Система пассивного отвода остаточных тепловыделений ядерного реактора

 

Использование: преимущественно на АЭС с защитными оболочками, окружающими реактор и оборудование первого контура Сущность изобретения: система пассивного отвода остаточных тепловыделений ядерного реактора содержит первый контур циркуляции теплоносителя, размещенный внутри защитной оболочки Первый контур содержит по крайней мере один парогенератор и собственно ядерный реактор Система содержит также контур естественной циркуляции, подсоединенный к парогенератору по стороне второго контура Этот контур включает горячую петлю, воздухоохлаждаемый теплообменник, размещенный вне защитной оболочки, и холодную петлю. Внутри защитной оболочки размещены также верхний сепаратор-теплообменник , эжектор с входным и выходным соплами, которые разделены камерой смещения , и нижний сепаратор Верхние точки первого контура циркуляции теплоносителя соединены восходящим трубопроводом с верхним сепараторомтеплообменников, внутри которого проходит указанная холодная петля Нижняя часть сепаратора-теплообменника соединена нисходящим трубопроводом с входным соплом эжектора, а верхняя часть - с камерой смешения эжектора. Выходное сопло эжектора соединено с нижним сепаратором, снабженным в верхней части приспособлением для вывода газа во внутренний объем защитной оболочки . Нижняя часть нижнего сепаратора может быть соединена с первым контуром циркуляции теплоносителя за парогенератором На восходящем трубопроводе может быть установлено устройство дожигания водорода 2 зпф-лы, 1 ил. л о

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕН

К ПАТЕНТУ

Комитет Российской Федерации по патентам и товарным знакам (21) 5004235/25

{22) 11.09.91 (46) ЗОБО.93 Ьол. Ма 39 — 40 (7Ц Всесоюзный государственный научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнерголроект" . (72) Беркович В.M.; Татарников В.П.; Гуревич Л.И.;

Савочкин А.М.; Сопленков К.И.; Селиванов B.Ã.

Нигматулин Б.И.; Бредихин ВВ; Кобрина В.И.; Тах

С.М;. Шмыгин А.И.; Таранов Г.С.

P3) Всесоюзный государственный научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" (54) СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ОСТАТОЧНЫХ ТЕППОВЫДЕЛЕНИЙ ЯДЕРНОГО PEАКТОРА (57) Использование: преимущественно на АЗС с защитными оболочками. окружающими реактор и оборудование первого контура. Сущность изобретения: система пассивного отвода остаточных тепловыделений ядерного реактора содержит первый контур циркуляции теплоносителя, размещенный внутри защитной оболочки. Первый контур содержит по крайней мере один ларогенератор и собственно ядерный реактор. Система содержит также (В) RU (11) 2002321 С1 (51) 5 021С15 18 контур естественной циркуляции, подсоединенный к парогенератору по стороне второго контура Этот контур включает "горячую петлю, воздухоохлаждаемый теплообменник размещенный вне защитной оболочки, и "холодную" петлю. Внутри защитной оболочки размещены также верхний сепаратор-теплообменник эжектор с входным и выходным соплами, которые разделены камерой смещения, и нижний сепаратор. Верхние точки первого контура циркуляции теллоноситепя соединены восходящим трубопроводом с верхним сепараторомтеллообменников, внутри которого проходит указанная "холодная петля. Нижняя часть сепаратора-теплообменника соединена нисходящим трубопроводом с входным соплом эжектора, а верхняя часть — с камерой смешения эжектора. Выходное сопло эжектора соединено с нижним сепаратором, снабженным в верхней части приспособлением для вывода газа во внутренний обьем защитной оболочки. Нижняя часть нижнего сепаратора может быть соединена с первым контуром циркуляции теплоносителя за парогенератором. На восходящем трубопроводе может быть установлено устройство дожигания водорода. 2 зл.ф-лы, 1 ил.

2002321

10

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для повышения безопасности атомных станций.

Известные решения в атомной энергетике, обеспечивающие в аварийных режимах отвод остаточных тепловыделений реактора и его расхолаживание, состоят в оснащении АЭС специальными системами насосных агрегатов, теплообменников, дизель-генераторов для аварийного энергоснабжения, источников охлаждающей воды с соответствующими насосными станциями. сложной автоматикой и т.п.

Однако технические решения, в. которых функция охлаждения реактора зависит от работоспособности большого количества так называемых "активных" устройств. требующих для своего функционирования внешнего подвода энергии и имеющих значительное количество движущихся частей, не обеспечивают необходимой надежности, особенно с учетом возможных ошибок персонала. В поисках более надежных способов аварийного охлаждения реактора все чаще .обращаются к "пассивным" средствам, которые не требуют для своего функционирования внешнего подвода энергии, вмешательства персонала и имеют минимальное количество движущихся частей.

Известна система пассивного отвода остаточных тепловыделений, включающая ядерный реактор и по крайней мере один парогенератор, образующие главный контур циркуляции теплоносителя, размещенный внутри защитной оболочки, и контур естественной циркуляции, подсоединенный к парогенератору по стороне вторичного теплоносителя и включающий пассивный теплообменник; размещенный в вытяжной трубе вне защитной оболочки.

Эта система предназначена для отвода остаточных тепловыделений при исчезновении на длительное время напряжения от всех источников электроэнергии на АЭС.

Она достаточно эффективна при плотных основных технологических контурах. Однако при снижении уровня теплоносителя в корпусе реактора при образовании малой и средней течи в первом "îíòóðå система хотя и сохраняет работоспособность, эффективность ее снижается из-за скопления парогазовой смеси в верхних точках контура и нарушения циркуляции теплоносителя. При давлении в защитной оболочке, меньшем давления в первом контуре. парогазовая смесь может быть выведена внутрь оболочки за счет разницы давлений. Однако с развитием аварии давления в оболочке и контуре могут сравняться и таким способом вывести парогазовую смесь становится невозможно. Кроме нарушения циркуляции теплоносителя, это может привести к образованию гремучей смеси и взрыву ее в контуре, что переводит аварию в запроектную.

Эффективность системы повышается, если она используется в комплексе с другими аварийными системами (см. там же), При образовании значительной течи первого контура в корпус реактора заливается вода из гидроемкостей, при этом отвод тепла активной зоны осуществляется за счетиспарения. Трубопроводы первого контура имеют уклон в сторону реактора, за счет чего конденсат из теплаобменных трубок парогенератора стекает в корпус реактора.

Принципиальное значение для надежной работы имеет исключение действия спринклерных устройств в процессе аварийного расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений активной зоны реактора, Это позволяет добиться положительного перепара давлений между помещением защит»ой оболочки и корпусом реактора. что обеспечит гидравлическое запирание сечения течи и позволит сохранить в аварийном режиме неизменным уровень теплоносителя в корпусе реактора. В этом случае накапливающиеся в верхних точках первого контура (а это обычна теплообменные трубки парогенератора) газы снижают зффективность конденсации пара и также создают угрозу взрыва, Цель изобретения — повышение эффективности отвода тепла и надежности системы.

Цель достигается введением в систему дополнительных. устройств: верхнего сепаратора-теплообменника, эжектора и нижнего сепаратора.

На чертеже показана схема системы (стрелкой А обозначен вход пара на турбину, стрелкои Б — питательной воды в парогенератор).

Система пассивного отвода остаточных тепловыделений ядерного реактора содержит первый контур циркуляции теплоносителя, размещенный внутри защитной оболочки 1 и включающий ядерный реактор

2 и по крайней мере один парогенератор 3, соединенные трубопроводами 4, 5, и контур естественной циркуляции, подсоединенный к парогенератору 3 по стороне второго контура и включающий "горячую" петлю 6, воз2002321 духоохлаждаемый теплообменник 7, размещенный вне защитной оболочки 1, например, в вытяжной трубе 8, снабженной устройством 9 для регулирования расхода воздуха, и "холодную" петлю 10.

Внутри защитной оболочки 1 также размещены верхний сепаратор-теплообменник 11, эжектор 12, имеющий входное 13 и выходное 14 сопла, разделенные камерой 15 смешения, и нижний сепаратор 16. Верхние точки 17 первого контура циркуляции теплоносителя соединены восходящим трубопроводом 18, на котором установлено запорное устройство 19 с верхним сепаратором-теплообменником 11, внутри которого проходит "холодная" петля 10 контура естественной циркуляции. Нижняя часть сепаратора-теплообменника 11 соединена нисходящим трубопроводом 20 со входным соплом 13 эжектора 12, а верхняя часть сепаратора теплообменника 11 соединена нисходящим трубопроводом 21 с камерой смешения 15 эжектора 12. Выходное сопло 14 эжектора 12 соединено с нижним сепаратором 16, снабженным в верхней ÷àсти приспособлением 22 для вывода газа во внутренний обьем защитной оболочки 1.

Нижняя. часть нижнего сепаратора 16 соединена трубопроводом 23, на котором установлен обратный клапан 24, с первым контуром циркуляции теплоносителя за парогенерато ром 3. Система может быть с габжена устройством 25 дожигания водорода, установленным на восходящем трубопроводе 18, Система работает следующим образом.

B режиме нормальной эксплуатации контур естественной циркуляции находится в прогретом состоянии, что позволяет в аварийной ситуации достаточно быстро выйти на требуемый режим отвода остаточного тепла.

При возникновении аварийного режима с течью тракт турбины отсекается и открываются запорное устройство 19 и регулирующее устройство 9, Отвод остаточных тепловыделений реактора 2 осуществляется контуром естественной циркуляции с теплообменником 7. Газы, попадающие в первый контур циркуляции теплоносителя, и образующийся в реакторе 2 пар собираются в верхних точках 17 первого контура циркуляции теплоносителя и по восходящему трубопроводу 18 парогазовая смесь поднимается в сепаратор-теплообменник

11. Поскольку через него проходит "холодная" петля 10 контура естественной циркуляции, парогазовая смесь в сепараторе-теплообменнике 11 охлаждается, пар конденсируется. а газы собираются в верхней части сепаратора-теплообменника 11. Жидкость из сепаратора-теплообменника 11 по нисходящему трубопроводу 20 поступает во входное сопло 13 эжектора 12 и через эжектор поступает в нижний сепаратор 16. Если длина нисходящего трубопровода 20 равна

h, то давление на входе в сопло 13 эжекторэ

12 будет равно Р0+ р gh. где Pp — давление в первом контуре циркуляции теплоносителя;

p— - плотность жидкости;

g — гравитационная постоянная.

Допустим p gh = 2 атм. На выходе сопла 13 давление уменьшается. Достаточно, чтобы конструкция эжектора 12 обеспечивала давление на выходе сопла 13 P ip < Pp.

3Т0 требование достаточно мя гкое, При этом не требуется особых средств, обеспечивающих запуск эжектора 12, Итак, поскольку давление в камере смешения 15 меньше давления Р0 в первом контуре циркуляции теплоносителя и соответственно в сепараторе-теплообменнике 11 газ из его верхней части по трубопроводу 21 будет засасываться в камеру смешения 15 эжектора

12. В выходном сопле 14 эжектора 12 давление газожидкостной смеси возрастает и равно Р0+д Р. При этом дР<р 9Ь, однако> О, что также nerKo обеспечивается конструкцией (параметрами) эжектора 12. Достаточ35 но, чтобы д Р =0,1 атм.

Из выходного-сопла 14 эжек1орэ 12 газожидкостнал смесь попадает в сепаратор

16, где происходит разделение жидкости и газа. Поскольку давление газа в сепараторе

16 больше, чем в первом контуре циркуляции теплоносителя, он через выводное приспособление 22 выводится во внутренний объем защитной оболочки 1 даже при условии, что давления в ней и в первом контуре циркуляции теплоносителя равны. Жидкость из сепаратора "16 по трубопроводу 23. нэ котором установлен обратный клапан 24, препятствующий в режиме нормальной эксплуатации выходу теплоносителя из реактора 2 в защитную оболочку 1, возвращается в первый контур циркуляции теплоносителя за парогенератором 3, Для того, чтобы избежать возможности образования иэрывоо55 пасной сл1еси в сепараторе 11, на трубопроводе 18 может быть установлено устройство 25 дожигания водорода. (56) Теплоэнергетика, 1989, М 12, с. 2 — 6.

2002321

Редактор Т.Рыбалова

Заказ 3175

Корректор П. Гереши

Техред М.Моргентал

Типаж Подписное

НПО "Поиск" Роспатента

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

Производственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул.Гагарина, 101

Формула изобретения

1. СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА

ОСТАТОЧНЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЙ

ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащая первый контур циркуляции теплоносителя, размещенный внутри защитной оболочки и включающий ядерный реактор и по крайней мере один парогенератор, и контур естественной циркуляции, подсоединенный к парогенератору .по стороне второго контура и включающий "горячую" петлю, soapyхоохлаждаемый теплообменник, размещенный вне защитной оболочки, и

"холодную" петлю, отличающаяся тем, что внутри защитной оболочки дополнительно размещены верхний сепаратор-теплообменник, эжектор, имеющий входное и выходное сопла. разделенное камерой смешения, и нижний сепаратор. при этом верхние точки первого контура циркуляции теплоносителя соединены восходящим трубопроводом с верхним сепараторомтеплообменником, внутри которого проходит "холодная" петля контура естественной циркуляции, нижняя часть сепаратора-теплообменника соединена нисходящим трубопроводом с входным соплом эжектора, а верхняя часть - с камерой

10 смешения эжектора. выходное сопло эжектора соединено с нижним сепаратором, снабженным в верхней части приспособлением для вывода газа во внутренний объем защитной оболочки, 2. Система по п.1, отличающаяся тем, что нижняя часть нижнего сепаратора соединена с первым контуром. циркуляции теплоносителя as парогенератором.

3. Система по и.1, отличающаяся тем, 20 что на восходящем трубопроводе установлено устройство дожигания водорода,