RU2650504C2 - Аварийная система охлаждения ядерного реактора - Google Patents
Аварийная система охлаждения ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2650504C2 RU2650504C2 RU2016113455A RU2016113455A RU2650504C2 RU 2650504 C2 RU2650504 C2 RU 2650504C2 RU 2016113455 A RU2016113455 A RU 2016113455A RU 2016113455 A RU2016113455 A RU 2016113455A RU 2650504 C2 RU2650504 C2 RU 2650504C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- cooling
- circuit
- coolant
- emergency
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 39
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 32
- 230000006837 decompression Effects 0.000 claims abstract description 7
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims abstract description 4
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 2
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 2
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 abstract 1
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 abstract 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 abstract 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 23
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 4
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 2
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к аварийной системе охлаждения ядерного реактора, в случае возможных аварий на энергетических ядерных, связанных с утечкой охлаждающей жидкости из первого контура системы охлаждения активной зоны реактора. Система охлаждения предназначена для ядерного реактора, размещенного в защитном кожухе, и содержит основные трубопроводы первого, второго и вспомогательного контуров, запорной арматуры и клапанов, трубопроводов аварийной системы. При аварийных ситуациях, связанных с разрывом или разуплотнением одного или нескольких из независимых трубопроводов подвода теплоносителя охлаждения реактора первого контура циркуляции, а также выхода из строя главного циркуляционного насоса, охлаждение активной зоны реактора восстанавливают при помощи второго контура за счет нагнетания охлаждающей жидкости главным питательным насосом через трубопроводы аварийной системы в первый контур, создающего большее давление в аварийной системе, что приводит к охлаждению реактора и исключает попадание радиоактивных элементов во второй контур, а питательный насос вспомогательного контура восстанавливает необходимый объем охладителя в конденсаторе. Техническим результатом является обеспечение возможности охлаждения активной зоны в случае утечки охлаждающей жидкости из первого контура системы охлаждения активной зоны реактора до момента вывода реактора на безопасный режим или его остановки. 1 ил.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и применяется на водо-водяных ядерных реакторах, содержащих аварийную систему охлаждения, и способу охлаждения, который может быть использован для охлаждения активной зоны ядерного реактора (далее - реактор) в случае возможной аварии, выражающейся в утечке охлаждающей жидкости из первого контура системы охлаждения реактора, выхода из строя главного циркуляционного насоса и служит для максимального уменьшения или исключения нерасчетного повышения температуры активной зоны реактора.
Надежность водо-водяных реакторов во многом определяется надежностью обеспечения отвода остаточного тепла от активной зоны в условиях разрыва или разуплотнения первого контура либо выхода из строя главного циркуляционного насоса. Для охлаждения активной зоны реактора в этих условиях обычно предусматривается система дополнительных расположенных выше реактора гидроемкостей, которые при нормальной работе реактора находятся в режиме ожидания.
Аварийная система содержит ядерный реактор, размещенный в защитном кожухе, основные трубопроводы первого, второго и контура от пруда охладителя, запорной арматуры и клапанов, трубопроводов аварийной системы.
Известна система по патенту RU №2037893 от 19.06.1995, которая содержит теплообменник и контур циркуляции теплоносителя ядерной энергоустановки, параллельно которому подключен струйный насос в виде инжектора-конденсатора. Вход струйного насоса по инжектируемой среде соединен с выпускным каналом теплообменника, впускной канал которого соединен с теплоисточником в области, предназначенной для конденсата. На выходном трубопроводе струйного насоса установлен обратный клапан, между которым и струйным насосом помещен конденсационный модуль, с помощью которого осуществляется запуск системы. Конденсат из теплоисточника (парогенератора или реактора) поступает в теплообменник, охлаждается в нем и подается в сопло инжектируемого потока струйного насоса. Недостатком такой системы является ограниченность ее действия по времени объемом выпариваемых запасов воды.
Известна система аварийного расхолаживания по патенту RU №111336 от 10.12.2011, в которой отвод остаточных тепловыделений от реактора происходит через промежуточный контур, теплообменник-конденсатор которого размещен в цистерне запаса воды, выпариваемой в атмосферу. После осушения цистерны водяной затвор в цистерне исчезает и теплообменник-конденсатор работает в режиме воздушного теплообменника. Недостатком такой системы является ограниченность времени ее эффективного действия в пассивном режиме запасами воды в цистерне, а также то, что про мере выпаривания воды уменьшаются поверхность теплообменника-конденсатора, охлаждаемая водой, и эффективность теплопередачи. Отвод остаточных тепловыделений после выпаривания запасов воды может быть недостаточным вследствие низкой эффективности теплоотдачи к воздуху.
Известна наиболее близкий к заявляемому изобретению и выбранный в качестве прототипа аварийная система по патенту RU №134687 от 20.11.2013, содержащая контур циркуляции теплоносителя, теплообменник, погруженный в водный объем емкости с запасом воды, отличающаяся тем, что емкость с запасом воды выполнена герметичной и снабжена устройством ограничения давления, а система пассивного отвода тепла дополнена атмосферной емкостью с запасом воды и пароводяным инжектором с подключением последнего по пару и через обратный клапан по воде к герметичной емкости с запасом воды, к запасу воды в атмосферной емкости, а также через обратный клапан - к атмосфере, при этом герметичная емкость с запасом воды соединена дренажным трубопроводом, на котором установлено пассивное устройство регулирования уровня воды в ней, с атмосферной емкостью запаса воды, расположенной ниже уровня установки герметичной емкости с запасом воды и соединенной трубопроводом с внешним водоемом. Недостатком данной системы является то, что система охлаждения является пассивной и не предусматривает охлаждение первого контура ядерного реактора.
Технической задачей, решаемой изобретением, является обеспечение более безопасной эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора и эффективного охлаждения активной зоны реактора при аварийных ситуациях, связанных с разрывом или разуплотнением одного или нескольких из независимых трубопроводов подвода теплоносителя первого контура циркуляции, а также выхода из строя главного циркуляционного насоса.
Техническая задача решается в результате использования заявленного изобретения и заключается в:
- отсутствии установки дорогостоящей аварийной системы с ограниченным внешним источником охлаждающей жидкости;
- использовании в аварийной системе приборов и оборудования, установленных на АЭС;
- использовании практически неограниченного источника охлаждения;
- отсутствии попадания радиоактивных веществ из первого контура охлаждения реактора во второй контур и окружающую среду, так как давление, создаваемое главным питательным насосом, превышает давление теплоносителя, создаваемое главным циркуляционным насосом;
- трубопроводы аварийной системы образуют замкнутый контур аварийного охлаждения, в зоне наименьшей вероятности разрыва первого контура охлаждения реактора;
- восстановлении необходимого объема циркулирующего теплоносителя в первом контуре и конденсаторе, что не позволит температуре в активной зоне реактора подняться выше критической до остановки ядерного реактора.
Изобретение поясняется чертежом, где на фиг. 1 изображен общий вид аварийной системы охлаждающего устройства ядерного реактора.
Аварийная система работает в двух режимах.
Первый режим: разрыв или разуплотнение трубопроводов первого контура циркуляции теплоносителя охлаждения ядерного реактора.
При разрыве или разуплотнении трубопроводов первого контура 11 циркуляции теплоносителя охлаждения ядерного реактора 2 (далее реактор), размещенного в защитном кожухе 1 в момент начала аварии, как только начнет падать давление теплоносителя в активной зоне реактора 2 и в первом контуре охлаждения 11, срабатывает аварийная система охлаждения реактора. Сразу открываются впускные и выпускные клапаны односторонней подачи теплоносителя трубопровода 4 и 10 аварийной системы. Охлаждающая вода под давлением, создаваемым главным питательным насосом 5 через впускной клапан трубопровода 4 и через выпускной клапан трубопровода аварийной системы 4, начинает поступать в первый контур 11 охлаждения реактора 2. При повышении давления в первом контуре охлаждения 11 за счет совместной работы главного питательного насоса 5 и главного циркуляционного насоса 13 теплоноситель, охлаждая активную зону реактора 2 за счет впускного клапана трубопровода 10 аварийной системы, перекрывающего доступ в первый контур 11 при помощи выпускного клапана трубопровода аварийной системы 10, поступает в парогенератор 12. В парогенераторе 12 теплоноситель разделяется на пар и воду. Пар по трубопроводу 14 поступает под давлением на паровую турбину 15, которая вращает ротор генератора 16. В дальнейшем за счет прокачки главного циркуляционного насоса 13 охлажденный теплоноситель поступает в первый контур охлаждения 11 реактора 2 и далее циркулирует с новым объемом охлаждающей воды из трубопровода аварийной системы 4 по описанной выше схеме.
Второй режим: разрыв, разуплотнение трубопроводов циркуляции теплоносителя первого контура 11 охлаждения ядерного реактора 2 в районе главного циркуляционного насоса 13 между парогенератором 12 и ядерным реактором 2 или прекращения работы главного циркуляционного насоса 13.
При разрыве разуплотнение трубопроводов циркуляции теплоносителя первого контура 11 в районе главного циркуляционного насоса 13 между парогенератором 12 и реактором 2 или прекращения его работы, в момент начала аварии, как только начнет падать давление теплоносителя в активной зоне реактора 2 и в первом контуре охлаждения 11, срабатывает аварийная система охлаждения реактора. Сразу включаются впускные и выпускные клапаны односторонней подачи теплоносителя трубопровода 4 и 10 аварийной системы. Охлаждающая вода под давлением, создаваемым главным питательным насосом 5 через впускной клапан трубопровода 4 и через выпускной клапан трубопровода аварийной системы 4, начинает поступать в первый контур 11 охлаждения реактора 2. При повышении давления в первом контуре охлаждения 11 за счет совместной работы главного питательного насоса 5 и главного циркуляционного насоса 13 теплоноситель, охлаждая активную зону реактора 2 за счет впускного клапана трубопровода 10 аварийной системы, перекрывающего доступ в первый контур 11 при помощи выпускного клапана трубопровода аварийной системы 10, поступает в парогенератор 12. В парогенераторе 12 теплоноситель разделяется на пар и воду. Пар по трубопроводу 14 поступает под давлением на паровую турбину 15, которая вращает ротор генератора 16. В дальнейшем за охлажденный теплоноситель через впускные и выпускные клапаны односторонней подачи теплоносителя трубопровода 3 аварийной системы за счет прокачки главного питательного насоса 5 охлажденный теплоноситель поступает в первый контур охлаждения 11 реактора 2 и далее циркулирует с новым объемом охлаждающей воды из трубопровода аварийной системы 4 по описанной выше схеме.
При уменьшении теплоносителя в конденсаторе 6, охлаждаемого при помощи питательного насоса 8, прокачивающего воду из пруда охладителя 9 по вспомогательному контуру 7, автоматически при помощи впускного клапана (на схеме не показано) пополняет запасы теплоносителя до необходимого уровня.
Изобретение является промышленно применимым, так как оно может применяться в промышленности в области выработки атомной энергии. Заявителем не выявлены источники, содержащие информацию о технических решениях, применяемых в настоящем изобретении, что позволяет сделать вывод о его соответствии критерию «новизна».
Изобретение имеет изобретательский уровень, так как для специалиста оно явным образом не следует из уровня техники. Существующий уровень техники для данного изобретения не содержит сведения, ставшие общедоступными в мире до даты приоритета изобретения.
Claims (1)
- Аварийная система охлаждения ядерного реактора, включающая ядерный реактор, размещенный в защитном кожухе, основные трубопроводы первого, второго и вспомогательного контуров, запорной арматуры и клапанов, трубопроводов аварийной системы, отличающаяся тем, что при аварийных ситуациях, связанных с разрывом или разуплотнением одного или нескольких из независимых трубопроводов подвода теплоносителя охлаждения реактора первого контура циркуляции, а также выхода из строя главного циркуляционного насоса, охлаждение активной зоны реактора восстанавливают при помощи второго контура за счет нагнетания охлаждающей жидкости главным питательным насосом через трубопроводы аварийной системы в первый контур, создавая большее давление в аварийной системе, что приводит к охлаждению реактора и исключает попадание радиоактивных элементов во второй контур, а питательный насос вспомогательного контура восстанавливает необходимый объем охладителя в конденсаторе.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016113455A RU2650504C2 (ru) | 2016-04-07 | 2016-04-07 | Аварийная система охлаждения ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016113455A RU2650504C2 (ru) | 2016-04-07 | 2016-04-07 | Аварийная система охлаждения ядерного реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2016113455A RU2016113455A (ru) | 2017-10-10 |
| RU2650504C2 true RU2650504C2 (ru) | 2018-04-16 |
Family
ID=60047927
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016113455A RU2650504C2 (ru) | 2016-04-07 | 2016-04-07 | Аварийная система охлаждения ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2650504C2 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2732857C1 (ru) * | 2018-11-01 | 2020-09-23 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) | Система пассивного отвода тепла реакторной установки |
| RU2777279C1 (ru) * | 2020-07-29 | 2022-08-02 | Коммиссариат А Ленергие Атомик Эт Аукс Энергиес Алтернативес | Реактор и способ обеспечения безопасности реактора на случай расплавления активной зоны |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100804405B1 (ko) * | 2007-02-28 | 2008-02-15 | 한국원자력연구원 | 원자로 용기와 단열재 사이의 간극에 냉각수를 순환시키기위한 냉각수 순환장치 및 그에 따른 냉각수 순환방법 |
| RU111336U1 (ru) * | 2011-07-08 | 2011-12-10 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного расхолаживания с комбинированным теплообменником |
| RU134687U1 (ru) * | 2013-04-08 | 2013-11-20 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" | Система пассивного отвода тепла реакторной установки |
| US8867690B2 (en) * | 2011-08-25 | 2014-10-21 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Pressurized water reactor with compact passive safety systems |
-
2016
- 2016-04-07 RU RU2016113455A patent/RU2650504C2/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100804405B1 (ko) * | 2007-02-28 | 2008-02-15 | 한국원자력연구원 | 원자로 용기와 단열재 사이의 간극에 냉각수를 순환시키기위한 냉각수 순환장치 및 그에 따른 냉각수 순환방법 |
| RU111336U1 (ru) * | 2011-07-08 | 2011-12-10 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного расхолаживания с комбинированным теплообменником |
| US8867690B2 (en) * | 2011-08-25 | 2014-10-21 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Pressurized water reactor with compact passive safety systems |
| RU134687U1 (ru) * | 2013-04-08 | 2013-11-20 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" | Система пассивного отвода тепла реакторной установки |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2732857C1 (ru) * | 2018-11-01 | 2020-09-23 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) | Система пассивного отвода тепла реакторной установки |
| RU2777279C1 (ru) * | 2020-07-29 | 2022-08-02 | Коммиссариат А Ленергие Атомик Эт Аукс Энергиес Алтернативес | Реактор и способ обеспечения безопасности реактора на случай расплавления активной зоны |
| RU2780492C1 (ru) * | 2020-07-29 | 2022-09-26 | Коммиссариат А Ленергие Атомик Эт Аукс Энергиес Алтернативес | Реактор и способ обеспечения безопасности реактора на случай расплавления активной зоны |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2016113455A (ru) | 2017-10-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| JP5876320B2 (ja) | 原子力プラント | |
| KR101463440B1 (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 | |
| CN104508753A (zh) | 用于核反应堆的深度防御安全范例 | |
| CN103903659A (zh) | 浮动核电站非能动余热排出系统 | |
| KR101594440B1 (ko) | 정지냉각계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| JP5904859B2 (ja) | 非常用炉心冷却装置およびこれを備える原子炉施設 | |
| KR101490177B1 (ko) | 피동잔열제거계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| JP2012233698A (ja) | 原子力プラントの非常用冷却装置 | |
| US11011279B2 (en) | Alternative circulation cooling method for emergency core cooling system, and nuclear power plant | |
| CN112289472A (zh) | 一种用于非能动核电厂的蒸汽发生器非能动补水系统 | |
| KR101535479B1 (ko) | 원자로냉각재계통 감압 시스템 및 이를 구비하는 원전 | |
| RU2650504C2 (ru) | Аварийная система охлаждения ядерного реактора | |
| JP2015534649A (ja) | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 | |
| EP3492811B1 (en) | Nuclear power plants | |
| KR101695363B1 (ko) | 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전 | |
| CN108447570B (zh) | 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出系统 | |
| KR20130099561A (ko) | 가압경수로의 증기발생기 비상보충계통 | |
| CN115240880A (zh) | 一种可实现持续排热的非能动余热排出系统及方法 | |
| JP6578134B2 (ja) | 水処理装置及び原子力設備 | |
| US11488733B2 (en) | Method and system for bringing a nuclear power plant into a safe state after extreme effect | |
| KR20140144573A (ko) | 피동잔열제거계통의 배기설비 | |
| WO2015093059A1 (ja) | 原子炉注水システム、原子力施設及び原子力プラントの配管系統 | |
| CA3066162C (en) | Method and system for bringing a nuclear power plant into a safe state after extreme effect | |
| JP2011185741A (ja) | 非常用炉心冷却系 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20210408 |