RU2685220C1 - Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки - Google Patents
Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки Download PDFInfo
- Publication number
- RU2685220C1 RU2685220C1 RU2018114884A RU2018114884A RU2685220C1 RU 2685220 C1 RU2685220 C1 RU 2685220C1 RU 2018114884 A RU2018114884 A RU 2018114884A RU 2018114884 A RU2018114884 A RU 2018114884A RU 2685220 C1 RU2685220 C1 RU 2685220C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- circuit
- reactor
- pressure compensator
- power plant
- primary circuit
- Prior art date
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 26
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 abstract description 2
- 230000010354 integration Effects 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 14
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 7
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 6
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 5
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 2
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 2
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000011022 operating instruction Methods 0.000 description 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect 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
-
- 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 устройству первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки. В устройстве предусмотрено объединение парогенератора и как минимум одного главного циркуляционного насоса, а также, при наличии, компенсатора давления, включенного в контур системы циркуляции первого контура ядерной энергетической установки, с помощью сваренных в единое целое труб реактора. Отвод воды от корпуса компенсатора давления осуществлятся на вход главного циркуляционного насоса, а его верхняя часть корпуса подсоединена к линии отвода воды от реактора и при этом через него обеспечивается расход части горячей циркуляционной воды первого контура. Техническим результатом является повышение надежности первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки за счет обеспечения равномерного прогрева корпуса компенсатора. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.
Description
Изобретение относится к устройству первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки, а именно к обеспечению охлаждения активной зоны реактора и передача теплоты в парогенераторе второму контуру, с помощью как минимум одного главного циркуляционного насоса, а также при наличии компенсатора давления, включенного в контур системы циркуляции первого контура ядерной энергетической установки.
Известна система циркуляции воды двухконтурной ядерной энергетической установки [1], схема которой приведена на фиг. 1.
Система содержит два контура циркуляции жидкости двухконтурной энергетической установки (например ядерной), включающие следующее оборудование: 1 - реактор; 2 - трубопровод: главный циркуляционный насос - реактор; 3 - главный циркуляционный насос; 4 - трубопровод: парогенератор -главный циркуляционный насос; 5 - трубопровод от нижней части компенсатора давления к первому контуру; 6 - трубчатые электронагреватели; 7 - компенсатор давления; 8 - парогенератор; 9 - трубопровод: реактор - парогенератор и другие.
С целью упрощения представленной схемы выделим гидравлическую схему первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки с компенсатором давления, которая представлена на фиг. 2, которая и является предметом подробного рассмотрения.
На фиг 2 обозначены: 1 - реактор; 2 - трубопровод: главный циркуляционный насос - реактор; 3 - главный циркуляционный насос; 4 - трубопровод: парогенератор - главный циркуляционный насос; 5 - трубопровод от нижней части компенсатора давления к первому контуру; 6 - трубчатые электронагреватели; 7 - компенсатор давления; 8 - парогенератор; 9 -трубопровод: реактор - парогенератор;
В состав энергетической реакторной установки [1, 2, 3] входят следующие основные контуры и системы:
- первый контур;
- второй контур;
- промежуточный контур охлаждения оборудования реакторной установки;
- система аварийного отвода тепла;
- система аварийного охлаждения активной зоны;
- система подпитки первого контура;
- система ввода жидкого поглотителя;
- система снижения давления в герметичном ограждении;
- система охлаждения корпуса реактора (заполнения кессона реактора водой);
- система рециркуляции.
Первый контур [1] представляет собой герметичную замкнутую систему, предназначенную для отвода тепла от активной зоны реактора и передачи его воде-пару второго контура в парогенераторах.
В состав первого контура входят:
- реакторный блок;
- система компенсации давления;
- система очистки и расхолаживания.
Циркуляция теплоносителя первого контура в реакторном блоке осуществляется следующим образом. Теплоноситель с напора главных циркуляционных насосов (фиг 2, поз 3) через внутренние насосные патрубки и кольцевую полость парогенератора (фиг 2, поз 8) попадает в реактор (фиг 2, поз 1). Пройдя кольцевой зазор между корпусом реактора и обечайкой внутрикорпусной шахты теплоноситель через щелевой фильтр, попадает в напорную камеру активной зоны.
Пройдя активную зону, нагретый теплоноситель первого контура попадает в сливную камеру реактора, откуда через внутренние патрубки поступает в кольцевой зазор между обечайкой трубной системы и корпусом парогенератора (фиг 2, поз 8), а затем через переливные окна на трубную систему парогенератора.
Из парогенератора охлажденный теплоноситель первого контура по кольцевым полостям между главными и внутренними патрубками поступает в гидрокамеры на всасывании главных циркуляционных насосов (фиг 2, поз 3).
При нормальной эксплуатации теплоноситель первого контура отводит тепло от активной зоны реактора (фиг 2, поз 1) и передает его в парогенераторах (фиг 2, поз 8) воде-пару второго контура, в аварийных режимах - обеспечивает расхолаживание реактора, отводя тепло от активной зоны и передавая его в парогенераторах теплоносителю второго контура или в теплообменнике системы очистки и расхолаживания теплоносителю промежуточного контура.
В качестве теплоносителя первого контура используется специально подготовленная вода.
Система компенсации объема предназначена для компенсации увеличения объема воды при ее нагреве и создания давления в первом контуре реакторной установки в заданных пределах при работе реакторной установки в стационарных режимах в заданных пределах и ограничения отклонений давления в переходных и аварийных режимах.
В реакторной установке использована вынесенная паровая система компенсации давления (фиг 2, поз 7). В качестве источника пара применяются электрические нагреватели (фиг 2, поз 6) (например, в контуре реактора ВВЭР 1000 используется 4 блока по 6 кассет трубчатых электронагревателей (фиг 2, поз 6) с мощностью по 100 кВт каждый, всего 600 кВт, в каждом блоке, суммарная мощность подогревателей 2400 кВт).
Система компенсации объема относится к системам нормальной эксплуатации, важным для безопасности. В состав системы входят:
- паровой компенсатор давления;
- электронагреватели;
- регулирующая и предохранительная арматуры;
- трубопроводы;
- первичные измерительные преобразователи.
Размеры компенсатора давления (фиг 2, поз 7) исключают оголение электронагревателей и превышение максимально допустимого уровня теплоносителя в нем при изменении мощности реакторной установки в диапазоне от нулевой до номинальной. При плановом разогреве и расхолаживании масса теплоносителя в первом контуре компенсируется системами. Компенсатор давления подключен к первому контуру по «горячей ветке» трубопроводом (фиг 2, поз 5) и к одному из парогенераторов. Впрыск «холодного» теплоносителя в душирующее устройство компенсатора давления производится с напора главного циркуляционного насоса трубопроводом, на котором установлен регулирующий клапан.
Работа системы компенсации давлении осуществляется следующим образом. При снижении давления в первом контуре производится включение в работу регулирующей группы нагревателей (фиг 2, поз 6), при повышении давления - в паровую полость компенсатора давления производится впрыск «холодного» теплоносителя с напора главного циркуляционного насоса (фиг 2, поз 3).
Объем компенсатора давления, соотношение пара и воды в нем, производительность впрыска и мощность нагревателей обеспечивают снижение, повышение и поддержание давления в первом контуре в определенных проектом интервалах и с допустимыми скоростями изменения во всех проектных режимах.
Это техническое решение и принято за прототип предлагаемого технического решения.
Здесь следует отметить некоторые недостатки технического решения прототипа.
Первое, это то, что при циркуляции воды по первому контуру (в схеме прототипа), отсутствует циркуляция горячей воды через компенсатор давления и при этом возникают термические напряжения при работе трубопроводов систем и оборудования первого контура за счет возникающего перепада температур. Это связано с тем, что горячая вода первого контура по трубопроводу 9 (фиг 2) не поступает в компенсатор давления, а только передает увеличивающийся объем воды из-за повышения ее температуры.
Нагрев объема воды в компенсаторе давления осуществляется электрическими нагревателями (фиг 2, поз 6), что в свою очередь дополнительно расходуется электроэнергия.
Второе. Как уже было сказано, что в качестве источника пара применяются электрические нагреватели (фиг 2, поз 6). При этом расходуется электрическая энергия, которая и вырабатывается самой электростанции, что также в свою очередь снижает коэффициент полезного действия самой станции.
Третье. В инструкции по эксплуатации имеются требования по обеспечению перепада температур в системах (например, в инструкции по эксплуатации реакторной установка В-320 (с реактором ВВЭР - 1000) ИЭ.4.УА.РЦ-2/01 от 2000 года описано требование:
пункт 5.2.3 Разность температур раствора борной кислоты в компенсаторе давления (КД) и корпуса КД не должна превышать 60°С,
пункт 5.2.4. Разность температур верха и низа корпуса КД не должна превышать 50°С,
пункт 5.2.5. Разность температур верха и низа корпуса КД при разогреве не должна превышать 85°С,
пункт 5.2.6 Разность температур теплоносителя в КД и в первом контуре не должна выходить за пределы 20÷70°С,
пункт 5.2.7 Разность температур «горячих» и «холодных» ниток петель не должна превышать 10°С).
Тем самым необходимо при работе обеспечивать эти перепады температур, что влечет за собой их контроль, работу системы автоматики и работу электрических нагревателей (фиг 2, поз 6), что влечет за собой потребление выработанной электроэнергии и снижению КПД самой энергетической установки.
Такие обстоятельства приводят к снижению надежности и экономичности самой электрической станции, что является недостатком прототипа.
Техническим результатом заявляемого изобретения является создание первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки повышению ее надежности и экономичности путем установки компенсатора давления параллельно ректору, через который обеспечивается циркуляция части воды первого контура.
В заявленном изобретении для достижения данного технического результата является создание устройства первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки.
Это достигается тем, что компенсатор давления включен в первый контур энергетической установки, таким образом, что через него обеспечивается часть циркуляционной «горячей» воды первого контура (например, 5…40 процентов). Схема представлена на фиг. 3.
В ней компенсатор давления подключен параллельно ректору. В этом случае нагретая вода в реакторе подается по трубопроводу 9 в парогенератор 8, но при этом часть горячей воды по трубопроводу 10 подается в верхнюю часть компенсатора давления 7, а уже от него с нижней части по трубопроводу 5 подводится на вход главного циркуляционного насоса 3.
При этом часть горячей воды проходит через компенсатор давления 7 и тем самым, испаряясь, уже создает давление пара в компенсаторе давления 7, равным давлению насыщения пара при соответствующей температуре. Таким образом, создается часть давления для поддержания необходимого давления пара в компенсаторе давления 7, а значит, нет необходимости включать трубчатые электронагреватели 6 либо уменьшить их количество, что в свою очередь ведет к экономии электроэнергии и снижению стоимости изготовления электронагревательного устройства 6.
При этом трубчатые электронагреватели 6 могут использоваться для поддержании необходимого давления до необходимого, но с учетом уже созданного давление пара при циркуляции и испарении воды в объеме компенсатора давления. Причем при изменении температуры воды, поступающей в компенсатор давления 7, будет изменяться и давление в нем, а это будет зависеть от нагрузки на ректоре 1.
Далее, при прохождении горячей воды через компенсатор давления будут прогреваться сам корпус компенсатора давления и все трубопроводы и системы первого контура, что приведет к выравниванию их температур, а значит и к снижению внутренних термических нагрузок действующих на них, и как следствие приведет к повышению надежности всей системы.
Тем самым предлагаемое техническое решение включения компенсатора давления параллельно реактору в первом контуре системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки способствует повышению надежности и экономичности ядерной энергетической установки относительно имеющегося технического решения прототипа.
Литература:
1. Основное оборудование АЭС с корпусными реакторами на тепловых нейтронах: учеб. пособие / С.М. Дмитриев, Д.Л. Зверев, А.Г. Орлов [и др.] / под общ. ред. С.М. Дмитриева; НГТУ им. Р.Е. Алексеева, Н. Новгород, 2008. - 458 с.
2. Т.X. Маргулова Атомные электрические станции. Издательство по атомной технике (ИздАТ), пятое издание, 1994, 269 с
3. Конструирование основного оборудования АЭС: учеб. пособие / С.М. Дмитриев, В.А. Фарафонов / под общ. ред. С.М. Дмитриева; НГТУ им Р.Е. Алексеева, Издание 2-ое дополненное и переработанное, 2009, С 509 ISBN 978-5-93272-581-8
Claims (2)
1. Устройство первого контура, преимущественно двухконтурной ядерной энергетической установки, содержащее контур системы циркуляции воды, включающее сообщенные между собой при помощи трубопроводов и сварных соединений главный циркуляционный насос, реактор, парогенератор, компенсатор давления, имеющий в нижней части трубчатые электронагреватели и трубу, соединяющую с контуром системы циркуляции воды на участке между реактором и парогенератором, отличающееся тем, что нижняя часть корпуса компенсатора давления подсоединена на вход главного циркуляционного насоса, а его верхняя часть корпуса - к линии отвода воды от реактора.
2. Устройство по 1, отличающееся тем, что через компенсатор давления проходит часть циркуляционной горячей воды первого контура.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018114884A RU2685220C1 (ru) | 2017-09-18 | 2017-09-18 | Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018114884A RU2685220C1 (ru) | 2017-09-18 | 2017-09-18 | Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2685220C1 true RU2685220C1 (ru) | 2019-04-17 |
Family
ID=66168350
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018114884A RU2685220C1 (ru) | 2017-09-18 | 2017-09-18 | Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2685220C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2797256C2 (ru) * | 2020-12-21 | 2023-06-01 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2082229C1 (ru) * | 1993-10-13 | 1997-06-20 | Опытное конструкторское бюро машиностроения | Система компенсации объема |
| RU2255388C2 (ru) * | 1998-02-03 | 2005-06-27 | Фраматом Анп Гмбх | Гидравлический аккумулятор и способ приготовления текучей среды под давлением |
| US9275761B2 (en) * | 2012-06-13 | 2016-03-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Small modular reactor safety systems |
| EP2832468B1 (en) * | 2012-03-29 | 2016-11-30 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Tube expansion method |
-
2017
- 2017-09-18 RU RU2018114884A patent/RU2685220C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2082229C1 (ru) * | 1993-10-13 | 1997-06-20 | Опытное конструкторское бюро машиностроения | Система компенсации объема |
| RU2255388C2 (ru) * | 1998-02-03 | 2005-06-27 | Фраматом Анп Гмбх | Гидравлический аккумулятор и способ приготовления текучей среды под давлением |
| EP2832468B1 (en) * | 2012-03-29 | 2016-11-30 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Tube expansion method |
| US9275761B2 (en) * | 2012-06-13 | 2016-03-01 | Westinghouse Electric Company Llc | Small modular reactor safety systems |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Шевченко В.В. Анализ и разработка мероприятий по уменьшению аварийности электронагревателей / В.В. Шевченко // Системи обробки iнформацii: зб. наук. пр. - Харкiв: ХУПС iм. I. Кожедуба, 2009. - Вип. 4 (78) - стр. 177-183. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2797256C2 (ru) * | 2020-12-21 | 2023-06-01 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9715948B2 (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
| RU197487U1 (ru) | Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора | |
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| RU2424587C1 (ru) | Жидкосолевой ядерный реактор (варианты) | |
| WO2016078285A1 (zh) | 二次侧非能动佘热导出系统 | |
| US9431136B2 (en) | Stable startup system for nuclear reactor | |
| CN107492400B (zh) | 干式反应堆供热系统 | |
| CA3116659A1 (en) | Power plant | |
| RU2713747C1 (ru) | Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки | |
| RU2685220C1 (ru) | Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки | |
| Lyu et al. | Analysis of start-up and long-term operation characteristics of passive residual heat removal system | |
| CN209149827U (zh) | 一种能动和非能动结合的二次侧余热排出系统 | |
| CN209045171U (zh) | 基于atf燃料的反应堆 | |
| CN105575449A (zh) | 一种深井式常压核供热系统 | |
| US3421978A (en) | Thermal power plant and method of operation | |
| CN205541975U (zh) | 一种深井式常压核供热系统 | |
| US3448797A (en) | Pressurizer | |
| WO2019146279A1 (ja) | 原子炉圧力容器の冷却装置 | |
| RU167923U1 (ru) | Система аварийного отвода тепла | |
| Mujahid et al. | Design of control strategy for reactor power control system of LBE cooled Actinide Burner Reactor (ABR) using system analysis code NUSOL-LMR | |
| Kondurov et al. | New challenges for the steam-power cycle in power plants based on lead-cooled reactors | |
| RU2668235C1 (ru) | Система аварийного расхолаживания | |
| KR100448876B1 (ko) | 원자력발전소의 비상급수 시스템 | |
| RU2797256C2 (ru) | Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки | |
| RU2317602C2 (ru) | Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения и способ (варианты) авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200919 |