Способ расхолаживания первого контура двухконтурной атомной электростанции

 

Г

ОГ1ИСАНИЕ

ИЗОБРЕТЕН ИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

Союз Советскиз

Социалистических

Республик

Зависимое от авт. свидетельства №

Заявлено 04.Ч.1970 (№ 1435963/26-25) с присоединением заявки №

Приоритет

Опубликовано 15.Ч.1972. Бюллетень № 16

Дата опубликования описания 15.Ч1.1972

М. Кл. G 21с 15/18

Комитет ло делам иаобретеииЯ и открытий ори Совете Мииистрав

СССР

УДК 621.039.534 (088.8) Авторы изобретения

Заявитель

А. С. Щербинин и А. М. Букринский

Восточный филиал Всесоюзного теплотехнического научноисследовательского института

СПОСОБ РАСХОЛАЖИВАНИЯ ПЕРВОГО КОНТУРА

ДВУХКОНТУРНОЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно, к способам планового останова атомных электростанций.

В настоящее время плановый останов атомных электростанций с пароводяным вторым контуром производят в следующей последовательности.

Турбину разгружают и переводят на холостой ход; пар, образующийся в парогенераторах, сбрасывают через редукционно-охладительные установки в технологический конденсатор; окончательно pacxoëàæèâàþò первый контур в водяном режиме с заполнением второго контура водой.

Последний этап расхолаживания требует заполнения второго контура недеаэрированной водой, что приводит к повышению коррозии.

Процесс заполнения достаточно сложен, так как при этом нужно избежать возникновения гидравлических ударов в паропроводах. Кроме того, трудно достичь глубокого расхолаживания вследствие большого температурного перепада между теплоносителем первого контура и водой второго контура.

Цель изобретения — обеспечение надежного и более простого отвода тепла и улучшение режима расхолаживания.

Цель достигается тем, что на последнем этапе расхолаживания вместо заполнения генераторов и второго контура охлаждающей водой образующийся в парогенераторах пар конденсируется непосредственно в парогенераторах на струях подаваемой в них охлаждающей воды, циркулирующей по самостоятельному контуру и охлаждающейся в специальном водяном теплообменпике.

Парогенераторы в конце расхолаживания работают прп давлении ниже атмосферного.

Темп расхолаживания можно регулировать

10 изменением расхода охлаждающей воды. Расхолаживанпе в режиме кипения улучшает теплоотдачу и, следовательно, уменьшает температурный перепад между теплоносителем первого контура и охлаждающей водой второго

15 контура.

Предмет изобретения

Способ расхолаживания первого контура двухконтурной атомной электростанции, осна20 щенной парогенератором, с кипением теплоносителя второго контура, заключающийся в том, что турбину разгружают и переводят на холостой ход, окончательное расхолаживание ведут в водо-водячом режиме с заполнением

25 второго контура водой, отлачающийся тем, что, с целью повышения темпа и увеличения глубины расхолажпвания первого контура, после перевода турбины на холостой ход в парогенератор впрыскивают охлаждающую

ЗО воду, после чего ведут расхолаживанпе.

Способ расхолаживания первого контура двухконтурной атомной электростанции 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных станциях с водоводяными реакторами в аварийных режимах

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных электростанциях с водоводяными реакторами в аварийных режимах

Изобретение относится к системе, обеспечивающей диссипацию тепла из внутреннего объема защитной оболочки ядерного реактора, в частности к системе для диссипации любого тепла, генерируемого при неожиданном возникновении неисправности в стандартных системах охлаждения

Изобретение относится к защитным устройствам, предотвращающим большие потери рабочей среды при разрушении трубопроводов (внезапной разгерметизации), и может быть использовано в гидро- и пневмосистемах в качестве пассивной защиты, перекрывающей расход рабочей среды в замкнутом контуре при аварийной ситуации, в частности для отсечения разгерметизированной части контура охлаждения ядерного реактора корпусного типа и предотвращения опорожнения (обезвоживания) активной зоны

Изобретение относится к аварийной системе питания и борирования для реактора, охлаждаемого водой под давлением, а также к способу эксплуатации такой системы

Изобретение относится к ядерным установкам водо-водяного типа
Наверх