RU2196272C2 - Steam generator - Google Patents
Steam generator Download PDFInfo
- Publication number
- RU2196272C2 RU2196272C2 RU2001105113A RU2001105113A RU2196272C2 RU 2196272 C2 RU2196272 C2 RU 2196272C2 RU 2001105113 A RU2001105113 A RU 2001105113A RU 2001105113 A RU2001105113 A RU 2001105113A RU 2196272 C2 RU2196272 C2 RU 2196272C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steam generator
- circuit
- heat
- reactor
- branches
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Предлагаемое изобретение относится к области атомной техники и предназначено к использованию в АЭУ, преимущественно в установках с ВВЭР. The present invention relates to the field of nuclear engineering and is intended for use in nuclear power plants, mainly in WWER installations.
Актуальной задачей атомной техники является повышение безопасности атомных энергетических установок. The urgent task of nuclear technology is to increase the safety of nuclear power plants.
Одним из основных элементов АЭУ, определяющих их безопасность, является парогенератор. Создание конструкции парогенератора, которая позволит обеспечить безопасность АЭС в аварийных режимах, является одной из основных задач развития атомной энергетики на настоящем этапе. One of the main elements of nuclear power plants that determine their safety is a steam generator. Creating a steam generator design that will ensure the safety of nuclear power plants in emergency conditions is one of the main tasks of the development of nuclear energy at this stage.
Конструкция парогенератора в аварийных режимах LOCA, связанных с разгерметизацией по I контуру, при которой возможно частичное или полное осушение парогенератора по I контуру, должна обеспечивать расхолаживание реакторной установки через систему пассивного отвода тепла (систему СПОТ). Это повышает безопасность АЭУ и позволяет не вводить дополнительных систем безопасности. The design of the steam generator in LOCA emergency conditions associated with depressurization along the I circuit, in which it is possible to partially or completely drain the steam generator along the I circuit, should provide cooling of the reactor installation through a passive heat removal system (SPOT system). This increases the safety of nuclear power plants and eliminates the need for additional safety systems.
Для решения поставленной задачи конструкция парогенератора должна обеспечивать в аварийных режимах LOCA удаление из верхних точек теплообменных труб смеси газов I контура, поступающих в парогенератор из активной зоны реактора. Удаление газов позволит обеспечить циркуляцию среды I контура по тракту "реактор-парогенератор", при которой будет осуществляться отвод тепла от теплоносителя I контура к среде II контура и от нее через теплообменник системы СПОТ атмосферному воздуху. To solve this problem, the design of the steam generator must ensure in emergency LOCA conditions the removal from the upper points of the heat exchange tubes of a mixture of gases of the I circuit entering the steam generator from the reactor core. The removal of gases will allow the circulation of the medium of the I circuit along the path "reactor-steam generator", in which heat will be removed from the coolant of the I circuit to the medium of the II circuit and from it through the heat exchanger of the SPOT system to atmospheric air.
Известен парогенератор разработки ОКБ "Гидропресс" ПГВ-1000 (см. Парогенераторные установки атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1987, с. 67, 68, 69, рис. 4.12) для АЭС с ВВЭР-1000, содержащий горизонтальный цилиндрический корпус с расположенными внутри вертикальными цилиндрическими коллекторами ("горячий" и "холодный") греющего теплоносителя, поверхности теплообмена, выполненные из U-образных теплообменных труб, закрепленных концами в коллекторах греющего теплоносителя, сепараторов пара. The well-known steam generator developed by OKB Gidropress PGV-1000 (see Steam Generator Sets of Nuclear Power Plants. M: Energoatomizdat, 1987, p. 67, 68, 69, Fig. 4.12) for nuclear power plants with VVER-1000, containing a horizontal cylindrical body with located inside the vertical cylindrical collectors ("hot" and "cold") of the heating medium, heat transfer surfaces made of U-shaped heat transfer pipes fixed by the ends in the collectors of the heating medium, steam separators.
У парогенераторов этого типа из верхних точек вертикальных коллекторов греющего теплоносителя организовано удаление в аварийных режимах LOCA смеси газов I контура, поступающих в парогенератор из активной зоны реактора. Это даст возможность реализовать циркуляцию среды I контура по тракту "реактор-парогенератор" и, как следствие, использовать парогенератор в системе пассивного отвода тепла от реактора. Но парогенераторы этого типа обладают следующими основными недостатками:
1. Большие размеры в плане, что определяет большие размеры контайнмента (защитной оболочки) реакторной установки и, как следствие, большие капитальные затраты на ее изготовление.In steam generators of this type, from the upper points of the vertical collectors of the heating coolant, the LOCA emergency mixture of gases of the circuit I that enter the steam generator from the reactor core is removed. This will make it possible to realize the circulation of the medium of the I circuit along the path "reactor-steam generator" and, as a result, use the steam generator in the system of passive heat removal from the reactor. But steam generators of this type have the following main disadvantages:
1. Large dimensions in terms of what determines the large dimensions of the containment (containment) of the reactor installation and, as a result, the large capital costs of its manufacture.
2. Дополнительное увеличение массы парогенератора за счет размещения внутри корпуса ПГ толстостенных коллекторов греющего теплоносителя большой массы. 2. An additional increase in the mass of the steam generator due to the placement of thick-walled heat-transferring collectors of large mass inside the PG case.
3. Увеличение массы парогенератора (по сравнению с парогенераторами с трубными досками) по причине большего расчетного давления корпуса ПГ, определяемого исходя из рассмотрения проектной аварии разрыва коллектора греющего теплоносителя полным сечением. 3. The increase in the mass of the steam generator (compared with steam generators with tube plates) due to the higher design pressure of the GHG body, determined from the consideration of the design accident of a rupture of the collector of the heating coolant with a full cross section.
Известен вертикальный парогенератор (см. а.с. СССР 1019905, кл. F 22 B 1/06, опубл. 15.11.1984), содержащий корпус с пучком вертикальных ширм, образованных трубами, радиально подключенными конечными участками к центральному цилиндрическому коллектору греющего теплоносителя, разделенному на входную и выходную камеры внутренней обечайкой (см. фиг.1 описания изобретения к авторскому свидетельству 1019905). Known vertical steam generator (see AS USSR 1019905, class F 22 B 1/06, publ. 11/15/1984), comprising a housing with a bundle of vertical screens formed by pipes radially connected by end sections to the central cylindrical collector of the heating fluid divided into the input and output chambers by the inner shell (see figure 1 of the description of the invention to copyright certificate 1019905).
У данной конструкции парогенератора из верхней точки вертикального коллектора греющего теплоносителя возможно организовать удаление в аварийных режимах LOCA смеси газов I контура, поступающих в парогенератор из активной зоны реактора. Это дает возможность реализовать циркуляцию среды I контура по тракту "реактор-парогенератор" и, как следствие, использовать парогенератор в системе пассивного отвода тепла от реактора. In this design of the steam generator, it is possible to organize the removal of the I circuit gas mixture entering the steam generator from the reactor core in LOCA emergency conditions from the upper point of the vertical collector of the heating medium. This makes it possible to realize the circulation of the medium of the I circuit along the path "reactor-steam generator" and, as a result, to use the steam generator in the system of passive heat removal from the reactor.
Этот парогенератор в отличие от ранее рассмотренного имеет в плане минимальные размеры, что позволяет разместить реакторную установку в защитном контайнменте минимальных режимах. This steam generator, in contrast to the previously considered, has minimum dimensions in terms of plan, which allows placing the reactor installation in protective containment in minimum conditions.
Одними из основных недостатков этого типа парогенератора являются:
1. Дополнительное увеличение массы парогенератора за счет размещения внутри корпуса ПГ толстостенного коллектора греющего теплоносителя большой массы.One of the main disadvantages of this type of steam generator are:
1. An additional increase in the mass of the steam generator due to the placement of a large-mass heating medium with a thick-walled collector inside the PG case;
2. Увеличение массы парогенератора (по сравнению с вертикальными парогенераторами с трубными досками) по причине большего расчетного давления корпуса ПГ, определяемого исходя из рассмотрения проектной аварии разрыва цилиндрического коллектора греющего теплоносителя полным сечением. 2. The increase in the mass of the steam generator (compared with vertical steam generators with tube plates) due to the higher design pressure of the steam generator housing, determined on the basis of the design accident of the rupture of the cylindrical collector of the heating medium with a full cross section.
Известен парогенератор (см. а.с. СССР 1225496, кл. F 22 B 1/02, опубл. 15.04.1986), содержащий вертикальный цилиндрический корпус, закрытый верхней и нижней сферическими крышками, U-образные теплообменные трубы, закрепленные концами горячей и холодной ветвей в нижней горизонтальной трубной доске, скрепленной с корпусом и образующей с нижней крышкой корпуса камеру греющего теплоносителя. A steam generator is known (see AS USSR 1225496, class F 22 B 1/02, publ. 04/15/1986) containing a vertical cylindrical body closed by upper and lower spherical covers, U-shaped heat transfer tubes fixed by hot and cold branches in the lower horizontal tube board, fastened to the casing and forming a heating coolant chamber with the lower casing cover.
Конструктивное исполнение данного парогенератора наиболее близкое к заявляемому и в наибольшей степени удовлетворяет всем требованиям, предъявляемым к ПГ для АЭУ. Этот парогенератор имеет минимальные размеры в плане, наименьшую массу, минимальное расчетное давление корпуса ПГ по II контуру по сравнению с ранее рассмотренными конструкциями ПГ. The design of this steam generator is the closest to the claimed one and to the greatest extent satisfies all the requirements for GHGs for nuclear power plants. This steam generator has the minimum dimensions in terms of, the smallest mass, the minimum design pressure of the NG casing along the II circuit in comparison with the previously considered GHG designs.
Однако в данном парогенераторе исключена возможность удаления из верхних точек U-образных теплообменных труб в аварийных режимах LOCA смеси газов I контура, поступающих в парогенератор из активной зоны реактора. Это исключает возможность использования парогенератора в системе пассивного отвода тепла от реактора, что сказывается на безопасности АЭС в целом. However, this steam generator excludes the possibility of removing from the upper points of the U-shaped heat transfer pipes in LOCA emergency conditions a mixture of I circuit gases entering the steam generator from the reactor core. This excludes the possibility of using a steam generator in a system of passive heat removal from the reactor, which affects the safety of the NPP as a whole.
Решаемая задача - повышение безопасности АЭС путем введения газоудаления из верхних точек U-образных теплообменных труб вертикального парогенератора. The task at hand is to increase the safety of nuclear power plants by introducing gas removal from the upper points of the U-shaped heat exchange tubes of a vertical steam generator.
Поставленная задача решается за счет того, что в парогенераторе, содержащем вертикальный цилиндрический корпус, входной и выходной коллектора, теплообменную поверхность, состоящую из U-образных труб, имеющих горячие и холодные ветви, в месте изгиба U-образных теплообменных труб установлен дополнительный промежуточный коллектор, в котором закреплены выходные концы горячих ветвей и входные концы холодных ветвей части периферийных труб, кроме того, промежуточный коллектор соединен с системой газоудаления. The problem is solved due to the fact that in the steam generator containing a vertical cylindrical body, an inlet and outlet manifold, a heat exchange surface consisting of U-shaped pipes having hot and cold branches, an additional intermediate collector is installed at the bend of the U-shaped heat transfer pipes, in which the output ends of the hot branches and the input ends of the cold branches of a part of the peripheral pipes are fixed, in addition, the intermediate manifold is connected to a gas removal system.
В зависимости от конструкции парогенератора промежуточных коллекторов может быть установлено несколько. Depending on the design of the steam generator of the intermediate collectors, several can be installed.
Закрепление (объединение) выходных концов горячих ветвей и входных концов холодных ветвей части (количество определяется расчетом) периферийных теплообменных труб в месте изгиба в промежуточный коллектор, соединенный с системой газоудаления, позволяет при аварийных режимах LOCA (связанных с разгерметизацией по I контуру) производить расхолаживание реакторной установки через парогенератор, что происходит следующим образом. Fixing (combining) the output ends of the hot branches and the input ends of the cold branches of the part (the quantity is determined by calculation) of the peripheral heat transfer pipes at the bend into the intermediate manifold connected to the gas removal system allows for LOCA emergency conditions (associated with depressurization along the I circuit) to cool the reactor installation through a steam generator, which occurs as follows.
При частично или полностью осушенном по I контуру парогенераторе парогазовая смесь поступает из реактора, входит в часть периферийных труб, у которых в месте изгиба выходные концы горячих ветвей и входные концы холодных ветвей закреплены в промежуточный коллектор. Пар, проходя по трубам, конденсируется, отдавая тепло среде II контура, конденсат I контура стекает вниз в полости входного и выходного коллектора I контура и оттуда в реактор. When the steam generator is partially or completely drained along the I circuit, the vapor-gas mixture enters from the reactor, enters into the part of the peripheral pipes, in which the outlet ends of the hot branches and the inlet ends of the cold branches are fixed to the intermediate manifold at the bend point. Steam passing through the pipes condenses, giving off heat to the medium of the second circuit, the condensate of the first circuit flows down into the cavity of the input and output collector of the first circuit and from there to the reactor.
От среды II контура отвод тепла осуществляется через теплообменник системы СПОТ атмосферному воздуху. Heat is removed from the medium of the second circuit through the heat exchanger of the SPOT system to atmospheric air.
Газ, поступивший в парогенератор, собирается в полости промежуточного коллектора и из нее через систему газоудаления удаляется за пределы парогенератора. Постоянный процесс газоудаления обеспечивает и постоянный процесс отвода тепла по тракту "реактор-парогенератор". The gas entering the steam generator is collected in the cavity of the intermediate manifold and is removed from it through the gas removal system outside the steam generator. A constant process of gas removal and provides a constant process of heat removal along the path "reactor-steam generator".
Таким образом реализуется возможность использования парогенератора с вертикальными U-образными теплообменными трубами для отвода тепла от реактора системой пассивного отвода тепла на II контуре (системой СПОТ). Thus, it is possible to use a steam generator with vertical U-shaped heat transfer pipes to remove heat from the reactor with a passive heat removal system on the second circuit (SPOT system).
Суть изобретения поясняется чертежами. The essence of the invention is illustrated by drawings.
На фиг.1 изображен вертикальный разрез парогенератора. Figure 1 shows a vertical section of a steam generator.
На фиг.2 - разрез А-А на фиг.1. Figure 2 is a section aa in figure 1.
Парогенератор содержит вертикальный корпус 1, патрубок подвода питательной воды 2, патрубок отвода пара 3. В корпусе расположен дополнительный промежуточный коллектор I контура 4, полость которого соединена с системой газоудаления, например, через штуцер. В нижней части корпуса закреплена трубная доска 5, которая совместно с нижним сферическим днищем корпуса и внутренней перегородкой образует входной 6 и выходной 7 коллектора I контура. В корпусе 1 установлены U-образные теплообменные трубы, закрепленные на трубной доске 5 горячими ветвями к входному коллектору 6, холодными ветвями к выходному коллектору 7. Часть (количество определяется расчетом) периферийных теплообменных труб 8 в месте изгиба выходными концами горячих ветвей и входными концами холодных ветвей закреплены в промежуточном коллекторе 4. Остальная часть теплообменных труб 8 в промежуточном коллекторе не закреплены. Снаружи теплообменных труб 8 установлена разделительная обечайка 9. Между разделительной обечайкой 9 и корпусом 1 образован опускной канал котловой воды 10. В верхней части корпуса на разделительной обечайке 9 установлен центробежный сепаратор глубокой осушки 11 и коллектор питательной воды 12, подсоединенный к патрубку питательной воды 2. The steam generator comprises a vertical housing 1, a feed water supply pipe 2, a steam discharge pipe 3. An additional intermediate collector I of
Работа парогенератора при нормальных условиях эксплуатации происходит следующим образом. The operation of the steam generator under normal operating conditions is as follows.
Греющий теплоноситель из реактора поступает во входной коллектор 6, откуда раздается по U-образным теплообменным трубам 8, проходит по ним (для части теплообменных труб 8 с циркуляцией через промежуточный коллектор 4), отдавая тепло котловой воде, и поступает в выходной коллектор 7, откуда поступает снова в реактор. При этом промежуточный коллектор 4 отсоединен от системы газоудаления, например, запорной арматурой. The heating coolant from the reactor enters the inlet manifold 6, from where it is distributed through the U-shaped heat exchange tubes 8, passes through them (for part of the heat exchange tubes 8 circulating through the intermediate manifold 4), transferring heat to the boiler water, and enters the outlet manifold 7, from where enters the reactor again. When this
Питательная вода из патрубка 2 подается в питательный коллектор 12, откуда поступает в опускной канал 10 между разделительной обечайкой 9 и корпусом 1. Опускаясь в канале, питательная вода смешивается с отсепарированной водой и образовавшаяся смесь - котловая вода в нижней части корпуса разворачивается и поступает в межтрубное пространство теплообменных труб 8. Здесь котловая вода нагревается, кипит и пароводяная смесь поднимается вверх парогенератора, поступает в центробежный сепаратор 11, отсепарированная вода направляется в опускной канал 10, а насыщенный пар вверх и отводится через патрубок 3. Feed water from the nozzle 2 is fed into the feed manifold 12, from where it enters the downcomer channel 10 between the separation shell 9 and the housing 1. Dropping in the channel, the feed water is mixed with the separated water and the resulting mixture - boiler water in the lower part of the housing unfolds and enters the annulus the space of the heat exchange tubes 8. Here the boiler water is heated, boils and the steam-water mixture rises up the steam generator, enters the centrifugal separator 11, the separated water is sent to the downcomer Al 10, and saturated steam up and is discharged through pipe 3.
Работа парогенератора в аварийных режимах LOCA (при частично или полностью осушенном по I контуру парогенераторе) происходит следующим образом. Реактор "глушится". Парогенератор по II контуру через патрубки 2 и 3 подключается к системе пассивного отвода тепла (СПОТ). Парогазовая среда из реактора через входной 6 и выходной 7 коллектора поступает в часть периферийных теплообменных труб 8, которые в месте изгиба закреплены в промежуточном коллекторе 4. Система газоудаления соединяется с промежуточным коллектором 4 и через нее выделившиеся в I контуре реакторной установки газы и поступившие во внутренние полости теплообменных труб 8 удаляются. Пар I контура конденсируется на внутренних поверхностях теплообменных труб 8 и отдает тепло воде II контура. Пар II контура из парогенератора через патрубок 3 поступает в теплообменник СПОТ, где конденсируется, отдавая тепло атмосферному воздуху, и образовавшийся конденсат сливается в парогенератор через патрубок 2. Конденсат I контура из внутренних полостей теплообменных труб 8 через коллектора 6 и 7 сливается в реактор. The operation of the steam generator in LOCA emergency modes (when the steam generator is partially or completely drained along the I circuit) is as follows. The reactor is "jammed." The steam generator along the II circuit through pipes 2 and 3 is connected to a passive heat removal system (SPOT). The gas-vapor medium from the reactor through the inlet 6 and outlet 7 of the collector enters a part of the peripheral heat exchange tubes 8, which are fixed at the bend in the
Таким образом остаточные тепловыделения в активной зоне реактора передаются через парогенератор непосредственно в окружающую среду. Thus, the residual heat in the reactor core is transmitted through the steam generator directly to the environment.
Предлагаемая конструкция парогенератора позволяет повысить безопасность АЭС в целом благодаря возможности применения парогенератора в системе пассивного отвода тепла (СПОТ) для расхолаживания реакторной установки при аварийных режимах (LOCA), связанных с разгерметизацией по I контуру. The proposed design of the steam generator allows to increase the safety of the NPP as a whole due to the possibility of using the steam generator in the passive heat removal system (SPOT) for cooling the reactor installation under emergency conditions (LOCA) associated with depressurization along the I circuit.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001105113A RU2196272C2 (en) | 2001-02-21 | 2001-02-21 | Steam generator |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001105113A RU2196272C2 (en) | 2001-02-21 | 2001-02-21 | Steam generator |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2196272C2 true RU2196272C2 (en) | 2003-01-10 |
Family
ID=20246424
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2001105113A RU2196272C2 (en) | 2001-02-21 | 2001-02-21 | Steam generator |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2196272C2 (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2489644C1 (en) * | 2011-12-27 | 2013-08-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Steam and water heater |
WO2015043608A1 (en) * | 2013-09-24 | 2015-04-02 | Сергей Евгеньевич УГЛОВСКИЙ | Condensation method and device |
-
2001
- 2001-02-21 RU RU2001105113A patent/RU2196272C2/en not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2489644C1 (en) * | 2011-12-27 | 2013-08-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Steam and water heater |
WO2015043608A1 (en) * | 2013-09-24 | 2015-04-02 | Сергей Евгеньевич УГЛОВСКИЙ | Condensation method and device |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US3213833A (en) | Unitized vapor generation system | |
KR101454089B1 (en) | High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method | |
US9206978B2 (en) | Pressurized water reactor compact steam generator | |
CN104335286B (en) | Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors | |
US4737337A (en) | Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger | |
WO2012149057A1 (en) | Air-cooled heat exchanger and system and method of using the same to remove waste thermal energy from radioactive materials | |
CN111328422B (en) | Pool-type liquid metal fast spectrum reactor using printed circuit heat exchanger connected to power conversion system | |
EP0200989B1 (en) | Double tube helical coil steam generator | |
RU2726035C1 (en) | Shell-and-tube heat exchanger | |
RU2196272C2 (en) | Steam generator | |
JP2002031694A (en) | Supercritical pressure water reactor and its power plant | |
GB1586480A (en) | Tube bundle assembly for a heat exchanger | |
RU2219433C2 (en) | Steam generator | |
US4019871A (en) | Recombiner apparatus | |
US3354869A (en) | Heat exchangers | |
CN108350282B (en) | Heat exchange device for carbon black production equipment | |
RU2302674C1 (en) | Containment heat transfer system | |
CN219995317U (en) | Vibration-proof, hydrogen corrosion-proof, high-temperature and high-pressure combined type synthetic ammonia heat recovery equipment | |
CN220206451U (en) | Combined synthetic ammonia heat recovery equipment with steam superheater | |
RU2002321C1 (en) | Passive residual-heat transfer system for nuclear reactor | |
RU2776940C2 (en) | Pool type liquid-metal fast neutron reactor using connection of plate heat exchanger with etched channels and power conversion system | |
RU2806815C1 (en) | System of passive heat removal from the inner volume of the containment shell of water-water energy reactor | |
RU208763U1 (en) | heat exchanger | |
RU2725120C1 (en) | Heat exchanger | |
RU50290U1 (en) | STEAM GENERATOR |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20070222 |