RU2497208C1 - Система расхолаживания ядерного канального реактора - Google Patents
Система расхолаживания ядерного канального реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2497208C1 RU2497208C1 RU2012122946/07A RU2012122946A RU2497208C1 RU 2497208 C1 RU2497208 C1 RU 2497208C1 RU 2012122946/07 A RU2012122946/07 A RU 2012122946/07A RU 2012122946 A RU2012122946 A RU 2012122946A RU 2497208 C1 RU2497208 C1 RU 2497208C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- headers
- pumps
- collectors
- blowdown
- 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
Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора. Система расхолаживания ядерного канального реактора включает технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами. Между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установлены ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключен к линии продувочной воды. Технический результат - поддержание безопасного состояния активной зоны, возможность замены технологических каналов и ремонтных работ на всасывающей и напорной частях оборудования контура многократной принудительной циркуляции без останова процесса расхолаживания реактора, сокращение времени простоя реактора во время плановых остановов на ремонт. 1 ил.
Description
Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к системам охлаждения ядерного канального реактора и может быть использовано для расхолаживания реактора.
С целью обеспечения безопасности основной металлоемкой части энергетического блока АЭС - реактора, контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) и его вспомогательных систем необходимо осуществлять постоянный отвод тепла (расхолаживание). В уровне техники обнаружена система расхолаживания ядерного канального реактора, включающая технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, напорные, всасывающие, раздаточно-групповые коллекторы, главные циркуляционные насосы, насосы расхолаживания, регенераторы и доохладители продувки, байпасную очистку, теплообменники, баки (Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов «Канальный ядерный энергетический реактор» - М.: Атомиздат, 1980 г., стр.80-89).
Наиболее близкий аналог заявляемого изобретения описан в книге М.А. Абрамова, В.И. Авдеева «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК» - М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г., стр.110-142. Указанная система расхолаживания ядерного канального реактора содержит технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак (бак чистого конденсата), питательные насосы (питательные электронасосы), линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы (регенераторы продувки), байпасную очистку, соединенные трубопроводами. Расхолаживание производят путем поочередного отключения главных циркуляционных насосов (ГЦН), снижения давления и температуры теплоносителя в КМПЦ, включения насосов расхолаживания и последующего останова ГЦН. Режим расхолаживания предусматривает прокачку теплоотводящей среды через основное оборудование и коммуникации КМПЦ, поэтому доступ в это оборудование и к коммуникациям, промышленному персоналу, для выполнения ремонтных работ невозможен.
Недостатком ближайшего аналога является невозможность проведения ремонтных работ на оборудовании КМПЦ без останова процесса расхолаживания реактора.
Задача, решаемая изобретением, заключается в обеспечении возможности проведения ремонта оборудования КМПЦ без останова процесса расхолаживания реактора.
Сущность изобретения состоит в том, что в системе расхолаживания ядерного канального реактора, включающей технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами, предложено между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установить ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключить к линии продувочной воды.
Применение дополнительно установленных ремонтных коллекторов между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами позволяет обеспечить доступ к технологическим каналам, а также напорной и всасывающей части КМПЦ для проведения ремонтных работ без длительного расхолаживания реактора. Аварийный бак подключен к линии продувочной воды для регулирования и поддержания уровня воды в системе водообеспечения.
Система расхолаживания ядерного канального реактора, приведенная на фиг.1 состоит из барабан-сепараторов 1, всасывающих коллекторов 2, главных циркуляционных насосов 3, напорных 4 и раздаточно-групповых коллекторов 5, запорно-регулирующих клапанов 6, задвижки на линии забора воды 7. Аварийный бак 8 соединяется трубопроводами через питательные насосы 9 и задвижки 10, 11 с линией продувочной воды 12. Причем связь между задвижками 10, 11 осуществляется путем разборки фланцевых разъемов крышек задвижек 10, 11 и установки на их место дополнительного трубопровода 21.
Ремонтные коллекторы 13 соединены с коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов 14 и через расходомеры 15 с технологическими каналами реактора 16. Также система расхолаживания включает насосы расхолаживания 17, доохладители продувки 18, байпасную очистку 19, регенераторы 20.
Схема подачи воды в системе расхолаживания ядерного канального реактора выделена на фиг.1 жирными линиями и заключается в следующем. Задвижка на линии забора воды 7 находится в закрытом состоянии. Из барабан-сепараторов 1 вода по трубопроводам поступает в технологические каналы реактора 16 для его расхолаживания и далее через расходомеры 15 подается в ремонтные коллекторы 13. При этом запорно-регулирующие клапаны 6 выбранных для замены технологических каналов находятся в закрытом состоянии. Затем вода собирается в коллекторах продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов 14 и забирается насосами расхолаживания 17, прокачивается через доохладитель продувки 18, байпасную очистку 19 и регенераторы 20, где происходит ее охлаждение, и далее поступает в барабан-сепараторы 1. Подпитка системы расхолаживания производится на линию продувочной воды 12 из аварийного бака 8 по трубопроводам посредством питательных насосов 9 через задвижки 10, 11 и дополнительный трубопровод 21. Причем задвижка 10 перекрывает поступление подаваемой воды в систему аварийного расхолаживания реактора (САОР).
Использование предложенной системы расхолаживания ядерного канального реактора обеспечивает поддержание безопасного состояния активной зоны, позволяет проводить замену технологических каналов и ремонтные работы на всасывающей и напорной частях оборудования КМПЦ без останова процесса расхолаживания реактора. При этом уменьшается время простоя реактора во время плановых остановов на ремонт.
Claims (1)
- Система расхолаживания ядерного канального реактора, включающая технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установлены ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключен к линии продувочной воды.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012122946/07A RU2497208C1 (ru) | 2012-06-04 | 2012-06-04 | Система расхолаживания ядерного канального реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012122946/07A RU2497208C1 (ru) | 2012-06-04 | 2012-06-04 | Система расхолаживания ядерного канального реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2497208C1 true RU2497208C1 (ru) | 2013-10-27 |
Family
ID=49446867
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012122946/07A RU2497208C1 (ru) | 2012-06-04 | 2012-06-04 | Система расхолаживания ядерного канального реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2497208C1 (ru) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54138996A (en) * | 1978-04-19 | 1979-10-27 | Hitachi Ltd | Emergency core cooler for reactor |
| WO1992001297A1 (en) * | 1990-07-10 | 1992-01-23 | General Electric Company | Reactor-core isolation cooling system with dedicated generator |
| EP0405720B1 (en) * | 1989-06-26 | 1995-11-22 | Westinghouse Electric Corporation | Passive safety injection system using borated water |
| RU107386U1 (ru) * | 2011-01-11 | 2011-08-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора |
-
2012
- 2012-06-04 RU RU2012122946/07A patent/RU2497208C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54138996A (en) * | 1978-04-19 | 1979-10-27 | Hitachi Ltd | Emergency core cooler for reactor |
| EP0405720B1 (en) * | 1989-06-26 | 1995-11-22 | Westinghouse Electric Corporation | Passive safety injection system using borated water |
| WO1992001297A1 (en) * | 1990-07-10 | 1992-01-23 | General Electric Company | Reactor-core isolation cooling system with dedicated generator |
| RU107386U1 (ru) * | 2011-01-11 | 2011-08-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Доллежаль Н.А. и др. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с.208. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CA2737410C (en) | Heat recovery for bitumen froth treatment plant integration with sealed closed-loop cooling circuit | |
| JO3697B1 (ar) | نظام لإزالة حرارة سلبية من مفاعل مضبوط ضغط الماء من خلال مولد البخار | |
| RU2497208C1 (ru) | Система расхолаживания ядерного канального реактора | |
| CN102684454A (zh) | 一种直流输电换流阀复合外冷却系统 | |
| RU125758U1 (ru) | Система расхолаживания ядерного канального реактора | |
| KR102527023B1 (ko) | 블로다운 및 배수 시스템이 구비된 2중 회로 원자로 증기 발생 장치 | |
| US20130283829A1 (en) | Method for providing a refrigerant medium in a secondary cycle | |
| SE0900901A1 (sv) | Metod och anordning för att sterilisera vatten för spolning av kolvarna i en kolvpump eller en homogenisator | |
| CN111977758B (zh) | 一种间接空冷系统循环水智能净化系统及其使用方法 | |
| CN102664515B (zh) | 一种变流器功率模块冷却装置 | |
| RU107386U1 (ru) | Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора | |
| CN207050492U (zh) | 一种废水余热回收系统 | |
| CN205223440U (zh) | 一种预氧炉往复罗拉冷却循环装置 | |
| JP4533818B2 (ja) | 非常用補機冷却系の改造工法 | |
| CN117687487B (zh) | 一种自配置冷热源液冷装置 | |
| CN104708490B (zh) | 一种机械冷却循环系统 | |
| CN204943961U (zh) | 一种半导体循环制冷系统 | |
| CN219709300U (zh) | 一种设备降温系统的过滤系统 | |
| CN211012058U (zh) | 自备电站冷却系统 | |
| CN220541197U (zh) | 一种余热回收供热系统 | |
| CN219264264U (zh) | 一种表面式间接空冷系统循环水水质的控制系统 | |
| CN217556004U (zh) | 一种净化scal型间接空冷机组循环水的小型装置 | |
| CN109639104B (zh) | 一种直流输电换流阀循环冷却装置及直流输电设备 | |
| CN108745227A (zh) | 一种用于石墨反应器的新型冷却系统及冷却工艺 | |
| WO2015019497A1 (ja) | 原子炉冷却システム |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180605 |