RU208763U1 - heat exchanger - Google Patents
heat exchanger Download PDFInfo
- Publication number
- RU208763U1 RU208763U1 RU2021107678U RU2021107678U RU208763U1 RU 208763 U1 RU208763 U1 RU 208763U1 RU 2021107678 U RU2021107678 U RU 2021107678U RU 2021107678 U RU2021107678 U RU 2021107678U RU 208763 U1 RU208763 U1 RU 208763U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- heat exchange
- heat exchanger
- exchange elements
- heat
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
- F28D—HEAT-EXCHANGE APPARATUS, NOT PROVIDED FOR IN ANOTHER SUBCLASS, IN WHICH THE HEAT-EXCHANGE MEDIA DO NOT COME INTO DIRECT CONTACT
- F28D7/00—Heat-exchange apparatus having stationary tubular conduit assemblies for both heat-exchange media, the media being in contact with different sides of a conduit wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована в интегральных и блочных реакторах с водо-водяной некипящей активной зоной с принудительной или естественной циркуляцией теплоносителя первого контура.Целью предлагаемой полезной модели является увеличение резерва времени до прекращения теплоотвода от активной зоны при авариях с потерей теплоносителя, а также обеспечение теплосъема с активной зоны при снижении уровня теплоносителя, связанного с проведением ремонтных работ.Техническим результатом является разработка теплообменника, который позволит повысить надежность и безопасность интегрального реактора при авариях с потерей теплоносителя.Технический результат достигается тем, что кожух теплообменника в верхней части снабжен отверстиями произвольной формы, причем теплообменные элементы могут быть выполнены прямотрубными двухтрубными, при этом греющая среда проходит через межтрубное пространство и внутренние трубы, а нагреваемая среда - в зазорах между внутренними и наружными трубами теплообменных элементов, кроме того, теплообменные элементы могут быть выполнены в виде змеевиков, при этом греющая среда проходит через межтрубное пространство, а нагреваемая среда - через внутритрубное пространство теплообменных элементов.The utility model relates to the field of nuclear energy and can be used in integrated and block reactors with a pressurized water non-boiling core with forced or natural circulation of the primary coolant. coolant, as well as ensuring heat removal from the core when the coolant level is reduced due to repair work. The technical result is the development of a heat exchanger that will improve the reliability and safety of the integral reactor in case of accidents with loss of coolant. part is equipped with holes of arbitrary shape, and the heat exchange elements can be made of straight-pipe two-pipe, while the heating medium passes through the annular space and the inner pipes, and the heated medium - in the gaps between the inner heat exchange elements, in addition, heat exchange elements can be made in the form of coils, while the heating medium passes through the annular space, and the heated medium through the in-tube space of the heat exchange elements.
Description
Полезная модель относится к области ядерной энергетики и может быть использована в интегральных и блочных реакторах с водо-водяной некипящей активной зоной с принудительной или естественной циркуляцией теплоносителя первого контура.The utility model relates to the field of nuclear energy and can be used in integrated and block reactors with water-water non-boiling core with forced or natural circulation of the primary coolant.
Известна конструкция прямоточного вертикального парогенератора (патент №13835 от 27.05.2000), содержащего теплообменные элементы типа труба в трубе, патрубок подвода рабочей среды снизу в кольцевые полости между наружными и внутренними трубами, патрубки отвода пара и греющей среды, патрубок подвода греющей среды сверху одновременно во внутренние трубы и каналы, образованные в межтрубном пространстве.A known design of a direct-flow vertical steam generator (patent No. 13835 dated May 27, 2000), containing heat exchange elements such as a pipe in a pipe, a pipe for supplying a working medium from below into annular cavities between the outer and inner pipes, pipes for removing steam and a heating medium, a pipe for supplying a heating medium from above at the same time into the inner pipes and channels formed in the annulus.
Также известна конструкция теплообменника (патент №2152574 от 10.07.2000), содержащего расположенный в кожухе пучок параллельных пространственно-спиральных змеевиков с одинаковыми геометрическими характеристиками, оси которых параллельны. Also known is the design of the heat exchanger (patent No. 2152574 dated 07/10/2000), containing a bundle of parallel spatial-spiral coils located in the casing with the same geometric characteristics, the axes of which are parallel.
Недостатком данных технических решений является разрыв циркуляции теплоносителя первого контура при авариях с потерей теплоносителя, связанных со снижением его уровня ниже верхней кромки кожуха теплообменника (парогенератора), что снижает резерв времени до прекращения теплоотвода от активной зоны.The disadvantage of these technical solutions is the interruption of the circulation of the primary coolant in case of accidents with the loss of coolant associated with a decrease in its level below the upper edge of the casing of the heat exchanger (steam generator), which reduces the time reserve before the termination of heat removal from the core.
Целью предлагаемой полезной модели является увеличение резерва времени до прекращения теплоотвода от активной зоны при авариях с потерей теплоносителя, а также обеспечение теплосъема с активной зоны при снижении уровня теплоносителя, связанного с проведением ремонтных работ.The purpose of the proposed utility model is to increase the time reserve until the termination of heat removal from the core in case of accidents with the loss of coolant, as well as to ensure heat removal from the core when the coolant level decreases due to repair work.
Техническим результатом является разработка теплообменника, который позволит повысить надежность и безопасность интегрального реактора при авариях с потерей теплоносителя.The technical result is the development of a heat exchanger, which will improve the reliability and safety of the integral reactor in case of accidents with loss of coolant.
Технический результат достигается тем, что кожух теплообменника в области перегревательного участка снабжен отверстиями произвольной формы. The technical result is achieved by the fact that the heat exchanger casing in the area of the overheating section is provided with holes of arbitrary shape.
Сущность полезной модели поясняется чертежами:The essence of the utility model is illustrated by drawings:
на фиг. 1 - общий вид прямоточного теплообменника;in fig. 1 - general view of a direct-flow heat exchanger;
на фиг. 2 - схема циркуляции теплоносителя на примере интегрального реактора при авариях с потерей теплоносителя.in fig. 2 - scheme of coolant circulation on the example of an integrated reactor in case of accidents with loss of coolant.
Теплообменник 1 (см. фиг. 1) состоит из следующих основных частей: кожуха 2 с отверстиями 3 произвольной формы и теплообменных элементов 4. Количество и размер отверстий 3 должны пропускать необходимый расход теплоносителя, обеспечивающий требуемый теплоотвод при снижении его уровня ниже верхней кромки кожуха 2, а также обеспечить возможность удаления из полости теплообменника 1 неконденсирующихся газов. The heat exchanger 1 (see Fig. 1) consists of the following main parts: a
При нормальной эксплуатации теплоноситель первого контура в теплообменнике 1 является греющей средой, теплоноситель второго контура - рабочей средой, которая при проходе через теплообменные элементы 4 нагревается, испаряется и перегревается до требуемых параметров. В качестве теплообменных элементов 4 в теплообменнике 1 могут быть использованы змеевики, прямые трубы и др.During normal operation, the primary coolant in the
При авариях с потерей теплоносителя первого контура из-за снижения его уровня теплоноситель входит в теплообменник 1 через отверстия 3, которые также используются для удаления из его полости неконденсирующихся газов (см. фиг. 1), существенно ухудшающих теплообмен на поверхности трубной системы теплообменника 1.In case of accidents with the loss of the primary coolant due to a decrease in its level, the coolant enters the
На фиг. 2 представлена схема циркуляции теплоносителя в интегральном реакторе при авариях с потерей теплоносителя. При наличии отверстий 3 в кожухе 2 теплообменника 1, в случае снижения уровня теплоносителя первого контура на Δm относительно исходного уровня, циркуляция теплоносителя сохраняется, при этом обеспечивается надежный теплоотвод от активной зоны 5 через теплообменник 1. In FIG. Figure 2 shows the scheme of coolant circulation in the integrated reactor during accidents with loss of coolant. If there are
В режиме нормальной эксплуатации наличие отверстий 3 в кожухе 2 теплообменника 1 в области перегревательного участка 8 не приводит к существенному снижению эффективности теплосъема.In normal operation, the presence of
Кроме того, полный отказ от кожуха 2 теплообменника 1 либо его перфорация (отверстия 3) на уровне испарительного 6 и (или) экономайзерного 7 участков теплообменника 1 приведет к существенному снижению эффективности теплосъема и к увеличению массогабаритных показателей интегрального реактора. In addition, the complete rejection of the
Под экономайзерным участком 7 теплообменника 1 следует понимать участок теплообменной поверхности, на котором теплоноситель второго контура доводится до кипения.The
Под испарительным участком 6 теплообменника 1 следует понимать участок теплообменной поверхности, на котором теплоноситель второго контура переходит в состояние насыщения.Under the
Под перегревательным участком 8 теплообменника 1 следует понимать участок теплообменной поверхности, на котором теплоноситель второго контура переходит из состояния насыщения в состояние перегрева.The
Вышеуказанное техническое решение обеспечивает эффективный теплосъем с активной зоны и позволяет повысить надежность и безопасность интегрального реактора при авариях с потерей теплоносителя.The above technical solution provides efficient heat removal from the core and improves the reliability and safety of the integrated reactor in case of accidents with loss of coolant.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2021107678U RU208763U1 (en) | 2021-03-23 | 2021-03-23 | heat exchanger |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2021107678U RU208763U1 (en) | 2021-03-23 | 2021-03-23 | heat exchanger |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU208763U1 true RU208763U1 (en) | 2022-01-12 |
Family
ID=80444852
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2021107678U RU208763U1 (en) | 2021-03-23 | 2021-03-23 | heat exchanger |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU208763U1 (en) |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5078959A (en) * | 1988-09-27 | 1992-01-07 | Ansaldo S.P.A. | Reactor block of a fast reactor, with an inner cylindrical vessel for removing the residual power of the core by natural circulation |
RU2037216C1 (en) * | 1991-04-03 | 1995-06-09 | Опытное конструкторское бюро машиностроения | Nuclear reactor |
RU2152574C1 (en) * | 1999-02-16 | 2000-07-10 | Походяев Сергей Борисович | Heat exchanger |
RU2534396C1 (en) * | 2013-09-30 | 2014-11-27 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Heat exchanger and displacer used in it |
WO2018007961A1 (en) * | 2016-07-05 | 2018-01-11 | Luciano Cinotti | Nuclear reactor provided with a raised heat exchanger |
RU2745348C1 (en) * | 2019-12-31 | 2021-03-24 | Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (сокращенно АО "АКМЭ-инжиниринг") | Integral nuclear reactor (options) |
-
2021
- 2021-03-23 RU RU2021107678U patent/RU208763U1/en active
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5078959A (en) * | 1988-09-27 | 1992-01-07 | Ansaldo S.P.A. | Reactor block of a fast reactor, with an inner cylindrical vessel for removing the residual power of the core by natural circulation |
RU2037216C1 (en) * | 1991-04-03 | 1995-06-09 | Опытное конструкторское бюро машиностроения | Nuclear reactor |
RU2152574C1 (en) * | 1999-02-16 | 2000-07-10 | Походяев Сергей Борисович | Heat exchanger |
RU2534396C1 (en) * | 2013-09-30 | 2014-11-27 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Heat exchanger and displacer used in it |
WO2018007961A1 (en) * | 2016-07-05 | 2018-01-11 | Luciano Cinotti | Nuclear reactor provided with a raised heat exchanger |
RU2745348C1 (en) * | 2019-12-31 | 2021-03-24 | Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (сокращенно АО "АКМЭ-инжиниринг") | Integral nuclear reactor (options) |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20150033742A1 (en) | Method for improving thermal-cycle yield in nuclear power plants | |
CN104321825A (en) | Pressurized water reactor compact steam generator | |
ES267084U (en) | Shell and tube moisture separator reheater with outlet orificing | |
US20170098483A1 (en) | Heat exchange system and nuclear reactor system | |
CN104916334A (en) | Separated heat pipe type passive residual heat removal system for pressurized water reactor nuclear power plant | |
CN107420878A (en) | It is a kind of to carry out vapour, heat, the system of CCHP using nuclear energy | |
ES413428A1 (en) | Industrial technique | |
CN109184812A (en) | The system and method that nuclear energy coupling chemistry based on two circuit boilers can generate electricity | |
CN204680390U (en) | Pressurized-water reactor nuclear power plant separate heat pipe formula Heat Discharging System of Chinese | |
RU208763U1 (en) | heat exchanger | |
EP3734150B1 (en) | Double-loop nuclear reactor steam generating plant having a blowdown and drainage system | |
CN207250149U (en) | The Passive residual heat removal system of floating nuclear power plant | |
US4198929A (en) | Steam generator for a pressurized-water power station | |
CN219318403U (en) | Novel external steam supply system of nuclear power plant | |
RU2806820C1 (en) | System of passive heat removal from pressurized-water reactor through a steam generator | |
GB1587493A (en) | Forced-circulation steam generators | |
JP6081544B1 (en) | Steam turbine plant | |
JP6081543B1 (en) | Steam turbine plant | |
CN216769435U (en) | Reheating steam heating system of high-parameter waste incineration exhaust-heat boiler | |
RU2775748C1 (en) | Steam turbo plant | |
CN102479561A (en) | Novel hybrid thermodynamic cycle system | |
JPH08171000A (en) | Boiling-water nuclear power plant | |
CN206564132U (en) | A kind of multistage heat pipe cooling system passive over long distances of nuclear power station spent fuel reservoir | |
WO2024130921A1 (en) | Pressurized water reactor-high-temperature gas cooled reactor integrated nuclear power generation system and method | |
RU2196272C2 (en) | Steam generator |