Устройство аварийного охлаждения реакторной установки

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с реактором, охлаждаемым водой под давлением, и представляет собой устройство аварийного охлаждения реакторной установки, которое содержит ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном, с турбиной и питательным трубопроводом, на котором установлена запорная арматура и обратный клапан с питательным электронасосом. Парогенератор снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с водой с предохранительной мембраной на входе линии перелива и охлаждающего контура, соединенного трубопроводом с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом и обратным клапаном. А также парогенератор соединён с расположенным в баке с водой барботажным устройством, с быстродействующей редукционной установкой, размещенной на паропроводе, и с противодавленческой паровой турбиной. Технический результат – повышение надёжности аварийного охлаждения реакторной установки. 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с реактором, охлаждаемым водой под давлением.

Известны системы активного охлаждения реакторной установки, дающие возможность отвода тепла за счет сбросов пара из парогенератора в имеющееся оборудование тепловой схемы станции, например сбросом пара в технологический конденсатор поверхностного типа либо непосредственно в конденсатор турбины через быстродействующее редукционное устройство, используется также аварийный сброс пара прямо в атмосферу («Ядерные энергетические установки» под ред. Н.А. Доллежаля, М.: Энергоатомиздат, 1983, с. 20-25).

Недостатком данной системы аварийного охлаждения является то, что сброс пара в технологический конденсатор или конденсатор турбины возможен только при наличии электропитания в установке.

Известен способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции и устройство для его осуществления, позволяющий при полном обесточивании благодаря использованию остаточных тепловыделений реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке с генератором постоянного тока, находящимся на одном валу с турбиной паротурбинной установки, выработать постоянный ток, необходимый для питания системы управления техническими средствами энергоблока (RU 2162621, МПК: G21C 15/18, опубликовано 27.01.2001).

Недостатком известного способа является необходимость преобразования постоянного тока в переменный, то есть наличие дополнительных преобразователей и, как следствие, зависимость частоты переменного тока от нагрузки турбины.

Известна система аварийного охлаждения реакторной установки, содержащая ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, снабженным аварийным контуром, состоящим из поверхностного конденсатора, погруженного в бак с водой, насоса, установленного на питательном трубопроводе парогенератора и аварийного клапана на сливной линии конденсатора, при этом система дополнительно содержит паробарботажное устройство, размещенное в общем с конденсатором баке с водой, а на входном паропроводе паробарботажного устройства размещена быстродействующая редукционная установка (RU 2050025, МПК: G21C 15/18, опубликовано 10.12.1995).

По совокупности признаков это известное техническое решение является наиболее близким к заявленному и принято за прототип.

Недостатком известного устройства, принятого за прототип, является сложность системы, содержащей большое количество взаимосвязанного оборудования, а также сложность системы включения в работу аварийного клапана, обеспечивающего циркуляцию конденсата в аварийном отводе, что нарушает работу всей аварийной системы при потере электропитания реакторной установки.

Заявленное техническое решение позволяет значительно упростить систему аварийного расхолаживания реакторной установки за счет размещения в устройстве дополнительной противодавленческой турбины с асинхронизированным генератором, обеспечивающих надежное электропитание механизмов и арматуры в широком диапазоне изменения режимов работы турбины из-за изменения расхода и параметров питающего ее пара, что приводит к повышению надежности аварийного охлаждения реакторной установки.

Предложено устройство аварийного охлаждения реакторной установки, включающее ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном - с турбиной и питательным трубопроводом, с установленными на нем запорной арматурой и обратным клапаном - с питательным электронасосом, при этом парогенератор снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с водой с предохранительной мембраной на входе, линии перелива и охлаждающего контура, соединенного трубопроводом с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом и обратным клапаном - с парогенератором, и расположенным в баке с водой барботажным устройством, с быстродействующей редукционной установкой, размещенной на паропроводе, кроме этого устройство дополнительно содержит противодавленческую паровую турбину с асинхронизированным генератором переменного тока, соединенную посредством соединительных трубопроводов с быстродействующей редукционной установкой, парогенератором, барботажным устройством и, посредством трубопровода с установленным на нем расширителем с резервным теплогидроаккумулятором, - с паропроводом.

Изобретение иллюстрируется чертежом.

Устройство включает ядерный реактор 1, соединенный циркуляционными трубопроводами 2 с парогенератором 3 с трубным пучком 4. Парогенератор 3 соединен паропроводом 5 с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном 6, с турбиной и питательным трубопроводом 7 с установленными на нем запорной арматурой 8 и обратным клапаном 9 - с питательным электронасосом 10. Парогенератор 3 снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с обессоленной охлаждающей водой 11, соединенного трубопроводом 12, с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом 13 и обратным клапаном 14 - с парогенератором 3 и расположенным в баке с водой 11 барботажным устройством 15. На паропроводе 5 размещена быстродействующая редукционная установка 16. Бак с водой 11 снабжен линией перелива 17. Устройство дополнительно содержит противодавленческую паровую турбину 18 с асинхронизированным генератором переменного тока 19, соединенную посредством соединительных трубопроводов 20 с быстродействующей редукционной установкой 16, с парогенератором 3, барботажным устройством 15. Противодавленческая паровая турбина 18 посредством трубопровода 21 с установленными на нем расширителем 22 с резервным теплогидроаккумулятором 23 соединена с паропроводом 5. На баке с водой 11 установлена предохранительная мембрана 24.

Устройство работает следующим образом.

В парогенератор 3 по питательному трубопроводу 7 питательным электронасосом 10 подается вода, нагрев и испарение которой обеспечивает отвод тепла от ядерного реактора 1 за счет охлаждения воды первого (реакторного) контура в трубном пучке 4 парогенератора 3, а образующийся в парогенераторе 3 пар отводится по паропроводу 5 к турбине. При аварии с полным обесточиванием станции и последующей остановкой реактора 1 перекрывается быстродействующий запорно-отсечной клапан 6 и отключается из-за обесточивания питательный электронасос 10.

При аварии с потерей электропитания, но также приводящей к остановке реактора 1, закрываются клапан 6 и запорная арматура 8, включается быстродействующая редукционная установка 16, электроприводной клапан которой открывается при повышении давления в парогенераторе 3 или от другого сигнала системы блокировки, например разгерметизации первого контура, пар из паропровода 5 поступает в противодавленческую паровую турбину 18 с асинхронизированным генератором переменного тока 19, который дает ток обесточенным электромеханизмам, отработанный пар из турбины 18 поступает в барботажное устройство 15, смешивается с водой бака 11 и вспомогательным питательным электронасосом 13 возвращается в парогенератор 3. Применение асинхронизированного генератора переменного тока 19 обеспечивает выработку переменного тока постоянной частоты независимо от режима работы по расходу и параметрам противодавленческой паровой турбины 18, что также важно при подаче пара в турбину из расширителя 22, в котором образуется пар за счет энергии теплогидроаккумулятора 23. Предохранительная мембрана 24 исключает превышение давления в баке 11.

Устройство аварийного охлаждения реакторной установки, включающее ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном - с турбиной и питательным трубопроводом с установленными на нем запорной арматурой и обратным клапаном - с питательным электронасосом, при этом парогенератор снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с водой с предохранительной мембраной на входе, линии перелива и охлаждающего контура, соединенного трубопроводом с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом и обратным клапаном - с парогенератором, и расположенным в баке с водой барботажным устройством, быстродействующей редукционной установкой, размещенной на паропроводе, отличающееся тем, что устройство дополнительно содержит противодавленческую паровую турбину с асинхронизированным генератором переменного тока, соединенную посредством соединительных трубопроводов с быстродействующей редукционной установкой, парогенератором, барботажным устройством и, посредством трубопровода с установленным на нем расширителем с резервным теплогидроаккумулятором - с паропроводом.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного отвода тепла, имеющих в своем составе замкнутый контур естественной циркуляции.

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).

Изобретение относится к машиностроению, а именно к арматуростроению. Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов содержит емкость, соединенную с защищаемым трубопроводом, и обратный клапан.

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.

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.

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 ядерной энергетике, в частности к средствам и методам отвода тепла от корпусов преимущественно водо-водяных реакторов большой мощности, и может быть использовано в системах аварийного охлаждения корпуса реактора для удержания расплава активной зоны в корпусе реактора. Способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора заключается в принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса, приводящегося в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с реактором, охлаждаемым водой под давлением, и представляет собой устройство аварийного охлаждения реакторной установки, которое содержит ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном, с турбиной и питательным трубопроводом, на котором установлена запорная арматура и обратный клапан с питательным электронасосом. Парогенератор снабжен аварийным контуром, состоящим из бака с водой с предохранительной мембраной на входе линии перелива и охлаждающего контура, соединенного трубопроводом с установленными на нем вспомогательным питательным электронасосом и обратным клапаном. А также парогенератор соединён с расположенным в баке с водой барботажным устройством, с быстродействующей редукционной установкой, размещенной на паропроводе, и с противодавленческой паровой турбиной. Технический результат – повышение надёжности аварийного охлаждения реакторной установки. 1 ил.

Наверх