RU2125744C1 - Система для пассивной диссипации тепла из внутреннего объема защитной конструкции ядерного реактора - Google Patents

Система для пассивной диссипации тепла из внутреннего объема защитной конструкции ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2125744C1
RU2125744C1 RU96118277A RU96118277A RU2125744C1 RU 2125744 C1 RU2125744 C1 RU 2125744C1 RU 96118277 A RU96118277 A RU 96118277A RU 96118277 A RU96118277 A RU 96118277A RU 2125744 C1 RU2125744 C1 RU 2125744C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heat exchanger
tank
heat
protective structure
water
Prior art date
Application number
RU96118277A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96118277A (ru
Inventor
Чинотти Лучано
Порто Джузеппе
Original Assignee
Энел С.п.А.
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 Энел С.п.А. filed Critical Энел С.п.А.
Publication of RU96118277A publication Critical patent/RU96118277A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2125744C1 publication Critical patent/RU2125744C1/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

Система 10 для диссипации тепла из внутреннего объема 50 защитной конструкции 3 ядерного реактора 2 в течение неопределенного периода времени содержит первый теплообменник 15, расположенный снаружи защитной конструкции 3, который вертикально погружен в резервуар 11, связанный с внешней стороной верхней стенки 7 конструкции 3, и второй теплообменник 25, размещенный во внутреннем объеме 50, причем первый и второй теплообменники 15, 25 гидравлически соединены друг с другом в замкнутый контур 28 с трубопроводом 23, 24, заполненным текучим теплоносителем. Резервуар 11 снабжен перекрытием 90, определяющим вместе с наружным воздухозабором первый канал 12, а вместе с вытяжной трубой 14 второй канал 13. Соединение между упомянутыми каналами 12, 13 блокируется водой, находящейся в резервуаре 11, когда он заполнен до заданного уровня. Технический результат заключается в том, что данная система является полностью пассивной и инициируемой за счет естественных физических явлений. 8 з.п.ф-лы, 10 ил.

Description

Изобретение относится к системе, обеспечивающей диссипацию тепла из внутреннего объема защитной оболочки ядерного реактора, в частности к системе для диссипации любого тепла, генерируемого при неожиданном возникновении неисправности в стандартных системах охлаждения.
Как известно, ядерные реакторы вместе с первичным контуром охлаждения в настоящее время размещаются внутри первой защитной конструкции, выполненной из стали или бетона, которая обычно состоит из нескольких слоев или стен. Эта первичная защитная конструкция, в свою очередь, размещена внутри сооружения, боковые стенки которого и свод находятся в контакте с внешней атмосферой.
В случае возникновения аварийной ситуации тепло, генерируемое ядерным реактором внутри первичной защитной конструкции, должно обязательно диссипироваться в этой конструкции и наружном сооружении так, чтобы текучая среда (теплоноситель), содержащаяся в первичной защитной конструкции, не попала во внешнюю окружающую среду.
Следует заметить, что ядерный реактор, даже когда он остановлен из-за аварийной ситуации, продолжает генерировать тепло в результате распада ядерного топлива. Количество тепла, генерируемого в начальный момент, довольно большое и оно уменьшается со временем, однако, оно никогда в действительности не падает до нуля. Поэтому даже после остановки реактора необходимо диссипировать тепло.
Для того, чтобы удовлетворить современные требования безопасности, способ диссипации тепла должен быть пассивным, т.е. он не должен быть связан с системой управления, которая приводится в действие автоматически или вручную, включая запуск насосов или подобного оборудования, открытие клапанов или подключение источников энергии любого вида. В этом способе инициирование процесса должно происходить за счет естественных физических явлений, связанных с особенностями конструкции.
Из патента Франции N 8216104 известен способ диссипации, в котором используется внешний теплообменник, находящийся в тепловой связи с внутренним объемом оболочки, который должен охлаждаться. Внешний теплообменник выделяет тепло, полученное из внутреннего объема, в атмосферу. Теплообменник использует для передачи тепла из внутреннего объема наружу теплоноситель в виде текучей среды, который циркулирует естественным образом. Кроме того, внутри него имеется открытый канал, снабженный вытяжной трубой с естественной вытяжкой, благодаря чему за счет увеличения скорости воздушного потока вокруг теплообменника происходит более эффективная диссипация тепла.
Однако в этом известном решении используется наружный теплообменник, имеющий большую поверхность теплопередачи для обеспечения передачи в окружающий воздух тепла, которое генерируется при распаде ядерного топлива на начальной стадии аварии. Более того, если вода используется в качестве теплоносителя, то в вытяжной трубе должен быть установлен затвор, позволяющий предотвратить замерзание воды в теплообменнике в случае низкой внешней температуры. Наличие такого затвора противоречит вышеупомянутому требованию о пассивном выполнении всех операций.
Задачей настоящего изобретения является создание системы для диссипации тепла, генерируемого внутри защитной конструкции реактора в случае аварии, которая позволяет устранить вышеупомянутые недостатки, которыми обладает система, известная из уровня техники.
Эта задача достигается с помощью системы диссипации тепла согласно прилагаемой формуле изобретения. Отличительные признаки и достоинства системы диссипации тепла согласно настоящему изобретению будут очевидными из последующего описания двух его вариантов, а также из прилагаемого иллюстративного материала, но изобретение не ограничивается вариантами, представленными на чертежах.
На чертежах:
фиг. 1 - общий вид, на котором схематично показаны сооружение и защитная конструкция, внутри которой находится ядерный реактор и которая включает систему диссипации тепла в случае аварийной ситуации, согласно настоящему изобретению;
фиг. 2 - увеличенное в масштабе сечение, схематично изображающее верхнюю часть защитной конструкции, показанной на фиг. 1, с системой диссипации тепла при аварийных условиях;
фиг. 3 - система диссипации тепла, показанная на фиг. 2, в рабочем режиме;
фиг. 4 - продольное сечение элемента теплообменника с набором трубок, расположенного в резервуаре;
фиг. 5 - вид в перспективе, схематично изображающий размещение теплообменника в резервуаре;
фиг. 6 - схематичный вид в плане резервуара и частей элемента, показанного на фиг. 4;
фиг. 7 - продольный разрез элемента теплообменника с набором трубок, размещенного в пределах защитной конструкции и находящегося в тепловой связи с теплообменником, размещенным в резервуаре;
фиг. 8 - схематичное сечение верхней части защитной оболочки ядерного реактора с модифицированным вариантом системы диссипации тепла в работающем состоянии;
фиг. 9 - продольный разрез элемента теплообменника с вложенными трубками, размещенного в резервуаре, согласно усовершенствованному варианту системы, показанной на фиг. 7, и
фиг. 10 - модификация системы диссипации тепла, показанной на фиг. 3, с добавленными активными механизмами, находящейся в работающем состоянии.
На всех представленных чертежах защитная оболочка ядерного реактора обозначена позицией 1. Она является кожухом самого ядерного реактора, обозначенного позицией 2.
В сооружении 1 размещена внутренняя защитная конструкция 3 по существу цилиндрической формы, которая имеет основание 70 и боковые стены 71 и верхнюю стену (перекрытие) 4, внутренняя поверхность 5 которых определяет внутренний объем 50.
Защитная конструкция 3 реактора, в свою очередь, размещена внутри внешней защитной конструкции 6, имеющей также по существу цилиндрическую форму, которая установлена на упомянутом основании 70 и имеет боковые стены 73 и верхнюю стену 7 с внешней поверхностью 8. Система диссипации тепла, связанная с защитной оболочкой 1, обычно обозначена позицией 10.
Система 10 включает резервуар 11, заполненный водой до заданного уровня 9, который опирается на наружную поверхность 8 верхней стены 7 и имеет дно 74. Он простирается в виде кольца (фиг. 6) вокруг верхней стены 7.
Резервуар 11 размещен между множеством первых каналов 12, имеющих наружное входное отверстие 81 для воздуха во внешней оболочке, и множеством вторых выходных каналов 13, каждый из которых заканчивается вытяжной трубой 14, которая имеет нижнюю стенку 80. Первые и вторые каналы 12, 13 ограничены перекрытием 90, которое перекрывает резервуар 11. На фиг. 2, 3, 8, 10 показаны только два канала 12, 13, которые образуют узел, повторяющийся с регуляторными интервалами по всему кругу кольца, составляющего резервуар 11.
Теперь будет описана система 10 диссипации тепла на примере одной пары каналов, первый канал 12 и второй канал 13. Понятно, что каждый из упомянутых элементов за исключением специальных оговоренных случаев предназначен для каждой пары каналов 12, 13, имеющихся в защитной оболочке 1.
Первый теплообменник, как правило обозначаемый позицией 15, включает несколько элементов 16 с набором трубок, полностью погруженных в резервуар 11. Эти элементы 16 вытянуты вертикально вверх от основания 75, примыкающего ко дну 74 резервуара 11, к верхнему участку 76. Каждый элемент 16 расположен геометрически так, что разделяет резервуар на две отдельные части 11a, 11b. Часть 11a представляет окончание канала 12, а часть 11b представляет начало выходного канала 13.
Перегородка 17 в форме стенки, отделяющей первый канал 12 от второго канала 13, входящая в перекрытие 90, проходит между нижней стенкой (дном) 80 вытяжной трубы 14 и верхним участком 76 первого теплообменника так, чтобы циркуляция воздуха через каналы 12, 13 и вытяжную трубу 14 могла прекращаться из-за воды в резервуаре 11, когда последняя (вода) заполняет резервуар до максимального заданного уровня 9.
Перегородка 17 заканчивается инвертированным желобом, в который входит верхний участок 76 теплообменника 15 и пересекает заданный уровень воды 9 (фиг. 5).
Элементы 16 первого теплообменника 15 расположены поперек каналов 12, 13. Они включают наборы трубок 20, изогнутые U-образно и соединенные с приемным коллектором 18 и нагнетающим коллектором 19, которые находятся в вертикальном цилиндрическом сосуде 77, удерживающем их по типу консоли. Если длина трубок 20 такая, что выполнение такого типа опоры затруднено, то они могут быть снабжены вертикальными поддерживающими конструкциями (не показаны), которые были бы установлены на дне 74 резервуара 11 вдоль элементов 16 с набором трубок.
В предпочтительном варианте трубки 20 являются ребристыми по спирали.
Коллектор 18 и коллектор 19 имеют входной участок 21 и выходной участок 22 соответственно. Они соответственно соединены с принимающим каналом 23 и нагнетательным каналом 24, которые проходят через защитные конструкции 3, 6 в соответствующих верхних стенках 4, 7.
Они соединены со вторым или внутренним теплообменником 25 в соответствующих выходном 26 и входном 27 его участках. Второй теплообменник 25 относится к типу пучкового теплообменника с гладкими или ребристыми трубками. Он подвешен к внутренней поверхности 5 верхней стенки 4 защитной конструкции 3.
Таким образом, он расположен во внутреннем объеме 50 внутренней защитной конструкции 3, внутри которой находится ядерный реактор 2.
Теплообменники 15, 25 и каналы 23, 24 определяют замкнутый контур 28, который из соображений целесообразности не содержит не конденсируемые газы и заполнен текучим теплоносителем, таким как вода или двухфазная смесь воды и пара.
Теплоноситель течет по замкнутому контуру за счет естественной циркуляции, не подвергаясь воздействию никаких специальных средств, обеспечивающих циркуляцию текучей среды, например таких как насосы.
Следовательно, замкнутый контур 28 устанавливает тепловую связь между резервуаром 11 и внутренним объемом 50 защитной конструкции 3 ядерного реактора 2.
Второй, внутренний теплообменник 25 в предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения (фигура 7) включает пучок 40 прямых ребристых труб 41, расположенных в виде множества рядов. Пучок 40 труб размещен между нижним коллектором 42 и верхним коллектором 43, расположенными на различных уровнях и подсоединенными к нагнетательному каналу 24 и принимающему каналу 23 соответственно.
Коллекторы 42 и 43 также соединены между собой с помощью дополнительной трубки 44, которая выполнена гладкой и прямой и имеет больший диаметр, чем трубка 41 в пучке 40 труб.
Работа этого теплообменника специального типа будет описана во взаимосвязи с работой всей системы 10.
Предпочтительно, чтобы второй теплообменник 25 располагался в пределах открытого вертикального канала 29, который простирается вниз от второго теплообменника 25, и выполнен, например, из металлических листов 45 и опирается на внутреннюю стенку (поверхность) 5 внутренней верхней стенки 4, для того чтобы устанавливать естественный путь потока для воздуха и пара, заключенных во внутреннем объеме 50, создавая тягу внутри упомянутого открытого вертикального канала 25.
Работа системы 10 согласно изобретению теперь будет описана со ссылками на фигуры 2 и 3.
На фигуре 2 показана система 10, работающая в резервных условиях, когда не возникло никаких аварийных ситуаций, сопровождающихся генерацией тепла во внутреннем объеме 50, то есть внутри защитной конструкции 3 реактора 2.
В этих условиях резервуар 11 будет заполнен водой до уровня 9, пересекающего перегородку 17. Следовательно, естественная циркуляция воздуха вдоль пути, определенного первым и вторым каналами 12, 13, будет прекращена из-за воды.
Температура воды в резервуаре 11 поддерживается в таком же диапазоне, как и во внутреннем объеме 50 за счет теплопереноса, происходящего благодаря замкнутому контуру 28 и теплообменникам 15, 25.
В случае возникновения аварийной ситуации воздух внутри защитной конструкции 3 ядерного реактора 2 будет сильно нагреваться. В частности, если ядерный реактор 2 относится к типу реакторов с кипящей водой, то вероятно также будет выделяться большое количество пара.
В это время разность температур между внутренним объемом 50 защитной конструкции 3 и водой в резервуаре 11 будет выполнять функцию запускающего устройства для естественной циркуляции теплоносителя через контур 28. В результате тепло передается между упомянутым внутренним объемом 50 и водой в резервуаре 11, которая начнет кипеть, а пар во внутреннем объеме 50 будет конденсироваться на теплообменнике 25. С другой стороны, теплоноситель также частично испаряется и он будет частично конденсироваться в элементе 16 с набором трубок первого теплообменника.
Оказалось, что все механизмы теплопередачи, приводимые в действие, характеризуются высокими коэффициентами теплопередачи. Это позволяет системе 10 диссипировать большое количество тепла в то самое время, когда это наиболее необходимо, то есть сразу же после того, как произошла авария.
Кипение воды в резервуаре 11 приводит к тому, что уровень 9 падает ниже перегородки 17 (фигура 3), таким образом открывая путь естественной циркуляции воздуха, который определяется каналами 12, 13.
Эта естественная циркуляция в основном стимулируется влиянием вытяжной трубы 14, которая начинает заполняться паром, имеющим более низкую плотность, чем воздух; это приводит в результате к возникновению значительной естественной тяги, под действием которой воздух протекает через каналы 12, 13.
Протекающий воздух будет проходить через участок 15a теплообменника 15, который стал доступным после опускания уровня 9 (фигура 3). Уровень 9 также определяет участок 15b теплообменника 15, находящийся под водой резервуара 11.
В упомянутом участке 15a, не занятом водой, изменяется механизм внешнего теплопереноса: от теплопереноса путем парообразования на теплоперенос за счет конвекции сухого воздуха.
После прохождения упомянутого участка 15a теплообменника 15, в предпочтительном варианте осуществления системы 10, воздушный поток проходит через свободную поверхность воды резервуара 11 вдоль выступающего участка 30 перегородки 17, которые определяют путь второго канала 13.
Это позволяет более эффективно производить удаление водяного пара, генерируемого в резервуаре, благодаря чему происходит охлаждение резервуара до температуры ниже 100oC, что дополнительно улучшает эффективность теплопереноса в целом.
По мере того, как аварийная ситуация продолжает развиваться, а внешние источники, обеспечивающие поступление воды в резервуар, отсутствуют, резервуар будет опустошаться.
Но даже в этом случае диссипация тепла происходит в течение неопределенного периода времени за счет естественной циркуляции воздуха через каналы 12, 13. Естественная подъемная сила (тяга) в упомянутых каналах 12, 13 теперь обусловлена различной плотностью воздуха, находящегося в этих двух каналах, и увеличивается при увеличении высоты вытяжной трубы 14.
Второй теплообменник 25 (фиг. 7) предназначен для подачи водяного пара в первый теплообменник 15, содержащий наборы 16 трубок. В действительности, вода в трубках 41 будет кипеть, но не будет испаряться полностью. Поскольку верхний коллектор 43 находится на более высоком уровне, чем нижний коллектор 42, то он будет подавать водяной пар только через принимающий канал 23, а оставшаяся вода будет возвращаться через дополнительную трубку 44 в нижний коллектор 42 вместе с водой, сконденсированной в теплообменнике 15.
Такая целесообразная конструкция приводит к тому, что вода, поступающая в трубку 44 второго теплообменника 25, будет охлаждаться. Таким образом, дополнительная трубка 44 действует как вытяжная труба, даже хотя она ориентирована сверху вниз, при этом повышается естественная тяга из-за кипения в трубках 41 и поэтому текучая среда движется через трубки 41, что приводит к увеличению коэффициента теплопередачи в пучке 40 труб, в которых кипению препятствует давление воды.
Модифицированный вариант системы 10 согласно настоящему изобретению теперь будет описан со ссылками на фиг. 8 и 9.
В этой модификации теплоноситель, который циркулирует по замкнутому контуру 28, находится в однофазовом состоянии. Это предполагает некоторые отличия в конструкции первого теплообменника, обозначенного позицией 15' на фиг. 9.
Принимающий 18' и нагнетающий 19' коллекторы находятся в одном вытянутом цилиндрическом сосуде 77', имеющем колоколообразную перегородку 32 в его внутренней части, которая делит сосуд 77' и образует упомянутые коллекторы 18', 19'. Таким образом, принимающий коллектор 18' расположен на более низком уровне, чем нагнетающий коллектор 19'.
Колоколообразная перегородка 32 имеет вершину 33 со стороны нагнетающего коллектора 19', которая имеет отверстие 34 для связи двух коллекторов 18', 19' друг с другом.
Кроме того, колоколообразная перегородка 32 включает впускной участок 21' принимающего коллектора 18', поэтому этот участок оказывается расположенным на более высоком уровне, чем выпускной участок 22' нагнетающего коллектора 19'.
Более того, предполагается, что сосуд 77' не полностью заполнен текучим теплоносителем и он включает верхнюю часть 35, в которой происходит сбор неконденсируемых газов и водяного пара, который может выходить через отверстие 34 из потока входного теплоносителя до того, как теплоноситель попадает в элементы 16' с наборами трубок теплообменника 15'.
В этом случае теплоноситель, протекающий через наборы трубок, будет находиться в однофазном состоянии, т.е. он будет представлять собой только жидкость. Кроме того, направление циркуляции теплоносителя через замкнутый контур 28 будет определяться взаимным расположением впускного 21' и выпускного 22' участков, так что упомянутая текучая среда (теплоноситель) будет протекать сначала через участок 15b, занятый водой, а затем через участок 15a, в котором находится воздух, имеющий обычно температуру ниже, чем температура воды в резервуаре 11, благодаря чему увеличивается полная эффективность теплопередачи.
В этом модифицированном варианте изобретения второй теплообменник 25 (фиг. 8) обычно относится к типу теплообменников с U-образными горизонтальными ребристыми трубками.
Работа модифицированного варианта системы 10, только что описанной, незначительно отличается от работы ранее описанного варианта.
Основное достоинство системы диссипации тепла, соответствующей изобретению, заключается в том, что диссипация тепла может происходить в течение неопределенного промежутка времени без какой-либо внешней подпитки, необходимой для заполнения водой резервуара 11.
Дополнительно эта система позволяет осуществлять диссипацию большого количества тепла сразу же после того, как произошла вышеупомянутая аварийная ситуация, без использования больших и дорогостоящих поверхностей для теплопереноса.
Более того, температура в пределах защитной конструкции реактора может быть постепенно понижена после начала аварийной ситуации до величины, не превосходящей 100oC.
Другое достоинство этого варианта изобретения состоит в том, что оно позволяет эффективно препятствовать образованию льда в замкнутом контуре 28 и в резервуаре 11, когда система находится в резервном состоянии.
Система с полностью пассивным функционированием согласно настоящего изобретения может включать для улучшения ее эффективности некоторые устройства, работающие в активном режиме, там, где такие устройства могут использоваться.
На фиг. 10 показано, что резервуар 11 включает разбрызгивающую установку 60, содержащую погружной насос 61, качающий непосредственно из резервуара 11, который соединен через трубку 62 с разбрыгивателем 63 направленным элементом 16 с набором трубок.
При соответствующей работе разбрызгивающей установки 60 участок 15a теплообменника 15 может охлаждаться для увеличения теплопереноса.
Кроме того, излишек воды, образующийся в воздушном потоке, охлаждается за счет испарения и попадает назад в резервуар, конденсируясь, благодаря этому происходит охлаждение воды в резервуаре.
Дополнительные активные устройства, которые были бы резервными для настоящего изобретения, могут содержать контур для пополнения резервуара 11 водой и вспомогательный контур охлаждения также для резервуара 11.
При соответствующем управлении такими активными устройствами в резервном состоянии во внутреннем объеме 50 защитной конструкции 3 реактора 2 там, где требуется, может применяться воздушное кондиционирование.
В модифицированном варианте изобретения, проиллюстрированном на фиг. 10, для того чтобы конденсат, образованный на втором теплообменнике 25, не капал на реактор 2, предназначен открытый вертикальный канал 29, который содержит собирающую воду стенку 65, заканчивающуюся желобом 66.
В дополнительной модификации системы 10, показанной на фиг. 1, которая несовместима с другими чертежами, прилагаемыми к этому описанию, вторые каналы 13 могут быть снабжены обшей вытяжной трубой 14, перекрывающей сверху защитную оболочку 1.
Понятно, что система диссипации тепла согласно настоящему изобретению, описанная выше, и способ ее работы в некоторых деталях и подходах могут быть изменены специалистами в данной области техники для того, чтобы система удовлетворяла специальным и возможным дополнительным требованиям. Однако такие изменения не будут выходить за объем притязаний изобретения, который определяется следующей формулой изобретения.

Claims (9)

  1. (56) 1. Система 10 для пассивной диссипации любого тепла из внутреннего объема 50 защитной конструкции 3, 6 ядерного реактора 2, генерируемого, в частности, в случае возникновения аварии, в которой защитная конструкция 3. 6 содержит основание 70, боковые стены 71, 73 и по меньшей мере, одну верхнюю стену 4, 7, система содержит первый теплообменник 15, 15', размещенный снаружи защитной конструкции 3, 6, второй теплообменник 25, расположенный внутри защитной конструкции 3, 6 реактора, первый и второй теплообменники 15, 25 гидравлически соединены друг с другом в замкнутом контуре 28 с помощью труб 23, 24, содержащих теплоноситель и проходящих через защитную конструкцию 3, 6, и вытяжную трубу сверху, сообщающуюся с внешней атмосферой, отличающаяся тем, что система 10 включает резервуар 11, заполненный водой до заданного уровня 9, связанный с защитной конструкцией 3, 6 и расположенный вблизи ее верхней стены 4, 7 первый теплообменник 15, 15' погружен под воду в резервуаре 11 и вытянут вертикально от основания 75, примыкающего ко дну 74 резервуара 11, к верхнему участку 76, разделяя резервуар на две гидравлически связанные области 11а, 11в; резервуар снабжен перекрытием 90, определяющим первый 12 и второй 13 каналы, каждый из которых перекрывает соответствующую область из областей 11а, 11в, образованных первым вертикальным теплообменником 15. 15', и соединен только с соответствующей областью 11а, 11в, один 12 из каналов связан с наружным воздухозабором 81, а другой 13 связан с вытяжной трубой 14, а сообщение между каналами 12, 13 блокируется водой, находящейся в резервуаре 11, когда он заполнен до заданного уровня 9.
  2. 2. Система по п.1, отличающаяся тем, что перекрытие 90 включает по меньшей мере одну перегородку 17, выполненную между нижней стенкой 80 вытяжной трубы 14 и верхним участком 76 первого теплообменника 15, 15'.
  3. 3. Система по п.2, отличающаяся тем, что перегородка 17 включает выступающую часть 30, проходящую частично над областью 11в резервуара 11, которая сообщается с вторым каналом 13, выходящим в вытяжную трубу 14.
  4. 4. Система по п.1, отличающаяся тем, что первый канал 12, сообщающийся с наружным воздухозабором 81, проходит снаружи резервуара 11 и ниже заданного уровня воды 9.
  5. 5. Система по п.1, отличающаяся тем, что перегородка 17 включает U-образный желоб 91, лицевой поверхностью ориентированный в направлении дна 74 резервуара 11, в желоб 91 входит верхний участок 76 первого теплообменника 15, 15'.
  6. 6. Система по п. 1, отличающаяся тем, что второй теплообменник 25 содержит пучок 40 ребристых трубок 41, размещенный между нижним коллектором 42 и верхним коллектором 43, которые расположены на различных уровнях и гидравлически соединены по крайней мере через одну гладкую трубку 44.
  7. 7. Система по п.1, отличающаяся тем, что первый теплообменник 15, 15' включает наборы 16, 16' трубок, образованные из спирально ребристых трубок 20, 21'.
  8. 8. Система по п.7, отличающаяся тем, что первый теплообменник 15' имеет принимающий коллектор 18', расположенный ниже нагнетающего коллектора 19', причем оба коллектора 18', 19' размещены внутри общего цилиндрического сосуда 77' и разделены колоколообразной перегородкой 32, имеющей вершину 33 с отверстием 34, при этом цилиндрический сосуд 77' имеет верхнюю область 35, собирающую газ, а принимающий 18' и нагнетающий 19' коллекторы имеют соответственно впускной участок 21' и выпускной участок 22', причем впускной участок 21' находится в пределах колоколообразной перегородки 32 над выпускным участком 22'.
  9. 9. Система по п.6, отличающаяся тем, что второй теплообменник 25 размещен в открытом вертикальном канале 29, направленном вниз от теплообменника 25.
RU96118277A 1994-02-14 1995-02-08 Система для пассивной диссипации тепла из внутреннего объема защитной конструкции ядерного реактора RU2125744C1 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP94830056A EP0667623A1 (en) 1994-02-14 1994-02-14 A system for passively dissipating heat from the interior of a nuclear reactor containment structure
EP94830056.1 1994-02-14
PCT/EP1995/000449 WO1995022147A2 (en) 1994-02-14 1995-02-08 A system for passively dissipating heat from the interior of a nuclear reactor containment structure

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU96118277A RU96118277A (ru) 1998-12-10
RU2125744C1 true RU2125744C1 (ru) 1999-01-27

Family

ID=8218377

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU96118277A RU2125744C1 (ru) 1994-02-14 1995-02-08 Система для пассивной диссипации тепла из внутреннего объема защитной конструкции ядерного реактора

Country Status (12)

Country Link
US (1) US5694442A (ru)
EP (2) EP0667623A1 (ru)
JP (1) JPH09508700A (ru)
CN (1) CN1140507A (ru)
AU (1) AU1808195A (ru)
CA (1) CA2183159A1 (ru)
CZ (1) CZ285241B6 (ru)
DE (1) DE69503606T2 (ru)
ES (1) ES2120730T3 (ru)
RU (1) RU2125744C1 (ru)
SK (1) SK105796A3 (ru)
WO (1) WO1995022147A2 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2802468C2 (ru) * 2021-08-25 2023-08-29 Общество с ограниченной ответственностью "ИМПА Инжиниринг" Внутренний совмещённый нагреватель продукта верхней части колонны деасфальтизации тяжёлых нефтяных продуктов

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5612982A (en) * 1995-07-31 1997-03-18 Westinghouse Electric Corporation Nuclear power plant with containment cooling
DE19751171C1 (de) * 1997-11-19 1999-07-15 Forschungszentrum Juelich Gmbh Vorrichtung zur Kühlung inertisierter Störfallatmosphären und zur Abtrennung und Beseitigung von Wasserstoff
DE19809000C1 (de) 1998-03-03 1999-07-22 Siemens Ag Sicherheitsbehälter und Verfahren zum Betrieb eines Kondensators in einer Kernkraftanlage
JP2002156485A (ja) * 2000-11-15 2002-05-31 Hitachi Ltd 原子炉
FR2847707A1 (fr) * 2002-11-25 2004-05-28 Technicatome Enceinte d'installation nucleaire et son procede palliatif a une fuite ou une perte d'eau dans le circuit primaire
US20050050892A1 (en) * 2003-09-08 2005-03-10 Len Gould Gravity condensate and coolant pressurizing system
US11569001B2 (en) 2008-04-29 2023-01-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials
US9275760B2 (en) 2009-09-25 2016-03-01 Terrapower, Llc Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
EP2481054A2 (en) * 2009-09-25 2012-08-01 Searete LLC A heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
US20110075787A1 (en) * 2009-09-25 2011-03-31 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system
US9847148B2 (en) * 2011-03-30 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Self-contained emergency spent nuclear fuel pool cooling system
WO2012145406A2 (en) 2011-04-18 2012-10-26 Holtec International, Inc. Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials, and methods of the same
US11504814B2 (en) 2011-04-25 2022-11-22 Holtec International Air cooled condenser and related methods
WO2012149057A1 (en) 2011-04-25 2012-11-01 Holtec International, Inc. Air-cooled heat exchanger and system and method of using the same to remove waste thermal energy from radioactive materials
US9583221B2 (en) 2011-06-15 2017-02-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor
RU2504031C1 (ru) * 2012-10-24 2014-01-10 Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" Устройство для отвода избыточной тепловой энергии из внутреннего объема защитной оболочки атомной электростанции
CN105026087A (zh) 2012-12-03 2015-11-04 霍尔泰克国际股份有限公司 钎焊组合物及其用途
US11373768B2 (en) 2013-03-12 2022-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow
CA2907375C (en) 2013-03-15 2021-05-04 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Passive techniques for long-term reactor cooling
KR101480046B1 (ko) * 2013-05-08 2015-01-09 한국원자력연구원 비상냉각탱크 냉각설비 및 이를 구비하는 원전
US9779840B2 (en) 2013-10-28 2017-10-03 Bwxt Mpower, Inc. PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel
US9875817B2 (en) 2014-06-09 2018-01-23 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features
US10529458B2 (en) 2014-07-22 2020-01-07 Bwxt Mpower, Inc. Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection
CN106104701B (zh) * 2014-07-24 2018-06-08 哈尔滨工程大学 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统
CN104167231A (zh) * 2014-07-30 2014-11-26 中科华核电技术研究院有限公司 混凝土安全壳非动能冷却系统
JP6533750B2 (ja) * 2016-01-26 2019-06-19 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器の冷却設備
KR101780599B1 (ko) * 2016-08-29 2017-09-21 한국수력원자력 주식회사 냉각수 저장조 및 이를 포함하는 원자로건물 피동 냉각시스템
FR3062235B1 (fr) * 2017-01-26 2019-06-07 Societe Technique Pour L'energie Atomique Reacteur nucleaire integrant un echangeur de chaleur primaire de securite

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB906096A (en) * 1960-06-01 1962-09-19 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor powered steam generating systems
US4050983A (en) * 1970-08-05 1977-09-27 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
US4950448A (en) * 1989-05-11 1990-08-21 General Electric Company Passive heat removal from containment
FR2651568A1 (fr) * 1989-09-07 1991-03-08 Galmes Alain Echangeur a ailettes perfectionne.
JPH03260501A (ja) * 1990-03-09 1991-11-20 Hirakawa Tekkosho:Kk モジユラー型ボイラ
US5076999A (en) * 1990-10-10 1991-12-31 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Passive decay heat removal system for water-cooled nuclear reactors

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2802468C2 (ru) * 2021-08-25 2023-08-29 Общество с ограниченной ответственностью "ИМПА Инжиниринг" Внутренний совмещённый нагреватель продукта верхней части колонны деасфальтизации тяжёлых нефтяных продуктов
RU2806815C1 (ru) * 2022-10-10 2023-11-07 Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки водо-водяного энергетического реактора

Also Published As

Publication number Publication date
EP0745259B1 (en) 1998-07-22
CZ285241B6 (cs) 1999-06-16
AU1808195A (en) 1995-08-29
WO1995022147A2 (en) 1995-08-17
CA2183159A1 (en) 1995-08-17
EP0745259A1 (en) 1996-12-04
WO1995022147A3 (en) 1995-09-21
EP0667623A1 (en) 1995-08-16
ES2120730T3 (es) 1998-11-01
CN1140507A (zh) 1997-01-15
JPH09508700A (ja) 1997-09-02
DE69503606T2 (de) 1999-03-04
SK105796A3 (en) 1997-04-09
CZ232396A3 (en) 1996-11-13
US5694442A (en) 1997-12-02
DE69503606D1 (de) 1998-08-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2125744C1 (ru) Система для пассивной диссипации тепла из внутреннего объема защитной конструкции ядерного реактора
EP0015510B1 (en) Device to reduce local heat flux through a heat exchanger tube
US8542792B1 (en) Reactor vessel coolant deflector shield
US4560533A (en) Fast reactor power plant design having heat pipe heat exchanger
CN102956275A (zh) 具有紧凑的非能动安全系统的压水反应堆
KR101743910B1 (ko) 수동형 원자로 냉각시스템
JP2002156485A (ja) 原子炉
US4574779A (en) Solar water heating system
US11901088B2 (en) Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
RU2670425C1 (ru) Пассивная система охлаждения с естественной циркуляцией и способ
JPH0216496A (ja) 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器
US4633819A (en) Water-sodium steam generator with straight concentric tubes and gas circulating in the annular space
US4487742A (en) Fast neutron nuclear reactor with internal capillary structure piping
JP2983290B2 (ja) 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置
JPH0798397A (ja) 圧力抑制系
JP2999053B2 (ja) 加圧水型原子炉プラント
JPS6057289A (ja) 二重タンク型高速増殖炉
JP2001228280A (ja) 原子炉
JPH0380277B2 (ru)
US4761261A (en) Nuclear reactor
WO2024131546A1 (zh) 一种核反应堆
RU2034191C1 (ru) Система отвода тепла от энергоустановки
JPH0476494A (ja) 原子炉非常用凝縮装置
JP2573273B2 (ja) 間接サイクル型原子力発電所
JP2554721B2 (ja) 液体金属冷却型原子炉の冷却装置