Система расхолаживания ядерного канального реактора

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора. Система расхолаживания ядерного канального реактора включает технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами. Между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установлены ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключен к линии продувочной воды. Технический результат - поддержание безопасного состояния активной зоны, возможность замены технологических каналов и ремонтных работ на всасывающей и напорной частях оборудования контура многократной принудительной циркуляции без останова процесса расхолаживания реактора, сокращение времени простоя реактора во время плановых остановов на ремонт. 1 ил.

 

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к системам охлаждения ядерного канального реактора и может быть использовано для расхолаживания реактора.

С целью обеспечения безопасности основной металлоемкой части энергетического блока АЭС - реактора, контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) и его вспомогательных систем необходимо осуществлять постоянный отвод тепла (расхолаживание). В уровне техники обнаружена система расхолаживания ядерного канального реактора, включающая технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, напорные, всасывающие, раздаточно-групповые коллекторы, главные циркуляционные насосы, насосы расхолаживания, регенераторы и доохладители продувки, байпасную очистку, теплообменники, баки (Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов «Канальный ядерный энергетический реактор» - М.: Атомиздат, 1980 г., стр.80-89).

Наиболее близкий аналог заявляемого изобретения описан в книге М.А. Абрамова, В.И. Авдеева «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК» - М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г., стр.110-142. Указанная система расхолаживания ядерного канального реактора содержит технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак (бак чистого конденсата), питательные насосы (питательные электронасосы), линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы (регенераторы продувки), байпасную очистку, соединенные трубопроводами. Расхолаживание производят путем поочередного отключения главных циркуляционных насосов (ГЦН), снижения давления и температуры теплоносителя в КМПЦ, включения насосов расхолаживания и последующего останова ГЦН. Режим расхолаживания предусматривает прокачку теплоотводящей среды через основное оборудование и коммуникации КМПЦ, поэтому доступ в это оборудование и к коммуникациям, промышленному персоналу, для выполнения ремонтных работ невозможен.

Недостатком ближайшего аналога является невозможность проведения ремонтных работ на оборудовании КМПЦ без останова процесса расхолаживания реактора.

Задача, решаемая изобретением, заключается в обеспечении возможности проведения ремонта оборудования КМПЦ без останова процесса расхолаживания реактора.

Сущность изобретения состоит в том, что в системе расхолаживания ядерного канального реактора, включающей технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами, предложено между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установить ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключить к линии продувочной воды.

Применение дополнительно установленных ремонтных коллекторов между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами позволяет обеспечить доступ к технологическим каналам, а также напорной и всасывающей части КМПЦ для проведения ремонтных работ без длительного расхолаживания реактора. Аварийный бак подключен к линии продувочной воды для регулирования и поддержания уровня воды в системе водообеспечения.

Система расхолаживания ядерного канального реактора, приведенная на фиг.1 состоит из барабан-сепараторов 1, всасывающих коллекторов 2, главных циркуляционных насосов 3, напорных 4 и раздаточно-групповых коллекторов 5, запорно-регулирующих клапанов 6, задвижки на линии забора воды 7. Аварийный бак 8 соединяется трубопроводами через питательные насосы 9 и задвижки 10, 11 с линией продувочной воды 12. Причем связь между задвижками 10, 11 осуществляется путем разборки фланцевых разъемов крышек задвижек 10, 11 и установки на их место дополнительного трубопровода 21.

Ремонтные коллекторы 13 соединены с коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов 14 и через расходомеры 15 с технологическими каналами реактора 16. Также система расхолаживания включает насосы расхолаживания 17, доохладители продувки 18, байпасную очистку 19, регенераторы 20.

Схема подачи воды в системе расхолаживания ядерного канального реактора выделена на фиг.1 жирными линиями и заключается в следующем. Задвижка на линии забора воды 7 находится в закрытом состоянии. Из барабан-сепараторов 1 вода по трубопроводам поступает в технологические каналы реактора 16 для его расхолаживания и далее через расходомеры 15 подается в ремонтные коллекторы 13. При этом запорно-регулирующие клапаны 6 выбранных для замены технологических каналов находятся в закрытом состоянии. Затем вода собирается в коллекторах продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов 14 и забирается насосами расхолаживания 17, прокачивается через доохладитель продувки 18, байпасную очистку 19 и регенераторы 20, где происходит ее охлаждение, и далее поступает в барабан-сепараторы 1. Подпитка системы расхолаживания производится на линию продувочной воды 12 из аварийного бака 8 по трубопроводам посредством питательных насосов 9 через задвижки 10, 11 и дополнительный трубопровод 21. Причем задвижка 10 перекрывает поступление подаваемой воды в систему аварийного расхолаживания реактора (САОР).

Использование предложенной системы расхолаживания ядерного канального реактора обеспечивает поддержание безопасного состояния активной зоны, позволяет проводить замену технологических каналов и ремонтные работы на всасывающей и напорной частях оборудования КМПЦ без останова процесса расхолаживания реактора. При этом уменьшается время простоя реактора во время плановых остановов на ремонт.

Система расхолаживания ядерного канального реактора, включающая технологические каналы реактора, барабан-сепараторы, главные циркуляционные насосы, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, запорно-регулирующие клапаны, задвижки, расходомеры, коллекторы продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов, аварийный бак, питательные насосы, линию продувочной воды, доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, байпасную очистку, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что между коллекторами продувки тупиковых зон раздаточно-групповых коллекторов и технологическими каналами установлены ремонтные коллекторы, соединенные трубопроводами, а аварийный бак посредством дополнительного трубопровода подключен к линии продувочной воды.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор содержит бак (4), в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, колодец (6) бака, в котором находится бак (4), кольцевой канал (16), окружающий нижнюю часть бака (4) в колодце (6) бака, резервуар жидкости для заполнения колодца бака, герметичный корпус (22) реактора, камеру (26) сбора пара, генерируемого в верхнем конце колодца (6) бака, отделенную от герметичного корпуса (22), циркуляционный насос (40) и лопастный насос или паровую поршневую машину (32) для приведения в действие циркуляционного насоса (40).

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а именно к пассивным системам безопасности. .

Изобретение относится к области энергетики, а именно к повышению безопасности эксплуатации атомных электростанций. .

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к локализующим системам безопасности на АЭС с двумя защитными оболочками, и может быть использовано в устройствах поддержания разрежения в межоболочечном пространстве в случае отказа вентиляционных систем, требующих электроэнергию для своей работы.

Изобретение относится к области эксплуатации атомных электростанций повышенной безопасности, а именно к системам пассивного отвода тепла (СПОТ) от ядерного реактора, и может быть использовано в этих системах в случаях, когда при работающем ядерном реакторе теплообменники СПОТ должны находиться в нагретом состоянии.

Изобретение относится к области теплоэнергетики, а именно к составам материалов для передачи тепла в условиях пиковых нагрузок. .

Изобретение относится к энергетике и предназначено для использования на атомных электростанциях с ядерными реакторами, охлаждаемыми водой под давлением. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для повышения уровня безопасности реакторов большой мощности канальных. .

Изобретение относится к области энергетики, а именно к вентиляционным системам отвода тепла от первого контура энергетической установки и может быть использовано для защиты воздушных теплообменников от нагара при возможном попадании на них летающих в воздухе предметов (например, полиэтиленовая пленка, насекомые, птицы и др.).

Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соединяющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры тепловыделяющих элементов. Технический результат - предупреждение перегрева тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора. Активная зона и отражатель размещены в корпусе, выполненном в виде короба с двумя обечайками и нижней опорной решеткой с отверстиями. Активная зона расположена во внутренней обечайке корпуса, а отражатель расположен во внешней обечайке. Высоту внутренней обечайки выбирают из условия обеспечения такого расхода теплоносителя за счет естественной циркуляции, при котором обеспечивается расхолаживание активной зоны без превышения допустимых значений температур оболочек тепловыделяющих элементов. Технический результат - обеспечение расхолаживания активной зоны и отражателя в аварийных ситуациях. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерному реактору с жидкометаллическим теплоносителем и способу отвода теплоты от такого реактора. Ядерный реактор 10 с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус 22 реактора, защитную оболочку 23, канал U для воздушного потока и узел 30 нагнетания. В корпусе реактора находятся активная зона 11 и хладагент L для активной зоны 11 реактора. Внешнюю поверхность корпуса окружает защитная оболочка 23. Канал U для воздушного потока обеспечивает отвод теплоты с помощью воздушного потока, проходящего вокруг защитной оболочки 23, а узел 30 нагнетания предназначен для закачки заполнителя в зазор D между корпусом 22 реактора и защитной оболочкой 23. Технический результат - повышение эффективности отвода тепла от корпуса реактора за счет повышения температуры внешней стенки защитной оболочки. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 17 ил.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. При орошении чехлов с ОТВС распыленной дренчерными оросителями водой, воду в дренчерные распылители подают периодически, причем минимальный расход воды определяют по формуле: G мин=Q/r×F1/F2, где G мин - минимальный массовый расход воды, кг/с; Qот - суммарное тепловыделение ОТВС в отсеке, кВт; R - удельная теплота парообразования воды, кДж /кг; F1 - площадь отсека, м2; F2 - суммарная площадь чехлов с ОТВС в отсеке, м2. Бак аварийного водоснабжения соединен через запорный клапан и подводящий трубопровод непосредственно с системами орошения чехлов с ОТВС и стен, и параллельно через запорный клапан с всасывающим патрубком повысительной насосной станции. Ее нагнетательный патрубок также через запорные клапаны соединен с подводящим трубопроводом и с баком аварийного водоснабжения байпасным трубопроводом. Запорные клапаны снабжены электроприводами и пультом управления, обеспечивающим их открытие и закрытие через заданные промежутки времени. Технический результат - повышение эффективности использования охлаждающей воды за счет прерывистого режима подачи воды на орошение чехлов с ОТВС, обеспечивающего преимущественно пленочный режим кипения охлаждающей воды на стенках чехлов. 2н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах выдержки, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС и строительных конструкций при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. Орошение чехлов с ОТВС осуществляют распыленной водой, подаваемой из резервуара аварийного водоснабжения самотеком, а в оросители дополнительно подают сжатый воздух. В системах орошения монтируют расположенные вдоль стен трубопроводы подачи воды и сжатого воздуха, располагаемыми между рядами чехлов с ОТВС. Присоединенные к ним оросители выполнены в виде акустических форсунок для тонкого распыления воды, которые размещают на расстоянии, меньшем радиуса их действия. В качестве источника сжатого воздуха используется передвижной компрессор. Технический результат - получение пленки воды на охлаждаемых поверхностях, равномерное отведение тепла от ОТВС. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Наверх