UA24608U - Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor - Google Patents
Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- UA24608U UA24608U UAU200701135U UAU200701135U UA24608U UA 24608 U UA24608 U UA 24608U UA U200701135 U UAU200701135 U UA U200701135U UA U200701135 U UAU200701135 U UA U200701135U UA 24608 U UA24608 U UA 24608U
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- shell
- evaporator
- pipeline
- thermal protection
- hermetic
- Prior art date
Links
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 claims abstract description 11
- 238000009413 insulation Methods 0.000 claims abstract description 7
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims description 4
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 abstract description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 abstract description 4
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 abstract description 2
- 239000012080 ambient air Substances 0.000 abstract 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 abstract 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 13
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 5
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 4
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 239000003990 capacitor Substances 0.000 description 2
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 2
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 2
- 230000008520 organization Effects 0.000 description 2
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 2
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
Опис винаходу
Корисна модель належить до ядерної енергетики, конкретно, до пристроїв теплового захисту обладнання 2 атомних електростанцій (АЕС) з водо-водяними енергетичними реакторами і може бути використана для створення пристроїв теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів другого контуру, що перетинають оболонку реакторного відділення АЕС.
Відома система теплового захисту від підвищеного теплового навантаження залізобетонних конструкцій гермооболонки реакторного відділення в місцях проходу гарячих трубопроводів пари, живильної води і продувки 70 парогенератора, при якій використовують примусове повітряне охолодження. Охолодження гермопроходок виробляється за допомогою примусової циркуляції повітря через кільцевий зазор між теплоізоляцією трубопроводу та залізобетоном (Інструкція з експлуатації локалізуючої системи безпеки блоків Мо1, 2. ІЕ.1. 0001.0029 - Міністерство палива і енергетики України, ДП "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом", ОП "Південно-Українська АЕС", Реакторний цех Мо11. 19 За сукупністю істотних ознак як найближчий аналог обрана система, призначена для охолодження технологічних проходок паропроводів гострої пари між реакторним відділенням і деаераторним відділенням
Інструкція з експлуатації системи вентиляції реакторного відділення блоку Мо1. ІЕ. 1.0001.021 - Міністерство палива і енергетики України, ДП "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом', ОП "Південно-Українська АЕС", Реакторний цех Мої) і (Інструкція для експлуатації системи вентиляції реакторного 20 відділення блоку Мо2. ИЗ.1. 0001.019 - Міністерство палива і енергетики України, ДП "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом', ОП "Південно-Українська АЕС", Реакторний цех Мо1). Припустима температура усередині гермопроходки, що забезпечує підтримку заданих міцнісних характеристик залізобетону, не повинна перевищувати 3522. Примусова циркуляція охолодного повітря здійснюється системою витяжної вентиляції, що є системою нормальної експлуатації, важливої для безпеки. Система охолодження містить три 25 вентилятори: з яких один перебуває в роботі і два - у резерві. Електроживлення системи охолодження 8 забезпечується від системи електропостачання власних потреб енергоблоку АЕС. При тривалому аварійному знеструмленні або порушенні електроживлення системи охолодження можливий перегрів заставних елементів гермопроходки, що стане причиною розтріскування залізобетонної стіни оболонки реакторного відділення з можливим порушенням Її герметичності. со 30 Найближчий аналог має низку істотних недоліків. Основним з них є те, що система вимагає постійного («3 електроживлення і в аварійних режимах знеструмлення секцій власних потреб енергоблоку втрачає свою працездатність. Крім того, безперервна робота електровентиляторів вимагає постійних витрат електроенергії, ї-оі що збільшує витрати енергоблоку на власні потреби і знижує ккд ядерної енергетичної установки АЕС. чЕ
Наступним недоліком найближчого аналога є його низька надійність. Найближчий аналог включає велику 35 кількість активних елементів: вентилятори з електроприводами та електроприводну арматуру, що знижує його сч надійність. Підвищення надійності найближчого аналога забезпечується трикратним резервуванням каналів охолодження, що збільшує його будівельну вартість, вимагає підвищених витрат на ремонтне обслуговування та заміну обладнання, що відробило свій ресурс. «
Обладнання найближчий аналог має великі масу й габарити, займає значні обсяги приміщень на енергоблоці З 70 АЕС. с Суттю корисної моделі є розробка надійного пасивного пристрою теплового захисту гермопроходок "з трубопроводів другого контуру, що перетинають герметичну оболонку реакторного відділення.
Рішення поставленого завдання забезпечується організацією відводу тепловиділень за рахунок використання випарно-конденсаційного пристрою замкнутого типу - двофазного термосифона (ДТС). Як кінцевий поглинач 79 теплоти використовується атмосферне повітря. о Сутність корисної моделі пояснюється кресленням. На Фіг.1 зображений загальний вид заявленого пристрою, т» на Фіг.2 - переріз його випарника, де 1 - залізобетонна стіна оболонки реакторного відділення; 2 - герметичне сталеве облицювання;
Ф З - трубопровід другого контуру; («в 50 4 - кільцева теплоізоляція усередині гермопроходки; - випарник ДТС; со 6 - передня торцева кришка; 7 - задня торцева кришка; 8 - внутрішня обичайка випарника ДТС; 55 9 - зовнішня обичайка випарника ДТС; с 10 - гнотова структура; 11 - гнотова перетинка; 12 - конденсатор; 13 - зовнішнє оребрення; 60 14 - канал витяжної повітряної вентиляції; - потік охолодного повітря.
Пристрій теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів другого контуру являє собою ДТС, що складається з наступних елементів: горизонтального циліндричного випарника 5 і вертикальних трубчастих конденсаторів 12. Циліндричний випарник 5 розташований у залізобетонній стіні 1 оболонки реакторного бо відділення коаксіально гарячому трубопроводу З другого контуру (джерелу тепловиділень) і формується таким чином, що є проміжним елементом між гарячим трубопроводом З і залізобетонною стіною 1. На зовнішній стороні трубопроводу З для зменшення теплових втрат встановлюється кільце теплоізоляції 4, навколо якої розміщується випарник 5 ДТС. Випарник 5 ДТС являє собою горизонтальний циліндр, утворений внутрішньої 8 і зовнішньої 9 обичайками, а також торцевими кришками: передньої 6 і задньої 7. Циліндр є несучою конструкцією гермопроходки. Внутрішня поверхня стінок випарника ДТС покрита капілярно-пористою гнотовою структурою 10 із готовими перетинками 11. До задньої торцевої кришки 7 приєднані г-образні трубчасті конденсатори з вертикальними ділянками тепловідведення 12, винесеними в зовнішній канал витяжної вентиляції 14, у якій організована природна тяга охолодного повітря 15 (кінцевого поглинача). Для інтенсифікації тепловіддачі 7/0 Кінцевому поглиначу конденсатори 12 оснащені зовнішнім оребренням 13.
Пристрій теплового захисту гермопроходки оболонки реакторного відділення працює в такий спосіб.
Тепловий потік від гарячого трубопроводу З через теплоізоляцію 4 сприймається внутрішньою обичайкою 8 випарника ДТС. Під дією теплового потоку рідкий теплоносій ДТС, що перебуває в зоні випару 5, випаровується.
Пара піднімається нагору в конденсатори 12, де конденсується за рахунок охолодження зовнішнім потоком /5 повітря 15. Утворений при конденсації пари конденсат, під дією масових сил повертається у випарник 5.
Рівномірна подача рідкого теплоносія до всієї поверхні внутрішньої обичайки 8 випарника 5 забезпечується за гнотовою структурою 10 за рахунок капілярних сил. Для з'єднання гнотових структур внутрішньої 8 і зовнішньої 9 обичайок випарника ДТС застосовуються гнотові перетинки 11.
Заявлений пристрій, порівняно з найближчим аналогом відрізняється тим, що має низку істотних переваг.
Основна перевага пропонованого пристрою - підвищена надійність з можливістю забезпечення теплового захисту гермопроходки у будь-яких умовах роботи енергоблоку, включаючи аварійне знеструмлення АЕС з втратою резервних джерел електроенергії. Внаслідок відсутності обладнання з рухомими елементами, такими як вентилятори з електродвигунами, арматури з електроприводами, підвищується надійність теплового захисту гермопроходки. Відпадає необхідність використання резервних каналів системи охолодження гермопроходки.
Пристрій теплового захисту є пасивним, функціонує автономно без споживання електроенергії і не вимагає втручання персоналу для керування його роботою. Це забезпечує підвищення безпеки АЕС в аварійних т ситуаціях зі знеструмленням. При повній втраті електропостачання власних потреб АЕС тепловий захист гермопроходок працездатності не втрачає, функціонує автономно. Отже, в аварійних умовах зі знеструмленням перегріву залізобетонної стіни оболонки реакторного відділення в районі гермопроходки з наступним со зо розтріскуванням і можливою розгерметизацією, не відбудеться. Це виключить проникнення радіоактивних забруднень за межі оболонки реакторного відділення і у подібній аварійній ситуації не приведе до радіаційного о забруднення навколишнього АЕС простору. Ге
Ефективність тепловідведення від гермопроходки забезпечується високою інтенсивністю процесів теплоперенесення в ДТС з фазовими переходами. Інтенсивність тепловіддачі кінцевому поглиначу досягається « зв за рахунок розвиненого зовнішнього оребрення конденсаторів ДТС при відносно високій (8...10м/с) швидкості с охолодного повітря.
Застосування теплового захисту гермопроходки на основі ДТС підвищує економічність експлуатації АЕС.
Відсутність енергоспоживання на тепловий захист гермопроходок скорочує витрати енергоблоку на власні потреби, підвищує ККД ядерної енергетичної установки, знижує собівартість виробленої АЕС електроенергії. «
Завдяки простоті пристрою, спрощується схема його технічного обслуговування, скорочуються витрати на в с ремонт АЕС і заміну обладнання з обмеженим ресурсом роботи, такого як вентилятори, арматура, електроприводи. ;» Технічне рішення, пов'язане з використанням автономного теплопередавального пристрою замкнутого типу - двофазного термосифона як тепловий захист гермопроходки оболонки реакторного відділення, є суттєвим, тому що заявлене рішення забезпечує появу нових, відмінних від найближчий аналогу властивостей: пасивності, ко підвищеної безпеки, у тому числі і екологічної, надійності, ефективності і економічності.
Автономність і пасивність пропонованого рішення є істотними відмінностями, а підвищення безпеки, ве надійності, ефективності і економічності організації теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів б дозволяє досягти позитивного ефекту.
Техніко-економічна ефективність пропонованої корисної моделі полягає в можливості істотного підвищення о показників надійності, ефективності та економічності теплового захисту гермопроходок гарячих трубопроводів с другого контуру, що перетинають оболонку реакторного відділення, а також надійності і безпеки енергоблоку
АЕС у цілому, за рахунок використання автономних тепло передавальних пристроїв на основі ДТО.
Claims (1)
- Формула винаходу сПристрій теплового захисту гермопроходки оболонки реакторного відділення атомної електростанції, що включає трубопровід з гарячим середовищем, який перетинає гермооболонку, шар теплоізоляції, що покриває во трубопровід зовні і несе циліндр, розташований у залізобетонній оболонці, який відрізняється тим, що несучий циліндр виконаний у вигляді двофазного термосифона з горизонтальним випарником і вертикальним трубчастим конденсатором, виведеним за межі гермооболонки, при цьому горизонтальний випарник розташований у залізобетонній стіні оболонки реакторного відділення коаксіально гарячому трубопроводу другого контуру, на зовнішній стороні якого встановлено кільце теплоізоляції, навколо якого розміщений випарник, внутрішня де поверхня стінок якого покрита капілярно-пористою гнотовою структурою із гнотовими перетинками.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| UAU200701135U UA24608U (en) | 2007-02-05 | 2007-02-05 | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| UAU200701135U UA24608U (en) | 2007-02-05 | 2007-02-05 | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA24608U true UA24608U (en) | 2007-07-10 |
Family
ID=38469471
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UAU200701135U UA24608U (en) | 2007-02-05 | 2007-02-05 | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| UA (1) | UA24608U (uk) |
-
2007
- 2007-02-05 UA UAU200701135U patent/UA24608U/uk unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU197487U1 (ru) | Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора | |
| ES2704057T3 (es) | Fuente de electricidad derivada de un barril blindado de combustible gastado | |
| ES2734201T3 (es) | Torre de refrigeración para refrigerar un fluido industrial y método para refrigerar un fluido industrial utilizando esta última | |
| WO2015149718A1 (zh) | 非能动安全壳热量导出系统及其控制方法和压水反应堆 | |
| WO2016015475A1 (zh) | 混凝土安全壳非动能冷却系统 | |
| CN102881342A (zh) | 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置 | |
| WO2016093736A2 (ru) | Горизонтальный парогенератор для реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором и реакторная установка с указанным парогенератором | |
| US20150013953A1 (en) | Fluid conduit systems | |
| US4487742A (en) | Fast neutron nuclear reactor with internal capillary structure piping | |
| EA037574B1 (ru) | Система пассивного отвода тепла из водоводяного энергетического реактора через парогенератор | |
| ZA202305604B (en) | Passive cold storage heat exchanger | |
| WO2022111428A1 (zh) | 一种热管换热器及其安装方法 | |
| US4705662A (en) | Fast neutron nuclear reactor with a steam generator integrated into the vessel | |
| CN203550645U (zh) | 蒸发冷却器 | |
| CN211903867U (zh) | 一种应用热管作为导热元件的余热排出换热器装置 | |
| CN108847294B (zh) | 一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构 | |
| UA24608U (en) | Device for the thermal protection of the feedthrough connector of the shell of a nuclear reactor | |
| CN105571154A (zh) | 一种新型防漏真空管太阳能集热器 | |
| CN1964613A (zh) | 一种变压器室的散热方法 | |
| JP2012230030A (ja) | 使用済燃料プールの静的水供給装置 | |
| KR101070427B1 (ko) | 발전기의 냉각장치 | |
| CN114121326B (zh) | 超临界或超超临界核能发电系统 | |
| CN204792340U (zh) | 底部散热型变压器冷却装置 | |
| UA23401U (en) | Method for passive heat protection of the thermal cover of the reactor compartment of a nuclear power station | |
| JP6072919B2 (ja) | 原子炉冷却システム |