RU2320035C1 - Nuclear power unit - Google Patents
Nuclear power unit Download PDFInfo
- Publication number
- RU2320035C1 RU2320035C1 RU2006122113/06A RU2006122113A RU2320035C1 RU 2320035 C1 RU2320035 C1 RU 2320035C1 RU 2006122113/06 A RU2006122113/06 A RU 2006122113/06A RU 2006122113 A RU2006122113 A RU 2006122113A RU 2320035 C1 RU2320035 C1 RU 2320035C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- horizontal
- steam
- steam generator
- nuclear power
- generator
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением.The solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with liquid metal cooling.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим теплоносителем или его сплавами с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор, снабженная устройством ввода газовой смеси, расположенным под свободным уровнем теплоносителя в тракте циркуляции, в районе входа в активную зону, в парогенераторы и в средства циркуляции, на выходе устройства установлены одна или несколько труб с сопловыми насадками, подключенными к линии напора газового компрессора, линия всаса которого соединена с газовой полостью реактора, и к газовым баллонам с восстановительной смесью (патент на изобретение №2192052 от 27.10.2002 G21С 9/016, 19/28, 19/31).Known nuclear power plant containing a reactor with a liquid metal coolant or its alloys with a core located below the free level, steam generators, circulation means and a protective gas system including a gas purification filter, a gas compressor equipped with a gas mixture inlet device located under a free level of coolant in the circulation path, in the area of entry into the active zone, in steam generators and in circulation means, one or more pipes with fishing nozzles connected to the pressure line of a gas compressor, the suction line of which is connected to the gas cavity of the reactor, and to gas cylinders with a reducing mixture (patent for invention No. 2192052 dated 10.27.2002 G21C 9/016, 19/28, 19/31).
Недостатком данного технического решения является то, что при потенциально опасной ситуации «межконтурная неплотность парогенератора» возможна переопрессовка реакторного контура, поступление воды в активную зону реактора, что может привести к его «разгону» и разрушению реакторного блока над парогенератором.The disadvantage of this technical solution is that in a potentially dangerous situation of “inter-circuit leakage of the steam generator”, it is possible to re-pressurize the reactor circuit, water entering the reactor core, which can lead to its “acceleration” and destruction of the reactor block above the steam generator.
Задачи, решаемые изобретением, - совершенствование конструкции ядерной энергетической установки и обеспечение безопасности реакторного блока ядерной энергетической установки со свинцовым теплоносителем или его сплавами.The tasks solved by the invention are improving the design of a nuclear power plant and ensuring the safety of the reactor block of a nuclear power plant with lead coolant or its alloys.
Технический результат - исключение переопрессовки реакторного контура, поступления воды в активную зону реактора и разрушения крышки над парогенераторным блоком.EFFECT: exclusion of re-pressing of the reactor circuit, water inflow into the reactor core, and destruction of the lid above the steam generating unit.
Технический результат достигается тем, что в ядерной энергетической установке, содержащей реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, рабочая поверхность трубной системы парогенераторов выполнена из горизонтальных труб, а газовый объем в корпусе горизонтального парогенератора сообщен через разрывную мембрану, охладитель и фильтр с атмосферой.The technical result is achieved in that in a nuclear power plant containing a reactor with a liquid metal lead coolant or its alloys with an active zone, steam generators, circulating means and a protective gas system placed under a free level, the working surface of the steam generator pipe system is made of horizontal pipes, and the gas volume in the case of a horizontal steam generator communicated through a bursting disc, cooler and filter with the atmosphere.
В том числе данный технический результат достигается тем, что в ядерной энергетической установке трубная система горизонтального парогенератора выполнена в виде установленных по ходу теплоносителя пароперегревательных и испарительных горизонтальных труб, концы которых заделаны в трубные доски парогенератора, а также горизонтальные трубы парогенератора могут быть выполнены криволинейными, например, в виде горизонтальных плоских змеевиков.In particular, this technical result is achieved by the fact that in a nuclear power plant the pipe system of the horizontal steam generator is made in the form of superheater and evaporative horizontal pipes installed along the coolant, the ends of which are embedded in the tube boards of the steam generator, and the horizontal pipes of the steam generator can be made curved, for example , in the form of horizontal flat coils.
В том числе данный технический результат достигается тем, что в ядерной энергетической установке газовый объем горизонтального парогенератора равен или больше объема теплоносителя в нем, а для обеспечения перемешивания теплоносителя в трубную систему последовательно сверху и снизу установлены гребенки, зубцы которых находятся между трубами горизонтального парогенератора.In particular, this technical result is achieved by the fact that in a nuclear power plant the gas volume of a horizontal steam generator is equal to or greater than the volume of coolant in it, and combs are installed successively above and below to ensure mixing of the coolant in the pipe system, the teeth of which are located between the pipes of the horizontal steam generator.
Данный технический результат позволяет исключить при любом размере течи парогенератора попадание воды в активную зону реактора; а также позволяет исключить переопрессовку контура при любом размере течи парогенератора, включая гипотетический разрыв трубной системы.This technical result makes it possible to exclude water leaking into the reactor core at any size of the steam generator leak; and also allows to exclude re-molding of the circuit at any size of the steam generator leak, including a hypothetical rupture of the pipe system.
На чертеже представлена схема ядерной энергетической установки, реализующей предлагаемое техническое решение. Объем теплоносителя в реакторе 1 с размещенной под свободным уровнем теплоносителя 2 активной зоной 3 сообщен с объемом в горизонтальном парогенераторе 4 и насосе 5. Теплообменная поверхность в горизонтальном парогенераторе 4 образована горизонтальными криволинейными трубами 6, выполненными в виде, например, плоских горизонтальных змеевиков. Поверхность горизонтального парогенератора может быть разделена по ходу теплоносителя на пароперегревательную и испарительную секции, трубы которых заделаны в трубные доски входной и выходной камер 8. Газовый объем горизонтального парогенератора равен или больше объема теплоносителя в нем и сообщен через разрывную мембрану 9, охладитель и фильтр с атмосферой. Газовый объем горизонтального парогенератора сообщен трубопроводами с конденсатором пара 10 и вентилятором 11. В горизонтальном парогенераторе по ходу теплоносителя последовательно сверху и снизу установлены гребенки 12, зубцы которых находятся между трубами горизонтального парогенератора.The drawing shows a diagram of a nuclear power plant that implements the proposed technical solution. The volume of the coolant in the reactor 1 with the active zone 3 located below the free level of the coolant 2 is in communication with the volume in the horizontal steam generator 4 and pump 5. The heat exchange surface in the horizontal steam generator 4 is formed by horizontal curvilinear tubes 6 made in the form, for example, of horizontal horizontal coils. The surface of the horizontal steam generator can be divided along the coolant into the superheater and evaporator sections, the pipes of which are embedded in the tube boards of the inlet and outlet chambers 8. The gas volume of the horizontal steam generator is equal to or greater than the volume of the coolant in it and communicated through the bursting membrane 9, cooler and filter with the atmosphere . The gas volume of the horizontal steam generator is communicated by pipelines with a steam condenser 10 and a fan 11. In the horizontal steam generator along the coolant, combs 12 are installed successively above and below, the teeth of which are between the pipes of the horizontal steam generator.
Работа ядерной энергетической установки в потенциально опасном аварийном режиме «межконтурная неплотность парогенератора» осуществляется следующим образом.The operation of a nuclear power plant in a potentially dangerous emergency mode "inter-circuit leakage of the steam generator" is carried out as follows.
В зависимости от расхода воды или пара в жидкометаллический теплоноситель можно выделить два состояния установки при этой аварии. В случае «А» - «малого расхода» с пузырьковым или струйным истечением воды или пара, признаком которого могут быть появление уровня конденсата в конденсаторе 10 и локальное повышение уровня в районе неплотности трубной системы горизонтального парогенератора. При этом давление газа в газовом объеме горизонтального парогенератора либо возрастает, либо возрастает незначительно. В этом случае вводится в работу вентилятор, пар конденсируется в конденсаторе 10 и возможна работа реакторной установки с последующим поиском и глушением аварийной трубки или места ее заделки в трубной доске.Depending on the flow of water or steam into the liquid metal coolant, two states of the installation in this accident can be distinguished. In the case of "A" - "low flow rate" with bubble or jet outflow of water or steam, a sign of which may be the appearance of a level of condensate in the condenser 10 and a local increase in the level in the area of leaks in the pipe system of the horizontal steam generator. In this case, the gas pressure in the gas volume of the horizontal steam generator either increases or increases slightly. In this case, the fan is put into operation, the steam condenses in the condenser 10 and the reactor installation is possible with the subsequent search and suppression of the emergency tube or its termination place in the tube plate.
Случай «В» - «большого расхода» пара или воды через аварийную неплотность - разрыв одной, нескольких или всех трубок секции парогенератора. Признаком такой аварии является резкое увеличение давления в газовом объеме парогенератора. Ввиду незначительного заглубления горизонтальных трубок 6 под уровень теплоносителя в объеме парогенератора реализуется кризис барботажа. При этом между местом истечения и газовым объемом образуется паровой (пароводяной) канал, а гребенки 12 улучшат сепарацию пароводяной смеси, ограничат область барботажа и ускорят реализацию кризиса барботажа. Уровень теплоносителя в аварийном парогенераторе и в другом оборудовании контура увеличивается незначительно - на величину объема парового канала.Case "B" - "high consumption" of steam or water through emergency leaks - rupture of one, several or all tubes of the steam generator section. A sign of such an accident is a sharp increase in pressure in the gas volume of the steam generator. Due to the slight deepening of the horizontal tubes 6 to the level of the coolant in the volume of the steam generator, a bubbling crisis is realized. In this case, a steam (steam-water) channel is formed between the place of outflow and the gas volume, and the combs 12 will improve the separation of the steam-water mixture, limit the area of bubbling and accelerate the implementation of the bubbling crisis. The coolant level in the emergency steam generator and in other equipment of the circuit increases slightly - by the value of the volume of the steam channel.
В момент возникновения межконтурной неплотности и до разрыва мембраны 9 переопрессовки реакторного контура и гидравлического удара происходить не будет; давление в реакторе увеличится до величины давления разрыва мембраны 9 в сумме с незначительной величиной статического давления теплоносителя над аварийными горизонтальными трубами. После разрыва мембраны давление в контуре увеличивается на величину гидравлического сопротивления потока парогазовой смеси от газового объема горизонтального парогенератора до атмосферы.At the time of the occurrence of inter-circuit leakage and before the rupture of the membrane 9, re-pressing of the reactor circuit and water hammer will not occur; the pressure in the reactor will increase to the value of the burst pressure of the membrane 9 in total with a small amount of static pressure of the coolant above the emergency horizontal pipes. After rupture of the membrane, the pressure in the circuit increases by the hydraulic resistance of the vapor-gas mixture flow from the gas volume of the horizontal steam generator to the atmosphere.
После определения и отключения аварийного горизонтального парогенератора производится глушение труб горизонтального парогенератора.After determining and turning off the emergency horizontal steam generator, the pipes of the horizontal steam generator are jammed.
Таким образом, достигается совершенствование ядерной энергетической установки путем обеспечения ее безопасности при потенциально опасной аварийной ситуации с разрывом одной или нескольких трубок горизонтального парогенератора, что не достигается в существующих проектных и работавших ранее установках со свинцовым теплоносителем и его сплавами. Наличие гребенок в горизонтальном парогенераторе позволяет интенсифицировать теплообмен, они являются турбулизаторами потока теплоносителя.Thus, the improvement of a nuclear power plant is achieved by ensuring its safety in a potentially dangerous emergency with the rupture of one or more tubes of a horizontal steam generator, which is not achieved in existing design and operating plants with lead coolant and its alloys. The presence of combs in a horizontal steam generator makes it possible to intensify heat transfer; they are turbulators of the coolant flow.
Применение предлагаемого технического решения позволяет:The application of the proposed technical solution allows you to:
- исключить поступление воды в активную зону реактора на быстрых нейтронах и его «разгон» при потенциально опасной аварийной ситуации «большая межконтурная неплотность парогенератора»;- to exclude the entry of water into the active zone of a fast neutron reactor and its “acceleration” in case of a potentially dangerous emergency “large inter-circuit leakage of the steam generator”;
- исключить переопрессовку контура и гидравлические удары в реакторном контуре при указанной аварии;- exclude re-pressurization of the circuit and water hammer in the reactor circuit in the event of a specified accident;
- увеличить расход теплоносителя в реакторном контуре за счет естественной циркуляции;- increase the flow rate of the coolant in the reactor circuit due to natural circulation;
- обеспечить достаточно простое обнаружение аварийных трубок парогенератора и их глушение.- to provide a fairly simple detection of emergency tubes of the steam generator and their silencing.
Claims (5)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2006122113/06A RU2320035C1 (en) | 2006-06-20 | 2006-06-20 | Nuclear power unit |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2006122113/06A RU2320035C1 (en) | 2006-06-20 | 2006-06-20 | Nuclear power unit |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2320035C1 true RU2320035C1 (en) | 2008-03-20 |
Family
ID=39279891
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2006122113/06A RU2320035C1 (en) | 2006-06-20 | 2006-06-20 | Nuclear power unit |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2320035C1 (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2726146C1 (en) * | 2020-01-09 | 2020-07-09 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Nuclear power plant |
RU2787137C1 (en) * | 2022-04-19 | 2022-12-29 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Steam generator of a reactor with a liquid metal coolant |
-
2006
- 2006-06-20 RU RU2006122113/06A patent/RU2320035C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2726146C1 (en) * | 2020-01-09 | 2020-07-09 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Nuclear power plant |
RU2787137C1 (en) * | 2022-04-19 | 2022-12-29 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Steam generator of a reactor with a liquid metal coolant |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP3229239B1 (en) | System for passively removing heat from inside a containment shell | |
JP2507694B2 (en) | Nuclear reactor equipment | |
JP5540362B2 (en) | Reactor cooling system | |
CN108831573A (en) | A kind of nuclear power station secondary side passive residual heat removal security system | |
US4056439A (en) | Secondary heat transfer circuits for nuclear reactor plant | |
EA201650094A1 (en) | SYSTEM OF PASSIVE DISPOSAL OF HEAT FROM A WATER-POWER ENERGY REACTOR THROUGH A STEAM GENERATOR | |
RU2320035C1 (en) | Nuclear power unit | |
CN206595042U (en) | Nuclear power station steam generator is cooled down and EGR | |
RU85029U1 (en) | PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM FROM THE INTERNAL VOLUME OF THE PROTECTIVE SHELL | |
CN109712726B (en) | Ocean nuclear power platform reactor waste heat discharge system | |
RU96283U1 (en) | PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM THROUGH A STEAM GENERATOR | |
JPH03221702A (en) | Duplex type heat exchanger for waste heat recovery | |
CN105448357B (en) | Containment cooling system of floating nuclear power station | |
CN219064282U (en) | Cavitation-preventing device for shell-and-tube heat exchanger | |
RU2247434C1 (en) | Reactor flooding passive system water tank | |
RU2073916C1 (en) | System for boron fast inserting to first circuit of nuclear water-moderated water-cooled energy plant | |
RU2002321C1 (en) | Passive residual-heat transfer system for nuclear reactor | |
CN216643786U (en) | Damping device of steam trap | |
RU2045099C1 (en) | Equipment for localization of emergency at atomic power station | |
Prikazchikov et al. | ICONE23-1956 ADVANCED LOW-POWERED AND MEDIUM-POWERED HLMC REACTOR PLANTS WITH HORIZONTAL STEAM GENERATORS CONTAINING THE EMERGENCY" INTERLOOP LEAKINESS OF STEAM GENERATOR" AT ANY SIZE OF LEAKINESS | |
KR20140144573A (en) | Gas removal system of a passive residual heat removal system | |
KR102592765B1 (en) | A device for reducing air bubbles in the fluid machinery of a nuclear power plant | |
CN220417758U (en) | High-temperature steam cooling device | |
RU2273897C1 (en) | System for evacuating gas from primary-circuit equipment of water-moderated water-cooled reactor plant | |
Jović et al. | Review of opportunities for steam condenser performance improvements in power plants |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20080621 |