RU2649408C1

RU2649408C1 - Устройство аварийного охлаждения реакторной установки

Info

Publication number: RU2649408C1
Application number: RU2017118899A
Authority: RU
Inventors: Владимир Евгеньевич Михайлов; Леонид Арсеньевич Хоменок
Priority date: 2017-05-30
Filing date: 2017-05-30
Publication date: 2018-04-03

Abstract

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с реактором, охлаждаемым водой под давлением, и представляет собой устройство аварийного охлаждения реакторной установки, которое содержит ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном, с турбиной и питательным трубопроводом, на котором установлена запорная арматура и обратный клапан с питательным электронасосом. Парогенератор снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с водой с предохранительной мембраной на входе линии перелива и охлаждающего контура, соединенного трубопроводом с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом и обратным клапаном. А также парогенератор соединён с расположенным в баке с водой барботажным устройством, с быстродействующей редукционной установкой, размещенной на паропроводе, и с противодавленческой паровой турбиной. Технический результат – повышение надёжности аварийного охлаждения реакторной установки. 1 ил.

Description

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с реактором, охлаждаемым водой под давлением.

Известны системы активного охлаждения реакторной установки, дающие возможность отвода тепла за счет сбросов пара из парогенератора в имеющееся оборудование тепловой схемы станции, например сбросом пара в технологический конденсатор поверхностного типа либо непосредственно в конденсатор турбины через быстродействующее редукционное устройство, используется также аварийный сброс пара прямо в атмосферу («Ядерные энергетические установки» под ред. Н.А. Доллежаля, М.: Энергоатомиздат, 1983, с. 20-25).

Недостатком данной системы аварийного охлаждения является то, что сброс пара в технологический конденсатор или конденсатор турбины возможен только при наличии электропитания в установке.

Известен способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции и устройство для его осуществления, позволяющий при полном обесточивании благодаря использованию остаточных тепловыделений реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке с генератором постоянного тока, находящимся на одном валу с турбиной паротурбинной установки, выработать постоянный ток, необходимый для питания системы управления техническими средствами энергоблока (RU 2162621, МПК: G21C 15/18, опубликовано 27.01.2001).

Недостатком известного способа является необходимость преобразования постоянного тока в переменный, то есть наличие дополнительных преобразователей и, как следствие, зависимость частоты переменного тока от нагрузки турбины.

Известна система аварийного охлаждения реакторной установки, содержащая ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, снабженным аварийным контуром, состоящим из поверхностного конденсатора, погруженного в бак с водой, насоса, установленного на питательном трубопроводе парогенератора и аварийного клапана на сливной линии конденсатора, при этом система дополнительно содержит паробарботажное устройство, размещенное в общем с конденсатором баке с водой, а на входном паропроводе паробарботажного устройства размещена быстродействующая редукционная установка (RU 2050025, МПК: G21C 15/18, опубликовано 10.12.1995).

По совокупности признаков это известное техническое решение является наиболее близким к заявленному и принято за прототип.

Недостатком известного устройства, принятого за прототип, является сложность системы, содержащей большое количество взаимосвязанного оборудования, а также сложность системы включения в работу аварийного клапана, обеспечивающего циркуляцию конденсата в аварийном отводе, что нарушает работу всей аварийной системы при потере электропитания реакторной установки.

Заявленное техническое решение позволяет значительно упростить систему аварийного расхолаживания реакторной установки за счет размещения в устройстве дополнительной противодавленческой турбины с асинхронизированным генератором, обеспечивающих надежное электропитание механизмов и арматуры в широком диапазоне изменения режимов работы турбины из-за изменения расхода и параметров питающего ее пара, что приводит к повышению надежности аварийного охлаждения реакторной установки.

Предложено устройство аварийного охлаждения реакторной установки, включающее ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном - с турбиной и питательным трубопроводом, с установленными на нем запорной арматурой и обратным клапаном - с питательным электронасосом, при этом парогенератор снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с водой с предохранительной мембраной на входе, линии перелива и охлаждающего контура, соединенного трубопроводом с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом и обратным клапаном - с парогенератором, и расположенным в баке с водой барботажным устройством, с быстродействующей редукционной установкой, размещенной на паропроводе, кроме этого устройство дополнительно содержит противодавленческую паровую турбину с асинхронизированным генератором переменного тока, соединенную посредством соединительных трубопроводов с быстродействующей редукционной установкой, парогенератором, барботажным устройством и, посредством трубопровода с установленным на нем расширителем с резервным теплогидроаккумулятором, - с паропроводом.

Изобретение иллюстрируется чертежом.

Устройство включает ядерный реактор 1, соединенный циркуляционными трубопроводами 2 с парогенератором 3 с трубным пучком 4. Парогенератор 3 соединен паропроводом 5 с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном 6, с турбиной и питательным трубопроводом 7 с установленными на нем запорной арматурой 8 и обратным клапаном 9 - с питательным электронасосом 10. Парогенератор 3 снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с обессоленной охлаждающей водой 11, соединенного трубопроводом 12, с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом 13 и обратным клапаном 14 - с парогенератором 3 и расположенным в баке с водой 11 барботажным устройством 15. На паропроводе 5 размещена быстродействующая редукционная установка 16. Бак с водой 11 снабжен линией перелива 17. Устройство дополнительно содержит противодавленческую паровую турбину 18 с асинхронизированным генератором переменного тока 19, соединенную посредством соединительных трубопроводов 20 с быстродействующей редукционной установкой 16, с парогенератором 3, барботажным устройством 15. Противодавленческая паровая турбина 18 посредством трубопровода 21 с установленными на нем расширителем 22 с резервным теплогидроаккумулятором 23 соединена с паропроводом 5. На баке с водой 11 установлена предохранительная мембрана 24.

Устройство работает следующим образом.

В парогенератор 3 по питательному трубопроводу 7 питательным электронасосом 10 подается вода, нагрев и испарение которой обеспечивает отвод тепла от ядерного реактора 1 за счет охлаждения воды первого (реакторного) контура в трубном пучке 4 парогенератора 3, а образующийся в парогенераторе 3 пар отводится по паропроводу 5 к турбине. При аварии с полным обесточиванием станции и последующей остановкой реактора 1 перекрывается быстродействующий запорно-отсечной клапан 6 и отключается из-за обесточивания питательный электронасос 10.

При аварии с потерей электропитания, но также приводящей к остановке реактора 1, закрываются клапан 6 и запорная арматура 8, включается быстродействующая редукционная установка 16, электроприводной клапан которой открывается при повышении давления в парогенераторе 3 или от другого сигнала системы блокировки, например разгерметизации первого контура, пар из паропровода 5 поступает в противодавленческую паровую турбину 18 с асинхронизированным генератором переменного тока 19, который дает ток обесточенным электромеханизмам, отработанный пар из турбины 18 поступает в барботажное устройство 15, смешивается с водой бака 11 и вспомогательным питательным электронасосом 13 возвращается в парогенератор 3. Применение асинхронизированного генератора переменного тока 19 обеспечивает выработку переменного тока постоянной частоты независимо от режима работы по расходу и параметрам противодавленческой паровой турбины 18, что также важно при подаче пара в турбину из расширителя 22, в котором образуется пар за счет энергии теплогидроаккумулятора 23. Предохранительная мембрана 24 исключает превышение давления в баке 11.

Claims

Устройство аварийного охлаждения реакторной установки, включающее ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном - с турбиной и питательным трубопроводом с установленными на нем запорной арматурой и обратным клапаном - с питательным электронасосом, при этом парогенератор снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с водой с предохранительной мембраной на входе, линии перелива и охлаждающего контура, соединенного трубопроводом с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом и обратным клапаном - с парогенератором, и расположенным в баке с водой барботажным устройством, быстродействующей редукционной установкой, размещенной на паропроводе, отличающееся тем, что устройство дополнительно содержит противодавленческую паровую турбину с асинхронизированным генератором переменного тока, соединенную посредством соединительных трубопроводов с быстродействующей редукционной установкой, парогенератором, барботажным устройством и, посредством трубопровода с установленным на нем расширителем с резервным теплогидроаккумулятором - с паропроводом.