RU2102798C1

RU2102798C1 - Nuclear power unit

Info

Publication number: RU2102798C1
Application number: RU96101555A
Authority: RU
Inventors: Л.А. Адамович; Е.Н. Гольцов; Г.И. Гречко; В.А. Шишкин; А.Н. Ачкасов
Original assignee: Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники
Priority date: 1996-01-25
Filing date: 1996-01-25
Publication date: 1998-01-20

Abstract

FIELD: portable and stationary nuclear steam-generating units. SUBSTANCE: case of secondary/tetriary heat exchanger is mounted on reactor cover and provided with additional heat-transfer surface joined with air cooler mounted above secondary/tetriary heat exchanger case; area of heat-transfer surface joined with air cooler amounts to at least 70% of heat-transfer surface area secondary/tetriary heat exchanger. Area of heat-transfer surface joined with air cooler may be likewise equal to 1.0% of heat-transfer surface area of secondary/tetriary heat exchanger. EFFECT: improved design of heat-transfer surfaces. 2 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок. The invention relates to the field of nuclear engineering and can be used to create portable and stationary nuclear steam generating units.

Известна ядерная энергетическая установка (ЯЭУ), содержащая водо-водяной интегральный ядерный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, причем корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора (Патент РФ N 2040051, кл. G 21 С 1/02, 1992 (БИ N20, 1995г.)). Known nuclear power plant (NPP), containing a water-water integrated nuclear reactor with a body and a cover, at least three circuits of the coolant with heat exchangers installed between the circuits for heat transfer, and the shell of the heat exchanger of the second or third circuits is mounted on the reactor cover (RF Patent N 2040051, CL G 21 C 1/02, 1992 (BI N20, 1995)).

В отмеченной ЯЭУ режим естественной циркуляции теплоносителя организован в первых двух контурах, поэтому ее надежность выше, чем у аналогичных установок с принудительной циркуляцией теплоносителя во всех контурах. In the marked NPP, the regime of the natural coolant circulation is organized in the first two circuits, therefore its reliability is higher than that of similar installations with forced circulation of the coolant in all circuits.

Использование ЯЭУ с режимом естественной циркуляции обусловлено стремлением к достижению предельной надежности и простоты конструкции ЯЭУ за счет уменьшения активных элементов с постоянно движущимися механическими частями циркуляционных насосов, зависящих к тому же от внешних источников энергии, и энергозатрат на собственные нужды. The use of nuclear power plants with a natural circulation mode is due to the desire to achieve ultimate reliability and simplicity of the nuclear power plant design by reducing active elements with constantly moving mechanical parts of the circulation pumps, which also depend on external energy sources, and energy costs for own needs.

Кроме того, т. к. в данной ЯЭУ теплообменник второго-третьего контуров максимально приближен к реактору, протяженность трубопроводов второго контура сокращена, а сами трубопроводы расположены в прочном корпусе реактора и корпусе теплообменника второго-третьего контуров, опасность разгерметизации и прекращения циркуляции во втором контуре невелика, что делает установку более безопасной. In addition, since in this NPP the heat exchanger of the second or third circuits is as close as possible to the reactor, the length of the pipelines of the second circuit is reduced, and the pipelines themselves are located in a strong reactor casing and the casing of the heat exchanger of the second and third circuits, there is a danger of depressurization and cessation of circulation in the second circuit small, making installation safer.

Однако отсутствие у ЯЭУ системы аварийного расхолаживания, предназначенной для отвода остаточного тепловыделения из активной зоны, ведет к снижению безопасности установки. However, the absence of an emergency cooling system at the nuclear power plant designed to remove residual heat from the core leads to a decrease in plant safety.

Кроме того, отключение источников потребления тепла приводит к необходимости глушения цепной реакции в активной зоне, а повторный пуск реактора требует значительных затрат времени и средств. In addition, turning off the sources of heat consumption leads to the need to suppress the chain reaction in the active zone, and restarting the reactor requires a significant investment of time and money.

Наиболее близкой по своим признакам к предложенной ЯЭУ является ядерная энергетическая установка, содержащая водо-водяной интегральный ядерный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, и систему аварийного расхолаживания, соединенную с одним из контуров (журнал "Атомная энергия", т.48, вып. 4, апрель, 1980, с.с. 224 228.)
Конструктивное выполнение первого контура в указанной ЯЭУ размещение теплообменника первого-второго контуров выше активной зоны обеспечивает охлаждение активной зоны и передачу тепла в теплообменник первого-второго контуров за счет естественной конвекции теплоносителя первого контура, что позволяет избежать включения в состав оборудования этого контура средств, необходимых для создания принудительной циркуляции. Однако для обеспечения циркуляции теплоносителя во всех остальных контурах вынуждены использовать насосы с подвижными частями.The closest in its features to the proposed nuclear power plant is a nuclear power plant containing a water-water integrated nuclear reactor with a body and a cover, at least three coolant circulation circuits with heat exchangers installed between the heat transfer circuits, and an emergency cooling system connected to one of contours (the journal "Atomic energy", t. 48, issue 4, April, 1980, s.p. 224 228.)
The design of the first circuit in the said nuclear power plant, the placement of the heat exchanger of the first or second circuits above the active zone provides cooling of the active zone and the transfer of heat to the heat exchanger of the first and second circuits due to the natural convection of the primary coolant, which avoids the inclusion of the necessary equipment creating forced circulation. However, to ensure circulation of the coolant in all other circuits, pumps with moving parts are forced to use.

В указанной ЯЭУ имеется активная система аварийного расхолаживания, которая вступает в работу путем включения арматуры по получению соответствующего сигнала из системы управления и защиты. Это является недостатком установки, т.к. включение сопровождается исполнением ряда необходимых операций, при некоторой возможности отказа оборудования в ходе их выполнения, инерционностью последовательно происходящих событий и в целом задержкой процесса расхолаживания, что нежелательно для обеспечения безопасности. In the said NPP there is an active emergency cooling system, which comes into operation by switching on the valves to receive the appropriate signal from the control and protection system. This is a disadvantage of the installation, as switching on is accompanied by the execution of a number of necessary operations, with some possibility of equipment failure during their implementation, the inertia of successive events and, in general, a delay in the cooling process, which is undesirable for safety.

Кроме того, аварийная система охлаждения подключена к трубопроводам третьего контура, поэтому из-за удаленности от активной зоны и большой протяженности трубопроводов второго и третьего контуров значительно снижается надежность охлаждения ЯЭУ и ухудшается экологическая обстановка вокруг нее. In addition, the emergency cooling system is connected to the pipelines of the third circuit, therefore, due to the remoteness from the core and the large length of the pipelines of the second and third circuits, the reliability of cooling the nuclear power plant is significantly reduced and the environmental situation around it is deteriorating.

Также отрицательно влияет на надежность ЯЭУ опасность обесточивания циркуляционных насосов, которыми оснащены все, кроме первого, контуры циркуляции, поскольку выход из строя насосов второго и/или третьего контуров приведет к прекращению отвода тепла и сделает бесполезной аварийную систему расхолаживания даже после ее включения. Also, the reliability of the nuclear power plant negatively affects the danger of de-energizing the circulation pumps, with which all but the first are equipped, the circulation circuits, since failure of the pumps of the second and / or third circuits will lead to the cessation of heat removal and make the emergency cooldown system useless even after it is turned on.

Помимо указанных выше недостатков данной ЯЭУ следует упомянуть большую протяженность и весьма существенные массогабаритные характеристики контуров, что приводит к большим потерям тепла при его передаче от места генерации до потребителя, снижению радиационной безопасности, повышению затрат электроэнергии на собственные нужды. In addition to the above-mentioned disadvantages of this nuclear power plant, the large length and very significant weight and size characteristics of the circuits should be mentioned, which leads to large heat losses during its transfer from the generation site to the consumer, lower radiation safety, and increased energy costs for own needs.

Целью изобретения является повышение безопасности и надежности ЯЭУ путем организации непрерывного отвода тепла и упрощения системы аварийного расхолаживания реактора, улучшения экологической чистоты ядерной энергетической установки. The aim of the invention is to increase the safety and reliability of nuclear power plants by organizing continuous heat removal and simplifying the emergency cooling system of the reactor, improving the environmental cleanliness of a nuclear power plant.

Поставленная цель достигается тем, что в ядерной энергетической установке, содержащей водо-водяной интегральный ядерный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, и систему аварийного расхолаживания, соединенную с одним из контуров, корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора и в него помещена дополнительная теплообменная поверхность, соединенная с расположенным выше корпуса теплообменника второго-третьего контуров воздушным радиатором, причем площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, выбрана равной не менее 0,75% площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров, а, кроме того, тем, что площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, выбрана равной не более 1,0% площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров. This goal is achieved by the fact that in a nuclear power plant containing a water-water integrated nuclear reactor with a body and a cover, at least three coolant circuits with heat exchangers installed between the heat transfer circuits, and an emergency cooling system connected to one of the circuits, the second-third circuit heat exchanger casing is mounted on the reactor lid and an additional heat-exchange surface is placed in it, connected to the upper heat exchanger casing located above horn-third circuits with an air radiator, the area of the heat-exchange surface connected to the air radiator being chosen equal to at least 0.75% of the heat-exchange surface of the heat exchanger of the second and third circuits, and, in addition, the area of the heat-exchange surface connected to the air radiator , selected equal to not more than 1.0% of the heat exchange surface of the heat exchanger of the second or third circuits.

Изобретение поясняется чертежом, на котором представлена конструктивная схема ЯЭУ. The invention is illustrated in the drawing, which shows a structural diagram of a nuclear power plant.

На этой схеме указаны корпус водо-водяного интегрального ядерного реактора 1 с теплообменником 2 первого-второго контуров циркуляции теплоносителя, расположенным выше активной зоны 3 и соединенным подъ мными и опускными трубопроводами 4 и 5 соответственно с теплообменником 8 второго-третьего контуров, в котором, например, над теплообменной поверхностью 7 теплообменника второго-третьего контуров помещена теплообменная поверхность 8 аварийной системы расхолаживания, подключенная к воздушному радиатору 9, снабженному жалюзийными заслонками 10. This diagram shows the body of the water-water integral nuclear reactor 1 with a heat exchanger 2 of the first or second coolant circulation circuits located above the active zone 3 and connected by the lifting and lowering pipes 4 and 5, respectively, with the heat exchanger 8 of the second or third circuits, in which, for example , above the heat exchange surface 7 of the heat exchanger of the second-third circuits placed heat transfer surface 8 of the emergency cooling system, connected to an air radiator 9 equipped with a louvered shutter and 10.

ЯЭУ работает следующим образом. NPP works as follows.

Нагретый в активной зоне 3 теплоноситель поступает во встроенный в корпус 1 ядерного реактора теплообменник 2 первого-второго контуров и передает тепло активной зоны 3 кипящей воде рабочему телу второго контура. Пар второго контура за счет естественной конвекции по подъемному трубопроводу 4 поднимается в теплообменник 8 второго-третьего контуров, конденсируется на холодных теплообменных поверхностях 7 и 8 и стекает по опускному трубопроводу 5 в теплообменник 2 первого-второго контуров. The coolant heated in the core 3 enters the heat exchanger 2 of the first and second circuits built into the body of the nuclear reactor 1 and transfers the heat of the core 3 to the boiling water of the second circuit. The steam of the second circuit due to natural convection through the lifting pipe 4 rises into the heat exchanger 8 of the second and third circuits, condenses on the cold heat exchange surfaces 7 and 8 and flows through the lower pipe 5 into the heat exchanger 2 of the first and second circuits.

В теплообменнике 8 второго-третьего контуров из поступающей в него питательной воды генерируется перегретый пар, идущий к потребителям тепловой энергии (на турбогенераторную и теплофикационную установки, на технологические нужды и т.п.). In the heat exchanger 8 of the second or third circuits, the overheated steam is generated from the feed water entering it and goes to the consumers of heat energy (to a turbogenerator and heating plant, to technological needs, etc.).

Охлаждение поверхностей 8 производится хладагентом с низкой температурой кипения (например, аммиаком, фреонами и т.п.), который кипит, пар по трубопроводам поступает в радиатор 9, где конденсируется, и снова возвращается в теплообменник 6. The surfaces 8 are cooled by a refrigerant with a low boiling point (for example, ammonia, freons, etc.), which boils, steam passes through pipelines to the radiator 9, where it condenses, and again returns to the heat exchanger 6.

Интенсивность охлаждения воздухом регулируется жалюзийными заслонками 10, что позволяет влиять на общую величину теплоотвода и компенсировать, тем самым, сезонные колебания температуры окружающей среды. The intensity of air cooling is regulated by louvre shutters 10, which allows you to influence the total heat sink and thereby compensate for seasonal variations in ambient temperature.

Заявленная система аварийного расхолаживания обеспечивает возможность полного отключения потребителей без глушения реактора, т.к. отсутствие на трубопроводах арматуры, фазовый переход теплообменивающей среды, расположение радиатора выше теплообменника второго-третьего контуров позволяет развить интенсивную циркуляцию в контуре аварийного расхолаживания за счет естественной конвекции. The claimed emergency cooling system provides the ability to completely shut off consumers without jamming the reactor, because the absence of valves on the pipelines, the phase transition of the heat transfer medium, the location of the radiator above the heat exchanger of the second or third circuits allows you to develop intensive circulation in the emergency cooling circuit due to natural convection.

При этом благодаря тому, что площадь теплообменной поверхности 8 выбрана равной не менее 0,75% площади теплообменной поверхности 7, уровень отводимой на этом режиме мощности составляет не менее 5% мощности ЯЭУ. В результате обеспечивается возможность для повторного ввода в действие потребителей с заданной скоростью набора мощности. В то же время, т.к. уровень остаточного тепловыделения в водо-водяном ядерном реакторе на начальном этапе после глушения реактора составляет 2 3% гарантируется надежное аварийное расхолаживание реактора. А для того, чтобы минимизировать потери тепла от постоянно работающей аварийной системы расхолаживания, площадь теплообменной поверхности 8 выбирают не более 1% от площади теплообменной поверхности 7. В этом случае уровень отводимой системой аварийного расхолаживания мощности ЯЭУ не превысит 7%
Кроме того, в предложенной ЯЭУ система аварийного расхолаживания значительно приближена к контуру охлаждения активной зоны по сравнению с прототипом (в системе циркуляции, образующейся при аварийном охлаждении активной зоны реактора, отсутствуют трубопроводы третьего контура и максимально сокращена длина трубопроводов второго контура, т.к. в частности, корпус теплообменника второго-третьего контуров может быть установлен непосредственно на крышке реактора), поэтому снижается вероятность разгерметизации и выхода радиоактивных продуктов за пределы ЯЭУ, а также экономится генерируемое в активной зоне тепло при транспортировке к потребителю и уменьшаются затраты электроэнергии на собственные нужды.Moreover, due to the fact that the area of the heat exchange surface 8 is chosen equal to at least 0.75% of the area of the heat exchange surface 7, the level of power allocated in this mode is at least 5% of the power of the nuclear power plant. As a result, it is possible to re-commission consumers with a given rate of power gain. At the same time, as the level of residual heat in a water-cooled nuclear reactor at the initial stage after the reactor is shut down is 2 3%; reliable emergency cooling of the reactor is guaranteed. And in order to minimize heat loss from a constantly operating emergency cooldown system, the area of the heat exchange surface 8 is chosen no more than 1% of the area of the heat exchange surface 7. In this case, the level of the power of the emergency cooldown system of the nuclear power plant will not exceed 7%
In addition, in the proposed nuclear power plant, the emergency cooling system is much closer to the core cooling circuit compared to the prototype (in the circulation system formed during emergency cooling of the reactor core, there are no third circuit pipelines and the length of the secondary circuit pipelines is minimized, since in particular, the shell of the heat exchanger of the second or third circuits can be installed directly on the reactor cover), therefore, the likelihood of depressurization and release of radioactive products is reduced kt outside the nuclear power plant, as well as the heat generated in the core during transportation to the consumer is saved and the cost of electricity for own needs is reduced.

Заявленная аварийная система расхолаживания больше не зависит от надежности циркуляционных насосов этих контуров (как в первом, так и во втором контурах обеспечивается естественный режим циркуляции) и от срабатывания арматуры (клапанов, вентилей и др.), что также повышает надежность ЯЭУ. The declared emergency cooldown system no longer depends on the reliability of the circulation pumps of these circuits (both in the first and second circuits a natural circulation mode is provided) and on the operation of the valves (valves, valves, etc.), which also increases the reliability of the nuclear power plant.

Таким образом, предложенная постоянно функционирующая система аварийного расхолаживания не требует подготовки, контроля за оборудованием и практически безынерционна. Помимо обеспечения безопасности установки за счет выполнения своих "прямых функций", предлагаемая система позволяет решить вопросы автоматического выведения ЯЭУ на эксплуатационные параметры до подключения потребителя. При этом непроизводительные потери тепла у ЯЭУ минимизированы (в частности, за счет сокращения протяженности контуров, двухфазного теплообмена и др.). Thus, the proposed constantly functioning emergency cooling system does not require preparation, equipment control and is practically inertialess. In addition to ensuring the safety of the installation by performing its "direct functions", the proposed system allows us to solve the problems of automatically bringing the nuclear power plant to operating parameters before connecting the consumer. Moreover, unproductive heat losses in nuclear power plants are minimized (in particular, by reducing the length of the circuits, two-phase heat transfer, etc.).

Следовательно, применение заявленной аварийной системы расхолаживания обеспечивает:
повышение надежности работы и безопасности установки;
улучшение экологической стороны работы ЯЭУ за счет охлаждения аварийной системы охлаждения воздухом, отделенным от источника радиоактивного загрязнения (первого контура) двумя герметичными и не требующими обслуживания контурами;
снижение потерь тепла при его "доставке" потребителю и затрат электроэнергии на собственные нужды;
уменьшение массогабаритных характеристик ЯЭУ.Therefore, the use of the declared emergency dampening system provides:
improving the reliability and safety of the installation;
improving the environmental side of the nuclear power plant by cooling the emergency cooling system with air, separated from the source of radioactive contamination (primary circuit) by two sealed and maintenance-free circuits;
reduction of heat losses during its "delivery" to the consumer and energy costs for own needs;
reduction of mass and size characteristics of nuclear power plants.

Claims

1. Nuclear power plant, containing a water-water integrated nuclear reactor with a body and a cover, at least three coolant circuits with heat exchangers installed between the heat transfer circuits, and an emergency cooling system connected to one of the circuits, characterized in that the body the heat exchanger of the second-third circuits is mounted on the reactor lid and an additional heat-exchange surface is placed in it, connected to the heat exchanger of the second-third con rounds with an air radiator, and the area of the heat exchange surface connected to the air radiator is at least 0.75% of the area of the heat exchange surface of the heat exchanger of the second or third circuits.

2. Installation according to claim 1, characterized in that the area of the heat exchange surface connected to the air radiator is not more than 1% of the area of the heat exchange surface of the heat exchanger of the second or third circuits.