Система компенсации объема ядерного реактора

 

СИСТЕМА КОМПЕНСАЦИИ ОБЪЕМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащая компенсатор объема, водйная полость которого через дыхательный трубопровод с и-образным участком соединена с горячей линией циркуляционной петли реактора, и холодную линию циркуляционной петли реактора с циркуляционным насосом, отличающаяс я тем, что, с целью повышения эксплуатационной надежности системы путем исключения температурных перекосов , пульсаций и напряжений в дыхательном трубопроводе при одновременг ном снижении энергозатрат за счет исключения подогрева впрыскиваемой воды, нижняя и-образного участка дыхательного трубопровода соединена с входом циркуляционного насоса.

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

PECflVSJlHH (19) (11) (51) 4 (* 21 D 1/02

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И OTHPbITHA

ВСЕССЮЗИАЛ (21) 3527 921/18-25 (22) 27:.1 2. 82 (46) 30.09.87. Бюл. ii 36 (72) Ю. В. Вихорев, Б.В. Долгов, А.В.Воронков и А.К.Подшибякин (53) 621.039.5 (088.8) реактора, и холодную линию циркуляционной петли реактора с циркуляционным насосом, о т л и ч а ю щ а.я— с я тем, что, с целью повышения эксплуатационной надежности системы путем исключения температурных перекосов, пульсаций и напряжений в дыхательном трубопроводе при одновремен-. ном снижении энергозатрат за счет исключения подогрева впрыскиваемой воды, нижняя U-образного участка дыхательного трубопровода соединена с входом циркуляционного насоса. (54)(57) СИСТЕМА КОМПЕНСАЦИИ ОБЪЕМА

ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащая компенсатор объема, водяная полость которого через дыхательный трубопровод с

U-образным участком соединена с горячей линией циркуляционной петли

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ .,д,,ц!

H АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ ВИИИО ЕЫЖ

1 108854

Система компенсации объема ядерных реакторов относится преимущественно к ядерным паропроизводящим установкам с реакторами водоводяного

5 типа.

Известна система компенсации объема ядерного реактора, содержащая компенсатор объема, паровая полость когорого соединена с холодной линией циркуляционной петли реактора, а водяная полость — через дыхательный трубопровод с U-образным участком с горячей линией циркуляционной петли реактора. 15

Температурный режим дыхательных трубопроводов данной системы поддерживается за счет непрерывной циркуляции воды через компенсатор объема и дыхательный трубопровод. Это умень- 20 шает тепловые удары в системе компенсации объема при положительных и отрицательных изменениях объема теплоносителя в контуре.

Циркулирующая вода впрыскивается 25 в паровую полость компенсатора объема по трубопроводы впрыска.

Указанная система компенсации объема ядерного реактора имеет следующие недостатки. 30

При небольших расходах протока по дыхательному трубопроводу .в пределах

U-образного участка, вследствие разницы температур в компенсаторе объема и циркуляционной петле, а также

35 теплопотерь с поверхности дыхательного трубопровода, в нем возникает расслоение воды по температурам. Это ,приводит к температурным перекосам и пульсациям, а следовательно, к тем- 40 пературным напряжениям в металле. Если увеличить расход .циркулирующей по дыхательному трубопроводу воды, то это приведет к захолаживанию компенсатора объема и тем самым к значитель-45 ным энергозатратам по поддерживанию номинальной температуре в компенсаторе объема.

Постоянная протечка воды (впрыск

ВОды) для прогреВа дыхательнОГО тру- 50 бопровода требует поддержания в работе электронагревателей, так как температура впрыскиваемой воды на

70. — 80 С ниже температуры воды в компенсаторе объема.

Патрубок впрыска постоянно испытывает температурные напряжения, так как с одной. стороны он прогревается паром и от верхнего днища компенсато9 2 ра объема, а с-другой стороны охлаждается впрыскиваемой водой постоянной протечки, которая к тому же стекает по патрубку по.части периметра внутренней поверхности.

Наиболее близкой к изобретению по своей технической сущности является известная система компенсацииобьема ядерного реактора, содержащая . компенсатор объема, водяная полость которого через дыхательный трубопровод с U-образным участком соединена э с горячей линией циркуляционной петли реактора, и холодную линию циркуляционной петли реактора с циркуляционным насосом.

Недостатком известной системы компенсации объема ядерного реактора является низкая эксплуатационная надежность, обусловленная возникновением температурных перекосов, пульсаций и напряжений в дыхательном трубопроводе из-за разницы температур в компенсаторе объема и в циркуляционной петле.

Целью изобретения является повышение эксплуатационной надежности системы компенсации объема ядерного реактора, путем исключения температурных перекосов, пульсаций и напряжений в дыхательном трубопроводе при одновременном снижении энергозатрат за счет исключения подогрева впрыскиваемой воды, Поставленная цель достигается тем, что в известной системе компенсаций . объема ядерного реактора, содер-. жащий компенсатор объема, водяная полость которого через дыхательный трубопровод с U-образным участком соединена с горячей линией циркуляционной петли реактора и холожную линию циркуляционной петли реактора с циркуля"

I ционным насосом, нижняя часть U-образного участка дыхательного трубопровода соединена с входом циркуляционного насоса.

На чертеже дана принципиальная схема ядерной паропроизводящей уста-. новки с системами компенсации объема.

Система. компенсации объема ядерного реактора содержит компенсатор объема 1 водяная полость которого сое- динена дыхательным трубопроводом 2 с горячей линией 3 циркуляционной петли реактора 4. Нижняя U-образная часть дыхательного трубопровода 2 IIo дренажному штуцеру соединена трубоСоставитель В.Колодцева

Техред МеДИДЬа Корректор И.Муска

Редактор Н.Сильнягина

Заказ 4450 Тираж 394 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5

Производственно-полиграфическое предприятие, r.Óæãoðoä, ул.Проектная,4 з 10 проводом 5 через дренаж 6 холодной линии 7 циркуляционной петли со всасом циркуляционного насоса 8. Реактор 4 соединен с парогенератором 9.

Система работает следующим образом.

Во всех эксплуатационных режимах, когда работает циркуляционный насос

8, теплоноситель (вода) нагнетается этим насосом 8 в реактор 4, в котором теплоноситель нагревается за счеттепла ядерной реакции и поступает в горячую линию 3 циркуляционной петли, Часть этого теплоносителя, достаточная для прогрева дыхательного трубопровода 2, отводится из горячей,линии 3 циркуляционной петлй в дыха-. тельный трубопровод 2 и, далее, из нижней П-образной части дыхательного трубопровода 2 через дренажный штуцер, по трубопроводу 5, через дренаж

6 холодной линии 7 циркуляционной петли на всас главного циркуляционного насоса 8..Таким образом организуется циркуляция теплоносителя через дыхательный трубопровод для его прогрева. Проток обеспечивает постоянный температурный режим в дыхательном трубопроводе на уровне температур в горячей линии циркуляционной петли реактора. Расслоение воды в дыхательном трубопроводе и, главным образом, в его U-образной части при этом исключается, так как наиболее колодная вода из самой нижней части

88549 трубы постоянно отсасывается в циркуляционную петлю. При этом отпадает необходимость в постоянной протечке через компенсатор и, следовательно, не требуется работа электронагревателей для подогрева впрыскиваемой водые

Расход протока воды из нижней Uобразной части дыхательного трубопровода на всас работающего циркуляционного насоса, необходимый для поддержания температурного режима дыхательного трубопровода, практически не отражаетея на технических характеристиках реактора.

Данное техническое решение повы-. шает надежность системы компенсации объема, т.к. исключает температурные перекосы и пульсации,.и напряже ния в металле дыхательного трубопровода и, следовательно, надежность ядерной паропроизводящей установки в целом. Технико-экономический расчет затруднителен, т.к. нормальноесостояние ядерной паропроизводящей установки — безаварийное состояние.

Экономический эффект может быть определен как сокращение времени на контроль и возможный ремонт дыхательного трубопровода системы компенсации объема, связанный с расхолаживанием установки, выемом всей активности зоны реактора и разогревом до номинальных парамет" ров.