Система очистки и расхолаживания теплоносителя ядерного реактора

Изобретение относится к области атомной энергетики, к системам очистки и расхолаживания теплоносителя первого контура ядерного реактора. Система очистки и расхолаживания теплоносителя представляет собой циркуляционный контур, включающий корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя, теплообменник, фильтр, циркуляционный насос. Система дополнительно снабжена циркуляционным устройством, выполненным в виде двух пар труб, снабженных клапаном каждая. Нижний конец одной трубы первой пары соединен с патрубком отбора теплоносителя в корпусе реактора. Верхний конец соединен с внутренним объемом двухпозиционного клапана перед золотником. Нижний конец второй трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником. Нижний конец одной трубы второй пары соединен с патрубком возврата теплоносителя в корпусе реактора. Верхний конец – с внутренним объемом клапана перед золотником, нижний конец другой трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником. Изобретение обеспечивает непрерывную работу системы очистки и расхолаживания теплоносителя при пониженном уровне теплоносителя в корпусе реактора 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

 

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам очистки и расхолаживания теплоносителя первого контура ядерного реактора, и может быть использовано в ядерных реакторах малой и средней мощности.

Известна система очистки и расхолаживания, описанная в книге М.А. Абрамова, В.И. Авдеева «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК» - М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г., стр. 110-142. Она содержит регенеративный теплообменник I-III контуров; фильтр первого контура; электронасос расхолаживания; трубопроводы, корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя. Циркуляция теплоносителя осуществляется за счет напора ЦНПК (циркуляционного насоса первого контура).

Также известна система, описанная в книге Д.Ф. Романова, М.А. Лебедева, С.С. Саваренского, Н.П. Шаманова «Судовые ядерные паропроизводящие установки» - Ленинград: Изд. Судостроение, 1967 г., стр. 42-45, которая, по наибольшему числу общих признаков и решаемой задаче, выбрана за прототип. Указанная система очистки и расхолаживания ядерного канального реактора содержит регенеративный теплообменник I-III контуров; фильтр первого контура; электронасосы расхолаживания; трубопроводы, корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя.

Недостатком известных систем является невозможность работы в режиме расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора во время перегрузки и ремонта. При указанных работах необходимо понижение уровня теплоносителя в корпусе реактора, а патрубки, соединяющие реактор с оборудованием системы, находятся выше уровня теплоносителя.

Следовательно, прежде чем приступить к ремонтным работам или перегрузке активной зоны, необходимо осуществить расхолаживание реактора до температур, приемлемых для проведения указанных работ, что приводит к увеличению времени простоя установки.

Технической задачей данного изобретения является обеспечение непрерывной работы системы очистки и расхолаживания теплоносителя при снижении уровня теплоносителя в корпусе реактора.

Решение поставленной задачи позволяет сократить время простоя установки при подготовке к перегрузке или ремонту за счет сокращения времени на расхолаживание реактора, а также повысить безопасность проводимых работ.

Техническая задача решается тем, что система дополнительно снабжена циркуляционным устройством, расположенным во внутренней полости корпуса реактора и выполненным в виде двух пар труб, снабженных клапаном каждая, закрепленных на корпусе реактора, и состоящим из корпуса с отверстием, соединяющим внутренний объем клапана с внутренней полостью корпуса реактора, и золотника, причем нижний конец одной трубы первой пары соединен с патрубком отбора теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец соединен с внутренним объемом двухпозиционного клапана перед золотником, нижний конец второй трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец с внутренним объемом клапана за золотником, при этом нижний конец одной трубы второй пары соединен с патрубком возврата теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец с внутренним объемом клапана перед золотником, нижний конец другой трубы указанной пары соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец с внутренним объемом клапана за золотником.

Снабжение системы дополнительным циркуляционным устройством позволяет обеспечить возможность начать работы по ремонту и перегрузки активной зоны реактора раньше, чем будет осуществлено полное расхолаживание системы, так как и при пониженном уровне теплоносителя в корпусе реактора система будет продолжать работать и отводить остаточные тепловыделения.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где:

на фиг. 1 показана принципиальная схема системы;

на фиг. 2 показан уровень теплоносителя в корпусе реактора в режиме нормальной работы реактора;

на фиг. 3 показан уровень теплоносителя в корпусе реактора в режиме ремонта и перегрузки;

на фиг. 4 показана конструкция двухпозиционного клапана;

на фиг. 5 показана циркуляция теплоносителя в режиме нормальной работы реактора;

на фиг. 6 показана циркуляция теплоносителя в режиме ремонта и перегрузки.

Предлагаемая система содержит: корпус реактора 1 с патрубками отбора 2 и возврата 3 теплоносителя, теплообменник 4, циркуляционный насос 5, ионообменный фильтр 6, соединенные между собой и корпусом реактора 1 трубопроводами 7, и образующие замкнутый контур циркуляции.

Во внутренней полости корпуса реактора 1 дополнительно расположено циркуляционное устройство 8, выполненное в виде двух пар труб 9, 10. Каждая пара труб 9, 10 снабжена герметичным двухпозиционным клапаном 11, 12, которые закреплены на корпусе реактора 1 и выполнены в виде корпуса 13 с отверстием 14, соединяющим внутренний объем клапана 15 с внутренней полостью корпуса реактора 1. Во внутреннем объеме клапана 15 размещен золотник 16 со штоком 17, связанным с устройством управления 18 и герметично уплотненным относительно корпуса клапана 13 при помощи герметизирующего элемента 19, например сильфона. Верхний конец трубы 20 первой пары 9 соединен с внутренним объемом клапана 15 перед золотником 16, а нижний конец трубы 20 соединен с патрубком отбора теплоносителя 2. При этом верхний конец другой трубы 21 этой пары 9 соединен с внутренним объемом клапана 15 за золотником 16, а нижний конец трубы 21 соединен с внутренней полостью корпуса реактора 1. Верхний конец трубы 22 второй пары 10 соединен с внутренним объемом клапана 15 перед золотником 16, а нижний конец трубы 22 соединен с патрубком возврата теплоносителя 3. При этом верхний конец другой трубы 23 этой пары 10 соединен с внутренним объемом клапана 15 за золотником 16, а нижний конец соединен с внутренней полостью корпуса реактора 1.

Работает система расхолаживания и очистки теплоносителя первого контура следующим образом.

При работе реактора в нормальном режиме золотники 16 клапанов 11, 12 циркуляционного устройства 8, выполненного в виде пары труб 9, 10, находятся в положении, при котором циркуляция теплоносителя осуществляется следующим образом. Теплоноситель из внутреннего объема корпуса реактора 1 через отверстие 14 в корпусе 13 клапана 11 поступает во внутренний объем клапана 15 перед золотником 16, далее по трубе 20 первой пары 9 через патрубок отбора теплоносителя 2 по трубопроводу 7 поступает в теплообменник 4, где охлаждается, откуда при помощи циркуляционного насоса 5 поступает в ионообменный фильтр 6, затем подогревается в рекуператоре теплообменника 4, и через патрубок возврата теплоносителя 3, по трубе 22 второй пары 10 поступает во внутренний объем 15 клапана 12 перед золотником 16, затем через отверстие 14 в корпусе 13 клапана 12 теплоноситель возвращается во внутренний объем корпуса реактора 1, замыкая контур циркуляции. При этом труба 21 первой пары 9 и труба 23 второй пары 10 циркуляционного устройства 8 отключены золотниками 16 клапанов 11, 12 от процесса циркуляции.

Таким образом, отверстия 14 в корпусах 13 клапанов 11, 12 являются точками отбора и возврата теплоносителя в режиме нормальной эксплуатации.

Работы по перегрузке активной зоны реактора, по ремонту, связанному с глушением текущих секций парогенератора, заменой главного циркуляционного насоса, и любые другие ремонтные работы производятся на остановленном реакторе. Для обеспечения возможности проведения указанных выше работ необходимо снижение уровня теплоносителя. С момента остановки реактора проведение работ не возможно, в связи с сохранением остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, которые отводятся системой очистки и расхолаживания теплоносителя, работающей непрерывно. Для этого перед снижением уровня теплоносителя клапаны 11, 12 переводятся в положение «ремонт».

Перевод осуществляется при помощи устройств управления 18, при этом, за счет перемещения штоков 17, золотники 16 занимают положение, при котором отверстия 14 в корпусе 13 клапанов 11, 12 перекрываются, а труба 21 первой пары 9 и труба 23 второй пары 10 циркуляционного устройства 8 открываются и включаются в процесс циркуляции.

При этом циркуляция теплоносителя осуществляется следующим образом.

Теплоноситель из внутреннего объема корпуса реактора 1, через отверстие в нижнем конце трубы 21 первой пары 9 поступает во внутренний объем клапана 15 за золотником 16, далее по трубе 20 первой пары 9 через патрубок отбора теплоносителя 2 по трубопроводу 7 поступает в теплообменник 4, где охлаждается, откуда при помощи циркуляционного насоса 5 поступает в ионообменный фильтр 6, затем подогревается в рекуператоре теплообменника 4, и через патрубок возврата теплоносителя 3, далее по трубе 22 второй пары 10 поступает во внутренний объем 15 клапана 12 за золотником 16, затем по трубе 23 второй пары 10 теплоноситель возвращается во внутренний объем корпуса реактора 1, замыкая контур циркуляции. Таким образом, отверстия в нижних концах труб 21, 23 являются точками отбора и возврата теплоносителя в режиме ремонта.

Работа системы продолжается при понижении уровня теплоносителя в корпусе реактора, что позволяет сократить время на расхолаживание, снизить время простоя установки и обеспечить безопасность работ, так как продолжается отвод остаточных тепловыделений от активной зоны реактора.

1. Система очистки и расхолаживания теплоносителя ядерного реактора, представляющая собой циркуляционный контур, включающий корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя, теплообменник, фильтр, циркуляционный насос, отличающаяся тем, что система дополнительно снабжена циркуляционным устройством, расположенным во внутренней полости корпуса реактора и выполненным в виде двух пар труб, снабженных клапаном каждая, закрепленных на корпусе реактора, и состоящим из корпуса с отверстием, соединяющим внутренний объем клапана с внутренней полостью корпуса реактора, и золотника, причем нижний конец одной трубы первой пары соединен с патрубком отбора теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец соединен с внутренним объемом двухпозиционного клапана перед золотником, нижний конец второй трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником, при этом нижний конец одной трубы второй пары соединен с патрубком возврата теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана перед золотником, нижний конец другой трубы указанной пары соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником.

2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что клапан снабжен устройством управления.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике. Аварийная система подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора АЭС содержит бак запаса с раствором борной кислоты, трубопроводы, аварийный питающий насос, всасывающий трубопровод, соединяющий всас насоса с баком системы и штатными станционными баками запаса раствора борной кислоты, напорный трубопровод, соединенный со штатным трубопроводом подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора, трубопроводы рециркуляции, перелива и дренажа и заполнения бака, трубопроводы системы снабжены регулировочной, запорно-отсечной и контрольно-измерительной аппаратурой.

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.

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.

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.

Изобретение относится к энергетическим модулям подводного базирования. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон, в который интегрирован блок производства электроэнергии (12) с кипящим ядерным реактором (30).

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.

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.

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.

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.

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.

Система пассивного отвода тепла относится к области атомной энергетики, предназначена для отвода остаточных тепловыделений от реакторной установки и может быть использована в системах пассивного расхолаживания реакторных установок без потребления внешних источников энергии. Система пассивного отвода тепла содержит контур теплоносителя, герметичную емкость с запасом воды с размещенным в ней теплообменником, пароводяной инжектор, размещенный выше уровня воды в герметичной емкости и соединенный подводящей паровой веткой с паровым объемом герметичной емкости и отводящей веткой с водным объемом герметичной емкости, а также водяной теплообменник, размещенный ниже герметичной емкости и подключенный отводящей веткой к пароводяному инжектору. Технический результат - создание системы пассивного отвода тепла, позволяющей обеспечить надежный отвод остаточных тепловыделений в пассивном режиме неограниченное время и исключающей возможность потери запасов воды в герметичной емкости. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к машиностроению, а именно к арматуростроению. Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов содержит емкость, соединенную с защищаемым трубопроводом, и обратный клапан. Емкость, соединенная с защищаемым трубопроводом, разделена подвижно герметично на две полости, одна соединена с защищаемым трубопроводом. Другая двумя линиями с емкостью гидроаккумулятора с изменяемым объемом, выполняющей роль дренажа. Одна линия соединена напрямую через обратный клапан, а вторая линия через механизм управления и гидропривод трубопроводной арматуры, через гидроцилиндр гидроаккумулятора, образуя при этом замкнутый контур, заполненный рабочей жидкостью. Изобретение позволяет повысить надежность работы блока управления системой пассивной защиты трубопроводов. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Система состоит из установленного на корпусе на виброизолирующей системе (5) ядерного реактора (1), трубопроводов (2), корпуса (4), забортного теплообменника (3), датчиков вибрации (6), датчиков динамической силы (10), исполнительных устройств (9), усилителей мощности (8), системы управления (7). Исполнительные устройства по сигналам датчиков компенсируют динамические силы трубопроводов аварийной системы. Виброизолирующая система содержит нижнюю и верхнюю опорные пластины. Между пластинами коаксиально и концентрично установлены наружная с правым и внутренняя с левым углами подъема витков пружины. Нижняя опорная пластина является основанием, на котором нижние фланцы пружин жестко закреплены. Между верхней опорной пластиной и верхним фланцем внутренней пружины расположен демпфер сухого трения. Демпфер состоит из двух соприкасающихся между собой цилиндрических дисков. Нижний диск жестко связан с верхним фланцем внутренней пружины. Верхний диск жестко связан с верхней опорной пластиной. На обращенных друг к другу поверхностях дисков выполнены концентричные диаметральные канавки и входящие в них выступы. Достигается повышение эффективности виброизоляции ядерного реактора по линии трубопроводов аварийной системы расхолаживания. 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного отвода тепла, имеющих в своем составе замкнутый контур естественной циркуляции. Система аварийного отвода тепла содержит теплообменник-нагреватель и теплообменник-охладитель, соединенные друг с другом подъемной и опускной ветками, емкость с запасом воды, соединенную трубопроводом с опускной веткой. Система дополнительно снабжена емкостью для сбора неконденсирующихся газов, которая подключена к опускной ветке между теплообменником-охладителем и емкостью с запасом воды. Между емкостью с запасом воды и емкостью для сбора неконденсирующихся газов установлен обратный клапан, а между последним и теплообменником-охладителем - управляемая арматура. Изобретение позволяет повысить надежность системы и безопасность реакторной установки при авариях с потерей теплоносителя. 1 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, к системам очистки и расхолаживания теплоносителя первого контура ядерного реактора. Система очистки и расхолаживания теплоносителя представляет собой циркуляционный контур, включающий корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя, теплообменник, фильтр, циркуляционный насос. Система дополнительно снабжена циркуляционным устройством, выполненным в виде двух пар труб, снабженных клапаном каждая. Нижний конец одной трубы первой пары соединен с патрубком отбора теплоносителя в корпусе реактора. Верхний конец соединен с внутренним объемом двухпозиционного клапана перед золотником. Нижний конец второй трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником. Нижний конец одной трубы второй пары соединен с патрубком возврата теплоносителя в корпусе реактора. Верхний конец – с внутренним объемом клапана перед золотником, нижний конец другой трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником. Изобретение обеспечивает непрерывную работу системы очистки и расхолаживания теплоносителя при пониженном уровне теплоносителя в корпусе реактора 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

Наверх