вторичный пар, образовавшийся во втором контуре парогенератора 2, через трубопровод 8 поступает в дополнительный теплообменник 10, где охлаждается водой 7, поступающей из зазора 6 между защитными оболочками 4 и 5, при помощи трубопровода 13 и далее из дополнительного теплообменника 10 охлажденный конденсат снова поступает через трубопровод 11 в парогенератор 2 на подпитку.
При повышении температуры воды 7, между защитными оболочками, образуется контур естественной циркуляции ее в воздушном теплообменнике 15, при этом вода 7 охлаждается потоком воздуха в тяговом воздушном канале 16.
Использование изобретения позволяет повысить надежность ядерной установки за счет организации пассивной системы отвода тепла при достаточном количестве воды, находящейся в зазоре между защитными оболочками 4 и 5, и дополнительного охлаждения воды при помощи воздушного теплообменника.
Кроме того, при возможном разрушении реактора 1, слои воды 7 в зазоре 6 уменьшает радиационное влияние в окружающую среду.

Claims (1)

  1. Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки, содержащая первый контур циркуляции, включающий реактор, соединенный трубопроводами с парогенераторами и заключенный под защитную оболочку, причем каждый парогенератор для охлаждения пара в аварийных ситуациях подключен по второму контуру к дополнительному теплообменнику, охлаждаемому извне, отличающаяся тем, что защитная оболочка выполнена из двух установленных с зазором между собой оболочек и зазор между ними заполнен водой, причем дополнительный теплообменник подключен к зазору, заполненному водой, в свою очередь подключенному к воздушному теплообменнику с образованием системы пассивного отвода тепла.
SU925029095A 1992-01-16 1992-01-16 Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки RU2073920C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925029095A RU2073920C1 (ru) 1992-01-16 1992-01-16 Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925029095A RU2073920C1 (ru) 1992-01-16 1992-01-16 Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2073920C1 true RU2073920C1 (ru) 1997-02-20

Family

ID=21597769

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU925029095A RU2073920C1 (ru) 1992-01-16 1992-01-16 Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2073920C1 (ru)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9786393B2 (en) 2012-05-21 2017-10-10 Smr Inventec, Llc Passive reactor containment protection system
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US10672523B2 (en) 2012-05-21 2020-06-02 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
US10720249B2 (en) 2012-05-21 2020-07-21 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Атомная техника за рубежом, N 10, 1987, с. 21. 2. Патент ФРГ N 2700168, кл. G 21 С 15/18, 1981. *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US9786393B2 (en) 2012-05-21 2017-10-10 Smr Inventec, Llc Passive reactor containment protection system
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US10672523B2 (en) 2012-05-21 2020-06-02 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
US10720249B2 (en) 2012-05-21 2020-07-21 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0528674B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
CA2705482C (en) Passive emergency feedwater system
US20180261343A1 (en) Passive emergency feedwater system
US4689194A (en) Nuclear reactor plant with a small high temperature reactor operating with spherical fuel elements
US5043136A (en) Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors
EP0397509B1 (en) Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
US6519308B1 (en) Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems
RU2073920C1 (ru) Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки
JP2983290B2 (ja) 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置
US5158741A (en) Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors
US4752439A (en) Safety enclosure cooling system for gas cooled high temperature reactors
Bettis et al. DESIGN STUDIES OF A MOLTEN-SALT REACTOR DEMONSTRATION PLANT.
US3461034A (en) Gas-cooled nuclear reactor
RU2212066C1 (ru) Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем
KR960011210B1 (ko) 피동형 가압경수로
RU2040051C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
US12040098B2 (en) External closed-loop nuclear reactor cooling assembly enclosed in a protective structure
KR102341084B1 (ko) 이물질 부착 방지 시스템이 구비된 원자로 피동무한 냉각 구조체
US20220375635A9 (en) Cooling system for nuclear reactor
RU2073918C1 (ru) Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2059302C1 (ru) Система очистки газообразных продуктов аварии на атомной электростанции
JPH02222880A (ja) 原子力発電所の冷却設備
Lyczkowski et al. Safety consideration and economic advantage of a new underground nuclear power plant design
RU94022117A (ru) Литиево-плутониевый ядерный реактор
UA65039A (en) System for passive removal of heat from the production rooms of a nuclear power plant