RU96283U1

RU96283U1 - Система пассивного отвода тепла через парогенератор

Info

Publication number: RU96283U1
Application number: RU2010110445/22U
Authority: RU
Inventors: Владимир Викторович Безлепкин; Валерий Григорьевич Сидоров; Сергей Борисович Алексеев; Сергей Викторович Светлов; Владимир Олегович Кухтевич; Сергей Евгеньевич Семашко; Теймураз Георгиевич Варданидзе; Игорь Михайлович Ивков
Priority date: 2010-03-16
Filing date: 2010-03-16
Publication date: 2010-07-20

Abstract

1. Система пассивного отвода тепла через парогенератор, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий парогенератор, соединенный подводящим и отводящим трубопроводами с теплообменником, размещенным внутри емкости с запасом теплоносителя, установленной выше парогенератора, отличающаяся тем, что на отводящем от теплообменника трубопроводе установлено пусковое устройство, содержащее два пусковых клапана разного проходного сечения. ! 2. Система пассивного отвода тепла через парогенератор по п.1, отличающаяся тем, что площадь поверхности теплообменника соответствует условию ! ! где Qспот=Gпар·r - производительность системы; ! Gпар - расход пара на входе в контур циркуляции; ! r - теплота парообразования; ! Kтo - коэффициент теплопередачи через трубчатку теплообменника; ! Δtтo - разница между температурой насыщения в защитной оболочке ядерного реактора и температурой насыщения при атмосферном давлении. ! 3. Система пассивного отвода тепла через парогенератор по п.1, отличающаяся тем, что время запуска системы соответствует условию ! ! где Vв, ρв - объем и плотность воды в подводящем трубопроводе; ! Gкл - расход воды через один или другой пусковой клапан.

Description

Полезная модель относится к области атомной энергетики и может быть использована в системе безопасности атомных электростанций (далее - АЭС) с реакторными установками, снабженными герметичной защитной оболочкой реакторного помещения.

Основной задачей обеспечения безопасности атомной станции является защита персонала, населения и окружающей среды от неприемлемого уровня радиационного воздействия. Для этого используются системы безопасности АЭС, назначением которых является предотвращение серьезных аварий и ограничение масштаба их последствий, если они все же произойдут.

Ядерный реактор, даже когда он остановлен из-за аварийной ситуации, продолжает генерировать тепло в результате распада ядерного топлива. Количество тепла уменьшается со временем, однако, оно никогда в действительности не падает до нуля. Поэтому, даже после остановки реактора необходимо отводить тепло.

Одним из перспективных направлений развития современных АЭС является создание систем безопасности, работающих на пассивных принципах, то есть без использования активных элементов, таких как насосы, электрически управляемые задвижки и клапаны и т.п.

Из уровня техники известна система отвода тепла от ядерной энергетической установки, где отвод остаточных тепловыделений, в условиях аварийного полного обесточивания, осуществляется путем конденсации пара из парогенераторов в воздушных теплообменниках (см. Атомная техника за рубежом, N 10, 1987, с.21).

Известна также система отвода тепла от реактора, соединенного трубопроводом с парогенератором, включающая подключенный к нему по второму контуру дополнительный теплообменник, охлаждаемый извне за защитной оболочкой реактора при помощи воздушного теплообменника (см. патент DE №2700168, G21C 15/18, 1978).

Недостатками известных систем отвода тепла являются низкая надежность из-за недостаточной интенсивности теплообмена в воздушных теплообменниках, и значительная поверхность теплообмена воздушного теплообменника, что приводит к большим трудозатратам.

Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому решению является система пассивного отвода тепла через парогенератор (см. патент RU №2067720, G21C 15/18, 1996).

Система содержит циркуляционный контур теплоносителя, в котором парогенератор реакторной установки подключен трубопроводами к теплообменнику, поверхность которого охлаждается водой атмосферного бака. При включении системы в работу пар из парогенератора поступает в теплообменник, где конденсируется, и конденсат сливается обратно в парогенератор. При этом охлаждающая вода поступает в другую полость теплообменника, где нагревается до кипения, испаряется, и пар сбрасывается в атмосферу.

Данная система обладает эффективным теплоотводом, однако недостаточно надежна в пусковом режиме.

Технической задачей полезной модели является создание надежной и эффективной системы пассивного отвода тепла ядерного реактора при аварийных ситуациях на АЭС.

Технический результат заявляемого решения заключается в повышении надежности системы отвода тепла в пусковом режиме за счет снижения воздействия на систему конденсационных гидравлических ударов.

Для достижения указанного технического результата в системе пассивного отвода тепла через парогенератор, содержащей контур циркуляции теплоносителя, включающий парогенератор, соединенный подводящим и отводящим трубопроводами с теплообменником, размещенном внутри емкости с запасом теплоносителя, установленной выше парогенератора, согласно предложению, на отводящем от теплообменника трубопроводе установлено пусковое устройство, содержащее два пусковых клапана разного проходного сечения.

Также, согласно предложению, площадь поверхности теплообменника соответствует условию, где

Q_cnom=G_nap·r - производительность системы;

G_nap - расход пара на входе в контур циркуляции;

r - теплота парообразования;

K_mo - коэффициент теплопередачи через трубчатку теплообменника;

Δt_mo - разница между температурой насыщения в защитной оболочке ядерного реактора и температурой насыщения при атмосферном давлении.

Также, согласно предложению, время запуска системы соответствует, , где

V_в, ρ_в - объем и плотность воды в подводящем трубопроводе;

G_кл - расход воды через один или другой пусковой клапан.

Применение предлагаемой системы пассивного отвода тепла позволяет достичь устойчивой циркуляции теплоносителя, как в элементах теплообменника, так и по контуру охлаждения, что в свою очередь обеспечивает отсутствие конденсационных гидравлических ударов в теплообменнике и трубопроводах контура циркуляции теплоносителя.

Система пассивного отвода тепла через парогенератор (далее - СПОТ ПГ) обеспечивает неограниченно длительный отвод тепла от реакторной установки к окружающему воздуху при авариях сопровождающихся полной и длительной потерей источников переменного тока на АЭС.

Сущность предложения поясняется чертежом, где на фиг.1 показана принципиальная схема системы пассивного отвода тепла через парогенератор.

Следует учесть, что на чертеже представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертеже не представлено.

Заявляемая система использована на АЭС с водо-водяным реактором. В аварийных ситуациях при расхолаживании двухконтурной реакторной установки передача тепловой энергии от первого контура к конечному поглотителю осуществляется через оборудование второго контура.

В зависимости от мощности ядерного реактора система может иметь несколько контуров циркуляции СПОТ ПГ.

На фиг.1 представлен один контур циркуляции теплоносителя.

Система пассивного отвода тепла от ядерного реактора через парогенератор (на чертеже реактор не показан) включает парогенератор 1, соединенный с теплообменником 2 подводящим трубопроводом 3 и отводящим трубопроводом 4.

При этом подводящий трубопровод 3 является подъемным паровым трубопроводом, а отводящий трубопровод 4 - опускным конденсатным трубопроводом, таким образом, система подключена ко второму контуру реакторной установки путем присоединения подводящего (парового) трубопровода 3 к паровому объему, а отводящего (конденсатного) трубопровода 4 - к водяному объему парогенератора 1.

Теплообменник 2 помещен в емкость 5 с запасом теплоносителя (воды), Теплообменник 2 погружен под уровень воды емкости 5, которая размещена выше парогенератора 1, что обеспечивает естественную циркуляцию в контуре СПОТ ПГ.

Теплообменник 2 предназначен для передачи тепла от парогенератора 1 к запасу охлаждающей воды, находящейся емкости 5. Отвод тепла к конечному поглотителю осуществляется путем выпаривания воды в емкости 5. Конечным поглотителем тепла является атмосфера окружающей среды.

Система также включает пусковое устройство 6, выполненное в виде клапанов, размещенных на отводящем трубопроводе 4.

С помощью пускового устройства 6 осуществляется запуск системы в работу. Предусмотрено наличие двух клапанов с разными диаметрами проходного сечения. Открытие каждого клапана определяет два уровня мощности СПОТ ПГ, необходимых для надежного отвода тепла реакторной установки при протекании разных аварийных режимов.

Устройство работает следующим образом.

Исходно система пассивного отвода тепла находится в режиме ожидания. При этом при номинальном давлении второго контура клапана пускового устройства 6 закрыты, отводящий (конденсатный) трубопровод 4 заполнен водой, а подводящий (паровой) трубопровод 3 - паром.

При возникновении аварийной ситуации отвод тепла ядерного реактора через парогенератор 1 обеспечивается за счет одного или нескольких теплообменников 2.

По соответствующим сигналам производится автоматический запуск системы путем открытия одного из двух клапанов пускового устройства 6, после этого в контуре СПОТ ПГ устанавливается естественная циркуляция. Передача тепла от парогенератора 1 к воде емкости 5 осуществляется при конденсации парового потока в секциях теплообменника 2. Образующийся конденсат по отводящему трубопроводу 4 поступает обратно в парогенератор 1. При поступлении тепловой энергии от контура СПОТ ПГ происходит прогрев и закипание воды, находящейся в емкости 5. Образующийся вторичный пар отводится в окружающую среду.

Эффективный отвод тепла от второго контура путем конденсации пара в теплообменнике 2 СПОТ ПГ приводит к уменьшению давления в парогенераторе 1, что вызывает снижение параметров в первом контуре. Таким образом, осуществляется плавный и устойчивый отвод тепла реакторной установки без осушения активной зоны реактора.

Таким образом, заявляемая система пассивного отвода тепла через парогенератор позволяет исключить гидроудары за счет следующих конструктивных особенностей: конструкции пароприемного устройства; проходных сечений отводящих и подводящих трубопроводов; высотных отметок трубопроводов и емкости с запасом теплоносителя.

Claims

1. Система пассивного отвода тепла через парогенератор, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий парогенератор, соединенный подводящим и отводящим трубопроводами с теплообменником, размещенным внутри емкости с запасом теплоносителя, установленной выше парогенератора, отличающаяся тем, что на отводящем от теплообменника трубопроводе установлено пусковое устройство, содержащее два пусковых клапана разного проходного сечения.

2. Система пассивного отвода тепла через парогенератор по п.1, отличающаяся тем, что площадь поверхности теплообменника соответствует условию

где Q_спот=G_пар·r - производительность системы;

G_пар - расход пара на входе в контур циркуляции;

r - теплота парообразования;

K_тo - коэффициент теплопередачи через трубчатку теплообменника;

Δt_тo - разница между температурой насыщения в защитной оболочке ядерного реактора и температурой насыщения при атмосферном давлении.

3. Система пассивного отвода тепла через парогенератор по п.1, отличающаяся тем, что время запуска системы соответствует условию

где V_в, ρ_в - объем и плотность воды в подводящем трубопроводе;