RU2467416C1 - Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки - Google Patents
Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки Download PDFInfo
- Publication number
- RU2467416C1 RU2467416C1 RU2011142253/07A RU2011142253A RU2467416C1 RU 2467416 C1 RU2467416 C1 RU 2467416C1 RU 2011142253/07 A RU2011142253/07 A RU 2011142253/07A RU 2011142253 A RU2011142253 A RU 2011142253A RU 2467416 C1 RU2467416 C1 RU 2467416C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat
- valve
- water coolant
- pipe
- reactor
- 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
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а именно к пассивным системам безопасности. Устройство содержит герметичное реакторное помещение 1, корпус ректора 2, спринклерную группу 3, коллектор пара 4, эжекторный паровой насос 5, резервуар 8 охлаждающей воды, охлаждаемую полость теплообменника 9. В теплоотводящую полость теплообменника 9 подается внешний теплоноситель 10, резервуар 8 охлаждающей жидкости напорным трубопроводом 11 соединен с вентилем 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентилем 14 регулирования подачи с трубопроводом 15 подачи охлаждающей воды в поддон 16. На внешнюю поверхность корпуса реактора 2 нанесено не менее трех слоев сферических теплопроводящих элементов 17, а на коллектор пара 4 установлен предохранительный клапан 18. При возникновении аварийной ситуации открываются вентиль 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентиль 14 регулирования подачи охлаждающей воды в поддон 16 по трубопроводу 15. Технический результат - повышение теплоотдачи от корпуса реактора за счет развития поверхности теплообмена и создания условий, препятствующих бесконтактному скатыванию охлаждающей воды. 2 ил.
Description
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, касается усовершенствования пассивной системы безопасности и может быть использовано при создании ядерных реакторов и АЭС на основе концепции максимально надежной защищенности ядерного реактора.
Известна система пассивной безопасности ядерной энергетической установки, использующая для охлаждения днища корпуса реактора затопление приямка корпуса водой и спринклерную систему для охлаждения верней части корпуса и компенсации испарившейся воды (Патент РФ №2055408, опубл. 27.02.96, МПК G21C 9/00).
Недостатком известной системы является образование паровой пленки на внешней поверхности корпуса реактора, отделяющей его от охлаждающей воды и снижающей перенос тепла от аварийной энергетической установки.
Наиболее близкой по технической сущности является система пассивной безопасности, содержащая реакторное помещение с реактором и приямком для сбора воды, в котором установлен теплообменник-испаритель легкокипящей жидкости, паровая фаза легкокипящей жидкости соединена с турбиной, приводящей циркуляционные насосы легкокипящей жидкости и охлаждающей воды в спринклерной системе (Патент РФ №2030801, опубл.09.09.95, МПК G21C 13/00,15/18).
Недостатком известной системы является недостаточная теплоотдача от корпуса реактора, обусловленная образованием парового слоя на гладкой поверхности корпуса реактора и падением слоя воды в приямок фактически без контакта с горячим корпусом реактора.
Техническим результатом, решаемым изобретением, является повышение теплоотдачи от корпуса реактора за счет развития поверхности теплообмена и создания условий, препятствующих бесконтактному скатыванию охлаждающей воды.
Это достигается тем, что в системе пассивной безопасности ядерной энергетической установки, содержащей герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спринклерную группу, коллектор пара, выход которого соединен с паровым входом эжекторного парового насоса, всасывающий вход соединен трубопроводом, оснащенным регулировочным вентилем, с резервуаром охлаждающей воды, нагнетающий выход парового эжекторного насоса соединен трубопроводом с охлаждаемой полостью теплообменника, соединенной с резервуаром охлаждающей воды, в теплоотводящую полость теплообменника подается внешний теплоноситель, резервуар охлаждающей жидкости напорным трубопроводом соединен с вентилем регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод питания спринклерной группы, распыляющую воду на внешнюю поверхность корпуса реактора, на внешней поверхности корпуса реактора нанесены слои сферических теплопроводящих элементов, а в нижней части реактора размещен поддон, соединенный трубопроводом и регулирующим вентилем с резервуаром охлаждающей воды.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 изображена функциональная схема системы пассивной безопасности ядерной энергетической установки; на фиг.2 изображен фрагмент корпуса реактора с нанесенными на внешнюю поверхность корпуса реактора сферическими теплопроводящими элементами.
Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки содержит герметичное реакторное помещение 1, корпус ректора 2, спринклерную группу 3, коллектор пара 4, выход которого соединен с паровым входом эжекторного парового насоса 5, всасывающий вход соединен трубопроводом 6, оснащенным регулировочным вентилем 7, с резервуаром 8 охлаждающей воды, нагнетающий выход парового эжекторного насоса 5 соединен трубопроводом с охлаждаемой полостью теплообменника 9, соединенной с резервуаром 8 охлаждающей воды, в теплоотводящую полость теплообменника 9 подается внешний теплоноситель 10, резервуар 8 охлаждающей жидкости напорным трубопроводом 11 соединен с вентилем 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентилем 14 регулирования подачи с трубопроводом 15 подачи охлаждающей воды в поддон 16, на внешнюю поверхность корпуса реактора 2 нанесено не менее трех слоев сферических теплопроводящих элементов 17, а на коллектор пара 4 установлен предохранительный клапан 18.
Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки работает следующим образом.
При возникновении аварийной ситуации открываются вентиль 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентиль 14 регулирования подачи охлаждающей воды в поддон 16 по трубопроводу 15. Распыленная группой спринклеров вода попадает на покрытую слоями сферических теплопроводящих элементов 17 боковую поверхность корпуса реактора и по зазорам между ними, нагреваясь за счет контакта, проникает к гладкой внешней поверхности корпуса реактора 2, где и закипает. Пар по зазорам удаляется от поверхности корпуса реактора, а новые порции воды, стекая по сферическим теплопроводящим элементам, вновь проникают к поверхности корпуса реактора. По трубопроводу 15 вода из резервуара охлаждающей воды через вентиль 14 поступает в поддон 16, где, смачивая сферические теплопроводящие элементы, проникает к корпусу реактора 2. Происходят нагрев и испарение охлаждающей воды. Образовавшийся в герметичном реакторном помещении 1пар поступает в коллектор 4 пара, откуда направляется на паровой вход эжекторного парового насоса, всасывающий патрубок которого соединен с резервуаром 8 охлаждающей воды. Пар, совершая работу и смешиваясь с всасываемой водой, проходит первую стадию охлаждения. С выхода парового эжекторного насоса пароводяная смесь поступает в теплообменник 9, где охлаждается внешним теплоносителем 10, и уже в виде охлажденной воды поступает в резервуар охлаждающей воды 8, откуда по трубопроводу 11 вновь подается в спринклерную группу 3 и в поддон 16. Таким образом замыкается пароводяной цикл отвода тепла от корпуса реактора и передачи его во внешнюю среду. При этом за счет развитой поверхности слоев сферических теплопроводящих элементов существенно повышается интенсивность теплообмена, а извилистые траектории движения охлаждающей воды по зазорам между сферическими элементами не дает возможности ее скатывания в приямок без теплового обмена с внешней поверхностью корпуса реактора.
Использование изобретения обеспечивает повышение теплоотдачи от корпуса реактора за счет развития поверхности теплообмена и создание условий, препятствующих бесконтактному скатыванию охлаждающей воды.
Claims (1)
- Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки, содержащая герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спинклерную систему, коллектор пара, выход которого соединен с паровым входом эжекторного парового насоса, всасывающий вход соединен трубопроводом, оснащенным регулировочным вентилем с резервуаром охлаждающей воды, нагнетающий выход парового эжекторного насоса соединен трубопроводом с охлаждаемой полостью теплообменника, соединенной с резервуаром охлаждающей воды, в теплоотводящую полость теплообменника подается внешний теплоноситель, резервуар охлаждающей жидкости напорным трубопроводом соединен с вентилем регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод питания спринклерной системы, распыляющей воду на внешнюю поверхность корпуса реактора, отличающаяся тем, что на внешнюю поверхности корпуса реактора нанесены слои сферических теплопроводящих элементов, а в нижней части реактора размещен поддон, соединенный трубопроводом и регулирующим вентилем с резервуаром охлаждающей воды.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011142253/07A RU2467416C1 (ru) | 2011-10-20 | 2011-10-20 | Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011142253/07A RU2467416C1 (ru) | 2011-10-20 | 2011-10-20 | Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2467416C1 true RU2467416C1 (ru) | 2012-11-20 |
Family
ID=47323377
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011142253/07A RU2467416C1 (ru) | 2011-10-20 | 2011-10-20 | Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2467416C1 (ru) |
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2641651C1 (ru) * | 2016-12-06 | 2018-01-19 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Охлаждаемая стенка токамака |
| RU2643785C1 (ru) * | 2016-09-29 | 2018-02-06 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "МКТ-АСДМ" | Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов |
| RU2649417C1 (ru) * | 2017-01-24 | 2018-04-03 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора |
| RU2695128C1 (ru) * | 2018-10-22 | 2019-07-22 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления |
| RU2695129C1 (ru) * | 2018-11-26 | 2019-07-22 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления |
| RU2728279C1 (ru) * | 2019-12-26 | 2020-07-29 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Охлаждаемая стенка реактора высокотемпературных процессов |
| RU2738809C1 (ru) * | 2020-03-17 | 2020-12-17 | Акционерное общество "Красная Звезда" | Приемная пластина дивертора стационарного темоядерного реактора |
| RU2740042C1 (ru) * | 2020-09-15 | 2020-12-31 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Система охлаждения стенки ядерного реактора |
| RU2743090C2 (ru) * | 2019-08-07 | 2021-02-15 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления |
| RU2773222C1 (ru) * | 2021-08-16 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления |
| CN115077198A (zh) * | 2022-06-27 | 2022-09-20 | 上海外高桥造船有限公司 | 冷却装置 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2030801C1 (ru) * | 1992-09-09 | 1995-03-10 | Нижегородский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект" | Система ограничения последствий аварии на атомной электростанции |
| JP2003185781A (ja) * | 2001-12-17 | 2003-07-03 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉容器およびその格納容器の非常用冷却機構 |
-
2011
- 2011-10-20 RU RU2011142253/07A patent/RU2467416C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2030801C1 (ru) * | 1992-09-09 | 1995-03-10 | Нижегородский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект" | Система ограничения последствий аварии на атомной электростанции |
| JP2003185781A (ja) * | 2001-12-17 | 2003-07-03 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉容器およびその格納容器の非常用冷却機構 |
Cited By (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2643785C1 (ru) * | 2016-09-29 | 2018-02-06 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственная фирма "МКТ-АСДМ" | Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов |
| RU2641651C1 (ru) * | 2016-12-06 | 2018-01-19 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Охлаждаемая стенка токамака |
| RU2649417C1 (ru) * | 2017-01-24 | 2018-04-03 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора |
| RU2695128C1 (ru) * | 2018-10-22 | 2019-07-22 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления |
| RU2695129C1 (ru) * | 2018-11-26 | 2019-07-22 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления |
| RU2743090C2 (ru) * | 2019-08-07 | 2021-02-15 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления |
| RU2728279C1 (ru) * | 2019-12-26 | 2020-07-29 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Охлаждаемая стенка реактора высокотемпературных процессов |
| RU2738809C1 (ru) * | 2020-03-17 | 2020-12-17 | Акционерное общество "Красная Звезда" | Приемная пластина дивертора стационарного темоядерного реактора |
| RU2738809C9 (ru) * | 2020-03-17 | 2021-02-15 | Акционерное общество "Красная Звезда" | Приемная пластина дивертора стационарного термоядерного реактора |
| RU2740042C1 (ru) * | 2020-09-15 | 2020-12-31 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Система охлаждения стенки ядерного реактора |
| RU2773222C1 (ru) * | 2021-08-16 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления |
| CN115077198A (zh) * | 2022-06-27 | 2022-09-20 | 上海外高桥造船有限公司 | 冷却装置 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2467416C1 (ru) | Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки | |
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| JP5876320B2 (ja) | 原子力プラント | |
| US20130272474A1 (en) | Passive containment air cooling for nuclear power plants | |
| KR101242743B1 (ko) | 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템 | |
| CN205177415U (zh) | 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统 | |
| GB2531190A (en) | Passive concrete containment cooling system | |
| KR101654096B1 (ko) | 자가진단 사고대처 무인 원자로 | |
| CN102831942A (zh) | 核电站乏燃料水池应急冷却系统 | |
| JP2012233698A (ja) | 原子力プラントの非常用冷却装置 | |
| KR101892550B1 (ko) | 중간열침원 냉각설비를 구비하는 원전 | |
| JP5690202B2 (ja) | 原子炉の崩壊熱除去装置 | |
| CN107767973A (zh) | 核电厂乏燃料水池补充冷却装置 | |
| CN105645492A (zh) | 一种带有海水蒸发装置的小型热泵式海水淡化系统 | |
| CN105118534A (zh) | 非能动乏燃料水池冷却及补水系统 | |
| CN204558037U (zh) | 用于核电站安全壳的冷却系统 | |
| CN111599498B (zh) | 一种非能动安全壳空气-水长期冷却系统 | |
| CN205789133U (zh) | 一种非能动核电站辅助降压系统 | |
| RU2649417C1 (ru) | Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора | |
| RU96283U1 (ru) | Система пассивного отвода тепла через парогенератор | |
| CN109217632A (zh) | 一种直流输电换流阀用空气冷却器串冷却塔冷却系统 | |
| KR101540671B1 (ko) | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| CN211455310U (zh) | 安全壳冷却系统 | |
| CN202549318U (zh) | 核反应堆余热排出系统 | |
| EP4325521A1 (en) | Emergency residual heat removal and water replenishing system for nuclear power plant |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20161021 |