RU2797256C2 - Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки - Google Patents

Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки Download PDF

Info

Publication number
RU2797256C2
RU2797256C2 RU2021137056A RU2021137056A RU2797256C2 RU 2797256 C2 RU2797256 C2 RU 2797256C2 RU 2021137056 A RU2021137056 A RU 2021137056A RU 2021137056 A RU2021137056 A RU 2021137056A RU 2797256 C2 RU2797256 C2 RU 2797256C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
pressure compensator
hot water
holes
circuit
nuclear power
Prior art date
Application number
RU2021137056A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2021137056A (ru
Inventor
Александр Валентинович Разуваев
Валентин Александрович Разуваев
Original Assignee
федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ)
Filing date
Publication date
Application filed by федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) filed Critical федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ)
Publication of RU2021137056A publication Critical patent/RU2021137056A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2797256C2 publication Critical patent/RU2797256C2/ru

Links

Images

Abstract

Изобретение относится к устройству первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки, включающего паровой компенсатор давления, электронагреватели, расположенные в нижней части компенсатора давления, штатную регулирующую и предохранительную арматуру, термоизолированную трубу для подачи части горячей воды в верхнюю часть компенсатора давления, включенного в контур системы циркуляции первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки. Горячая вода подается в свободный объем КД через кольцевую трубу, установленную в верхней части КД, а в кольцевой трубе выполнены отверстия, половина которых обращена на внутреннюю поверхность корпуса КД, а половина вниз в свободный объем КД. Техническим результатом является повышение надежности, безопасности и энергетической эффективности установки. 3 ил.

Description

Изобретение относится к устройству первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки, содержащей компенсатор давления, а именно к обеспечению охлаждения активной зоны реактора и передачи теплоты в парогенераторе второму контуру с помощью главного циркуляционного насоса, включенного в контур системы циркуляции первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки.
Известно устройство первого контура циркуляции воды двухконтурной ядерной энергетической установки, содержащее компенсатор давления, схема которого приведена на фиг. 1 [Патент RU №2685220, опубл. 17.04.2019].
Устройство содержит два контура циркуляции жидкости двухконтурной ядерной энергетической установки и включает следующее оборудование: 1 - реактор; 2 - трубопровод от главного циркуляционного насоса к реактору; 3 - главный циркуляционный насос; 4 - трубопровод от парогенератора к главному циркуляционному насосу; 5 - трубопровод от нижней части компенсатора давления на всасывание главного циркуляционного насоса; 6 - трубчатые электронагреватели; 7 - компенсатор давления; 8 - парогенератор; 9 - трубопровод от реактора к парогенератору; 10 - трубопровод подачи части горячей воды в верхнюю часть компенсатора давления от реактора.
Суть предложенного решения по [Патент RU №2685220, опубл. 17.04.2019] заключается в том, что при такой схеме (подача горячей воды в верхнюю часть компенсатора давления, а отвод на всасывание циркуляционного насоса) обеспечивается циркуляция части горячей воды (которая выходит из реактора) через компенсатор давления (КД) и равномерный прогрев корпуса компенсатора давления, что сокращает его время прогрева и снижение внутренних термических напряжений в материале корпуса КД.
Здесь следует отметить, что горячая вода, выходящая из ректора по трубопроводу 10 (фиг. 1) поступает в верхнюю часть КД (поз. 7, фиг. 1) и затем струей сливается во внутренний объем КД (поз. 7, фиг. 1).
Это техническое решение и принято за прототип предлагаемого технического решения.
Здесь следует отметить некоторые недостатки технического решения прототипа:
1. По подающему трубопроводу обеспечивается струя воды большого диметра (можно оценить его по внутреннему диметру подающего трубопровода (поз. 10, фиг. 1)), при этом прогрев самого корпуса КД будет местным, а именно - больше разогрев там, где больше подается горячей воды на корпус КД, а это препятствует равномерному прогреву всего корпуса КД.
2. Подача воды струей из подающей трубы (поз. 10, фиг. 1) снижает эффективность ее испарения из-за большого ее объема в свободном объеме корпуса КД, что, в свою очередь, снижает величину давления пара при испарении поступающей горячей воды в свободный объем КД. Пароиспарение подающей воды в свободный (воздушный) объем КД способствует повышению (или поддержанию) давления воды в КД, и при этом частично не требуется работа теплонагревательных элементов (ТЭНов) КД для поддержания давления в объеме КД (а значит во всем контуре).
3. Подающая труба, как и остальные трубы этого контура, выполнена из стального сплава, имеющего хорошую теплопроводность. При прохождении горячей воды по ней (температура воды на выходе из реактора проекта В-320 составляет 320°С) будет охлаждаться, а учитывая, что температура наружного воздуха (в помещении расположения КД) составляет ~ 60…70°С, это приведет к снижению эффекта прогрева самого корпуса КД, неоправданной потере тепловой энергии, вырабатываемой реактором, снижению давления пара в свободном объеме КД при испарении воды с пониженной температурой.
Такие обстоятельства приводят к снижению надежности и экономичности в целом самой электрической станции, что является недостатком прототипа.
Техническим результатом заявляемого изобретения является повышение надежности, безопасности и экономичности в целом ядерной электрической станции за счет создания равномерного рассеивания горячей воды, поступающей в КД воды, путем установки в нем кольцевой трубы с равномерно расположенными отверстиями, схема представлена на фиг. 2 (1 - реактор; 2 - трубопровод от главного циркуляционного насоса к реактору; 3 - главный циркуляционный насос; 4 - трубопровод от парогенератора к главному циркуляционному насосу; 5 - трубопровод от нижней части компенсатора давления на всасывание главного циркуляционного насоса; 6 - трубчатые электронагреватели; 7 - компенсатор давления; 8 - парогенератор; 9 - трубопровод от реактора к парогенератору; 10 - трубопровод подачи части горячей воды в верхнюю часть компенсатора давления от реактора; 11 - кольцевая труба), а фрагмент этого технического решения представлен на фиг. 3 (7 - компенсатор давления (контур внутренней стенки корпуса); 10 - труба подачи горячей воды от реактора; 11 - кольцевая труба; 12 - горизонтальное отверстие (направлено на корпус КД); 13 - вертикальное отверстие), при этом сама подающая труба должна быть выполнена с термоизоляцией.
Это достигается тем, что часть (например до 30% от расхода воды в одной петле циркуляции) горячей воды от реактора в корпус компенсатора давления осуществляется через кольцевую трубу (фиг. 2, поз. 11), установленную в верхней части корпуса компенсатора давления, а также тем, что в кольцевой трубе выполнены отверстия, суммарная площадь которых равна или больше площади поперечного сечения подающей трубы, половина отверстий, оси которых направлены на внутреннюю поверхность корпуса компенсатора давления, а вторая половина отверстий оси расположена вниз в свободный объем корпуса компенсатора давления, а труба подачи части горячей воды от реактора к корпусу компенсатора давления выполнена с термоизоляцией.
Кольцевая труба (поз. 11, фиг. 2) с равномерно расположенными отверстиями по периметру имеет отверстия. Оси этих отверстий расположены под углом 90 градусов друг к другу, - горизонтальные оси отверстий (поз. 12, фиг. 3) направлены на сам корпус КД, а оси вертикальных отверстий (поз. 13, фиг. 3) расположены вниз в свободный от воды объем КД.
На фиг. 3 представлен фрагмент кольцевой трубы со сливными горизонтальными (поз. 12) и вертикальными отверстиями (поз. 13).
Таким образом, горячая вода от реактора по трубопроводу (поз. 10, фиг. 2) поступает в кольцевую трубу (поз. 11, фиг. 2) и через отверстия 12 и 13 (фиг. 3) сливается в свободный объем КД (поз. 7, фиг. 2). Тем самым горячая вода поступает из горизонтального отверстия (поз. 12, фиг. 3) на сам корпус КД и обеспечивает равномерный его прогрев в верхней части и способствует снижению разности температур между верхней и нижней частями корпуса компенсатора давления и одновременно при этом снижению внутренних термических напряжений на этом участке. А через отверстия 13 фиг. 3 и частично из отверстия 12 обеспечивается слив горячей воды вниз и ее более эффективное испарение за счет рассредоточенного потока воды - т.е. повышение эффективности парообразования в свободном объеме от воды в корпусе компенсатора давления.
Также следует отметить необходимость того, что суммарная площадь всех отверстий (горизонтальных и вертикальных) должна быть равной или больше, чем площадь внутреннего диаметра подающей трубы (на фиг. 2, поз. 10). Кроме этого, все отверстия (горизонтальные и вертикальные) должны быть равномерно распределены по периметру кольцевой трубы (поз. 11, фиг. 2). Тем самым обеспечивается минимальное или равное гидравлическое сопротивление и при этом не увеличивается гидравлическая нагрузка на гидравлическую систему.
Термоизоляция подающей трубы (на фиг. 2, поз. 10) обеспечивает снижение тепловых потерь от горячей воды, отводимой от ректора (поз. 1, фиг. 2).
Таким образом, описанные технические решения в своей совокупности нейтрализуют недостатки технического решения прототипа.
Этот результат достигается тем, что в верхней части парового компенсатора для подачи горячей воды в его свободный объем установлена кольцевая труба с отверстиями, при этом суммарная площадь отверстий равна или больше площади поперечного сечения подающей трубы, половина отверстий оси которых направлены на внутреннюю поверхность корпуса компенсатора давления, а вторая половина отверстий оси расположена вниз в свободный объем корпуса компенсатора давления, при этом сама труба подачи горячей воды от реактора к корпусу компенсатора давления выполнена с термоизоляцией.
При этом предлагаемое техническое решение способствует повышению надежности и безопасности за счет снижения внутренних термических напряжений совместно с повышенным парообразованием подаваемой в КД воды и на определенных режимах (что очень важно, особенно, при нештатных ситуациях) обеспечивает необходимое давление в КД и во всем контуре. Одновременно повышается и экономичность ядерной энергетической установки за счет снижения количества теплоэлектронагревающих приборов (ТЭНов), а значит и затрат электроэнергии на их работу, т.е. на собственные нужды, а также на их приобретение, монтаж и при необходимости на замену ТЭНов при выходе их из строя в процессе эксплуатации.
Эти обоснования говорят о повышении эффективности в целом всей ядерной энергетической установки относительно имеющегося технического решения, изложенного в прототипе.
Данное техническое предложение может быть реализовано на двухконтурных ядерных энергетических установках, имеющих водо-водяной ядерный энергетический реактор под давлением с паровым компенсатором давления (например, по типовому проекту В-320).

Claims (1)

  1. Устройство первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки, включающее паровой компенсатор давления, электронагреватели, расположенные в нижней части компенсатора давления, штатную регулирующую и предохранительную арматуру, трубу для подачи горячей воды в верхнюю часть компенсатора давления, отличающееся тем, что в верхней части парового компенсатора для подачи горячей воды в его свободный объем установлена кольцевая труба с отверстиями, при этом суммарная площадь отверстий равна или больше площади поперечного сечения подающей трубы, половина отверстий направлена на внутреннюю поверхность корпуса компенсатора давления, а вторая половина отверстий - вниз в свободный объем корпуса компенсатора давления, при этом сама труба подачи горячей воды от реактора к корпусу компенсатора давления выполнена с термоизоляцией.
RU2021137056A 2020-12-21 Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки RU2797256C2 (ru)

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2021137056A RU2021137056A (ru) 2022-11-09
RU2797256C2 true RU2797256C2 (ru) 2023-06-01

Family

ID=

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU134688U1 (ru) * 2013-04-12 2013-11-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петебургский государственный морской технический университет" Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
RU148008U1 (ru) * 2014-04-16 2014-11-20 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
CN204242600U (zh) * 2014-11-20 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统
RU163391U1 (ru) * 2015-11-19 2016-07-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
RU2649417C1 (ru) * 2017-01-24 2018-04-03 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора
RU2655161C1 (ru) * 2017-06-02 2018-05-24 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Одноконтурная атомная электростанция с теплоносителем под давлением
RU2685220C1 (ru) * 2017-09-18 2019-04-17 Александр Валентинович Разуваев Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU134688U1 (ru) * 2013-04-12 2013-11-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петебургский государственный морской технический университет" Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
RU148008U1 (ru) * 2014-04-16 2014-11-20 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
CN204242600U (zh) * 2014-11-20 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统
RU163391U1 (ru) * 2015-11-19 2016-07-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
RU2649417C1 (ru) * 2017-01-24 2018-04-03 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора
RU2655161C1 (ru) * 2017-06-02 2018-05-24 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Одноконтурная атомная электростанция с теплоносителем под давлением
RU2685220C1 (ru) * 2017-09-18 2019-04-17 Александр Валентинович Разуваев Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU197487U1 (ru) Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора
EP2877997B1 (en) Passive power production during a nuclear station blackout
CN113775488B (zh) 冷却系统及风力发电机组
RU2797256C2 (ru) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
EP4130468A1 (en) Cooling system and wind power generator set
JP6153628B2 (ja) ガス・蒸気タービン設備用蒸気温度調整装置
CN113864849B (zh) 适用于超临界机组深度调峰状态下的干湿态无扰切换系统及控制方法
RU2018984C1 (ru) Высокотемпературный ядерный реактор
KR20110137619A (ko) 집단 에너지 시설의 부분 구역 가압 장치
US11885310B2 (en) Cooling system and wind power generator set
CN212671882U (zh) 一种乏汽回收供热超临界机组的凝水系统
CN110068137B (zh) 直接式液态金属钠高功率加热系统及加热方法
CN208952423U (zh) 一种导热油电热水器调压罐装置
Ruan et al. The comparison of cooling effect between evaporative cooling method and inner water cooling method for the large hydro generator
CN106382620A (zh) 一种电站机组抽汽回热低压给水系统
RU2302674C1 (ru) Система отвода тепла из защитной оболочки
RU2021137056A (ru) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
RU2685220C1 (ru) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
CN216644560U (zh) 一种电加热器
CN212057859U (zh) 一种闭冷水温度自动控制系统
CN214891511U (zh) 供热机组流量调节装置
CN108591993A (zh) 用于超临界循环流化床锅炉的紧急冷却系统及其控制方法
CN219139147U (zh) 一种汽轮机隔热装置
CN116298423A (zh) 一种带有保温机构的电力在线监测装置
CN207038979U (zh) 一种开关柜高效散热组件