Способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания аэс

Изобретение относится к расхолаживанию водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании. Пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, через быстродействующую редукционную установку направляется в дополнительную паротурбинную установку 17, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции. При этом избыточная часть генерируемого пара направляется в смешивающий подогреватель 11, где подогревает воду, поступающую из бака холодной воды 13, полученная горячая вода поступает в бак горячей воды 10 и используется для подогрева питательной воды путем смешения, когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, для генерации необходимого количества пара. Технический результат - обеспечение расхолаживания реактора при полном обесточивании, а в штатном режиме - получение дополнительной электроэнергии за счет теплоты, аккумулированной в часы провала электрической нагрузки. 1 ил.

 

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами.

Предложенный способ позволяет решить задачу повышения надежности процесса расхолаживания реакторов АЭС в условиях полного обесточивания.

Известна энергетическая установка (см. авт. свид. СССР на изобретение №1133428, МПК F01K 17/00; 13/00, опубл. 07.01.1985 г.), содержащая подключенный к линии подачи острого пара из парогенератора в основную турбину фазовый аккумулятор, в котором в период уменьшения нагрузки аккумулируется тепловая энергия, а в часы пиковых нагрузок в аккумуляторе генерируется пар, служащий рабочим телом для дополнительной паровой турбины, предназначенной для получения дополнительной пиковой мощности.

Недостатком известной установки является то, что она предназначена для повышения маневренности энергоблока атомной электростанции и не может быть использована для расхолаживания реактора при полном обесточивании атомной электростанции, так как пар, генерируемый за счет остаточного тепловыделения, не используется на прямую в паровой турбине, а аккумулированного тепла недостаточно для расхолаживания в течение 72 часов (время, требуемое МАГАТЭ). Кроме того, аккумулятор фазового перехода имеет сложную и дорогую конструкцию, в связи с чем не получил развитие в современной энергетике.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе устройства системы электроснабжения посредством источников разного принципа действия (см. патент РФ на изобретение №63614, МПК H02J 9/00, опубл. 27.05.2007), предназначенный для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Его суть заключается в расположении в традиционной схеме резервного энергоснабжения, основанной на дизель-генераторах, дополнительных резервных источников - гидроагрегатов, так как для охлаждения активной зоны АЭС всегда применяется водохранилище, искусственное или природное. После внезапного отключения потребителей от внешней энергосистемы в течение нескольких секунд включаются дизель-генераторы, если запуск всех резервных дизель-генераторов не срабатывает, тогда последовательно запускаются гидротурбины. Сработавший гидрогенератор (один из трех) обеспечивает отпуск электроэнергии на собственные нужды АЭС.

Недостатком известного решения является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы и гидротурбины длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе дизель-генераторов (см. В.А. Иванов. "Полное обесточивание энергоблока", "Эксплуатация АЭС", Энергоатомиздат, Санкт-Петербург, 1994, с. 330-332.) Известный способ предназначен для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Известный способ заключается в том, что при полном обесточивании энергоблока АЭС возникает аварийный режим, сопровождающийся обесточиванием шин собственных нужд, срабатыванием аварийной защиты первого рода реактора и формированием сигнала на автоматическое включение аварийных каналов дизель-генераторами. При этом мощность реактора быстро снижается до уровня остаточного тепловыделения. Сброс остаточного пара осуществляется в атмосферу через быстродействующие редукционные устройства и, как правило, предохранительные клапаны парогенераторов. Электропитание всех механизмов, обеспечивающих расхолаживание и вывод энергоблока из работы, производится от дизель-генераторов.

Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а рабочее тело второго контура сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС (см. патент РФ №2520979, МПК G21D 01/00, F01K 23/10, G21C 15/18, G21D 03/08, опубл. 27.06.2014), схема предназначена для резервирования собственных нужд АЭС и повышения её маневренности на основе комбинирования с ПГУ. Постоянно работающая маневренная парогазовая установка применяется наряду с резервированием собственных нужд АЭС на случай аварийной ситуации, сопровождаемой полным обесточиванием, также для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы в эксплуатационном режиме работы. ПГУ вынесена за территорию станции.

Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании проблемно использовать энергию остаточного тепловыделения активной зоны реактора, так как необходим протяженный паропровод от основного энергоблока. В случае отказа от работы ПТУ на остаточном тепловыделении станция имеет малый диапазон маневрирования мощности, т.к. ГТУ придется всегда находиться в работе, в том числе во внепиковые часы. Работа ГТУ ночью неэкономична. Кроме того, необходимо строительство протяженных газопроводов, которые должны быть выполнены с защитой от климатических и террористических угроз, что потребует значительных капиталовложений.

Известна система пассивной безопасности атомной электростанции (см. авт. свид. СССР на изобретение №1829697, МПК G21C 9/00, опубл. 09.06.1995 г.). Известная система пассивной безопасности атомной электростанции предназначена для повышения безопасности при аварии с потерей электроснабжения путем обеспечения привода агрегатов вентиляционной системы, а также интенсификации теплоотвода из-под внутренней оболочки. Сущность изобретения заключается в том, что для повышения безопасности АЭС с двойной вентилируемой защитной оболочкой - внутренней и наружной - последняя снабжена вентиляционной системой, газодувный агрегат которой подключен к турбине дополнительного контура с легкокипящим теплоносителем. В случае аварии с разгерметизацией первого контура и потерей источников электроснабжения с помощью теплообменника выделяющееся под оболочкой тепло передают в парогенератор. Конденсатор размещен выше парогенератора в вытяжной шахте, за счет чего в контуре обеспечивается естественная циркуляция теплоносителя.

Недостатком известного способа является в первую очередь дороговизна и сложность построения дополнительного контура с легкокипящим носителем. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач: элементы системы пассивной безопасности в режиме нормальной эксплуатации АЭС находятся в состоянии горячего резерва и требуют дополнительные затраты на поддержание их в работоспособном состоянии.

Известен способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании АЭС (см. патент РФ на изобретение № 2499307, МПК G21D 01/00, F01K 23/10, G21D 05/08, G21D 03/08, опубл. 20.11.2013 г.). Известный способ предусматривает расхолаживание водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, без использования аварийных систем расхолаживания реактора, за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны, энергии сжигания водородного топлива и дополнительной турбины, эффективно используемых для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах.

Недостатком известного способа является дороговизна и сложность водородного комплекса. Использование взрывоопасного топлива, тем боле на АЭС, требует значительных затрат на обеспечение безопасности. Кроме того, значительно возрастает количество элементов, участвующих в расхолаживании (камера сгорания, компрессорные установки, запорно-регулирующая арматура емкостей и т.д.), что ведет к значительному снижению показателей надежности предлагаемого способа.

Наиболее близким аналогом является известный способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение № 2162621, МПК G21C 15/18, G21D 3/00, опубл. 27.01.2001 г.). Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточного тепловыделения реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатыванию его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока и масла на подшипники штатного турбогенератора.

Недостатком известного способа является использование запасенной в теплогидроаккумуляторе перегретой воды для генерации пара в расширителе, что ведет к неизбежным значительным потерям теплоты на изменение фазового состояния перегретой воды. Ограничен спектр решаемых задач: паротурбинная установка в составе турбины, питательного насоса, масляного насоса и генератора постоянного тока находятся в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), что снижает готовность к работе на случай аварийной ситуации и требует дополнительные затраты на поддержание их в работоспособном состоянии.

Задачей настоящего изобретения является расхолаживание водоохлаждаемого реактора в аварийных условиях, сопровождаемых полным обесточиванием путем полезного использования энергии остаточного тепловыделения.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС в процессе расхолаживания реактора при полном обесточивании путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны для подогрева питательной воды и генерации пара, используемого в качестве рабочего тела в дополнительной паровой турбине, генерирующей в аварийном режиме при полном обесточивании необходимую для расхолаживания электроэнергию, а в штатном режиме дополнительную электроэнергию в сеть за счет использования теплоты, аккумулированной в часы провала электрической нагрузки.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) и низкого (ЦНД) давления, подогреватели высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления, два устройства парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход ЦВД соединён трубопроводом с первым устройством парораспределения, вход ЦНД соединен трубопроводом со вторым устройством парораспределения, дополнительную паротурбинную установку, быстродействующую редукционную установку (БРУ), при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к первому (через быстродействующую редукционную установку) и второму устройствам парораспределения перед соответственно ЦВД и ЦНД основной турбины посредством трубопровода, баки горячей воды (БГВ), бак холодной воды (БХВ), смешивающий подогреватель, при этом смешивающий подогреватель подключен к первому устройству парораспределения перед ЦВД основной турбины, к БГВ с одной стороны и БХВ с другой, БГВ подключен к тракту питательной воды после ПВД, БХВ подключен к тракту питательной воды перед ПНД при полном обесточивании, пар, получаемый в парогенераторе (ПГ) за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, согласно изобретению, 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 из БХВ, полученная горячая вода поступает в БГВ и используется для подогрева питательной воды путем смешения с ней, когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, для генерации необходимого количества пара.

Сущность изобретения заключается в обеспечении электроснабжения собственных нужд АЭС в случае полного обесточивания путем генерации пара в ПГ за счет остаточного тепловыделения активной зоны и использования его в дополнительной паротурбинной установке, в которой вырабатывается необходимая для электроснабжения собственных нужд станции электроэнергия. При этом избыток генерируемого пара аккумулируется в баке горячей воды. По мере расхолаживания активной зоны количество пара генерируемого в ПГ будет снижаться, когда его станет недостаточно, аккумулированная перегретая вода будет подаваться в тракт питательной воды, за счет чего в парогенераторе будет генерироваться большее количество пара.

Изобретение иллюстрируется чертежом (фиг. 1), где показана схема многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения водоохлаждаемого реактора. Позиции на чертежах обозначают следующее: 1 - основная паротурбинная установка; 2 - электрические генераторы; 3 - конденсатор; 4 - конденсатный насос; 5 - подогреватели низкого давления; 6 - деаэратор; 7 - питательный насос; 8 - подогреватели высокого давления; 9 - устройство парораспределения; 10 - бак горячей воды; 11 - смешивающий подогреватель; 12 - насос подачи холодной воды; 13 - бак холодной воды; 14 - насос подачи горячей воды; 15 - аварийный питательный насос; 16 - устройство парораспределения; 17 - дополнительная паротурбинная установка.

В аварийной ситуации, вызванной, например, обесточиванием, на дополнительную паровую турбину 17 через БРУ продолжает поступать пар из ПГ, генерируемый остаточным тепловыделением активной зоны реактора. Избыток пара через устройство парораспределения 9 подается в смешивающий подогреватель 11, где подогревает воду из БХВ 13, полученная горячая вода поступает в БГВ 10 и используется для подогрева питательной воды путем смешения с ней, когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, для генерации необходимого количества пара.

В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки станция снижает электрическую мощность, а избыток пара после устройства парораспределения 9 направляется в смешивающий подогреватель, где подогревает воду из БХВ 13, полученная горячая вода поступает в БГВ 10. В пиковые часы электрической нагрузки из БГВ 10 в тракт питательной воды после ПВД 8 поступает запасенная перегретая вода. При этом чтобы сохранить расход питательной воды на входе в парогенератор прежним, часть конденсата направляется в БХВ 13, в результате чего снижается расход воды через ПВД 8 и ПНД 5, за счет чего уменьшаются отборы пара из основной паровой турбоустановки на подогрев питательной воды. Избыток пара, полученный за счет снижения расхода на отборы, через устройство парораспределения 16 направляется на дополнительную паровую турбоустановку 17.

Отличительным признаком способа расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивании АЭС является обеспечение электроэнергией собственных нужд АЭС в процессе расхолаживания реактора при полном обесточивании путем использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны для подогрева питательной воды и генерации пара, используемого в качестве рабочего тела в дополнительной паровой турбине, генерирующей в аварийном режиме при полном обесточивании необходимую для расхолаживания электроэнергию, а в штатном режиме дополнительную электроэнергию в сеть за счет аккумулированной в часы провала электрической нагрузки теплоты.

Способ расхолаживания водоохлаждаемого реактора посредством многофункциональной системы отвода остаточного тепловыделения в условиях полного обесточивания АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого (ЦВД) и низкого (ЦНД) давления, подогреватели высокого (ПВД) и низкого (ПНД) давления, два устройства парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход ЦВД соединён трубопроводом с первым устройством парораспределения, вход ЦНД соединен трубопроводом со вторым устройством парораспределения, дополнительную паротурбинную установку, быстродействующую редукционную установку (БРУ), при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к первому (через быстродействующую редукционную установку) и второму устройствам парораспределения перед соответственно ЦВД и ЦНД основной турбины посредством трубопровода, баки горячей воды (БГВ), бак холодной воды (БХВ), смешивающий подогреватель, при этом смешивающий подогреватель подключен к первому устройству парораспределения перед ЦВД основной турбины, к БГВ с одной стороны и БХВ с другой, БГВ подключен к тракту питательной воды после ПВД, БХВ подключен к тракту питательной воды перед ПНД, отличающийся тем, что при полном обесточивании пар, получаемый в парогенераторе (ПГ) за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, 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 из БХВ, полученная горячая вода поступает в БГВ и используется для подогрева питательной воды путем смешения, когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, для генерации необходимого количества пара.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к электротехнике. Технический результат состоит в повышении коэффициента мощности.

Изобретение относится к системам локализации аварии на АЭС для улавливания кориума. В расположенной ниже корпуса реактора и предназначенной для охлаждающей жидкости камере установлено средство для приема расплава, выполненное в виде вертикальных труб.

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.

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.

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.

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.

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.

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

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 способам повышения маневренности и безопасности АЭС. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, газотурбинная установка (ГТУ) 12 отключается, дополнительная паротурбинная установка 17 работает на пониженном режиме за счет незначительного снижения расхода свежего пара на основную турбоустановку 1. В пиковые часы электрической нагрузки включается в работу ГТУ 12, уходящие газы направляются в котел утилизации (КУ) 13. После питательного насоса 7 часть питательной воды направляется в КУ 13, нагревается там и подается дожимным насосом 14 в тракт питательной воды и, смешиваясь с основным потоком, подается в парогенератор. В результате уменьшения расхода через ПВД 9 уменьшаются отборы пара из основной паровой турбоустановки 1 на подогрев питательной воды. Избыток пара, полученный за счет снижения расхода на отборы, через устройство парораспределения 16 направляется на дополнительную паровую турбоустановку 17. Технический результат - выработка дополнительной энергии на АЭС в эксплуатационном режиме посредством газотурбинной и паротурбинной установок, способных обеспечить электроснабжение собственных нужд АЭС при аварии. 1 ил.

Изобретение относится к подводным модулям для производства электрической энергии. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средством (37) производства электрической энергии, соединенный при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) содержит вторичный контур (36), связанный со средством (37) производства электрической энергии, и вторичный защитный контур (60), параллельно соединенный с этим вторичным контуром и содержащий по меньшей мере один вторичный пассивный теплообменник (61), расположенный снаружи подводного модуля (12) в морской среде. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к средствам локализации тяжелой аварии атомного реактора. Прочность конструкции полотна (6) основания ядерного реактора, смонтированного на несущей решетке (7) основания ядерного реактора, не превышает прочность верхней и боковых конструкций ядерного реактора. Аварийным давлением в реакторе полотно (6) основания ядерного реактора разрушается на мелкие части мгновенным прорывом небольших оконных проемов со стороной до 20 см по всей внутренней площади основания реактора. Полотно (6) основания реактора одномоментно выдавливается через несущую решетку (8) по всему внутреннему периметру основания реактора (7). Аварийный расплав через несущую решетку основания реактора сбрасывается в приемное устройство ловушки (2). Заборники расплава (4) равномерно распределяют аварийный расплав по горизонтальным шахтам (3). Горизонтальные шахты (3) расположены посекторно по вертикали вокруг приемного устройства ловушки (2), по всему периметру в пределах основного корпуса блока АЭС (5), поярусно, на необходимую глубину, в достаточном количестве, обеспечивающем гарантированное естественное охлаждение и длительное хранение аварийного расплава, замедление его разогрева, минимизацию образования водорода, предотвращение образования повторной критичности. Технический результат – снижение вероятности разрушения внешнего герметичного контура ядерного реактора (1) при превышении аварийного давления, ядерного взрыва внутри реактора. 2 ил.

Изобретение относится к энергетическим модулям подводного базирования. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон, в который интегрирован блок производства электроэнергии (12) с кипящим ядерным реактором (30). Блок производства электрической энергии при помощи электрических кабелей (6) связан с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20), формирующей резервуар для хранения воды защиты реактора. В камере (20) радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой. Кипящий ядерный реактор (30) содержит реакторный бак (32), установленный в колодце (90) бака, нижняя часть которого соединена с нижней частью камеры (20) через средства (91), формирующие впускной водопровод, установленные вдоль радиальной стенки (53) модуля (12), и верхняя часть которого соединена с соответствующей частью камеры (20), формирующей резервуар, через средства (92), формирующие выпускной водопровод. Технический результат – повышение уровня безопасности реактора при неблагоприятных природных явлениях. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль (12) в виде удлиненного цилиндрического кессона содержит блок производства электроэнергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, соединенными при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20), образующей резервуар для хранения воды защиты реактора. У камеры, по меньшей мере, одна радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой. Сухая камера (19) реакторного отсека (18) связана с отсеком (21) для размещения средств производства электрической энергии, который содержит средства (100) подачи воды для затопления сухой камеры (19). Средства (100) установлены в его нижней части и содержат водозаборник (101) для морской воды, выполненный в радиальной стенке модуля (12), трубопровод между этим водозаборником и сухой камерой (19) реакторного отсека и вентиль (102) для затопления этой камеры. Технический результат – повышение безопасности энергоблока при авариях. 23 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к способам отвода остаточного тепловыделения реактора в условиях полного обесточивания АЭС. Дополнительная ПТУ 2 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды станции, используя пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения реактора. Избыток генерируемого в ПГ пара направляется в ПСА 8, где нагревает холодную воду из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Запасенная в БГВ 9 горячая вода направляется в ПГ. Отработавший в дополнительной ПТУ 2 пар направляется в конденсатор 4, откуда конденсат сливается в БХВ 6. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, часть пара из ПГ направляется в ПСА 8, где подогревает холодную воду, подаваемую из БХВ 6. Полученная горячая вода запасается в БГВ 9. Дренаж греющего пара после ПСА 8 подается в тракт питательной воды после ПВД 12. Технический результат - работа на генерацию электроэнергии в сеть в штатном режиме установок повышения безопасности, отсутствие их простоя. 1 ил.

Изобретение относится к судовой (корабельной) атомной энергетике. Устройство снижения аварийного давления и локализации последствий аварии в защитной оболочке при разгерметизации первого контура судовой (корабельной) атомной энергетической установки размещено в защитной оболочке реакторного блока, содержащего реакторное, аппаратное помещения и барботер с бассейном и свободным газовым объемом. Реакторное и аппаратное помещения имеют общую герметичную перегородку. Перепускные каналы соединяют аппаратное помещение с подводным пространством бассейна барботера. В аппаратном помещении размещены спринклерная установка и датчик давления с уставками, включающий/отключающий спринклерную установку. В общей герметичной перегородке реакторного и аппаратного помещения установлены предохранительные мембраны для выравнивания давления в этих помещениях при аварии в одном из них. Обратные воздушные клапаны установлены на участках перепускных каналов, расположенных в свободном газовом объеме барботера и выполнены с возможностью срабатывания при достижении заданного уровня перепада аварийного давления между свободным газовым объемом барботера и аппаратным помещением и обеспечения их сообщения друг с другом для создания направленной циркуляции паровоздушной смеси через барботер. Технический результат – эффективная локализация последствий аварии. 1 ил.

Изобретение относится к расхолаживанию водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании. Пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, через быстродействующую редукционную установку направляется в дополнительную паротурбинную установку 17, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции. При этом избыточная часть генерируемого пара направляется в смешивающий подогреватель 11, где подогревает воду, поступающую из бака холодной воды 13, полученная горячая вода поступает в бак горячей воды 10 и используется для подогрева питательной воды путем смешения, когда энергии остаточного тепловыделения становится недостаточно, для генерации необходимого количества пара. Технический результат - обеспечение расхолаживания реактора при полном обесточивании, а в штатном режиме - получение дополнительной электроэнергии за счет теплоты, аккумулированной в часы провала электрической нагрузки. 1 ил.

Наверх