RU2096840C1 - Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора - Google Patents
Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2096840C1 RU2096840C1 RU9494038620A RU94038620A RU2096840C1 RU 2096840 C1 RU2096840 C1 RU 2096840C1 RU 9494038620 A RU9494038620 A RU 9494038620A RU 94038620 A RU94038620 A RU 94038620A RU 2096840 C1 RU2096840 C1 RU 2096840C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- emergency
- pressure
- water tank
- cooling
- 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
Сущность изобретения: ядерный реактор снабжен системой аварийного охлаждения активной зоны, состоящей из гидроемкости с рабочей средой, устройства для создания в гидроемкости избыточного давления и трубопровода, соединяющего гидроемкость с ядерным реактором. В режиме нормальной эксплуатации в гидроемкости поддерживают давление, равное атмосферному. При возникновении аварийной ситуации, требующей аварийной остановки или охлаждения реактора, в гидроемкости создают избыточное давление, необходимое для вытеснения рабочей среды в реактор. Давление может создаваться генерированием газа. Кроме того, в гидроемкости может быть создано избыточное давление различной для каждой конкретной аварийной ситуации величины. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам аварийной остановки и охлаждения ядерных реакторов.
Известен способ аварийного охлаждения посредством подачи воды из гидроемкостей с фиксированным избыточным давлением, большим давления в реакторе, реализованный в системе аварийного охлаждения реакторов типа РБМК (САОР) (см. книгу под общей редакцией И.А.Доллежаля. "Ядерные энергетические установки", М. Энергоатомиздат, 1983, с.411-419, рис.10.2), состоящей из гидроемкостей с водой, постоянно находящихся под избыточным давлением газа (азота), превышающим давление в ядерном реакторе при нормальной эксплуатации, и трубопроводов с быстродействующей нормально закрытой арматурой. Вода подается в реактор из гидроемкостей при открытии быстродействующей арматуры по сигналам о возникновении аварийной ситуации, требующей введения в действие системы аварийного охлаждения.
Недостатками описанной системы являются необходимость постоянного поддержания избыточного давления в гидроемкостях путем подачи в них азота от внешней газовой системы, что влечет за собой возможность разрушения гидроемкостей с образованием осколков, которые могут причинить ущерб оборудованию и персоналу, опасность для обслуживающего персонала при утечке азота, а также необходимость подачи электропитания на быстродействующую арматуру для введения системы в действие.
Известен также способ аварийной остановки посредством подачи раствора поглотителя из гидроемкостей с избыточным давлением, равным давлению в реакторе, реализованный в системе быстрого ввода бора реакторов типа ВВЭР нового поколения (СБВБ) (см. Сборник трудов "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", т. 1, Обнинск, 1991 с.172 178, рис.1), состоящей из гидроемкостей с раствором поглотителя нейтронов (бора), постоянно находящихся под избыточным давлением, равным давлению в реакторе, и трубопроводов с быстродействующей нормально закрытой арматурой. Раствор бора подается в ядерный реактор при открытии быстродействующей арматуры по сигналам о возникновении аварийной ситуации, требующей введения в действие системы аварийной остановки, за счет перепада давления между нагнетательными и всасывающими трубопроводами главных циркуляционных насосов.
Недостатками описанной системы являются наличие избыточного давления в гидроемкостях при нормальной эксплуатации и возможность их разрушения с образованием летящих осколков, способных причинить ущерб оборудованию и персоналу. Необходимость подачи электропитания на быстродействующую арматуру, зависимость быстродействия системы от функциональных характеристик главных циркуляционных насосов (перепада давления между нагнетательным и всасывающим трубопроводами, времени выбега и т.п.).
Известен также способ аварийного охлаждения посредством подачи раствора поглотителя из гидроемкостей с фиксированным избыточным давлением, меньшим давления в реакторе, реализованный в системе аварийного охлаждения реакторов типа ВВЭР (САОЗ) (см.книгу Т.Х.Маргуловой "Атомная энергетика сегодня и завтра". М. "Высшая школа", 1989, с.107 113, рис.10.1) прототип, состоящий из гидроемкостей с раствором поглотителя нейтронов (бора), постоянно находящихся под избыточным давлением газа (азота), меньшим давления в ядерном реакторе при нормальной эксплуатации, и трубопроводов с обратными клапанами. Раствор бора подается в ядерный реактор при авариях с течью теплоносителя, сопровождающихся снижением давления в реакторе, или в аварийных ситуациях, требующих введения в действие системы аварийного охлаждения, после принудительного снижения давления в реакторе.
Недостатками описанной системы являются необходимость постоянного поддержания избыточного давления в гидроемкостях путем подачи в них азота от внешней газовой системы, что влечет за собой опасность разрушения гидроемкостей с образованием летящих осколков, способных причинить ущерб оборудованию и персоналу, опасность для обслуживающего персонала при утечке азота, невозможность введения системы в действие без снижения давления в реакторе.
Задачей изобретения является повышение ядерной безопасности, в том числе за счет повышения надежности системы аварийной остановки и охлаждения ядерных реакторов, упрощение технического обслуживания этой системы, а также уменьшение опасности вредного воздействия системы на персонал.
Поставленная задача решается настоящим способом аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора, предусматривающим подачу рабочей среды в реактор из гидроемкости, причем избыточное давление в гидроемкости, необходимое для вытеснения рабочей среды в реактор, создают при возникновении аварийной ситуации, требующей аварийной остановки или охлаждения реактора. Кроме того, в гидроемкости создают избыточное давление различной для каждой конкретной аварийной ситуации величины. Также избыточное давление в гидроемкости создают генерированием газа.
Повышение ядерной безопасности достигается в результате обеспечения возможности подачи при аварийных ситуациях системой аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора рабочей среды с необходимым расходом в реактор при любом давлении в нем, повышения надежности самой этой системы, а также отсутствия избыточного давления в гидроемкости при нормальной эксплуатации.
Повышение надежности системы достигается в результате использования в ней пассивных элементов, не требующих электропитания.
Упрощение технического обслуживания обеспечивается в результате уменьшения количества вспомогательного оборудования (например, исключена система создания и поддержания избыточного давления в гидроемкости при нормальной эксплуатации).
Уменьшение опасности для обслуживающего персонала достигается в результате отсутствия в системе при нормальной эксплуатации избыточного давления и вредных для здоровья человека веществ.
Данный способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора реализуется в системе, представленной на чертеже, и состоящей из гидроемкости 1 с рабочей средой, устройства 2 для создания в гидроемкости избыточного давления, трубопровода 3, соединяющего гидроемкость с ядерным реактором, и обратного клапана 4.
В режиме нормальной эксплуатации рабочая среда в гидроемкости (вода, либо раствор поглотителя нейтронов) находится под атмосферным давлением, обратный клапан закрыт.
При возникновении аварийной ситуации, требующей введения в действие системы аварийной остановки и охлаждения, формируется сигнал на запуск устройства по созданию необходимого избыточного давления в гидроемкости (например, посредством генерирования газа). При достижении величиной давления в гидроемкости большого давления в ядерном реакторе открывается обратный клапан и рабочая среда из гидроемкости поступает в реактор.
Повышение ядерной безопасности в результате подачи при аварийных ситуациях рабочей среды в реактор при любом давлении в нем обеспечивается за счет возможности аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора в любой момент времени и упрощения организации противоаварийного алгоритма, происходящего без принудительного снижения давления в реакторе, в результате чего повышается готовность системы аварийной остановки охлаждения и снижается вероятность ложных срабатываний и ошибочных действий персонала. Возможность подачи системой аварийной остановки и охлаждения рабочей среды в ядерный реактор при любом давлении в нем обеспечивается, например, за счет генерирования в гидроемкости различного количества газа (и создания, таким образом, различного давления) путем включения необходимого количества устройств-газогенераторов или путем применения генератора с регулируемой выработкой газа. В качестве газогенераторов возможно, например, использование твердотопливных аккумуляторов давления (ТАД), применяющихся в системах пожаротушения, или аналогичных устройств. Повышение ядерной безопасности в результате отсутствия в гидроемкости при нормальной эксплуатации избыточного давления достигается за счет невозможности образования при ее разрушении в этом режиме летящих осколков, которые могут повредить важное для безопасности оборудование.
Повышение надежности системы в результате применения в ней пассивных элементов, не требующих электропитания, обеспечивается за счет более высокой надежности пассивных элементов по сравнению с активными, поскольку последние, как правило, технически сложнее и их работоспособность зависит от других устройств и систем (например, от системы электропитания).
Упрощение технического обслуживания системы в результате уменьшения количества вспомогательного оборудования и поддержания атмосферного давления в гидроемкости при нормальной эксплуатации обеспечивается за счет снижения трудозатрат на проведение проверок, ремонтов и испытаний оборудования.
Уменьшение опасности для обслуживающего персонала в результате отсутствия в гидроемкости при нормальной эксплуатации избыточного давления и вредных для здоровья веществ достигается за счет того, что гидроемкость, находящаяся под атмосферным давлением, не может разрушаться с образованием опасных для человека осколков, а также тем, что, ввиду отсутствия в гидроемкости при нормальной эксплуатации газовой среды, невозможен выход вредных веществ в окружающую среду.
Claims (3)
1. Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора, заключающийся в подаче рабочей среды в реактор из гидроемкости, отличающийся тем, что при нормальной эксплуатации в гидроемкости поддерживают атмосферное давление, а при возникновении аварийной ситуации, требующей аварийной остановки или охлаждения реактора, в гидроемкости создают избыточное давление, необходимое для вытеснения рабочей среды в реактор.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в гидроемкости создают различное регулируемое для каждой конкретной аварийной ситуации избыточное давление.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что избыточное давление в гидроемкости создают генерированием газа в момент возникновения аварийной ситуации.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9494038620A RU2096840C1 (ru) | 1994-10-14 | 1994-10-14 | Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9494038620A RU2096840C1 (ru) | 1994-10-14 | 1994-10-14 | Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU94038620A RU94038620A (ru) | 1996-11-27 |
RU2096840C1 true RU2096840C1 (ru) | 1997-11-20 |
Family
ID=20161718
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU9494038620A RU2096840C1 (ru) | 1994-10-14 | 1994-10-14 | Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2096840C1 (ru) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6895068B2 (en) | 1998-02-03 | 2005-05-17 | Framatome Anp Gmbh | Method for providing a pressurized fluid |
RU2643785C1 (ru) * | 2016-09-29 | 2018-02-06 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "МКТ-АСДМ" | Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов |
CN108766597A (zh) * | 2018-05-04 | 2018-11-06 | 中国核电工程有限公司 | 一种可自动隔离的安注箱 |
-
1994
- 1994-10-14 RU RU9494038620A patent/RU2096840C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Ядерные энергетические установки / Под ред.И.А.Доллежаля. - М.: Энергоатомиздат, 1983, с.411 - 419, рис.10.2. Сборник трудов Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР. - Обнинск: 1991, т.1, с.172 - 178., рис.1. Маргулова Т.Х. Атомная энергетика сегодня и завтра. - М.: Высшая школа, 1989, с.107 - 113, рис.10.1. * |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6895068B2 (en) | 1998-02-03 | 2005-05-17 | Framatome Anp Gmbh | Method for providing a pressurized fluid |
RU2643785C1 (ru) * | 2016-09-29 | 2018-02-06 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "МКТ-АСДМ" | Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов |
CN108766597A (zh) * | 2018-05-04 | 2018-11-06 | 中国核电工程有限公司 | 一种可自动隔离的安注箱 |
CN108766597B (zh) * | 2018-05-04 | 2021-05-18 | 中国核电工程有限公司 | 一种可自动隔离的安注箱 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU94038620A (ru) | 1996-11-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Hollnagel et al. | The Fukushima disaster–systemic failures as the lack of resilience | |
MX2011002296A (es) | Central nuclear de agua a presion. | |
RU2096840C1 (ru) | Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора | |
REC | Standard review plan | |
Racheal et al. | A systematic review of PCTRAN-based pressurized water reactor transient analysis | |
Khan et al. | A numerical study on the transient response of VVER-1200 plant parameters during a large-break loss of coolant accident | |
Kuzmanov | Modeling and analysis of portable diesel-pump mitigation strategy implemented as a post-Fukushima safety measure | |
Gang et al. | Study on water flooding protection design of nuclear island | |
Ramezani et al. | Total loss of feedwater accident for VVER-1000/V446 NPP with operator action | |
CN108597630A (zh) | 一种核电厂全压非能动重力注入系统 | |
Sun et al. | RELAP5 Foresight Thermal‐Hydraulic Analysis of Hypothesis Passive Safety Injection System under LOCA for an Existing NPP in China | |
KR102273288B1 (ko) | 중수로 정지냉각계통의 고장으로 인해 발생한 설계기준사고 영향 평가 시스템 | |
Dinca et al. | RELAP/SCDAP Simulation Results for CANDU 6 Accident Management Measure: Primary Heat Transport System Voluntary Depressurization following a Station Blackout | |
Miller | Preparing for the Extended Loss of AC Power (ELAP) Event in the USA | |
Chen et al. | Study on Rating Method of Nuclear Events in Marine Nuclear Power Plant | |
Kim et al. | Assessment of Coping Capability of KORI Unit 1 under Extended Loss AC Power and Loss of Ultimate Heat Sink Initiated by Beyond Design Natural Disaster | |
Wang et al. | Extended Ultimate Response Measures for Offshore Nuclear Power Plant Under Barge-Reactor Coupled Conditions | |
Wang et al. | Emergency condition analysis for MBLOCA along with SBO initiated severe accident using MELCOR | |
Yi et al. | Research on ultimate response guidelines (URGs) of floating nuclear power plant | |
KR20210055889A (ko) | 중수로 소형 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템 및 방법 | |
Agamy et al. | Passive safety of new designs of nuclear power plants | |
Lorenz et al. | Russia Attempts Blackmail with Occupation of the Zaporizhzhia Nuclear Power Plant | |
Pistelli et al. | Dynamic approach to the reliability analysis for the Service Water System of a Candu 6 nuclear power plant | |
Marguet | Main Circuits | |
SOPLENKOV et al. | Southern California Edison Co., San Clemente, California, USA |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PD4A | Correction of name of patent owner | ||
PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20131202 |