WO2018139957A1 - Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора - Google Patents

Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2018139957A1
WO2018139957A1 PCT/RU2018/000009 RU2018000009W WO2018139957A1 WO 2018139957 A1 WO2018139957 A1 WO 2018139957A1 RU 2018000009 W RU2018000009 W RU 2018000009W WO 2018139957 A1 WO2018139957 A1 WO 2018139957A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
reactor vessel
cooling water
pump
steam
reactor
Prior art date
Application number
PCT/RU2018/000009
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Ларион Александрович ЛЕБЕДЕВ
Денис Геннадьевич ЗАРЮГИН
Вадим Викторович ФРОЛОВ
Original Assignee
Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
Ларион Александрович ЛЕБЕДЕВ
Денис Геннадьевич ЗАРЮГИН
Вадим Викторович ФРОЛОВ
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций", Ларион Александрович ЛЕБЕДЕВ, Денис Геннадьевич ЗАРЮГИН, Вадим Викторович ФРОЛОВ filed Critical Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
Publication of WO2018139957A1 publication Critical patent/WO2018139957A1/ru

Links

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
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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

Definitions

  • the claimed group of inventions relates to nuclear energy, in particular, to means and methods for removing heat from the shells of predominantly pressurized water reactors of high power and can be used in emergency cooling systems of the reactor vessel to hold the core melt (corium) in the reactor vessel .
  • the obtained hot water enters the hot water tank and is used to heat the feed water by mixing, when the energy of the residual heat becomes insufficient, to generate the required amount of steam.
  • the passive safety system of a nuclear power plant is also known, as described in patent RU 2467416, G21C15 / 18, publ. 2012.
  • the system contains a sealed reactor room with a reactor located in it, a sprinkler system, a steam collector, the output of which is connected to the steam inlet of the ejector steam pump.
  • the suction inlet of the ejector pump is connected by a pipe equipped with a control valve to the cooling water tank.
  • the discharge outlet of the steam ejector pump is connected by a pipeline to the cooled cavity of the heat exchanger connected to the cooling water tank.
  • An external heat carrier is supplied to the heat sink cavity of the heat exchanger.
  • the coolant reservoir is connected by a pressure line to a valve for regulating the supply of cooling water to a power line of a sprinkler system spraying water onto the outer surface of the reactor vessel.
  • Layers of spherical heat-conducting elements are deposited on the outer surface of the reactor vessel, and in the lower part of the reactor there is a tray connected by a pipeline and a control valve to the cooling water tank.
  • a nuclear reactor with improved cooling in an emergency is known, described in patent RU 2496163, G21C15 / 18, publ. 2013.
  • This reactor contains a housing in which the reactor core is located, a primary circuit for cooling the reactor, a well in which the housing is located, an annular channel surrounding the lower part of the housing in the well, and means configured to fill the tank well with liquid.
  • the means for collecting steam generated at the upper end of the well are located in an airtight shell and form a volume separated from the volume of the airtight shell, providing the appearance of excess steam pressure.
  • Means of creating forced convection of fluid in the annular channel are made in the form of a circulation pump located at the lower end of the well.
  • the means for driving the circulation pump comprise a vane pump driven by said collected steam and a transmission mechanism associated with the circulation pump.
  • a disadvantage of the known cooling systems and methods is the significant complexity of the structures used, which adversely affects the overall reliability of the system.
  • the technical result of the proposed group of inventions is to expand the arsenal of technical means and methods heat removal from the reactor vessel for all types of beyond design basis accidents with complete blackout.
  • the technical result is to increase the efficiency of heat transfer due to forced circulation of the coolant while ensuring the passivity requirements of the system operation mode (ie, without an external source and control action).
  • the heat removal system from the nuclear reactor vessel contains at least one pump connected to the cooling water source, intended for forced circulation of the cooling water from the outside of the vessel.
  • the heat removal system comprises at least one electric motor.
  • the electric motor is powered from thermoelectric converters of direct conversion of thermal energy into electrical energy, installed on the outer surface of the reactor vessel.
  • Thermoelectric converters can be located on the outer side surface of the reactor vessel and made in the form of a belt of thermoelectric batteries. As will be shown later, for the best conversion of thermal energy into electrical energy, thermoelectric batteries are installed above the metal melt layer on the surface of the corium bath in the area washed by cooling water.
  • the cooling water circulation is arranged in an open loop.
  • the specified circuit includes a source of cooling water, a pump, an evaporator, a condenser and a condensate collector associated with a source of cooling water.
  • the evaporator is the outer surface of the reactor vessel, on which boiling cooling water occurs. Containment is used as a condenser, on the inner surface of which steam condenses, after which the condensate enters the condensate collector.
  • the heat removal system is equipped with a passive thermal valve that is activated when the temperature rises.
  • a thermal valve connects the cooling water source to the reactor vessel.
  • a pump is connected between the cooling water source and the thermal valve, and a bypass with a check valve is connected in parallel with the pump.
  • the non-return valve is open towards the thermal valve and closes when pressure appears at the pump outlet.
  • the cooling water circulation is closed loop.
  • the closed loop includes a reactor jacket cooling jacket filled with cooling water, a steam path, an air heat exchanger connected to the steam jacket cooling jacket, a condensate path, and a pump installed in the condensate path connecting the air heat exchanger to the cooling jacket.
  • an air heat exchanger of a standard passive heat removal system can be used as an air heat exchanger, coupled to the steam generator of the reactor primary circuit by steam and condensate paths.
  • the cooling jacket is connected to the steam path through a non-return valve, a non-return valve is located in the steam path of the steam generator, and a shut-off valve is located in the condensate path, blocking the condensate path to the steam generator when pressure appears at the pump outlet.
  • a method for removing heat from a nuclear reactor vessel is to forcibly circulate cooling water from the outside of the reactor vessel using a pump.
  • the pump is driven by an electric motor powered from thermoelectric converters of direct conversion of thermal energy into electrical energy, mounted on the outside of the reactor vessel.
  • the cooling water is circulated in an open loop by evaporating boiling cooling water on the surface of the reactor vessel, removing steam into the containment space, condensing the steam on the container, collecting condensate, and returning cooling water back to the reactor vessel.
  • the cooling water is circulated in a closed loop by evaporating the boiling cooling water in the reactor jacket on the surface of the reactor vessel, supplying steam to the air heat exchanger and returning the condensate back to the cooling jacket.
  • a standard SPOT heat exchanger may be used as an air heat exchanger.
  • Figure 1 shows a generalized diagram of a heat removal system according to the first embodiment.
  • Figure 2 shows a General view of a reactor with installed thermoelectric converters.
  • FIG. 3 shows a generalized diagram of a heat removal system according to the second embodiment.
  • the main purpose of the present invention is to retain the melt in the reactor vessel during an accident due to heat removal from the reactor vessel based on forced pumping of cooling water outside the reactor vessel while maintaining the overall passive mode of operation of the system as a whole.
  • the basic principle is that as a source of energy for the functioning of the security system to combat any harmful phenomenon, this phenomenon itself is used, which determines the passivity of the way of functioning.
  • the heat removal system from the nuclear reactor vessel 1 comprises a cooling water source 3 and a condensate collector 4 located in the container 2 and in communication with the cooling water source 3.
  • the source 3 of cooling water can be, for example, standard steam generator boxes and holding pools of a nuclear power plant.
  • Containment 2 has a well 5 that forms a subreactor space 6 connected to a cooling water source 3 by a pipe 7.
  • a passive thermal valve 8 is installed on the pipe 7. During normal operation of the reactor, the thermal valve 8 is closed and cooling water does not flow from the cooling water source 3 to the subreactor space 6.
  • a pump 9, driven by an electric motor 10, is installed between the cooling water source 3 and the thermal valve 8.
  • a bypass 1 1 is connected to the pump 9 in parallel with the non-return valve 12 open to the side of the thermal valve 8 (subreactor space 6).
  • thermoelectric converters 13 direct conversion of heat into electricity.
  • Thermoelectric converters 13 are made in the form of a belt of thermoelectric batteries 13a mounted on the outer surface of the reactor vessel 1. To ensure reliable location and contact with the surface, thermoelectric batteries 13a are tightened with hoops 14.
  • thermoelectric batteries can be connected in parallel or can be divided into sections to power individual electric motors. It will also be clear to a specialist that the number of pumps 9 and, accordingly, drive motors 10 can be any and is determined by the power of thermoelectric converters, as well as reliability requirements (duplication of systems).
  • thermoelectric converters 13 The location of the thermoelectric converters 13 relative to the corium bath is determined depending on the density distribution of the heat flux removed from the melt along the inner surface of the body, determined by the structure of the melt bath. Traditionally, it seems to be two-layer: the surface layer is formed by a lighter molten metal (mainly stainless steel) - zone A in figure 1, and below it a melt of oxides, mainly uranium and zirconium - zone B in figure 1. The main share of residual heat (about 90%) is accounted for by molten oxides.
  • molten metal mainly stainless steel
  • thermoelectric converters 13 When the core melt enters the reactor bottom after the accident, the maximum heat flux will be in the contact zone of the layer molten metal with a housing (zone A). The installation of thermoelectric converters 13 in this area is unacceptable due to the high temperature resistance of thermoelectric converters and a large heat flux.
  • zone B the heat flux will be lower than in zone A due to the presence of a melt crust on the inner surface of the reactor vessel with a sufficiently small thermal conductivity. However, in this case too, the heat flux will be too large for the direct installation of thermoelectric converters on the reactor vessel.
  • thermoelectric converters In the region above zone A, the heat flux through the wall is determined by radiation from the surface of the metal melt. In this zone there will be the smallest heat flux, which allows you to place a belt of thermoelectric batteries on the reactor vessel. Moreover, for the effective operation of thermoelectric converters, they must be washed by cooling water.
  • thermoelectric converters 13 decreases and, accordingly, the pressure on the pump 9 decreases.
  • the check valve 12 opens at bypass 11, and water then flows to the cooling of the reactor vessel 1 already in the natural circulation mode using the same open contour.
  • This heat removal system (FIG. 3) comprises a cooling jacket 15 of the reactor vessel 1 located in the container 2.
  • the cooling jacket 15 is filled with cooling water and connected to the air heat exchanger 16 by steam 17 and condensate 18 ducts.
  • a heat exchanger of a standard passive heat removal system is used from a steam generator 19 of a nuclear power plant.
  • the heat exchanger 16 is located outside the sealed volume of the container in the ventilation channel 20 of the outer casing 21 of the nuclear power plant.
  • the steam generator 19 is connected to the steam path 17 through a check valve 22 open towards the air heat exchanger 16.
  • the cooling jacket 15 is also connected to the steam path through a check valve 23 open to the side of the air heat exchanger 16.
  • a pump 9 is installed in the condensate cycle 18, and the steam generator 19 is connected to the condensate path through a shut-off valve 24 that is open during normal operation of nuclear reactor 1 and closes when pressure appears at the pump outlet.
  • the pump 9 is driven by an electric motor (not shown in FIG. 3) powered by thermoelectric converters of direct conversion of thermal energy into electrical energy installed on the reactor vessel 1, as described previously.

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 ядерной энергетике, в частности, к средствам и методам отвода тепла от корпусов преимущественно водо-водяных реакторов большой мощности и может быть использована в системах аварийного охлаждения корпуса реактора для удержания расплава активной зоны в корпусе реактора. Способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса, приводящегося в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора.

Description

СИСТЕМА И СПОСОБ ОТВОДА ТЕПЛА ОТ КОРПУСА ЯДЕРНОГО
РЕАКТОРА
[0001] Заявляемая группа изобретений относится к ядерной энергетике, в частности, к средствам и методам отвода тепла от корпусов преимущественно водо-водяных реакторов большой мощности и может быть использована в системах аварийного охлаждения корпуса реактора для удержания расплава активной зоны (кориума) в корпусе реактора.
[0002] После аварии на АЭС Фукусима-1 большое внимание конструкторов и разработчиков проектов АЭС уделяется обеспечению целостности барьеров безопасности в условиях тяжёлых запроектных аварий.
[0003] Для уменьшения радиационных последствий запроектных аварий с плавлением активной зоны до безопасного уровня в современных проектах АЭС разрабатывают и реализуют технические средства управления тяжёлыми авариями, обеспечивающие сохранение герметичности контейнмента и существенное ослабление выхода продуктов деления за его пределы.
[0004] В проектах современных АЭС с ВВЭР в качестве системы безопасности при тяжёлых запроектных авариях используется концепция удержания расплава активной зоны с помощью устройства локализации расплава (УЛР), установленного в подреакторном пространстве, в качестве четвёртого уровня эшелонированной защиты. Применение данного устройства ведёт к значительному увеличению капитальных затрат на возведение энергоблока. [0005] Альтернативная концепция состоит в удержании расплава кориума внутри корпуса реактора при пассивном охлаждении наружной поверхности корпуса в режиме естественной циркуляции охлаждающей воды с обеспечением докризисного режима кипения.
[0006] Впервые принцип удержания расплава в корпусе реактора был реализован применительно к АЭС «Ловииза» с реактором ВВЭР-440 при модернизации этого реактора. Применительно к кипящим реакторам данная концепция принята для реактора KARENA.
[0007] В России работы по обоснованию удержания расплава кориума в корпусе реактора начались в 1992 г. применительно к ВВЭР-640. Так же был разработан проект устройства наружного охлаждения корпуса реактора (УНОР) для модернизации ВВЭР-440 первого и второго блоков Кольской АЭС, а также 3-го и 4-го блоков Нововоронежской АЭС.
[0008] Обоснованный отказ от УЛР и внедрение концепции удержания расплава активной зоны в корпусе реактора приводит к уменьшению номенклатуры требуемого оборудования, снижению затрат на транспортировку и монтаж оборудования, уменьшению размеров контейнмента и, соответственно, снижению количества расходуемых бетона и металла, т.е. значительному снижению капитальных затрат при сооружении энергоблока.
[0009] Кроме того, это приводит к сокращению выброса продуктов деления в атмосферу контейнмента при тяжёлой запроектной аварии и значительно снижает затраты на дальнейшую ликвидацию её последствий. Использование концепции внешнего охлаждения корпуса способствует соблюдению рекомендаций МАГАТЭ и EUR по сохранению целостности корпуса реактора при тяжёлых авариях. [0010] Основным требованием к применению концепции удержания расплава в корпусе реактора является обеспечение пассивности образа функционирования системы для обеспечения работоспособности в режиме полного обесточивания станции. Вследствие этого работа существующих систем основана на пассивном охлаждении корпуса реактора в режиме естественной циркуляции охлаждающей воды, при обеспечении пузырькового кипения на поверхности корпуса реактора.
[001 1 ] При охлаждении корпуса реактора, критически важной проблемой является переход от пузырькового кипения в большом объёме к кризису теплообмена, что приводит к резкому ухудшению теплоотдачи от корпуса реактора и возможному пережогу теплопередающей поверхности. Поэтому отказ от УЛР и применение концепции удержания расплава в корпусе реактора с помощью системы, основанной на охлаждении корпуса реактора за счет кипения охлаждающей воды на поверхности корпуса реактора при естественной циркуляции охлаждающей воды, возможен только для реакторов малой и средней мощности.
[0012] Для исключения негативного влияния указанных факторов, т.е. для увеличения теплоотдачи от корпуса реактора при удержании кориума, в реакторах большой мощности предлагают применять системы аварийного отвода тепла от корпуса реактора, основанные на принудительной прокачке охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с большей, чем при естественной циркуляции скоростью.
[0013] Так известен способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания АЭС, описанный в патенте RU 2601285, G21C15/18, опубл. 2016. В данном способе пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора, через быстродействующую редукционную установку направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции. При этом избыточная часть генерируемого пара направляется в смешивающий подогреватель, где подогревает воду, поступающую из бака холодной воды.
[0014] Полученная горячая вода поступает в бак горячей воды и используется для подогрева питательной воды путем смешения, когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, для генерации необходимого количества пара.
[0015] Также известна система пассивной безопасности ядерной энергетической установки, описанная в патенте RU 2467416, G21C15/18, опубл. 2012. Система содержит герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спинклерную систему, коллектор пара, выход которого соединен с паровым входом эжекторного парового насоса.
[0016] Всасывающий вход эжекторного насоса соединен трубопроводом, оснащенным регулировочным вентилем с резервуаром охлаждающей воды. Нагнетающий выход парового эжекторного насоса соединен трубопроводом с охлаждаемой полостью теплообменника, соединенной с резервуаром охлаждающей воды. В теплоотводящую полость теплообменника подается внешний теплоноситель.
[0017] Резервуар охлаждающей жидкости напорным трубопроводом соединен с вентилем регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод питания спринклерной системы, распыляющей воду на внешнюю поверхность корпуса реактора. На внешнюю поверхности корпуса реактора нанесены слои сферических теплопроводящих элементов, а в нижней части реактора размещен поддон, соединенный трубопроводом и регулирующим вентилем с резервуаром охлаждающей воды.
[0018] Известен ядерный реактор с улучшенным охлаждением при аварийной ситуации, описанный в патенте RU 2496163, G21C15/18, опубл. 2013. Данный реактор содержит корпус, в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, колодец, в котором находится корпус, кольцевой канал, окружающий нижнюю часть корпуса в колодце, и средства, выполненные с возможностью заполнения колодца бака жидкостью.
[0019] Средства сбора пара, генерируемого в верхнем конце колодца, расположены в герметичной оболочке и образуют объем, отделенный от объема герметичной оболочки, обеспечивая появление избыточного давления пара. Средства создания принудительной конвекции жидкости в кольцевом канале выполнены в виде циркуляционного насоса, расположенного в нижнем конце колодца. Средства для приведения в действие циркуляционного насоса содержат лопастной насос, приводимый в действие при помощи указанного собранного пара, и передаточный механизм, связанный с циркуляционным насосом. Данный патент выбран в качестве прототипа.
[0020] Недостатком известных систем и способов охлаждения является значительная сложность используемых конструкций, отрицательно влияющая на общую надежность системы.
[0021] Технический результат предлагаемой группы изобретений заключается в расширении арсенала технических средств и методов отвода тепла от корпуса реактора для любых типов запроектных аварий при полном обесточивании.
[0022] Кроме того, техническим результатом является повышение эффективности теплообмена за счет принудительной циркуляции теплоносителя при обеспечении требования пассивности образа работы системы (т.е. без внешнего источника и управляющего воздействия).
[0023] Указанный технический результат достигается за счет того, что система отвода тепла от корпуса ядерного реактора содержит связанный с источником охлаждающей воды, по крайней мере, один насос, предназначенный для принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса. Для привода насоса система отвода тепла содержит, по крайней мере, один электродвигатель. Питание электродвигателя осуществляется от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней поверхности корпуса реактора.
[0024] Термоэлектрические преобразователи могут быть расположены на внешней боковой поверхности корпуса реактора и выполнены в виде пояса термоэлектрических батарей. Как будет показано далее для наилучшего преобразования тепловой энергии в электрическую, термоэлектрические батареи установлены выше слоя расплава металла на поверхности ванны кориума в области, омываемой охлаждающей водой.
[0025] В одном из конкретных вариантов выполнения системы отвода тепла от корпуса реактора циркуляция охлаждающей воды организованна по разомкнутому контуру. Указанный контур включает источник охлаждающей воды, насос, испаритель, конденсатор и сборник конденсата, связанный с источником охлаждающей воды. Испаритель представляет собой внешнюю поверхность корпуса реактора, на которой происходит кипение охлаждающей воды. В качестве конденсатора использован контейнмент, на внутренней поверхности которого конденсируется пар, после чего конденсат поступает в сборник конденсата.
[0026] Для подачи охлаждающей воды на корпус реактора при возникновении аварийной ситуации система отвода тепла снабжена пассивным термоклапаном, срабатывающим при повышении температуры. Термоклапан связывает источник охлаждающей воды с корпусом реактора. Насос включен между источником охлаждающей воды и термоклапаном, а параллельно насосу подключен байпас с обратным клапаном. Обратный клапан открыт в сторону термоклапана и закрывается при появлении давления на выходе насоса.
[0027] В другом конкретном варианте выполнения системы отвода тепла от корпуса реактора циркуляция охлаждающей воды организованна по замкнутому контуру. Замкнутый контур включает рубашку охлаждения корпуса реактора, заполненную охлаждающей водой, паровой тракт, воздушный теплообменник, связанный с рубашкой охлаждения паровым трактом, конденсатный тракт и насос, установленный в конденсатном тракте, связывающем воздушный теплообменник с рубашкой охлаждения.
[0028] В частном случае выполнения изобретения в качестве воздушного теплообменника может быть использован воздушный теплообменник штатной системы пассивного отвода тепла (СПОТ), связанный с парогенератором первого контура реактора паровым и конденсатным трактами. При этом рубашка охлаждения соединена с паровым трактом через обратный клапан, в паровом тракте парогенератора расположен обратный клапан, а в конденсатном тракте расположен отсечной клапан, перекрывающий конденсатный тракт к парогенератору при появлении давления на выходе насоса.
[0029] Способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса. Насос приводят в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора.
[0030] В одном из конкретных вариантов реализации способа отвода тепла от корпуса реактора циркуляцию охлаждающей воды осуществляют по разомкнутому контуру путем испарения кипящей охлаждающей воды на поверхности корпуса реактора, отвода пара в пространство контейнмента, конденсации пара на контейнменте, сбора конденсата и подачи охлаждающей воды обратно на корпус реактора.
[0031] В другом конкретном варианте реализации способа отвода тепла циркуляцию охлаждающей воды осуществляют по замкнутому контуру за счет испарения находящейся в рубашке охлаждения корпуса реактора кипящей охлаждающей воды на поверхности корпуса реактора, подачи пара в воздушный теплообменник и возврата конденсата обратно в рубашку охлаждения.
[0032] В качестве воздушного теплообменника могут применять штатный теплообменник СПОТ.
[0033] Вышеизложенное представляет собой краткое изложение сущности изобретения и, таким образом, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалистам в данной области техники следует принять во внимание, что данное краткое изложение сущности изобретения является только иллюстративным и не подразумевает какое-либо ограничение.
[0034] Для лучшего понимания сути предлагаемого технического решения ниже приводится описание конкретного примера выполнения изобретения, не являющееся ограничительным примером практической реализации системы и способа отвода тепла от корпуса ядерного реактора в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.
[0035] На фиг.1 изображена обобщенная схема системы отвода тепла по первому варианту выполнения.
[0036] На фиг.2 изображен общий вид реактора с установленными термоэлектрическими преобразователями.
[0037] На фиг.З изображена обобщенная схема системы отвода тепла по второму варианту выполнения.
[0038] Следует учесть, что на чертежах представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертежах не представлено.
[0039] Как было отмечено ранее, основным назначением настоящего изобретения является удержание расплава в корпусе реактора при аварии за счет отвода тепла от корпуса реактора, основанного на принудительной прокачке охлаждающей воды снаружи корпуса реактора при сохранении общего пассивного образа действия системы в целом. Основным принципом является то, что в качестве источника энергии для функционирования системы безопасности для борьбы с каким-либо вредоносным явлением используется само это явление, что и определяет пассивность образа функционирования. [0040] Для этого, как показано на фиг.1 , система отвода тепла от корпуса ядерного реактора 1 содержит расположенные в контейнменте 2 источник 3 охлаждающей воды и сборник 4 конденсата, сообщающийся с источником 3 охлаждающей воды. В качестве источника 3 охлаждающей воды могут быть, например, штатные парогенераторные боксы и бассейны выдержки ядерной энергетической установки.
[0041] Контейнмент 2 имеет колодец 5, образующий подреакторное пространство 6, связанное с источником 3 охлаждающей воды трубопроводом 7. На трубопроводе 7 установлен пассивный термоклапан 8. При нормальной работе реактора термоклапан 8 закрыт и охлаждающая вода не поступает из источника 3 охлаждающей воды в подреакторное пространство 6.
[0042] Между источником 3 охлаждающей воды и термоклапаном 8 установлен насос 9, приводимый в действие электродвигателем 10. Параллельно насосу 9 подключен байпас 1 1 с обратным клапаном 12, открытым в сторону термоклапана 8 (подреакторного пространства 6).
[0043] Энергопитание электродвигателей 10 осуществляется от термоэлектрических преобразователей 13 прямого преобразования тепла в электричество. Термоэлектрические преобразователи 13, как показано на фиг.2, выполнены в виде пояса термоэлектрических батарей 13а, установленных на внешней поверхности корпуса реактора 1. Для обеспечения надежного расположения и контакта с поверхностью термоэлектрические батареи 13а стянуты обручами 14.
[0044] Для специалиста в данной области техники ясно, что возможно различное электрическое включение термоэлектрических батарей. Например, все термоэлектрические батареи могут быть подключены параллельно или могут быть разбиты на секции для питания отдельных электродвигателей. Также, для специалиста будет ясно, что количество насосов 9 и, соответственно, приводных электродвигателей 10 может быть любым и определяется мощностью термоэлектрических преобразователей, а также требованиями надежности (дублирование систем).
[0045] Расположение термоэлектрических преобразователей 13 относительно ванны кориума определяется находится в зависимости от распределения плотности отводимого от расплава теплового потока по внутренней поверхности корпуса, определяемой структурой ванны расплава. Традиционно она представляется двухслойной: поверхностный слой образован более лёгким расплавом металла (главным образом, нержавеющей стали) - зона А на фиг.1 , а под ним расплав оксидов, преимущественно урана и циркония - зона Б на фиг.1. Основная доля остаточного тепловыделения (около 90%) приходится на расплав оксидов.
[0046] Под действием тепловыделения в расплаве оксидов развивается естественная конвекция, закономерности которой определены распределением отводимой мощности по границам ванны расплава. Если по боковой (нижней) поверхности тепловой поток передаётся через корпус непосредственно охлаждающей воде, то доля мощности, отводимая от верхней поверхности ванны, передаётся расплаву металла (зона А), а уже от расплава через корпус реактора к охлаждающей воде. Причём частично она отводится свободной конвекцией к боковой поверхности корпуса, граничащей с расплавом металла, а частично - излучением с поверхности расплава.
[0047] При попадании расплава активной зоны на днище реактора после аварии максимальный тепловой поток будет в зоне контакта слоя расплава металла с корпусом (зона А). Установка термоэлектрических преобразователей 13 в данной области неприемлема из-за высокого температурного сопротивления термоэлектрических преобразователей и большого теплового потока.
[0048] В зоне Б значение теплового потока будет ниже, чем в зоне А из- за наличия корки расплава на внутренней поверхности корпуса реактора с достаточно небольшой теплопроводностью. Однако и в этом случае величина теплового потока будет слишком большой для непосредственной установки термоэлектрических преобразователей на корпус реактора.
[0049] В области выше зоны А тепловой поток через стенку определяется излучением с поверхности расплава металла. В данной зоне будет наименьший тепловой поток, что позволяет расположить на корпусе реактора пояс термоэлектрических батарей. При этом для эффективной работы термоэлектрических преобразователей они должны омываться охлаждающей водой.
[0050] Работа данного исполнения системы (реализация способа) отвода тепла от корпуса реактора происходит следующим образом. Когда происходит авария и корпус нагревается до 450°С, открываются пассивные термоклапаны 8 и в подреакторное пространство 6 начинает самотёком по трубопроводу 7 через открытый обратный клапан 12 поступать вода из источника 3 охлаждающей воды.
[0051 ] Когда вода заполнит подреакторное пространство 6, она охладит внешнюю сторону термоэлектрических преобразователей 13, появится электроэнергия, запустятся электродвигатели 10 и насосы 9 начнут качать воду на корпус реактора 1. При появлении давления на выходе насоса 9 обратный клапан 12 закроется и весь поток воды будет проходить через насос 9. Вода на корпусе реактора 1 будет кипеть в режиме пузырькового кипения, охлаждать корпус, выходить в виде пара под герметичную оболочку контейнмента 2 и конденсироваться там. Далее конденсат собирается в сборниках 4 конденсата, попадает в источник 3 охлаждающей воды и опять через насос 9 подается в подреакторное пространство 6 на корпус реактора 1.
[0052] Данная схема циркуляции осуществляется в течение необходимого времени. При снижении температуры на корпусе реактора 1 уменьшается электроэнергия, вырабатываемая термоэлектрическими преобразователями 13 и, соответственно, снижается напор на насосе 9. Открывается обратный клапан 12 на байпасе 11 , и вода дальше поступает на охлаждение корпуса реактора 1 уже в режиме естественной циркуляции по тому же разомкнутому контуру.
[0053] Для некоторых типов ядерных энергетических установок для организации открытого в герметичное пространство контейнмента тракта циркуляции охлаждающей воды, есть проблема с очень узким сечением кольцевого зазора между корпусом реактора и бетонными конструкциями на выходе пара из подреакторного пространства (что определено требованиями механической прочности крепления корпуса реактора). Данная проблема может привести к значительному снижению расхода охлаждающей жидкости на корпус реактора, даже с применением термоэлектрических преобразователей. Кроме того, при некоторых типах запроектных аварий может не хватить охлаждающей воды, которая собирается в помещениях контейнмента и направляется в подреакторное пространство для охлаждения корпуса реактора.
[0054] Для уменьшения данных негативных факторов предлагается вариант системы отвода тепла от корпуса реактора с применением замкнутого контура. Данная система отвода тепла (фиг.З) содержит рубашку 15 охлаждения корпуса реактора 1 , размещенного в контейнменте 2. Рубашка 15 охлаждения заполнена охлаждающей водой и соединена с воздушным теплообменником 16 паровым 17 и конденсатным 18 трактами.
[0055] В данном конкретном примере выполнения используется теплообменник штатной системы пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенератора 19 ядерной энергетической установки. Теплообменник 16 расположен за пределами герметичного объема контейнмента в вентиляционном канале 20 внешнего корпуса 21 ядерной энергетической установки.
[0056] Парогенератор 19 подключен к паровому тракту 17 через обратный клапан 22, открытый в сторону воздушного теплообменника 16. Рубашка 15 охлаждения также подключена к паровому тракту через обратный клапан 23, открытый в сторону воздушного теплообменника 16.
[0057] В конденсатном такте 18 установлен насос 9, а парогенератор 19 подключен к конденсатному тракту через отсечной клапан 24, открытый при нормальном режиме работы ядерного реактора 1 и закрывающийся при появлении давления на выходе насоса. Насос 9 приводится в действие электродвигателем (на фиг.З не показан), питающимся от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую установленным на корпусе реактора 1 аналогично описанному ранее.
[0058] Работа данного варианта исполнения системы (реализация способа) отвода тепла от корпуса реактора происходит следующим образом. В режиме ожидания рубашка 15 охлаждения корпуса реактора 1 заполнена водой с температурой корпуса реактора в режиме нормальной эксплуатации, обратный клапан 23 закрыт, циркуляция отсутствует.
[0059] При значительном повышении температуры корпуса реактора увеличивается давление охлаждающей корпус реактора воды, происходит открытие клапана 23, и охлаждающая вода по паровому тракту 17 поступает на теплообменник 16 СПОТ, где передаёт тепло окружающему воздуху а затем поступает в рубашку 15 охлаждения по конденсатному тракту 18. Холодная вода из теплообменника 16 СПОП аналогично ранее описанному варианту охлаждает наружную поверхность термоэлектрических преобразователей (на фиг.З не показаны), появляется ЭДС, которая запитывает электродвигатель насоса 9, который нагнетает охлаждающую воду в рубашку 15 охлаждения. Организуется замкнутая система охлаждения корпуса реактора в течении неограниченного времени. При этом линии связи теплообменника 16 СПОТ с парогенератором 19 отсекаются с помощью пассивных обратного клапана 22 и отсечного клапана 24 при уменьшении давления в парогенераторе и увеличения давлении в контуре охлаждения корпуса реактора.
[0060] Применение предлагаемой системы отвода тепла от корпуса реактора позволяет:
- обеспечить надёжный теплоотвод от корпуса реактора для любых типов запроектных аварий (даже не рассматриваемых гипотетически), в том числе реакторов большой мощности (1000 Мвт эл. и выше);
- иметь дополнительный независимый источник энергоснабжения оборудования и контролирующих приборов систем безопасности;
- работать полностью в пассивном режиме (без управляющего воздействия оператором) в режиме соответствия расхода охлаждающей жидкости температуре на поверхности корпуса реактора;
- обеспечить снижение капитальных затрат при строительстве энергоблока за счёт отказа от применение в конструкции реактора устройства локализации аварии (УЛР).
[0061] Хотя в данном документе были описаны различные стороны осуществления заявленного изобретения, специалистам в данной области техники понятно, что возможны другие подходы к осуществлению данного изобретения. Различные стороны и реализация данного изобретения изложены в настоящем описании в иллюстративных целях и не подразумевают ограничения, причем объем защиты настоящего изобретения указан в нижеследующей формуле изобретения.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Система отвода тепла от корпуса ядерного реактора, содержащая связанный с источником охлаждающей воды, по крайней мере, один насос, предназначенный для принудительной прокачки охлаждающей воды снаружи корпуса, отличающаяся тем, что она снабжена термоэлектрическими преобразователями прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленными на внешней поверхности корпуса реактора, и, по крайней мере, одним электродвигателем для привода насоса, запитанным от термоэлектрических преобразователей .
2. Система отвода тепла по п. 1 , отличающаяся тем, что термоэлектрические преобразователи расположены на внешней боковой поверхности корпуса реактора и выполнены в виде пояса термоэлектрических батарей, установленных выше слоя расплава металла на поверхности ванны кориума в области, омываемой охлаждающей водой.
3. Система отвода тепла по п. 1 , отличающаяся тем, что циркуляция охлаждающей воды организованна по разомкнутому контуру, включающему источник охлаждающей воды, насос, испаритель, представляющий собой внешнюю поверхность корпуса реактора, конденсатор, в качестве которого использован контейнмент, и сборник конденсата, связанный с источником охлаждающей воды, при этом она снабжена термоклапаном, связывающим источник охлаждающей воды с корпусом реактора, насос включен между источником охлаждающей воды и термоклапаном, а параллельно насосу подключен байпас с обратным клапаном.
4. Система отвода тепла по п. 1 , отличающаяся тем, что циркуляция охлаждающей воды организованна по замкнутому контуру, включающему рубашку охлаждения корпуса реактора, заполненную охлаждающей водой, паровой тракт, воздушный теплообменник, связанный с рубашкой охлаждения паровым трактом, конденсатный тракт и насос, установленный в конденсатном тракте, связывающем воздушный теплообменник с рубашкой охлаждения.
5. Система отвода тепла по п. 4, отличающаяся тем, что в качестве воздушного теплообменника использован воздушный теплообменник штатной системы СПОТ, связанный с парогенератором первого контура реактора паровым и конденсатным трактами, рубашка охлаждения соединена с паровым трактом через обратный клапан, в паровом тракте парогенератора расположен обратный клапан, а в конденсатном тракте расположен отсечной клапан, перекрывающий конденсатный тракт к парогенератору при появлении давления на выходе насоса.
6. Способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора, заключающийся в принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса отличающийся тем, что насос приводят в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора.
7. Способ отвода тепла по п. 6, отличающийся тем, что циркуляцию охлаждающей воды осуществляют по разомкнутому контуру за счет испарения кипящей охлаждающей воды на поверхности корпуса реактора, отвода пара в пространство контейнмента, конденсации пара на контейнменте, сбора конденсата и подачи охлаждающей воды обратно на корпус реактора.
8. Способ отвода тепла по п. 6, отличающийся тем, что циркуляцию охлаждающей воды осуществляют по замкнутому контуру за счет испарения находящейся в рубашке охлаждения корпуса реактора кипящей охлаждающей воды на поверхности корпуса реактора, подачи пара в воздушный теплообменник и возврата конденсата обратно в рубашку охлаждения.
9. Способ отвода тепла по п. 8, отличающийся тем, что в качестве воздушного теплообменника применяют штатный теплообменник СПОТ.
PCT/RU2018/000009 2017-01-24 2018-01-16 Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора WO2018139957A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017102116 2017-01-24
RU2017102116A RU2649417C1 (ru) 2017-01-24 2017-01-24 Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2018139957A1 true WO2018139957A1 (ru) 2018-08-02

Family

ID=61867427

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2018/000009 WO2018139957A1 (ru) 2017-01-24 2018-01-16 Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2649417C1 (ru)
WO (1) WO2018139957A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113871044A (zh) * 2021-08-12 2021-12-31 中广核研究院有限公司 冷却控制方法及其相关设备

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2735692C1 (ru) * 2019-07-12 2020-11-05 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Система пассивного отвода тепла ядерного реактора
RU2726226C1 (ru) 2019-12-30 2020-07-10 Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" Система удержания расплава в корпусе реактора

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3598652A (en) * 1965-11-18 1971-08-10 Teledyne Inc Nuclear thermoelectric power plant
RU95108176A (ru) * 1995-05-19 1997-05-10 В.А. Ильичев Ядерный реактор
US20100260303A1 (en) * 2009-04-13 2010-10-14 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
RU2496163C2 (ru) * 2007-10-22 2013-10-20 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Ядерный реактор с улучшенным охлаждением в аварийной ситуации
RU2601285C1 (ru) * 2015-11-23 2016-10-27 Валерий Николаевич Бессонов Способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания аэс

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2467416C1 (ru) * 2011-10-20 2012-11-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3598652A (en) * 1965-11-18 1971-08-10 Teledyne Inc Nuclear thermoelectric power plant
RU95108176A (ru) * 1995-05-19 1997-05-10 В.А. Ильичев Ядерный реактор
RU2496163C2 (ru) * 2007-10-22 2013-10-20 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Ядерный реактор с улучшенным охлаждением в аварийной ситуации
US20100260303A1 (en) * 2009-04-13 2010-10-14 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
RU2601285C1 (ru) * 2015-11-23 2016-10-27 Валерий Николаевич Бессонов Способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания аэс

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113871044A (zh) * 2021-08-12 2021-12-31 中广核研究院有限公司 冷却控制方法及其相关设备

Also Published As

Publication number Publication date
RU2649417C1 (ru) 2018-04-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6795518B1 (en) Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
CN101836262B (zh) 在事故状态下改进冷却的核反应堆
US10115488B2 (en) Passive safety equipment for a nuclear power plant
CN104937670B (zh) 轮替式被动乏燃料池冷却系统和方法
US8873697B2 (en) Liquid metal cooled nuclear reactor and heat removal method for the same
KR101463440B1 (ko) 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
CN101720488B (zh) 在应急系统的闭合回路中使用纳米颗粒的核电设备及相关方法
CN103617815A (zh) 压水堆核电站非能动余热排出系统
KR101297101B1 (ko) 원자로의 잔열 제거 장치
RU2649417C1 (ru) Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора
CN104508753A (zh) 用于核反应堆的深度防御安全范例
CN102831942A (zh) 核电站乏燃料水池应急冷却系统
KR102243711B1 (ko) 원자로 장기 냉각 계통 및 이를 구비한 원전
CN110517796A (zh) 一种改进的非能动余热排出系统
CN113808764B (zh) 安全壳内堆芯余热导出方法和系统
CN106297915B (zh) 一种用于核电站的非能动安注系统
KR101892550B1 (ko) 중간열침원 냉각설비를 구비하는 원전
KR101897985B1 (ko) 비상전력 생산 시스템 및 이를 구비한 원전
CN104078086A (zh) 一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统
CN108550407A (zh) 一种铅铋堆一回路系统及核反应堆
CN111599498B (zh) 一种非能动安全壳空气-水长期冷却系统
KR20060020756A (ko) 다양한 비상냉각설비를 갖춘 일체형 가압 경수로 및 그운전방법
CN115240880B (zh) 一种可实现持续排热的非能动余热排出系统及方法
CN204010703U (zh) 一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统
KR101695363B1 (ko) 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 18745360

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 18745360

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1