RU2073920C1 - Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки - Google Patents
Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки Download PDFInfo
- 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
Links
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
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)
- 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.
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)
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 |
-
1992
- 1992-01-16 RU SU925029095A patent/RU2073920C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
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)
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 |