Система аварийного расхолаживания ядерного реактора

Изобретение относится к системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора. Теплообменные элементы расположены между теплообменными элементами парогенератора. Коллектор подвода охлаждающей воды в теплообменные элементы аварийного контура расположен внутри коллектора подвода питательной воды в теплообменные элементы парогенератора, а коллектор отвода охлаждающей воды из аварийного контура размещен в крышке парогенератора. Теплообменные элементы парогенератора и аварийного контура выполнены в виде змеевиков, которые расположены вокруг центральной трубы, в которой размещены трубы подвода питательной и охлаждающей воды. Заявленная система аварийного расхолаживания ядерного реактора совмещена с парогенератором путем размещения теплообменной поверхности теплообменника аварийного контура в корпусе парогенератора. Техническим результатом является уменьшение габаритов установки и повышение надежности работы системы расхолаживания за счет сокращения исключения дополнительных корпусов и трубопроводов первого контура с сохранением работоспособности системы аварийного расхолаживания реактора. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в энергетических установках с реактором, охлаждаемым водой под давлением, и предназначено для аварийного расхолаживания, основанного на отводе остаточных тепловыделений.

Известна система пассивного отвода тепла водо-водяных энергетических реакторов в виде отдельного циркуляционного контура, включающего парогенератор и воздушный теплообменник. Отвод остаточных тепловыделений в реакторе осуществляется путем отвода пара из парогенератора в воздушный теплообменник (см., например, патент №200232 RU, опубл. 30.10.1993, кл. МПК G21C 15/18).

Недостатком такой системы является значительные габаритные размеры воздушного теплообменника и вытяжной трубы, обусловленные низкими теплофизическими параметрами воздуха

Известна пассивная система расхолаживания реактора в виде отдельного циркуляционного контура, имеющего дополнительно промежуточный контур охлаждения, включающий теплообменник водяного охлаждения (см., например, патент №52245 RU, опубл. 10.03.2006, кл. МПК G21C 15/18).

Недостатком такой системы является ограниченный диапазон температуры первого контура, при котором система работает эффективно в двухфазном режиме циркуляции промежуточного контура. При понижении температуры первого контура система аварийного отвода тепла переходит в низкоэффективный режим однофазной циркуляции.

Известна система пассивного отвода тепла от ядерного реактора, в которой на линии отвода пара в воздушный теплообменник установлен теплообменник, охлаждаемый водой атмосферного бака (см., например, патент №2067720 RU, опубл. 10.10.1996, кл. МПК G21C 15/18).

Недостатком такой системы являются значительные габариты системы, обусловленные габаритами теплообменника воздушного охлаждения бака с запасом воды.

Известна система аварийного охлаждения реакторной установки, содержащей ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, снабженным аварийным контуром, состоящим из теплообменной поверхности (поверхностного конденсатора), погруженного в бак с водой (см., например, патент №2050025 RU, опубл. 10.12.1995, кл. МПК G21C 15/18).

Недостатком такой системы являются большие габариты, наличие дополнительного оборудования и арматуры.

По наибольшему числу общих признаков патент №2050025 выбираем за прототип.

Технической задачей является создание системы аварийного расхолаживания ядерного реактора, совмещенной с парогенератором, путем размещения теплообменной поверхности теплообменника аварийного контура в корпусе парогенератора.

Решение технической задачи позволяет уменьшить габариты установки и повысить надежность работы системы расхолаживания за счет сокращения исключения дополнительных корпусов и трубопроводов первого контура с сохранением работоспособности системы аварийного расхолаживания реактора.

Задача решается тем, что в системе аварийного охлаждения ядерного реактора, включающей ядерный реактор, парогенератор, снабженный аварийным контуром, состоящим из теплообменной поверхности, теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора и расположенных между теплообменными элементами парогенератора, причем коллектор подвода охлаждающей воды в теплообменные элементы аварийного контура расположен внутри коллектора подвода питательной воды в теплообменные элементы парогенератора, а коллектор отвода охлаждающей воды из аварийного контура размещен в крышке парогенератора.

Теплообменные элементы парогенератора и аварийного контура выполнены в виде змеевиков, которые расположены вокруг центральной трубы, в которой размещены трубы подвода питательной и охлаждающей воды.

Суть технического решения поясняется чертежом, где:

на фиг. 1 показана общая схема системы аварийного расхолаживания;

на фиг. 2 изображена верхняя часть парогенератора с элементами системы аварийного расхолаживания.

Система аварийного расхолаживания ядерного реактора включает ядерный реактор 1, соединенный циркуляционными трубопроводами 2 с парогенератором 4, емкость охлаждающей воды 3, соединенную с атмосферой и расположенной выше парогенератора 4 с размещенном в ней теплообменником-конденсатором 5, который соединен трубопроводами через запорную арматуру с теплообменной поверхностью аварийного контура 17, расположенной в корпусе 6 парогенератора 4.

Парогенератор состоит из корпуса 6 с крышкой 7. Крышка 7 снабжена патрубком 8 и коллектором 9 отвода пара от теплообменной поверхности аварийного контура, а также патрубком 10 и коллектором 11 подвода охлаждающей воды к теплообменной поверхности аварийного контура, который расположен в полости коллектора 12 подвода питательной воды к теплообменной поверхности парогенератора 4 через патрубок 13. Отвод пара от теплообменной поверхности парогенератора осуществлен через коллектор пара 14 и патрубок 15. В корпусе 6 расположены теплообменные элементы 16, образующие теплообменную поверхность парогенератора 4, и теплообменные элементы 17, образующие теплообменную поверхность аварийного контура. Теплообменные элементы 16 и 17 выполнены в виде змеевиков, навитых вокруг центральной трубы 18, в полости которой размещены трубы подвода питательной воды 19 и трубы подвода охлаждающей воды 20.

Требуемые теплогидравлические характеристики теплообменной поверхности аварийного контура обеспечиваются расположением теплообменных элементов 17 на определенном диаметре в расчетном количестве, а также с использованием заходности змеевиков и размеров труб, которые могут отличаться от размеров труб парогенератора.

Система аварийного расхолаживания работает следующим образом.

Во время нормальной эксплуатации реакторной установки теплообменные элементы аварийного контура 17 по внутритрубному пространству осушены и не участвуют в работе в составе парогенератора 4.

При авариях, связанных с невозможностью расхолаживаться штатными системами расхолаживания, теплообменная поверхность аварийного контура работает в составе пассивного канала системы аварийного расхолаживания.

При включении системы в работу происходит открытие запорной арматуры на опускном участке трубопровода от теплообменника конденсатора 5. Вода из него самотеком подается к патрубку 10 подвода охлаждающей воды к теплообменной поверхности аварийного контура, затем через коллектор 11 трубы 20 на вход теплообменной поверхности аварийного контура, в котором подогревается до температуры кипения, испаряется, и через коллектор 9 и патрубок 8 по трубопроводу поступает на вход теплообменника-конденсатора 5. В теплообменнике-конденсаторе 5 пар отдает тепло через теплопередающую поверхность воде, находящейся в емкости 3, связанной с атмосферой, конденсируется, и конденсат самотеком опять поступает к патрубку 10 подвода охлаждающей воды к теплообменной поверхности аварийного контура.

Применение парогенератора со встроенной теплообменной поверхностью аварийного контура позволяет уменьшить габариты установки и повысить надежность работы системы расхолаживания за счет исключения дополнительных корпусов и трубопроводов первого контура с сохранением работоспособности системы аварийного расхолаживания реактора.

1. Система аварийного охлаждения ядерного реактора, включающая ядерный реактор, парогенератор, снабженный аварийным контуром, состоящим из теплообменной поверхности, отличающаяся тем, что теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора и расположенных между теплообменными элементами парогенератора, причем коллектор подвода охлаждающей воды в теплообменные элементы аварийного контура расположен внутри коллектора подвода питательной воды в теплообменные элементы парогенератора, а коллектор отвода охлаждающей среды из аварийного контура размещен в крышке парогенератора.

2. Система аварийного охлаждения ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что теплообменные элементы парогенератора и аварийного контура выполнены в виде змеевиков.

3. Система аварийного охлаждения ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что теплообменные поверхности парогенератора и аварийного контура расположены вокруг центральной трубы, в которой размещены трубы подвода питательной и охлаждающей воды.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

Группа изобретений относится к устройствам для регулирования расхода среды (воздуха). Регулирующее устройство включает шибер с поворотными лопатками, соединенными через передаточный механизм с приводами пассивного и активного принципа действия, кулачковую муфту, промежуточный силовой элемент. Передаточный механизм дополнительно снабжен переключающим устройством. Переключающее устройство размещено между приводом активного принципа действия и кулачковой муфтой. Группа изобретений позволяет повысить надежность работы регулирующего устройства и системы пассивного отвода тепла в целом. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора. Теплообменные элементы расположены между теплообменными элементами парогенератора. Коллектор подвода охлаждающей воды в теплообменные элементы аварийного контура расположен внутри коллектора подвода питательной воды в теплообменные элементы парогенератора, а коллектор отвода охлаждающей воды из аварийного контура размещен в крышке парогенератора. Теплообменные элементы парогенератора и аварийного контура выполнены в виде змеевиков, которые расположены вокруг центральной трубы, в которой размещены трубы подвода питательной и охлаждающей воды. Заявленная система аварийного расхолаживания ядерного реактора совмещена с парогенератором путем размещения теплообменной поверхности теплообменника аварийного контура в корпусе парогенератора. Техническим результатом является уменьшение габаритов установки и повышение надежности работы системы расхолаживания за счет сокращения исключения дополнительных корпусов и трубопроводов первого контура с сохранением работоспособности системы аварийного расхолаживания реактора. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Наверх