RU2473986C1 - Technological steam-reheating channel of straight-flow water-water nuclear reactor - Google Patents
Technological steam-reheating channel of straight-flow water-water nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2473986C1 RU2473986C1 RU2011137667/07A RU2011137667A RU2473986C1 RU 2473986 C1 RU2473986 C1 RU 2473986C1 RU 2011137667/07 A RU2011137667/07 A RU 2011137667/07A RU 2011137667 A RU2011137667 A RU 2011137667A RU 2473986 C1 RU2473986 C1 RU 2473986C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- water
- steam
- fixing plates
- channel
- holes
- Prior art date
Links
Images
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
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Abstract
Description
ИфИзобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к технологическим испарительно-пароперегревательным каналам прямоточного водо-водяного ядерного реактора.The invention relates to nuclear engineering, and more specifically to technological evaporative-steam superheating channels of a once-through water-cooled nuclear reactor.
Известен технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора, содержащий цилиндрический корпус с входом для воды и выходом для перегретого пара, кольцевые тепловыделяющие элементы, установленные в корпусе концентрично и с зазором относительно друг друга. Экономайзерно-испарительная зона канала образована пространством между корпусом канала и наружными поверхностями кольцевых тепловыделяющих элементов.Known technological superheating channel of a once-through water-cooled nuclear reactor containing a cylindrical body with an inlet for water and an outlet for superheated steam, ring heat-generating elements installed in the body concentrically and with a gap relative to each other. The economizer-evaporation zone of the channel is formed by the space between the channel body and the outer surfaces of the annular fuel elements.
Пароперегревательная зона образована зазорами между кольцевыми тепловыделяющими элементами. Тепловыделяющие элементы установлены между верхней и нижней опорными решетками. Коллектор насыщенного пара расположен над верхней решеткой, а коллектор перегретого пара расположен под нижней решеткой. Вход для воды выполнен в виде окон, расположенных в нижней части канала, а выход для перегретого пара расположен в нижней части канала под коллектором перегретого пара. В верхней части корпуса канала над коллектором насыщенного пара расположен сепаратор пара (Ушаков Г.Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоиздат, 1981, с.109, рис.2.16).The superheater zone is formed by the gaps between the annular fuel elements. Fuel elements are installed between the upper and lower support grids. The saturated steam collector is located above the upper grill, and the superheated steam collector is located below the lower grill. The water inlet is made in the form of windows located in the lower part of the channel, and the outlet for superheated steam is located in the lower part of the channel under the superheated steam collector. In the upper part of the channel body above the saturated steam collector there is a steam separator (Ushakov G. N. Technological channels and fuel elements of nuclear reactors. M: Energoizdat, 1981, p. 109, Fig. 2.16).
Недостатком известного устройства является неравномерность и нестабильность теплосъема с тепловыделяющих элементов по периметру экономайзерно-испарительной зоны.A disadvantage of the known device is the unevenness and instability of heat removal from the fuel elements around the perimeter of the economizer-evaporation zone.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому устройству является технологический испарительно-пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора (Патент РФ 2106700, Технологический испарительно-пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора, МПК G21C 3/00, 3/30, 3/32, оп.10.03.98. Бюл №7), содержащий корпус, выполненный в виде цилиндрической емкости, с входом для воды и выходом для перегретого пара, стержневые тепловыделяющие элементы, установленные в корпусе параллельно его оси и образующие экономайзерно-испарительную зону и пароперегревательную зону, которые гидравлически соединены между собой. Тепловыделяющие элементы пароперегревательной зоны размещены в виде шестигранного пучка в первой центральной обечайке. Тепловыделяющие элементы экономайзерно-испарительной зоны расположены в кольцевом пространстве между второй обечайкой и третьей обечайкой и в кольцевом пространстве между четвертой обечайкой и пятой обечайкой. Между обечайкой пароперегревательной зоны и обечайкой экономайзерно-испарительной зоны образован кольцевой зазор, который гидравлически соединен с выходом 3 для перегретого пара. Между обечайкой экономайзерно-испарительной зоны и корпусом образован кольцевой зазор, который гидравлически соединен с входом для воды.The closest set of essential features to the proposed device is a technological vapor-overheating channel of a once-through water-water nuclear reactor (RF Patent 2106700, Technological vapor-overheating channel of a once-through water-water nuclear reactor, IPC G21C 3/00, 3/30, 3 / 32, op.10.03.98. Bull No. 7), comprising a casing made in the form of a cylindrical container with an inlet for water and an outlet for superheated steam, rod fuel elements installed in the casing parallel to it si and forming economizer-vaporization zone and steam superheating zone, which are hydraulically interconnected. The heat-generating elements of the superheating zone are placed in the form of a hexagonal beam in the first central shell. The fuel elements of the economizer-evaporation zone are located in the annular space between the second shell and the third shell and in the annular space between the fourth shell and the fifth shell. An annular gap is formed between the shell of the superheater zone and the shell of the economizer-evaporation zone, which is hydraulically connected to the outlet 3 for superheated steam. An annular gap is formed between the shell of the economizer-evaporation zone and the body, which is hydraulically connected to the water inlet.
Недостатком известного устройства является недостаточно эффективный теплообмен между теплоносителем и тепловыделяющими элементами, обусловленный наличием прямолинейных каналов для движения теплоносителя при изменении его теплофизических параметров. При кипении воды возможен режим «снарядного» кипения с образованием протяженных паровых пузырей, приводящих к резкому снижению теплосъема с твэлов и, как следствие, повышению их температуры. Кроме того, при «снарядном» кипении возникают пульсации давления на выходе канала крайне нежелательные для агрегатов, потребляющих вырабатываемый каналом перегретый пар.A disadvantage of the known device is the insufficiently efficient heat transfer between the coolant and the fuel elements, due to the presence of rectilinear channels for the movement of the coolant when changing its thermophysical parameters. When boiling water, the mode of “shell” boiling is possible with the formation of extended steam bubbles, leading to a sharp decrease in heat removal from fuel rods and, as a consequence, an increase in their temperature. In addition, during “shell” boiling, pressure pulsations occur at the channel outlet which are extremely undesirable for units consuming superheated steam generated by the channel.
Техническим результатом, достигаемым изобретением, является расширение функциональных возможностей путем интенсификации теплообмена и повышение стабильности работы канала.The technical result achieved by the invention is to expand the functionality by intensifying heat transfer and increasing the stability of the channel.
Этот результат достигается тем, что известный технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора, содержащий цилиндрический корпус с входом в нижней части корпуса для воды и выходом в верхней части корпуса для перегретого пара, распределительную решетку для воды, снабжен шаровыми твэлами, фиксирующими пластинами, диафрагмой в средней части корпуса, сепаратором с трубчатыми каналами и отверстиями между ними, возвратными трубопроводами с эжекторными насадками в нижней части, распределительным клином в верхней части корпуса и кольцевым карманом на внутренней поверхности корпуса, причем шаровые твэлы закреплены в сферических лунках фиксирующих пластин, имеющих сквозные отверстия, шаровые твэлы с фиксирующими пластинами, собранные в пакет в нижней части корпуса, отделены от шаровых твэлов с фиксирующими пластинами в верхней части корпуса диафрагмой, образующей кольцевой канал с сепаратором, на криволинейной поверхности которого выполнены водоотводящие бортики, и паропропускающие отверстия, образующие ряды, совмещенные с зазорами между фиксирующими пластинами в верхней части корпуса, трубчатые каналы сепаратора со стоком в кольцевой карман на внутренней поверхности корпуса, соединенный возвратными трубопроводами и эжекторными насадками с нижней частью канала.This result is achieved by the fact that the known technological superheating channel of a once-through water-cooled nuclear reactor containing a cylindrical body with an entrance to the bottom of the body for water and an outlet at the top of the body for superheated steam, a distribution grid for water, is equipped with spherical fuel rods, fixing plates, a diaphragm in the middle of the housing, a separator with tubular channels and openings between them, return pipelines with ejector nozzles in the lower part, a distribution wedge ohm in the upper part of the casing and an annular pocket on the inner surface of the casing, and the ball fuel rods are fixed in the spherical holes of the fixing plates having through holes, the ball fuel rods with the locking plates assembled in a package in the lower part of the housing are separated from the ball fuel rods with the fixing plates in the upper parts of the casing with a diaphragm forming an annular channel with a separator, on the curved surface of which drainage boards are made, and vapor transmission holes forming rows aligned with the gaps between the fixing plates in the upper part of the housing, the tubular separator with drain channels in the annular pocket in the inner surface of the housing connected to the return line and ejector nozzles with the bottom of the channel.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 показан общий вид технологического пароперегревательного канала прямоточного водо-водяного ядерного реактора; на фиг.2 показан фрагмент водонагревательной и пароперегревательной зон канала; на фиг.3 приведено устройство сепаратора пара; на фиг.4 показано размещение шаровых твэлов на поверхности фиксирующих пластин, имеющих сквозные отверстия; на фиг.5 показан распределительный клин с отверстиями, совмещенными с зазорами между фиксирующими пластинами в пароперегревательной зоне канала.The invention is illustrated by drawings, where figure 1 shows a General view of the technological steam superheater channel direct-flow water-cooled nuclear reactor; figure 2 shows a fragment of the water heating and superheating zones of the channel; figure 3 shows the device of the steam separator; figure 4 shows the placement of ball fuel rods on the surface of the locking plates having through holes; figure 5 shows the distribution wedge with holes aligned with the gaps between the fixing plates in the superheat zone of the channel.
Технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора содержит цилиндрический корпус 1 с входом 2 в нижней части корпуса для воды и выходом 3 в верхней части корпуса для перегретого пара, распределительную решетку 4 для воды, шаровые твэлы 5, закрепленные в сферических лунках 6 фиксирующих пластин 7, шаровые твэлы 5 с фиксирующими пластинами 7, собранные в пакет в нижней части корпуса 1, образуют зону 8 нагрева воды и образования двухфазной насыщенной пароводяной смеси, а шаровые твэлы 5 с фиксирующими пластинами 7, собранные в пакет в верхней части корпуса 1, образуют пароперегревательную зону 9, в средней части корпуса 1 над зоной 8 нагрева воды установлена диафрагма 10 для сбора паро-водяной насыщенной смеси и образующая кольцевой канал 11 с сепаратором 12, на криволинейной внутренней поверхности со стороны зоны 8 нагрева воды которого выполнены водоотводящие бортики 13, отводящие поток 14 воды в трубчатые каналы 15, и отверстия 16 для прохождения потока 17 насыщенного пара через распределительный клин 18 в пароперегревательную зону 9, отделенная от пара вода из трубчатых каналов 15 попадает в карман 19, откуда по возвратным трубопроводам 20 и эжекторным насадкам 21 возвращается в зону 8 нагрева воды, фиксирующие пластины 7 имеют сквозные паропропускающие отверстия 22, распределительный клин 18 для насыщенного пара также имеет сквозные отверстия 23, образующие ряды, совмещенные с зазорами между фиксирующими пластинами 7 в пароперегревательной зоне 9.Technological steam superheating channel of a direct-flow water-cooled nuclear reactor contains a cylindrical body 1 with an inlet 2 at the bottom of the body for water and an outlet 3 at the top of the body for superheated steam, a distribution grid 4 for water,
Технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора работает следующим образом.Technological superheater channel direct-flow water-cooled nuclear reactor operates as follows.
Вода под давлением подается через вход 2 в нижней части корпуса 1 во внутреннюю полость канала, где распределительной решеткой 4 распределяется по зазорам между фиксирующими шаровые твэлы 5 пластинами 7. Проходя по извилистым каналам, образованным шаровыми твэлами 5 и сужениями с обратной стороны сферических лунок 6, вода нагревается до критической температуры. При этом за счет эффективной турбулизации и развитой поверхности теплообмена, так как в теплообмене участвуют и прилегающие к поверхности твэла участки фиксирующих пластин 7, удается существенно интенсифицировать теплообмен по сравнению с процессами в прототипе. На некоторой высоте водонагревательной зоны канала начинается процесс парообразования, однако, извилистый и разрывной характер траектории движения теплоносителя не позволяет образовываться большеразмерным паровым пузырям, характерным для «снарядного» режима кипения. Многократное дробление и перемешивание потока теплоносителя, в том числе и в поперечном направлении через сквозные отверстия 22 в фиксирующих пластинах 7, способствует созданию устойчивой мелкодисперсной пароводяной смеси на выходе из водонагревательной зоны 8 канала. Эта пароводяная смесь на выходе из водонагревательной зоны собирается диафрагмой 10 и через кольцевой канал 11 направляется на изогнутую внутреннюю поверхность сепаратора 12. При криволинейном движении вода, имеющая большую плотность, отбрасывается на поверхность сепаратора, а пар, двигаясь над пленкой воды, сдувает ее к периферии сепаратора, где бортики собирают воду и направляют ее в трубчатые каналы 15. Пар в этот момент проходит через сквозные отверстия 16 в сепараторе. Поскольку вода находится в каналах, она защищена от динамического воздействия потока пара и не выносится в верхнюю пароперегревательную зону корпуса. Вода из трубчатых каналов 15 сепаратора собирается в кольцевом кармане 19, расположенном на внутренней поверхности корпуса 1, откуда по возвратным трубопроводам 20, имеющим эжекторные насадки 21, возвращается в нижнюю часть корпуса, где смешивается с потоком входящей воды. Отделенный от микрокапель воды насыщенный пар, пройдя через отверстия 16 в сепараторе, попадает во внутреннюю полость распределительного клина 18, имеющего сквозные отверстия 23, образующие ряды, совмещенные с зазорами между фиксирующими пластинами 7 в пароперегревательной зоне 9, через которые пар попадает в проходы между шаровыми твэлами пароперегревательной зоны. В результате теплообмена температура пара повышается и перегретый пар поступает на выход 3.Water under pressure is supplied through the inlet 2 in the lower part of the housing 1 into the internal cavity of the channel, where the distribution grid 4 is distributed over the gaps between the
Таким образом, за счет введения шаровых твэлов и фиксирующих пластин, собранных в пакет, поток теплоносителя дробится и перемешивается в зазоре между смежными фиксирующими пластинами, а за счет сквозных отверстий происходит перемешивание теплоносителя между смежными зазорами. В результате осуществляется интенсификация теплообмена, чему также способствует увеличенная за счет фиксирующих пластин поверхность теплообмена.Thus, due to the introduction of ball fuel rods and fixing plates assembled in a package, the heat carrier flow is crushed and mixed in the gap between adjacent fixing plates, and due to through holes, the heat carrier is mixed between adjacent gaps. As a result, heat transfer is intensified, which is also facilitated by the heat transfer surface increased due to the fixing plates.
Введение в средней части корпуса сепаратора пара позволяет осуществить режимы работы водонагревательной и пароперегревательной зон канала с теплоносителем, состояние которого близко к однофазному. В результате уменьшаются скачки температуры и давления теплоносителя на выходе канала, что повышает стабильность и надежность работы канала. Кроме того, однофазное состояние теплоносителя дает возможность оптимизировать энерговыделение твэлов за счет изменения шага размещения на пластинах или изменения концентрации топлива.The introduction of a steam separator in the middle part of the housing allows operating modes of the water heating and superheating zones of the channel with a coolant, the state of which is close to single-phase. As a result, jumps in temperature and pressure of the coolant at the outlet of the channel are reduced, which increases the stability and reliability of the channel. In addition, the single-phase state of the coolant makes it possible to optimize the energy release of fuel rods by changing the pitch of the placement on the plates or changing the fuel concentration.
Использование изобретения обеспечивает расширение функциональных возможностей путем интенсификации теплообмена и повышение стабильности работы канала.The use of the invention provides the expansion of functionality by intensifying heat transfer and increasing the stability of the channel.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011137667/07A RU2473986C1 (en) | 2011-09-14 | 2011-09-14 | Technological steam-reheating channel of straight-flow water-water nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011137667/07A RU2473986C1 (en) | 2011-09-14 | 2011-09-14 | Technological steam-reheating channel of straight-flow water-water nuclear reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2473986C1 true RU2473986C1 (en) | 2013-01-27 |
Family
ID=48807138
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011137667/07A RU2473986C1 (en) | 2011-09-14 | 2011-09-14 | Technological steam-reheating channel of straight-flow water-water nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2473986C1 (en) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1093618A (en) * | 1964-12-08 | 1967-12-06 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
CA1167176A (en) * | 1981-10-09 | 1984-05-08 | George M. Barns | Fuel bundle with skewed elements |
RU2106700C1 (en) * | 1996-08-06 | 1998-03-10 | Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники | Evaporation-reheat process channel of direct-flow water-moderated reactor |
RU2307981C1 (en) * | 2006-01-10 | 2007-10-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Центральный научно-исследовательский институт имени акад. А.Н. Крылова" (ФГУП "ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова") | Steam-generating device |
-
2011
- 2011-09-14 RU RU2011137667/07A patent/RU2473986C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1093618A (en) * | 1964-12-08 | 1967-12-06 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
CA1167176A (en) * | 1981-10-09 | 1984-05-08 | George M. Barns | Fuel bundle with skewed elements |
RU2106700C1 (en) * | 1996-08-06 | 1998-03-10 | Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники | Evaporation-reheat process channel of direct-flow water-moderated reactor |
RU2307981C1 (en) * | 2006-01-10 | 2007-10-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Центральный научно-исследовательский институт имени акад. А.Н. Крылова" (ФГУП "ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова") | Steam-generating device |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN104335286B (en) | Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors | |
KR101437481B1 (en) | Nuclear reactor and method of cooling nuclear reactor | |
KR101129735B1 (en) | Nuclear reactor | |
CN104167231A (en) | Concrete containment passive cooling system | |
JP2576292B2 (en) | Condenser and power plant using the same | |
RU2473986C1 (en) | Technological steam-reheating channel of straight-flow water-water nuclear reactor | |
KR101940356B1 (en) | Anti-clogging steam generator tube bundle | |
US5106573A (en) | BWR Natural steam separator | |
US3185630A (en) | Boiling coolant reactor with integral vapor separation and nuclear superheat | |
KR20160041988A (en) | Continuous flow steam generator with a two-pass boiler design | |
JPS5828481B2 (en) | joukihatsuseiki | |
US8953735B2 (en) | Steam generator dual system sludge and loose parts collector | |
US4019871A (en) | Recombiner apparatus | |
RU2106700C1 (en) | Evaporation-reheat process channel of direct-flow water-moderated reactor | |
RU2728279C1 (en) | Cooled wall of high-temperature processes reactor | |
JP2510006B2 (en) | Fuel bundles for boiling water reactors | |
RU2301373C1 (en) | Steam generator module | |
RU2196272C2 (en) | Steam generator | |
RU2546934C1 (en) | Horizontal steam generator | |
RU2740042C1 (en) | Nuclear reactor wall cooling system | |
KR101501463B1 (en) | Cooling Apparatus for Reactor | |
US10049775B2 (en) | Steam separation system and nuclear boiling water reactor including the same | |
RU2236048C1 (en) | Nuclear reactor | |
RU2020617C1 (en) | Boiling shell-type water-moderated reactor | |
CN217080584U (en) | Heat recovery device and power plant steam turbine drainage system |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170915 |