RU2653053C2 - Система аварийного расхолаживания ядерного реактора - Google Patents
Система аварийного расхолаживания ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2653053C2 RU2653053C2 RU2016130616A RU2016130616A RU2653053C2 RU 2653053 C2 RU2653053 C2 RU 2653053C2 RU 2016130616 A RU2016130616 A RU 2016130616A RU 2016130616 A RU2016130616 A RU 2016130616A RU 2653053 C2 RU2653053 C2 RU 2653053C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat exchange
- steam generator
- emergency
- exchange elements
- circuit
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 18
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 13
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 abstract 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 4
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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 системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора. Теплообменные элементы расположены между теплообменными элементами парогенератора. Коллектор подвода охлаждающей воды в теплообменные элементы аварийного контура расположен внутри коллектора подвода питательной воды в теплообменные элементы парогенератора, а коллектор отвода охлаждающей воды из аварийного контура размещен в крышке парогенератора. Теплообменные элементы парогенератора и аварийного контура выполнены в виде змеевиков, которые расположены вокруг центральной трубы, в которой размещены трубы подвода питательной и охлаждающей воды. Заявленная система аварийного расхолаживания ядерного реактора совмещена с парогенератором путем размещения теплообменной поверхности теплообменника аварийного контура в корпусе парогенератора. Техническим результатом является уменьшение габаритов установки и повышение надежности работы системы расхолаживания за счет сокращения исключения дополнительных корпусов и трубопроводов первого контура с сохранением работоспособности системы аварийного расхолаживания реактора. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в энергетических установках с реактором, охлаждаемым водой под давлением, и предназначено для аварийного расхолаживания, основанного на отводе остаточных тепловыделений.
Известна система пассивного отвода тепла водо-водяных энергетических реакторов в виде отдельного циркуляционного контура, включающего парогенератор и воздушный теплообменник. Отвод остаточных тепловыделений в реакторе осуществляется путем отвода пара из парогенератора в воздушный теплообменник (см., например, патент №200232 RU, опубл. 30.10.1993, кл. МПК G21C 15/18).
Недостатком такой системы является значительные габаритные размеры воздушного теплообменника и вытяжной трубы, обусловленные низкими теплофизическими параметрами воздуха
Известна пассивная система расхолаживания реактора в виде отдельного циркуляционного контура, имеющего дополнительно промежуточный контур охлаждения, включающий теплообменник водяного охлаждения (см., например, патент №52245 RU, опубл. 10.03.2006, кл. МПК G21C 15/18).
Недостатком такой системы является ограниченный диапазон температуры первого контура, при котором система работает эффективно в двухфазном режиме циркуляции промежуточного контура. При понижении температуры первого контура система аварийного отвода тепла переходит в низкоэффективный режим однофазной циркуляции.
Известна система пассивного отвода тепла от ядерного реактора, в которой на линии отвода пара в воздушный теплообменник установлен теплообменник, охлаждаемый водой атмосферного бака (см., например, патент №2067720 RU, опубл. 10.10.1996, кл. МПК G21C 15/18).
Недостатком такой системы являются значительные габариты системы, обусловленные габаритами теплообменника воздушного охлаждения бака с запасом воды.
Известна система аварийного охлаждения реакторной установки, содержащей ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, снабженным аварийным контуром, состоящим из теплообменной поверхности (поверхностного конденсатора), погруженного в бак с водой (см., например, патент №2050025 RU, опубл. 10.12.1995, кл. МПК G21C 15/18).
Недостатком такой системы являются большие габариты, наличие дополнительного оборудования и арматуры.
По наибольшему числу общих признаков патент №2050025 выбираем за прототип.
Технической задачей является создание системы аварийного расхолаживания ядерного реактора, совмещенной с парогенератором, путем размещения теплообменной поверхности теплообменника аварийного контура в корпусе парогенератора.
Решение технической задачи позволяет уменьшить габариты установки и повысить надежность работы системы расхолаживания за счет сокращения исключения дополнительных корпусов и трубопроводов первого контура с сохранением работоспособности системы аварийного расхолаживания реактора.
Задача решается тем, что в системе аварийного охлаждения ядерного реактора, включающей ядерный реактор, парогенератор, снабженный аварийным контуром, состоящим из теплообменной поверхности, теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора и расположенных между теплообменными элементами парогенератора, причем коллектор подвода охлаждающей воды в теплообменные элементы аварийного контура расположен внутри коллектора подвода питательной воды в теплообменные элементы парогенератора, а коллектор отвода охлаждающей воды из аварийного контура размещен в крышке парогенератора.
Теплообменные элементы парогенератора и аварийного контура выполнены в виде змеевиков, которые расположены вокруг центральной трубы, в которой размещены трубы подвода питательной и охлаждающей воды.
Суть технического решения поясняется чертежом, где:
на фиг. 1 показана общая схема системы аварийного расхолаживания;
на фиг. 2 изображена верхняя часть парогенератора с элементами системы аварийного расхолаживания.
Система аварийного расхолаживания ядерного реактора включает ядерный реактор 1, соединенный циркуляционными трубопроводами 2 с парогенератором 4, емкость охлаждающей воды 3, соединенную с атмосферой и расположенной выше парогенератора 4 с размещенном в ней теплообменником-конденсатором 5, который соединен трубопроводами через запорную арматуру с теплообменной поверхностью аварийного контура 17, расположенной в корпусе 6 парогенератора 4.
Парогенератор состоит из корпуса 6 с крышкой 7. Крышка 7 снабжена патрубком 8 и коллектором 9 отвода пара от теплообменной поверхности аварийного контура, а также патрубком 10 и коллектором 11 подвода охлаждающей воды к теплообменной поверхности аварийного контура, который расположен в полости коллектора 12 подвода питательной воды к теплообменной поверхности парогенератора 4 через патрубок 13. Отвод пара от теплообменной поверхности парогенератора осуществлен через коллектор пара 14 и патрубок 15. В корпусе 6 расположены теплообменные элементы 16, образующие теплообменную поверхность парогенератора 4, и теплообменные элементы 17, образующие теплообменную поверхность аварийного контура. Теплообменные элементы 16 и 17 выполнены в виде змеевиков, навитых вокруг центральной трубы 18, в полости которой размещены трубы подвода питательной воды 19 и трубы подвода охлаждающей воды 20.
Требуемые теплогидравлические характеристики теплообменной поверхности аварийного контура обеспечиваются расположением теплообменных элементов 17 на определенном диаметре в расчетном количестве, а также с использованием заходности змеевиков и размеров труб, которые могут отличаться от размеров труб парогенератора.
Система аварийного расхолаживания работает следующим образом.
Во время нормальной эксплуатации реакторной установки теплообменные элементы аварийного контура 17 по внутритрубному пространству осушены и не участвуют в работе в составе парогенератора 4.
При авариях, связанных с невозможностью расхолаживаться штатными системами расхолаживания, теплообменная поверхность аварийного контура работает в составе пассивного канала системы аварийного расхолаживания.
При включении системы в работу происходит открытие запорной арматуры на опускном участке трубопровода от теплообменника конденсатора 5. Вода из него самотеком подается к патрубку 10 подвода охлаждающей воды к теплообменной поверхности аварийного контура, затем через коллектор 11 трубы 20 на вход теплообменной поверхности аварийного контура, в котором подогревается до температуры кипения, испаряется, и через коллектор 9 и патрубок 8 по трубопроводу поступает на вход теплообменника-конденсатора 5. В теплообменнике-конденсаторе 5 пар отдает тепло через теплопередающую поверхность воде, находящейся в емкости 3, связанной с атмосферой, конденсируется, и конденсат самотеком опять поступает к патрубку 10 подвода охлаждающей воды к теплообменной поверхности аварийного контура.
Применение парогенератора со встроенной теплообменной поверхностью аварийного контура позволяет уменьшить габариты установки и повысить надежность работы системы расхолаживания за счет исключения дополнительных корпусов и трубопроводов первого контура с сохранением работоспособности системы аварийного расхолаживания реактора.
Claims (3)
1. Система аварийного охлаждения ядерного реактора, включающая ядерный реактор, парогенератор, снабженный аварийным контуром, состоящим из теплообменной поверхности, отличающаяся тем, что теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора и расположенных между теплообменными элементами парогенератора, причем коллектор подвода охлаждающей воды в теплообменные элементы аварийного контура расположен внутри коллектора подвода питательной воды в теплообменные элементы парогенератора, а коллектор отвода охлаждающей среды из аварийного контура размещен в крышке парогенератора.
2. Система аварийного охлаждения ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что теплообменные элементы парогенератора и аварийного контура выполнены в виде змеевиков.
3. Система аварийного охлаждения ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что теплообменные поверхности парогенератора и аварийного контура расположены вокруг центральной трубы, в которой размещены трубы подвода питательной и охлаждающей воды.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016130616A RU2653053C2 (ru) | 2016-07-25 | 2016-07-25 | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016130616A RU2653053C2 (ru) | 2016-07-25 | 2016-07-25 | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2016130616A RU2016130616A (ru) | 2018-01-30 |
| RU2653053C2 true RU2653053C2 (ru) | 2018-05-07 |
Family
ID=61173960
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016130616A RU2653053C2 (ru) | 2016-07-25 | 2016-07-25 | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2653053C2 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2771224C1 (ru) * | 2021-04-12 | 2022-04-28 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Способ аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки и устройство для его осуществления (варианты) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2050025C1 (ru) * | 1992-05-14 | 1995-12-10 | Научно-Производственное Объединение По Исследованию И Проектированию Энергетического Оборудования Им.И.И.Ползунова | Система аварийного охлаждения реакторной установки |
| RU2067720C1 (ru) * | 1992-01-16 | 1996-10-10 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Система пассивного отвода тепла |
| RU2341834C1 (ru) * | 2007-03-30 | 2008-12-20 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") | Система аварийного расхолаживания реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем |
| EP2518731A2 (en) * | 2011-04-27 | 2012-10-31 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear power plant, fuel pool water cooling facility and method thereof |
-
2016
- 2016-07-25 RU RU2016130616A patent/RU2653053C2/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2067720C1 (ru) * | 1992-01-16 | 1996-10-10 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Система пассивного отвода тепла |
| RU2050025C1 (ru) * | 1992-05-14 | 1995-12-10 | Научно-Производственное Объединение По Исследованию И Проектированию Энергетического Оборудования Им.И.И.Ползунова | Система аварийного охлаждения реакторной установки |
| RU2341834C1 (ru) * | 2007-03-30 | 2008-12-20 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") | Система аварийного расхолаживания реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем |
| EP2518731A2 (en) * | 2011-04-27 | 2012-10-31 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear power plant, fuel pool water cooling facility and method thereof |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2771224C1 (ru) * | 2021-04-12 | 2022-04-28 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Способ аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки и устройство для его осуществления (варианты) |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2016130616A (ru) | 2018-01-30 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| CN105810256B (zh) | 一种核电站非能动余热排出系统 | |
| RU197487U1 (ru) | Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора | |
| EA201650101A1 (ru) | Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки | |
| CN104916334A (zh) | 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统 | |
| KR102199055B1 (ko) | 증기 발생기를 통한 가압수형 원자로로부터의 수동 열제거 시스템 | |
| JP2012233698A (ja) | 原子力プラントの非常用冷却装置 | |
| CN107403650A (zh) | 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统 | |
| RU152416U1 (ru) | Система аварийного отвода тепла | |
| CN204680390U (zh) | 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统 | |
| RU2653053C2 (ru) | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора | |
| RU96283U1 (ru) | Система пассивного отвода тепла через парогенератор | |
| JP2016520204A5 (ru) | ||
| CN203338775U (zh) | 核电站蒸汽发生器防满溢结构 | |
| CN109712726B (zh) | 一种海洋核动力平台反应堆余热排出系统 | |
| RU153270U1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
| CN105448357B (zh) | 一种浮动核电站的安全壳冷却系统 | |
| CN202066096U (zh) | 一种超临界直接空冷供热机组热网疏水系统 | |
| CN207250149U (zh) | 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统 | |
| CN105060378A (zh) | 一种核能海水淡化系统 | |
| RU2697652C1 (ru) | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия | |
| CN205035104U (zh) | 一种核电站海水淡化系统 | |
| JP2013096927A (ja) | 原子力発電プラントの非常用復水器 | |
| JP6854930B2 (ja) | 原子炉圧力容器の冷却装置 | |
| KR101224026B1 (ko) | 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 피동 잔열제거계통 |