RU2082226C1 - Device for emergent cooling of nuclear reactor - Google Patents
Device for emergent cooling of nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2082226C1 RU2082226C1 RU9393047526A RU93047526A RU2082226C1 RU 2082226 C1 RU2082226 C1 RU 2082226C1 RU 9393047526 A RU9393047526 A RU 9393047526A RU 93047526 A RU93047526 A RU 93047526A RU 2082226 C1 RU2082226 C1 RU 2082226C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radiator
- reactor
- emergency
- column
- housing
- Prior art date
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
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах м натриевым теплоносителем. The invention relates to the field of nuclear engineering and can be used in fast neutron reactors with a sodium coolant.
Энергетические натриевые реакторы на быстрых нейтронах обычно снабжаются системой аварийного расхолаживания, предназначенной для снятия с активной зоны и рассеивания в окружающую среду остаточных тепловыделений в тех случаях, когда отвод тепла системами нормальной эксплуатации по каким-либо причинам невозможен. Sodium fast neutron reactors are usually equipped with an emergency cooling system designed to remove residual heat from the core and disperse into the environment in cases where heat removal by normal operation systems is impossible for any reason.
Обычно система аварийного расхолаживания выполняется автономной, т. е. не связанной с системами нормального теплоотвода, и содержит несколько независимых каналов, способных, с учетом возможных отказов, расхолодить установку. Для обеспечения безопасности реактора за счет повышения надежности системы аварийного расхолаживания используется естественное движение теплоносителей в пределах системы, предусматривается также максимально возможное уменьшение количество активных элементов, срабатывание которых необходимо при включении системы в работу. Typically, the emergency cooling system is autonomous, that is, not connected with normal heat sink systems, and contains several independent channels capable of dampening the installation, taking into account possible failures. To ensure the safety of the reactor by increasing the reliability of the emergency cooling system, the natural movement of coolants within the system is used, the maximum possible reduction in the number of active elements, the operation of which is necessary when the system is turned on, is also provided.
Известна система аварийного расхолаживания, содержащая обечайку, расположенную с зазорами между реактором и шахтой реактора. Зазоры соединены воздуховодами с атмосферой и вытяжной трубой. Тепло с корпуса реактора снимается циркулирующим естественным образом по зазорам воздухом и с воздухом через трубу рассеивается в атмосферу. При работе реактора за счет теплоотвода системами нормальной эксплуатации температура корпуса относительно невелика, соответственно невелики и потери тепла через систему аварийного расхолаживания (с воздухом, уходящим в вытяжную трубу). В аварийных ситуациях растет температура корпуса реактора, что автоматически влечет за собой увеличение отводимой системой аварийного расхолаживания мощности [1]
Недостатком известной конструкции является то, что ее применение ограничено из-за необходимости соблюдения соотношения мощности установки и площади поверхности обдуваемого воздухом корпуса 1 мВт(э),м2. В результате экономически целесообразным оказывается применение такой конструкции системы аварийного расхолаживания лишь для реакторов незначительной мощности (менее 1000 мВт тепловых).A known emergency cooling system containing a shell located with gaps between the reactor and the reactor shaft. The gaps are connected by air ducts to the atmosphere and the exhaust pipe. Heat is removed from the reactor vessel in a naturally circulating manner through gaps with air and is dissipated through the pipe into the atmosphere with air. During reactor operation due to heat removal by normal operation systems, the temperature of the vessel is relatively low, and accordingly, the heat loss through the emergency cooling system (with air leaving the exhaust pipe) is also small. In emergency situations, the temperature of the reactor vessel increases, which automatically entails an increase in the power taken off by the emergency cooling system [1]
A disadvantage of the known design is that its use is limited due to the need to comply with the ratio of the power of the installation and the surface area of the air blown housing 1 mW (e), m 2 . As a result, it is economically feasible to use this design of the emergency cooling system only for reactors of low power (less than 1000 mW thermal).
Известна система аварийного расхолаживания, содержащая несколько каналов, в каждый из которых входят теплообменник аварийного расхолаживания, установленный в реактор, радиатор, соединенный с аварийным теплообменником трубопроводами, газодувка, соединенную с радиатором воздуховодами, на которых установлена регулирующая и запорная арматура [2]
Значительное количество активных элементов газодувка, армарута, которые должны сработать при включении системы аварийного расхолаживания в работу, снижают надежность системы аварийного расхолаживания и, как следствие, безопасность реактора.Known emergency dampening system containing several channels, each of which includes an emergency damping heat exchanger installed in the reactor, a radiator connected to the emergency heat exchanger by pipelines, a gas blower connected to the radiator by air ducts on which control and shutoff valves are installed [2]
A significant number of active elements of the gas blower, armarut, which should work when the emergency cooling system is turned on, reduce the reliability of the emergency cooling system and, as a consequence, the safety of the reactor.
Наиболее близкой к предлагаемому изобретению является система аварийного расхолаживания ядерного реактора, состоящая из шести каналов, каждый из которых включает в себя установленный в реактор аварийный теплообменник, трубопроводами соединенный с радиатором, расположенным внутри закрепленного на здании реактора корпусе, который снабжен подводящим и отводящим воздуховодами с заслонками, управляемыми с помощью приводом [3]
При нормальной работе реактора система аварийного расхолаживания находится в состоянии готовности к работе. Надежная естественная циркуляция теплоносителей в каналах системы обеспечивается в этом режиме установкой заслонок в положение, обеспечивающее некоторый расход воздуха через корпус радиатора (необходимый расход воздуха и, соответственно, степень открытия заслонок, зависит от многих факторов, например от температуры атмосферного воздуха).Closest to the proposed invention is an emergency cooldown system for a nuclear reactor, consisting of six channels, each of which includes an emergency heat exchanger installed in the reactor, connected by pipelines to a radiator located inside the housing attached to the reactor building, which is equipped with inlet and outlet ducts with shutters driven by drive [3]
During normal operation of the reactor, the emergency cooling system is in a state of readiness for operation. Reliable natural circulation of coolants in the channels of the system is ensured in this mode by setting the dampers in a position that provides some air flow through the radiator body (the required air flow and, accordingly, the degree of opening of the dampers depends on many factors, for example, ambient air temperature).
Для включения системы расхолаживания в работу необходимо с помощью приводом полностью открыть заслонки на воздуховодах. В результате растут расходы естественной циркуляции воздуха через корпус радиатора и теплоносителя по контуру "радиатор трубопроводы аварийный теплообменник" и, соответственно, увеличивается мощность, отводимая от реактора системой аварийного расхолаживания, вплоть до установления режима, обеспечивающего расхолаживания реактора. To turn the cooling system into operation, it is necessary to completely open the dampers on the air ducts using the actuator. As a result, the costs of natural air circulation through the radiator and heat carrier casing increase along the “radiator pipelines emergency heat exchanger” circuit and, accordingly, the power diverted from the reactor by the emergency cooling system increases, up to the establishment of a regime that ensures the cooling of the reactor.
Известная конструкция имеет следующие недостатки. The known design has the following disadvantages.
Во-первых, потери тепла через каналы системы при нормальной работе реактора, необходимые для поддержания каналов системы в поддающемуся расчету и контролю состоянии готовности к работе, ухудшают экономические характеристики реактора. Во-вторых, наличие активных элементов (заслонок с приводами на воздуховодах), срабатывание которых необходимо для включения системы в работу, снижает надежность системы и, как следствие, безопасность реактора. Технической задачей предлагаемого изобретения является повышение безопасности реактора. Поставленная задача достигается тем, что один из трубопроводов, соединяющий аварийный теплообменник с радиатором, на вертикальном участке выполнен в виде установленной в здании реактора колонны, являющейся опорой радиатора, который при этом располагается в корпусе с зазорами, допускающими их взаимное перемещение, причем заслонки воздуховодов выполнены в виде парных решеток, одна из которых соединена с корпусом радиатора, а вторая выполнена с возможностью совместного с колонной и радиатором перемещения относительно корпуса радиатора. Firstly, heat losses through the system channels during normal reactor operation, necessary to maintain the system channels in a calculable and controlled state of readiness for operation, worsen the economic characteristics of the reactor. Secondly, the presence of active elements (dampers with actuators on the ducts), the operation of which is necessary to turn the system on, reduces the reliability of the system and, as a consequence, the safety of the reactor. The technical task of the invention is to increase the safety of the reactor. The task is achieved in that one of the pipelines connecting the emergency heat exchanger to the radiator in a vertical section is made in the form of a column installed in the reactor building, which is the radiator support, which is located in the housing with gaps allowing their mutual movement, moreover, the air duct shutters in the form of paired gratings, one of which is connected to the radiator body, and the second is made with the possibility of joint movement with the column and radiator relative to the radiator body.
На фиг. 1 изображен общий вид одного канала системы аварийного расхолаживания; на фиг. 2 узел А фиг. 1 (продольный разрез по корпусу радиатора и заслонкам). In FIG. 1 shows a general view of one channel of an emergency cooling system; in FIG. 2 node A of FIG. 1 (longitudinal section through the radiator body and dampers).
В здании 1 расположена шахта 2 с реактором 3. Аварийный теплообменник 4, установленный в реактор 3, трубопроводами 5 и 6 соединен с радиатором 7, расположенном в корпусе 8. Корпус 8 установлен в здании 1 и снабжен подводящим воздуховодом 9 и отводящим воздуховодом (вытяжной трубой) 10. Трубопровод 5 на вертикальном участке выполнен в виде колонны 11, на которую опирается радиатор 7. Радиатор 7 установлен в опорах 12 и 13 корпуса 8 с некоторыми зазорами. Корпус 8 содержит решетки 14 и 15. Парные решетки 14 и 15 решетки 16 и 17 соответственно опираются на корпус 8 и в верхней своей части соединены с корпусом через упругие элементы 18 и 19 соответственно. Кроме того, решетки снабжены упорами 20 и 21 для взаимодействия с колонной 11 и радиатором 7. Трубопроводы 5, 6 покрыты теплоизоляцией (не показаны) и снабжены электронагревателями (не показаны) для разогрева трубопроводов перед заполнением их теплоносителем. A shaft 2 with a reactor 3 is located in building 1. An emergency heat exchanger 4 installed in the reactor 3 is connected by pipelines 5 and 6 to a
Работа системы аварийного расхолаживания при таком ее исполнении происходит следующим образом. The operation of the emergency cooling system with this design is as follows.
При работе реактора 3 в номинальном режиме системами нормального теплоотвода обеспечиваются проектные уровни температур в реакторе. В каналах системы аварийного расхолаживания за счет потерь тепла с трубопроводов 5, 6 в помещение здания 1 и радиатора 7 в корпус 8, а также за счет подвода тепла от активной зоны реактора (не показана) к установленному в реактор 3 аварийному теплообменнику 4 происходит естественная циркуляция теплоносителя по контуру "аварийный теплообменник 4 трубопроводы 5, 6 радиатор 7". Заслонки 17, 16 под действием веса и упругих элементов 19, 18 находятся в нижнем положении и совместно с решетками 15, 14 отсекают воздуховоды 9, 10 от расположенного в корпусе 8 радиатора 7 так, что циркуляции воздуха по трассе "атмосфера воздуховод 9 корпус 8 воздуховод 10 атмосфера" не происходит. When the reactor 3 is in nominal mode, normal heat sink systems provide design temperature levels in the reactor. In the channels of the emergency cooling system due to heat losses from the pipelines 5, 6 to the building 1 and the
В случае прекращения теплосъема с активной зоны реактора 3 системами нормального теплоотвода уровень температур в реакторе 3 начинает повышаться. В результате естественной циркуляции теплоносителя по трубопроводам 5, 6 через радиатор 7 и аварийный теплообменник 4, повышение температуры в реакторе 3 вызывает рост температуры теплоносителя в колонне 11. Повышение температуры колонны 11 обуславливает ее температурное удлинение, вызывающее перемещение опертого на нее радиатора 7 в корпусе 8. Одновременно колонна 11 и радиатор 7 вступают во взаимодействие с упорами 20, 21 решеток 16 и 17 соответственно, вследствие чего происходит совместное перемещение колонны 11, радиатора 7 и решеток 16, 17 внутри корпуса 8 с аккумуляцией энергии упругими элементами 18, 19. In the event of termination of heat removal from the reactor core 3 by normal heat removal systems, the temperature level in the reactor 3 begins to rise. As a result of the natural circulation of the coolant through pipelines 5, 6 through the
В результате этого перемещения совпадают окна решеток 14, 15 и воздух из атмосферы через воздуховод 9 поступает в корпус 8, где снимает тепло с радиатора 7, и, нагретый, естественным образом выбрасывается в атмосферу через воздуховод 10. При этом, в результате дополнительного охлаждения теплоносителя в радиаторе 7, усиливается расход естественной циркуляции по трубопроводам 5, 6 через аварийный темплообменник 4 и радиатор 7, т. е. растет мощность отводимой от реактора 3 каналом системы аварийного расхолаживания. Процесс продолжается до установления стационарного режима, при котором происходит расхолаживание реактора. As a result of this movement, the windows of the
Перемещение радиатора 7 относительно корпуса 8 определяется высотой колонны 11 и разницей в уровнях температуры колонны 11 в состоянии работы системы аварийного расхолаживания и при нормальной работе реактора. Высота колонны 11 назначается при проектировании из условия достижения необходимого расхода естественной циркуляции через радиатор, а разность уровней температур обычно близка к подогреву теплоносителя в активной зоне реактора 3. Для реальной конструкции это перемещение не менее 100 мм. The movement of the
По окончании процесса расхолаживания, вслед за уменьшением температуры колонны 11 и вызванным этим сокращением ее длины, решетки 16, 17 под действием веса и упругих элементов 18, 19, опускаясь, перекрывают окна решеток 14, 15. В результате уменьшается расход воздуха через корпус 8 и, соответственно, снижается мощность канала системы аварийного расхолаживания вплоть до исходного состояния (до уровня потерь с трубопроводов 5, 6 и радиатора 7 через теплоизоляцию в здание 1). At the end of the cooling process, following the decrease in the temperature of the
Таким образом система аварийного расхолаживания по данному изобретению для включения в работу не требует срабатывания каких-либо активных элементов или действий оператора, включение в работу происходит естественным образом при изменении теплового состояния реактора. Thus, the emergency cooling system according to this invention for inclusion in the work does not require the operation of any active elements or operator actions, the inclusion in the work occurs naturally when the thermal state of the reactor changes.
Следует отметить, что наличие электрообогрева на трубопроводах 5, 6 позволяет, в случае необходимости, (например, для проверки работоспособности системы) включить систему аварийного расхолаживания в работу при нормально работающем реакторе. Для этого следует лишь поднять температуру колонный с помощью электронагревателей. It should be noted that the presence of electric heating on pipelines 5, 6 allows, if necessary (for example, to check the system’s operability), to turn on the emergency cooling system during normal operation of the reactor. To do this, you only need to raise the column temperature using electric heaters.
Сравнение с прототипом показывает, что, во-первых, система аварийного расхолаживания по данному изобретению позволяет значительно уменьшить тепловые потери при нормальной работе реактора, во-вторых, система не содержит активных элементов, срабатывает автоматически вслед за изменением температурного состояния реактора, что значительно повышает безопасность реактора. Comparison with the prototype shows that, firstly, the emergency cooling system according to this invention can significantly reduce heat loss during normal operation of the reactor, and secondly, the system does not contain active elements, it works automatically after a change in the temperature state of the reactor, which significantly increases safety the reactor.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9393047526A RU2082226C1 (en) | 1993-10-13 | 1993-10-13 | Device for emergent cooling of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9393047526A RU2082226C1 (en) | 1993-10-13 | 1993-10-13 | Device for emergent cooling of nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU93047526A RU93047526A (en) | 1996-04-10 |
RU2082226C1 true RU2082226C1 (en) | 1997-06-20 |
Family
ID=20148168
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU9393047526A RU2082226C1 (en) | 1993-10-13 | 1993-10-13 | Device for emergent cooling of nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2082226C1 (en) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2554082C2 (en) * | 2013-07-18 | 2015-06-27 | Георгий Эрикович Лазаренко | Emergency cooling channel of nuclear reactor |
RU2666790C2 (en) * | 2012-03-16 | 2018-09-12 | Кэтрин ЛИН-ХЕНДЕЛЬ | Method and system for emergency and back-up cooling of nuclear fuel and reactors |
RU2670428C1 (en) * | 2017-08-07 | 2018-10-23 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | System and method of emergency cooldown nuclear reactor |
RU2761866C1 (en) * | 2020-12-30 | 2021-12-13 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Method for monitoring system for passive heat removal from internal volume of protective shell and device for its implementation |
RU2771224C1 (en) * | 2021-04-12 | 2022-04-28 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Method for emergency cooling and shutdown of a high-temperature gas-cooled nuclear reactor of a space unit and apparatus for implementation thereof (variants) |
-
1993
- 1993-10-13 RU RU9393047526A patent/RU2082226C1/en active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Boardman C.E., Huns Bedt A. Performance of ALMR Passive Decay Heat Removal System, Specialist's Meeting On "Passive and Active Safary Features of LMFRS, 5-7 November 1991. Oarai Engineering Center, PNC, Japan. 2. Патент Японии N 58-30558, кл. G 21 C 15/18, 1983. 3. Hoffmann H., Weinberg D., Webster R. Investigation on Natural Convection Decay Heat Removal for the EFR-Status of the Program, Specialist s "Meeting On "Paccive and Active Safaty Features of LMFRS, 1991, Darai Engineering Center, PNC, Japan. * |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2666790C2 (en) * | 2012-03-16 | 2018-09-12 | Кэтрин ЛИН-ХЕНДЕЛЬ | Method and system for emergency and back-up cooling of nuclear fuel and reactors |
RU2554082C2 (en) * | 2013-07-18 | 2015-06-27 | Георгий Эрикович Лазаренко | Emergency cooling channel of nuclear reactor |
RU2670428C1 (en) * | 2017-08-07 | 2018-10-23 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | System and method of emergency cooldown nuclear reactor |
RU2761866C1 (en) * | 2020-12-30 | 2021-12-13 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Method for monitoring system for passive heat removal from internal volume of protective shell and device for its implementation |
WO2022146189A1 (en) * | 2020-12-30 | 2022-07-07 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Method and device for monitoring a passive heat removal system |
RU2771224C1 (en) * | 2021-04-12 | 2022-04-28 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Method for emergency cooling and shutdown of a high-temperature gas-cooled nuclear reactor of a space unit and apparatus for implementation thereof (variants) |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP2659632B2 (en) | Passive cooling safety system for liquid metal cooled reactor | |
JP4148417B2 (en) | Stable passive residual heat removal system for liquid metal furnace | |
US5223210A (en) | Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path | |
US4478784A (en) | Passive heat transfer means for nuclear reactors | |
KR100594840B1 (en) | Passive safety-grade decay-heat removal method and decay-heat removal system for lmr with pool direct heat cooling process | |
US4959193A (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
RU2082226C1 (en) | Device for emergent cooling of nuclear reactor | |
US4382908A (en) | After-heat removal system for a gas-cooled nuclear reactor | |
US4752439A (en) | Safety enclosure cooling system for gas cooled high temperature reactors | |
RU2018984C1 (en) | High-temperature nuclear reactor | |
JPH02223896A (en) | Cooling device for used fuel pool | |
JP2019074531A (en) | Systems and methods for airflow control in reactor passive decay heat removal | |
KR101553888B1 (en) | Auto-damping device of heat exchanger for controlling air flow without electric power | |
US4759901A (en) | Nuclear reactor installation arranged in the cavity of a pressure vessel | |
RU2073920C1 (en) | Heat free removal system for nuclear energy plant | |
JPH0556832B2 (en) | ||
KR102248238B1 (en) | Apparatus and method for makeup water injection, and nuclear power generation system | |
WO2022122057A1 (en) | Passive system with increased reliability for decay-heat removal from a nuclear reactor and method carried out on the system | |
RU2776024C1 (en) | Method for passive cooldown of reactor plant with reactor under pressure | |
JPH01263594A (en) | Fast breeder reactor | |
JPH01142497A (en) | Decay heat remover for nuclear reactor | |
JP2003262690A (en) | Decay heat removal system | |
JP3304616B2 (en) | Storage for radioactive contaminants storage | |
KR20230112394A (en) | System for cooling and ventilation of containment building using coolant in PAFS tank and Method for cooling and ventilation using the same | |
JP3925984B2 (en) | Fast reactor cooling system equipment and installation method thereof |