RU2668235C1

RU2668235C1 - Emergency cooling system

Info

Publication number: RU2668235C1
Application number: RU2017142817A
Authority: RU
Inventors: Владимир Леонидович Доронков; Владимир Александрович Малышев; Александр Юрьевич Григорьев; Андрей Николаевич Соколов; Дмитрий Игоревич Шмелев
Original assignee: Российская Федерация, от имени которой выступает ФОНД ПЕРСПЕКТИВНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ
Priority date: 2017-12-07
Filing date: 2017-12-07
Publication date: 2018-09-27

Abstract

FIELD: nuclear physics and equipment.SUBSTANCE: invention relates to nuclear power engineering. Emergency cooling system contains an autonomous ram-on steam generator, a water heat exchanger-after-cooler, steam and water branches, and a stop valve. System includes a water heat exchanger-condenser connected by a steam branch to a direct-flow steam generator, and a water branch with a water heat exchanger-after-cooler, as well as a jumper connecting the steam and water branches, with the reverse current prevention device installed on it, connecting the output of the autonomous ramjet steam generator with the input of the water heat exchanger-after-cooler, at that the shut-off valve is located at the inlet and outlet of the autonomous ramjet steam generator.EFFECT: invention makes it possible to ensure a steady heat dissipation at the late stages of the development of the emergency process up to the dampened state of the reactor installation and to maintain it in this state, as a result the reliability of the emergency cooling system and the reactor installation as a whole is increased.1 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного расхолаживания ядерных реакторов без потребления внешних источников энергии.The invention relates to the field of nuclear energy and can be used in emergency cooldown systems of nuclear reactors without the consumption of external energy sources.

Известна система пассивного отвода тепла ядерных установок, в которой отвод остаточных тепловыделений осуществляется в атмосферный воздух через воздушный теплообменник и промежуточный контур, подключенный к парогенератору параллельно второму контуру (Патент RU №2002320 от 16.05.1991, по кл. G21C 15/18). Причем, во время штатной работы ядерной установки для предотвращения замерзания трубной системы воздушного теплообменника из-за попадания холодного воздуха через неплотности организуется естественная циркуляция в промежуточном контуре.A known system of passive heat removal of nuclear installations, in which the removal of residual heat is carried out into the atmospheric air through an air heat exchanger and an intermediate circuit connected to the steam generator in parallel with the second circuit (Patent RU No. 20022320 of 05.16.1991, according to class G21C 15/18). Moreover, during the normal operation of a nuclear installation to prevent freezing of the pipe system of the air heat exchanger due to the ingress of cold air through leaks, a natural circulation in the intermediate circuit is organized.

Недостатком данной системы является то, что она не может быть применена для ядерных установок с прямоточным парогенератором из-за большого гидравлического сопротивления прямоточного парогенератора при номинальном расходе питательной воды. Как следствие большого сопротивления напор питательного насоса превышает движущий напор естественной циркуляции промежуточного контура, что не позволяет организовать протечку через промежуточный контур при работе питательного насоса. Кроме того, воздушный теплообменник имеет большие габариты.The disadvantage of this system is that it cannot be used for nuclear installations with a once-through steam generator due to the large hydraulic resistance of the once-through steam generator at a nominal flow rate of feed water. As a result of the high resistance, the pressure of the feed pump exceeds the driving pressure of the natural circulation of the intermediate circuit, which does not allow for leakage through the intermediate circuit during operation of the feed pump. In addition, the air heat exchanger has large dimensions.

Известна система пассивного отвода тепла от парогенераторов ядерных установок, в которой отвод остаточных тепловыделений осуществляется через промежуточный контур в атмосферный воздух за счет выпаривания запасов воды (Патент RU №2050025 от 14.05.1992 по кл. G21C 15/18). Отвод тепла из промежуточного контура организован через теплообменник, который в несколько раз меньше воздушного теплообменника за счет высокой эффективности теплопередачи. Система является предвключенной и потери через промежуточный контур отсутствуют.A known system of passive heat removal from the steam generators of nuclear plants, in which the removal of residual heat is carried out through an intermediate circuit into the atmospheric air by evaporation of water reserves (Patent RU No. 2050025 from 05/14/1992 according to class G21C 15/18). The heat removal from the intermediate circuit is organized through a heat exchanger, which is several times smaller than an air heat exchanger due to the high heat transfer efficiency. The system is upstream and there are no losses through the intermediate circuit.

Недостатком такой системы является ограниченное время функционирования. Резерв времени такой системы определяется объемом запасенной воды.The disadvantage of such a system is the limited operating time. The time reserve of such a system is determined by the volume of stored water.

Известна система аварийного расхолаживания ядерных реакторов (см., например, патент RU №52245 от 12.07.2005 по кл. G21C 15/18), в которой отвод остаточных тепловыделений от активной зоны осуществляется через промежуточный контур с воздушным теплообменником. Избыточное давление в промежуточном контуре поддерживается с помощью компенсационного баллона с газом, а остаточные тепловыделения отводятся последовательно через воздушный теплообменник, затем через водяной теплообменник. Замерзание воздушного теплообменника в режиме ожидания предотвращается его осушением со стороны промежуточного контура.A known emergency cooldown system for nuclear reactors (see, for example, patent RU No. 52245 dated July 12, 2005 according to class G21C 15/18), in which the removal of residual heat from the core is carried out through an intermediate circuit with an air heat exchanger. The overpressure in the intermediate circuit is maintained by means of a compensating gas cylinder, and the residual heat is removed sequentially through an air heat exchanger, then through a water heat exchanger. Freezing of the air heat exchanger in standby mode is prevented by drainage from the side of the intermediate circuit.

Недостатком такой системы является ограниченный диапазон работы по температуре первого контура. Система работает эффективно в двухфазном режиме (пар-вода) циркуляции промежуточного контура. При понижении температуры первого контура система переходит в режим однофазной циркуляции. При этом газ, имеющийся в промежуточном контуре, собирается в верхней части контура и разрывает циркуляцию, полностью прекращая отвод тепла.The disadvantage of this system is the limited temperature range of the primary circuit. The system works efficiently in a two-phase mode (steam-water) of the intermediate circuit circulation. When the temperature of the primary circuit decreases, the system goes into single-phase circulation mode. In this case, the gas available in the intermediate circuit is collected in the upper part of the circuit and breaks the circulation, completely stopping heat dissipation.

Известна система аварийного расхолаживания ядерных реакторов (см., например, патент RU№109898 от 27.10.201 1 по кл. G21C 15/18), содержащая прямоточный парогенератор, имеющий паровую и водяную ветки, емкость запаса воды, водяной теплообменник, воздушный теплообменник, подключенный параллельно паровой ветке системы, имеющий теплопередающую поверхность, обеспечивающую отвод остаточных тепловыделений после исчерпания запасов воды на испарение, что позволяет существенно уменьшить размеры воздушного теплообменника и объем запасов воды, обеспечить устойчивый отвод тепла в пассивном режиме от прямоточного парогенератора неограниченное время в широком диапазоне температур первого контура и обеспечить отвод тепла в случае отказа воздушного теплообменника.A known system for emergency cooldown of nuclear reactors (see, for example, patent RU No. 109898 of 10.27.201 1 according to class G21C 15/18), comprising a direct-flow steam generator having steam and water branches, a water supply capacity, a water heat exchanger, an air heat exchanger, connected in parallel to the steam branch of the system, having a heat transfer surface that ensures the removal of residual heat after exhausting water reserves for evaporation, which can significantly reduce the size of the air heat exchanger and the volume of water reserves, ensure efficient heat removal in the passive mode from the direct-flow steam generator for an unlimited time in a wide temperature range of the primary circuit and to ensure heat removal in case of failure of the air heat exchanger.

Недостатком такой системы является необходимость размещения водяного теплообменника, расположенного в баке с запасом выпариваемой воды выше парогенератора, с целью организации естественной циркуляции. Это усложняет проектирование, строительство, обслуживание, эксплуатацию и осуществление мероприятий по управлению авариями. При судовом исполнении данной системы повышается центр масс судна (плавучая АЭС, атомный ледокол и др.), что ухудшает его остойчивость и мореходность.The disadvantage of this system is the need to place a water heat exchanger located in the tank with a supply of evaporated water above the steam generator, in order to organize natural circulation. This complicates the design, construction, maintenance, operation and implementation of accident management measures. During the ship's execution of this system, the center of mass of the vessel (floating nuclear power plant, nuclear icebreaker, etc.) rises, which affects its stability and seaworthiness.

Наиболее близким техническим решением является система аварийного расхолаживания, содержащая прямоточный теплообменник, соединенный паровой и водяной ветками с емкостью запаса воды, водяной теплообменник, воздушный теплообменник подводящей веткой соединен с паровым объемом емкости запаса воды, отводящей веткой с водяным объемом последней, кроме того, на водяной ветке между емкостью запаса воды и теплообменником установлен запорный клапан, параллельно которому подключен дроссельный элемент, или емкость запаса воды соединена трубопроводом через запорную арматуру со вторым контуром парогенератора, при этом подводящий к парогенератору трубопровод второго контура связан с водяной веткой, а отводящий с паровой веткой (Патент RU №152416 от 29.04.2015 G21C 15/18).The closest technical solution is an emergency cooling system containing a direct-flow heat exchanger connected by a steam and water branches to a water supply tank, a water heat exchanger, an air heat exchanger by a supply branch connected to a steam volume of a water supply tank, a branch branch to the water volume of the latter, in addition to water a shut-off valve is installed between the water supply tank and the heat exchanger in parallel with which the throttle element is connected, or the pipe supply tank is connected a gadfly through the shutoff valves with the second circuit of the steam generator, while the second circuit pipe leading to the steam generator is connected to the water branch, and the outlet to the steam branch (Patent RU No. 152416 of 04.29.2015 G21C 15/18).

Недостатком данной системы является необходимость размещения воздушного теплообменника, расположенного в тяговой воздушной трубе, что влечет необходимость применения мер по предотвращению замерзания шиберов тяговой трубы и теплоносителя внутри теплообменных труб.The disadvantage of this system is the need to place an air heat exchanger located in the traction air pipe, which entails the need to use measures to prevent freezing of the gates of the traction pipe and the coolant inside the heat transfer pipes.

Технической задачей данного изобретения является создание системы аварийного расхолаживания, позволяющей обеспечить устойчивый отвод тепла на поздних этапах развития аварийного процесса вплоть до расхоложенного состояния реакторной установки и поддержание ее в этом состоянии.The technical task of this invention is the creation of an emergency cooling system, which allows for stable heat removal in the late stages of the development of the emergency process up to the damped state of the reactor installation and its maintenance in this state.

Решение поставленной задачи позволяет повысить надежность работы системы аварийного расхолаживания и, следовательно, реакторной установки в целом.The solution of this problem allows to increase the reliability of the emergency cooling system and, consequently, the reactor installation as a whole.

Задача решается тем, что в состав системы аварийного расхолаживания, содержащей автономный прямоточный парогенератор, водяной теплообменник-доохладитель, паровую и водяные ветки, запорную арматуру, введены водяной теплообменник-конденсатор, соединенный паровой веткой с прямоточным парогенератором, а водяной веткой с водяным теплообменником-доохладителем, а так же перемычка, соединяющая паровую и водяную ветки, с установленным на ней устройством предотвращения обратного тока, соединяющая выход автономного прямоточного парогенератора с входом водяного теплообменника-доохладителя, причем запорная арматура расположена на входе и выходе автономного прямоточного парогенератора.The problem is solved in that an emergency cooldown system comprising an autonomous direct-flow steam generator, a water heat exchanger-aftercooler, steam and water branches, shutoff valves, a water heat exchanger-condenser connected by a steam branch to a direct-flow steam generator, and a water branch with a water heat exchanger-aftercooler are introduced , as well as a jumper connecting the steam and water branches, with a reverse current prevention device installed on it, connecting the output of an autonomous direct-flow steam generator and with the inlet of the water heat exchanger-aftercooler, and the shutoff valves are located at the inlet and outlet of the autonomous direct-flow steam generator.

На фиг. 1 схематично показана система аварийного расхолаживания.In FIG. 1 schematically shows an emergency cooling system.

Система состоит из автономного прямоточного парогенератора 1, водяного теплообменника-конденсатора 2, водяного теплообменника-доохладителя 3, запорной арматуры по воде 5 и пару 4, устройства предотвращающего обратный ток 6.The system consists of a self-contained direct-flow steam generator 1, a water heat exchanger-condenser 2, a water heat exchanger-after-cooler 3, shut-off valves in water 5 and a pair of 4, a device preventing reverse current 6.

Автономный прямоточный парогенератор 1 соединен паровой веткой 7 с водяным теплообменником-конденсатором 2. Водяной теплообменник-конденсатор 2 соединен водяной веткой 8 с водяным теплообменником-доохладителем 3, последний, в свою очередь, соединен водяной веткой 9 с автономным прямоточным парогенератором 1. Так же имеется перемычка 10, соединяющая паровую ветку 7 с веткой, соединяющей водяные теплообменники 8, на которой расположено устройство, предотвращающее обратный ток 6.An autonomous direct-flow steam generator 1 is connected by a steam branch 7 to a water heat exchanger-condenser 2. A water heat exchanger-condenser 2 is connected by a water branch 8 to a water heat exchanger-after-cooler 3, the latter, in turn, is connected by a water branch 9 to an autonomous direct-flow steam generator 1. Also there is a jumper 10 connecting the steam branch 7 to the branch connecting the water heat exchangers 8, on which the device preventing the reverse current 6 is located.

Система аварийного расхолаживания работает следующим образом. Исходно система аварийного расхолаживания отключена от автономного прямоточного парогенератора 1 по пару и воде, и находится в режиме ожидания.The emergency cooling system operates as follows. Initially, the emergency cooling system is disconnected from the autonomous direct-flow steam generator 1 by steam and water, and is in standby mode.

При возникновении аварийной ситуации происходит пуск системы посредством открытия отсечной арматуры по воде 5 и пару 4. В системе развивается естественная циркуляция через водяной теплообменник-конденсатор 2 за счет разности плотностей пара (пароводяной смеси), генерируемого в парогенераторе 1 и поступающего из парогенератора 1 в паровую ветку 7 и конденсата на выходе из водяного теплообменника-конденсатора 2.In the event of an emergency, the system starts up by opening shut-off valves in water 5 and steam 4. The system develops natural circulation through the water heat exchanger-condenser 2 due to the difference in the density of steam (steam-water mixture) generated in steam generator 1 and coming from steam generator 1 to steam branch 7 and condensate at the outlet of the water heat exchanger-condenser 2.

Естественная циркуляция через водяной теплообменник-доохладитель 3 возникает за счет разности весов теплоносителя на опускном участке водяной ветки 8 и на соответствующем ей подъемном участке паровой ветки 7 контура. Отвод тепла в конечный поглотитель через водяной теплообменник-конденсатор 2 и водяной теплообменник-доохладитель 3 осуществляется параллельно.Natural circulation through the water heat exchanger-aftercooler 3 occurs due to the difference in the weight of the coolant in the lower section of the water branch 8 and on the corresponding lifting section of the steam branch 7 of the circuit. Heat is removed to the final absorber through a water heat exchanger-condenser 2 and a water heat exchanger-after-cooler 3 in parallel.

На поздних этапах развития аварии, в случае прекращения циркуляции через водяной теплообменник-конденсатор 2, циркуляция продолжается через перемычку 10 и теплоотвод через водяной теплообменник-доохладитель 3 сохраняется.In the later stages of the development of the accident, in the event of the termination of circulation through the water heat exchanger-condenser 2, the circulation continues through the jumper 10 and the heat sink through the water heat exchanger-cooler 3 is maintained.

Таким образом, предлагаемое решение позволяет обеспечить устойчивый отвод тепла на поздних этапах развития аварийного процесса вплоть до расхоложенного состояния реакторной установки и поддерживать ее в этом состоянии, в результате чего повышается надежность работы системы аварийного расхолаживания и реакторной установки в целом.Thus, the proposed solution makes it possible to ensure stable heat removal in the late stages of the development of the emergency process up to the damped state of the reactor installation and maintain it in this state, which increases the reliability of the emergency cooling system and the reactor installation as a whole.

Claims

An emergency cooling system containing an autonomous direct-flow steam generator, a water heat exchanger-aftercooler, steam and water branches, shutoff valves, characterized in that the system includes a water heat exchanger-condenser connected by a steam branch to a direct-flow steam generator, and a water branch with a water heat exchanger-aftercooler , as well as a jumper connecting the steam and water branches, with a reverse current prevention device installed on it, connecting the output of an autonomous direct-flow steam generator Ator with water entrance-after-cooler heat exchanger, and valves located upstream and downstream auxiliary flow steam generator.