RU2348994C1 - Nuclear power plant - Google Patents
Nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2348994C1 RU2348994C1 RU2007134999/06A RU2007134999A RU2348994C1 RU 2348994 C1 RU2348994 C1 RU 2348994C1 RU 2007134999/06 A RU2007134999/06 A RU 2007134999/06A RU 2007134999 A RU2007134999 A RU 2007134999A RU 2348994 C1 RU2348994 C1 RU 2348994C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- helium
- reactor
- water
- installation
- circulation
- Prior art date
Links
Images
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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании газоохлаждаемых ядерных реакторов на быстрых нейтронах.The invention relates to energy and can be used in the design of gas-cooled fast neutron reactors.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая водо-водяной реактор на тепловых нейтронах, парогенераторы и емкости, причем реактор выполнен в виде корпуса с активной зоной, последняя и парогенераторы включены в контур циркуляции воды, а, по меньшей мере, одна емкость заполнена водой или водным раствором борной кислоты, снабжена устройством создания давления в ее полости и подсоединена к упомянутому контуру посредством водоподводящего тракта, на котором установлено мембранно-разрывное устройство (см. RU 2200990 С2, 7 G21D 3/06, 14.06.2000).Known nuclear power plant containing a water-water reactor with thermal neutrons, steam generators and tanks, moreover, the reactor is made in the form of a housing with an active zone, the latter and steam generators are included in the water circuit, and at least one tank is filled with water or an aqueous solution boric acid, equipped with a device for creating pressure in its cavity and connected to the aforementioned circuit through a water supply path on which a membrane-bursting device is installed (see RU 2200990 C2, 7 G21D 3/06, 06/14/2000).
В известной установке за счет того, что в ней имеется емкость, которая заполнена водным раствором борной кислоты, снабжена устройством создания давления в ее полости и подсоединена к упомянутому контуру посредством водоподводящего тракта, на котором установлено мембранно-разрывное устройство, решена проблема охлаждения активной зоны при разгерметизации контура циркуляции воды даже при петлевой компоновке оборудования. А петлевая компоновка привлекательна тем, что в установке используется металлический корпус для реактора, который позволяет осуществлять регулярную ревизию внутренней поверхности этого корпуса и устройств, расположенных внутри него, в соответствии с требованиями нормативных документов. Для металлического корпуса разработана технология перегрузки реактора при открытой крышке его корпуса, заполненного водой. Эта технология уже отработана в эксплуатации водо-водяных реакторов и показала себя относительно недорогой и достаточно надежной.In the known installation due to the fact that it has a container that is filled with an aqueous solution of boric acid, is equipped with a device for creating pressure in its cavity and is connected to the said circuit through a water supply path on which a membrane-bursting device is installed, the problem of cooling the core during depressurization of the water circuit, even with a loop layout of equipment. And the loop layout is attractive in that the installation uses a metal casing for the reactor, which allows you to regularly audit the internal surface of this casing and the devices located inside it, in accordance with the requirements of regulatory documents. A technology for overloading the reactor with an open lid of its body filled with water has been developed for a metal case. This technology has already been tested in the operation of water-cooled reactors and has proven to be relatively inexpensive and quite reliable.
Однако такая установка обладает недостатком, заключающимся в низком использовании природного урана: в реакторах на тепловых нейтронах U-238, практически, не используется. Это может привести к тому, что уже в 21-ом веке дешевого природного урана на Земле будет недостаточно. К тому же ядерные энергетические установки с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах характеризуются относительно низким коэффициентом полезного действия.However, such a facility has the disadvantage of low use of natural uranium: in practice, U-238 is practically not used in thermal neutron reactors. This can lead to the fact that already in the 21st century, cheap natural uranium on Earth will not be enough. In addition, nuclear power plants with pressurized thermal neutron reactors are characterized by a relatively low efficiency.
Решение этой проблемы состоит во включении в атомную энергетику газоохлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают относительно высоким коэффициентом полезного действия и расширенным воспроизводством ядерного горючего (см. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С., Гребенник В.Н. и др. Разработка быстрых гелиевых реакторов в России. - Атомная энергия, т.94, вып.4, апрель 2003 г, с.262…270).The solution to this problem is to include gas-cooled fast neutron reactors in nuclear energy that have a relatively high efficiency and enhanced reproduction of nuclear fuel (see Ponomarev-Stepnoy N.N., Glushkov E.S., Grebennik V.N. and etc. Development of fast helium reactors in Russia. - Nuclear energy, vol. 94, issue 4, April 2003, p. 262 ... 270).
К настоящему изобретению наиболее близким техническим решением из известных (прототипом) является ядерная энергетическая установка, содержащая реактор на быстрых нейтронах и парогенераторы, а также систему очистки и хранения гелия, причем реактор выполнен в виде корпуса с активной зоной из тепловыделяющих сборок, внутри которых установлены направляющие трубы системы управления и защиты, а активная зона и парогенераторы включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви и соединенный с системой очистки и хранения гелия (см. Емельянов И.Я., Завадский М.И., Круглов А.Л. и др.). Конструктивные особенности реакторной установки опытно-промышленной АЭС БГР-300 с гелиевым теплоносителем. - Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика и технология. 1980. Вып.2 (7). С.3-9).The closest technical solution known (prototype) to the present invention is a nuclear power plant containing a fast neutron reactor and steam generators, as well as a helium purification and storage system, the reactor being made in the form of a casing with an active zone from fuel assemblies, inside of which there are guides pipes of the control and protection system, and the core and steam generators are included in the closed helium circulation circuit, forming cold and hot branches and connected to the cleaning system and storage of helium (see Emelyanov I.Ya., Zavadsky M.I., Kruglov A.L., etc.). Design features of the reactor installation of the experimental industrial NPP BGR-300 with helium coolant. - Questions of atomic science and technology. Series: Atomic-hydrogen energy and technology. 1980. Issue 2 (7). S.3-9).
При плановом останове такой установки на перегрузку реактора или для ревизии устройств, расположенных внутри корпуса, а также при аварийной ситуации подкритичность реактора обеспечивают сбросом в активную зону поглощающих стержней системы управления и защиты. Другой системы воздействия на реактивность реактора, основанной на другом принципе действия, в установке нет. Однако, согласно требованиям нормативных документов, в установке должно быть не менее двух систем безопасности, имеющих разные принципы действия.With a planned shutdown of such an installation for overloading the reactor or for revising devices located inside the vessel, as well as in an emergency, the subcriticality of the reactor is ensured by dumping the control and protection systems into the active zone of the absorbing rods. There is no other system for influencing the reactivity of a reactor based on a different principle of action in the installation. However, according to the requirements of regulatory documents, the installation must have at least two security systems having different operating principles.
Кроме того, в прототипе используются четыре петли автономной системы расхолаживания, предусмотрено применение инжекторов, позволяющих подпитывать реактор гелием в случае аварийной ситуации с потерей герметичности. Такая система расхолаживания обеспечивает приемлемую безопасность установки лишь при использовании в ней корпуса из предварительно напряженного железобетона, который, в отличие от металлического корпуса, может иметь большие размеры и поэтому позволяет применять интегральную компоновку оборудования, не имеющую трубопроводов большого диаметра, что резко сокращает вероятность и степень разуплотнения контура циркуляции гелия.In addition, the prototype uses four loops of an autonomous cooling system, the use of injectors is provided, which allow feeding the reactor helium in case of an emergency with loss of tightness. Such a cooldown system ensures acceptable installation safety only when using a case made of prestressed reinforced concrete, which, unlike a metal case, can be large and therefore allows the use of integrated equipment layout that does not have large diameter pipelines, which drastically reduces the probability and degree decompression of the helium circulation circuit.
Однако стоимость такого корпуса очень высока и оценивается, примерно, в 20% от стоимости всей станции. Кроме того, имеются трудности, связанные с созданием системы перегрузки для гелиевых реакторов и обеспечением регулярной ревизии состояния внутренней поверхности корпуса и устройств, расположенных внутри него.However, the cost of such a building is very high and is estimated at about 20% of the cost of the entire station. In addition, there are difficulties associated with the creation of an overload system for helium reactors and ensuring a regular audit of the state of the inner surface of the vessel and the devices located inside it.
Металлический корпус для гелиевых реакторов большой мощности более привлекателен, но он используется только при петлевой компоновке оборудования с трубопроводами большого диаметра. При обрыве такого трубопровода скорость потери гелия столь велика, что его давление снижается до равновесного значения в контуре и в защитной оболочке за 1 секунду. В этих условиях имеющейся в прототипе системой расхолаживания не удается обеспечить необходимое охлаждение активной зоны, нужна более эффективная система расхолаживания.The metal casing for high-power helium reactors is more attractive, but it is used only for loop configuration of equipment with large-diameter pipelines. When such a pipeline breaks, the rate of helium loss is so great that its pressure decreases to an equilibrium value in the circuit and in the protective shell in 1 second. Under these conditions, the existing cooldown system in the prototype fails to provide the necessary cooling of the core, a more efficient cooldown system is needed.
Таким образом, недостатком ядерной энергетической установки, принятой в данной заявке в качестве прототипа, является низкая эффективность охлаждения активной зоны.Thus, the disadvantage of a nuclear power plant, adopted in this application as a prototype, is the low cooling efficiency of the core.
Технической задачей изобретения является повышение эффективности охлаждения активной зоны.An object of the invention is to increase the cooling efficiency of the core.
Техническая задача решается в ядерной энергетической установке, содержащей гелиевый реактор на быстрых нейтронах и парогенераторы, а также систему очистки и хранения гелия, причем реактор выполнен в виде корпуса с активной зоной из тепловыделяющих сборок, внутри которых установлены направляющие трубы системы управления и защиты, а активная зона и парогенераторы включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви и соединенный с системой очистки и хранения гелия, при этом установка содержит, по меньшей мере, одну емкость, заполненную водой или водным раствором борной кислоты и подсоединенную посредством водоподводящего тракта к контуру циркуляции гелия, а также технологический конденсатор с входным и выходным трубопроводами, первый из которых соединен с горячей ветвью контура циркуляции гелия, а второй снабжен конденсатным насосом и соединен с баком грязного конденсата.The technical problem is solved in a nuclear power plant containing a fast neutron helium reactor and steam generators, as well as a helium cleaning and storage system, the reactor being made in the form of a housing with an active zone from fuel assemblies, inside which guide pipes of the control and protection systems are installed, and the active the zone and steam generators are included in a closed helium circulation circuit, forming cold and hot branches and connected to a helium purification and storage system, while the installation contains at least , one tank filled with water or an aqueous solution of boric acid and connected via a water supply path to the helium circuit, as well as a process capacitor with inlet and outlet pipelines, the first of which is connected to the hot branch of the helium circuit, and the second is equipped with a condensate pump and is connected to a tank of dirty condensate.
Кроме того, технологический конденсатор может быть выполнен с устройством отсоса неконденсирующихся газов, соединенным с системой очистки и хранения гелия.In addition, the process condenser can be made with a non-condensable gas suction device connected to a helium purification and storage system.
Кроме того, выходной трубопровод технологического конденсатора участком, расположенным между последним и конденсатным насосом, может быть соединен с холодной ветвью контура циркуляции гелия посредством отводящего трубопровода с циркуляционным насосом.In addition, the outlet pipeline of the process condenser by a section located between the last and the condensate pump can be connected to the cold branch of the helium circulation circuit by means of a discharge pipe with a circulation pump.
Кроме того, установка может быть снабжена дренажным трубопроводом, входной конец которого заведен в нижнюю часть полости корпуса реактора, а выходной - соединен с баком грязного конденсата, причем на дренажном трубопроводе может быть установлен дренажный насос.In addition, the installation can be equipped with a drainage pipe, the inlet end of which is brought into the lower part of the cavity of the reactor vessel, and the outlet is connected to the dirty condensate tank, and a drainage pump can be installed on the drainage pipe.
Кроме того, часть водоподводящего тракта, по меньшей мере, одной емкости расположена внутри корпуса реактора, и конечный участок этого тракта образован направляющими трубами системы управления и защиты, выполненными с выпускными отверстиями, расположенными по высоте активной зоны в ее средней части.In addition, a part of the water supply path of at least one tank is located inside the reactor vessel, and the final section of this path is formed by guide pipes of the control and protection system made with outlet openings located along the height of the core in its middle part.
Выполнение ядерной энергетической установки, по меньшей мере, с одной емкостью, заполненной водой или водным раствором борной кислоты и подсоединенной посредством водоподводящего тракта к контуру циркуляции гелия, а также с технологическим конденсатором с входным и выходным трубопроводами, первый из которых соединен с горячей ветвью контура циркуляции гелия, а второй снабжен конденсатным насосом и соединен с баком грязного конденсата, радикально решает проблему охлаждения активной зоны, так как вода обладает большей теплоемкостью, чем гелий, который использовался в качестве теплоносителя в системе расхолаживания прототипа.The implementation of a nuclear power plant with at least one tank filled with water or an aqueous solution of boric acid and connected via a water supply path to the helium circuit, as well as with a process capacitor with inlet and outlet pipelines, the first of which is connected to the hot branch of the circulation circuit helium, and the second is equipped with a condensate pump and connected to the dirty condensate tank, radically solves the problem of cooling the core, since water has a higher heat capacity than m helium, which was used as a coolant in the prototype cooling system.
Кроме того, важно, что при заполнении активной зоны водой или водным раствором борной кислоты резко возрастает поглощение нейтронов в резонансах урана-238. Поэтому описанная выше совокупность отличительных признаков установки по существу характеризует дополнительную систему воздействия на реактивность реактора, основанную на другом принципе действия, чем основная система управления и защиты. Такое выполнение ядерной энергетической установки согласуется с требованиями нормативных документов.In addition, it is important that when the core is filled with water or an aqueous solution of boric acid, the absorption of neutrons sharply increases in the resonances of uranium-238. Therefore, the set of distinguishing features of the installation described above essentially characterizes an additional system for influencing the reactivity of the reactor, based on a different principle of operation than the main control and protection system. This implementation of a nuclear power plant is consistent with the requirements of regulatory documents.
Несмотря на полное решение поставленной технической задачи, следует отметить, что подача воды или водного раствора борной кислоты, имеющих относительно низкую температуру, непосредственно в горячий корпус реактора создает в нем местное охлаждение, возникает большой градиент температур в металле, в том числе напротив активной зоны реактора, где из-за радиационного облучения металл охрупчен. Это может привести к возникновению больших несимметричных термических напряжений и к появлению возможности хрупкого разрушения корпуса. Кроме того, при разрыве циркуляционного трубопровода произойдет утечка воды или водного раствора борной кислоты через разрушенный участок трубопровода, минуя активную зону реактора.Despite the complete solution of the technical problem, it should be noted that the supply of water or an aqueous solution of boric acid having a relatively low temperature directly into the hot reactor shell creates local cooling in it, a large temperature gradient in the metal appears, including opposite the reactor core where, due to radiation exposure, the metal is embrittle. This can lead to large asymmetric thermal stresses and to the possibility of brittle fracture of the housing. In addition, if the circulation pipeline ruptures, water or an aqueous solution of boric acid will leak through the destroyed section of the pipeline, bypassing the reactor core.
Расположение части водоподводящего тракта, по меньшей мере, одной емкости внутри корпуса реактора и образование конечного участка этого тракта направляющими трубами системы управления и защиты, выполненными с выпускными отверстиями, расположенными по высоте активной зоны в ее средней части, устраняет эти недостатки и при этом делает направляющие трубы, заполненные водой или водным раствором борной кислоты, своеобразными поглощающими нейтроны стержнями, практически, мгновенного действия. В этом случае вода или водный раствор борной кислоты воздействует на реактивность ядерного реактора уже во время протекания по направляющим трубам, а затем, поступая в активную зону, вода или водный раствор борной кислоты охлаждает тепловыделяющие сборки и оказывает дополнительное воздействие на реактивность ядерного реактора.The location of the part of the water supply path of at least one tank inside the reactor vessel and the formation of the final section of this path by guide pipes of the control and protection system, made with outlet openings located along the height of the core in its middle part, eliminates these disadvantages and at the same time makes the guides pipes filled with water or an aqueous solution of boric acid, peculiar neutron-absorbing rods, almost instantaneous action. In this case, water or an aqueous solution of boric acid affects the reactivity of a nuclear reactor already during flow through the guide pipes, and then, entering the active zone, water or an aqueous solution of boric acid cools the fuel assemblies and has an additional effect on the reactivity of the nuclear reactor.
Таким образом, в ядерной энергетической установке по существу предлагается гелиевый реактор на быстрых нейтронах, в котором используются два теплоносителя: гелий - в режиме работы установки на мощности и вода - при нормальном и аварийном останове установки.Thus, the nuclear power plant essentially offers a fast neutron helium reactor, which uses two coolants: helium - in the mode of operation of the plant at power and water - during normal and emergency shutdown of the installation.
Кроме того, использование металлического корпуса вместо корпуса из предварительно напряженного железобетона привело к значительному снижению стоимости установки, а также позволило использовать более дешевую и уже отработанную в водо-водяных реакторах технологию перегрузки реактора и осуществлять регулярную ревизию внутренней поверхности этого корпуса и устройств, расположенных внутри корпуса, в соответствии с требованиями нормативных документов.In addition, the use of a metal casing instead of a casing made of prestressed reinforced concrete led to a significant reduction in the cost of the installation, and also allowed the use of cheaper and already developed technology for overloading the reactor in water-cooled reactors and to regularly audit the internal surface of this casing and devices located inside the casing , in accordance with the requirements of regulatory documents.
Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показана принципиальная схема ядерной энергетической установки; на фиг.2 изображен общий вид ядерного реактора; на фиг.3 представлена тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора; на фиг.4 - тепловыделяющая сборка зоны воспроизводства ядерного реактора.The invention is illustrated by drawings, where figure 1 shows a schematic diagram of a nuclear power plant; figure 2 shows a General view of a nuclear reactor; figure 3 presents the fuel Assembly of the active zone of a nuclear reactor; figure 4 - fuel Assembly zone of the reproduction of a nuclear reactor.
Ядерная энергетическая установка содержит гелиевый реактор на быстрых нейтронах в виде корпуса 1 с активной зоной 2, парогенераторы 3 и систему 4 очистки и хранения гелия. Активная зона 2 и парогенераторы 3 включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви 5 и 6 соответственно и соединенный с системой 4 очистки и хранения гелия.The nuclear power plant comprises a fast neutron helium reactor in the form of a housing 1 with an active zone 2, steam generators 3, and a helium purification and storage system 4. The active zone 2 and steam generators 3 are included in a closed loop of helium circulation, forming cold and
Установка дополнительно содержит емкости 7, 8, 9, заполненные водой или водным раствором борной кислоты и подсоединенные к контуру циркуляции гелия. Емкость 7 подсоединена к контуру циркуляции гелия посредством водоподводящего тракта 10, на котором установлен насос 11 заполнения. Емкость 8 снабжена устройством 12 создания давления в ее полости и подсоединена к контуру циркуляции гелия посредством водоподводящего тракта 13, на котором установлено мембранно-разрывное устройство 14. Емкость 9 снабжена устройством 15 создания давления в ее полости и подсоединена к контуру циркуляции гелия посредством водоподводящего тракта 16, на котором установлено мембранно-разрывное устройство 17.The installation additionally contains containers 7, 8, 9, filled with water or an aqueous solution of boric acid and connected to the helium circuit. The tank 7 is connected to the helium circuit by means of a water supply path 10, on which a filling pump 11 is mounted. The tank 8 is equipped with a device 12 for creating pressure in its cavity and is connected to the helium circuit through a water supply path 13, on which a membrane-bursting device 14 is installed. The tank 9 is equipped with a device 15 for creating pressure in its cavity and is connected to a helium circulation circuit through a water supply path 16 on which the membrane bursting device 17 is installed.
Установка содержит также технологический конденсатор 18 с входным и выходным трубопроводами 19 и 20 соответственно. Входной трубопровод 19 технологического конденсатора 18 соединен с горячей ветвью 6 контура циркуляции гелия в зоне воздушников 21 и 22 корпуса 1 реактора и парогенератора 3 соответственно, а выходной трубопровод 20 снабжен конденсатным насосом 23 и соединен с баком 24 грязного конденсата. Воздушники 21 и 22 служат также для соединения контура циркуляции гелия с системой 4 его очистки и хранения. Технологический конденсатор 18 выполнен с устройством 25 отсоса неконденсирующихся газов, соединенным с системой 4 очистки и хранения гелия (это соединение на чертеже условно не показано).The installation also contains a process capacitor 18 with inlet and outlet pipelines 19 and 20, respectively. The inlet pipe 19 of the process condenser 18 is connected to the
Входной трубопровод 19 технологического конденсатора 18 соединен с горячей ветвью 6 контура циркуляции гелия посредством циркуляционного трубопровода 26, а выходной трубопровод 20 технологического конденсатора 18 участком, расположенным между последним и конденсатным насосом 23, соединен с холодной ветвью 5 этого контура посредством циркуляционного трубопровода 27, на котором установлен циркуляционный насос 28.The inlet conduit 19 of the process condenser 18 is connected to the
Кроме того, установка снабжена дренажным трубопроводом 29, входной конец которого заведен в нижнюю часть полости корпуса 1 реактора, а выходной - соединен с баком 24 грязного конденсата, причем на дренажном трубопроводе 29 установлен дренажный насос 30.In addition, the installation is equipped with a drainage pipe 29, the input end of which is brought into the lower part of the cavity of the reactor vessel 1, and the output end is connected to the dirty condensate tank 24, and a drainage pump 30 is installed on the drainage pipe 29.
В холодную ветвь 5 контура циркуляции гелия включены главные циркуляционные газодувки 31. Парогенераторы 3 подсоединены к корпусу 1 реактора посредством главных циркуляционных трубопроводов 32 «труба в трубе». При этом каждый парогенератор 3 питательным трубопроводом 33 и паропроводом 34 острого пара соединен с паротурбинной установкой 35 и с теплообменником-конденсатором 36 системы 37 пассивного отвода тепла.The main circulation gas blowers 31 are included in the
Ядерный реактор 1, главные циркуляционные трубопроводы 32 и парогенераторы 3 установлены под защитной оболочкой 39, которая выполнена с баком-приямником внутри для сбора конденсата. Установка снабжена также многочисленной арматурой на соответствующих трубопроводах, которая на чертеже условно не показана.Nuclear reactor 1,
В ядерном реакторе активная зона 2 окружена зоной воспроизводства 40. Зона 2 собрана из тепловыделяющих сборок 41, а зона 40 - из тепловыделяющих сборок 42. Сборки 41 и 42 выполнены на основе микротвэлов 43. Возможен вариант выполнения сборок 41 и 42 на основе стержневых твэлов (этот вариант на чертеже условно не показан). В сборках 41 установлены направляющие трубы 44 поглощающих стержней системы управления и защиты 45. Сборки 41 и 42 зафиксированы в нижней опорной плите 46 и в верхней опорной плите 47. Плита 46 выполнена перфорированной для соединения холодной ветви 5 контура циркуляции гелия со сборками 41 и 42. На верхней плите 47 установлен блок защитных труб 48 системы управления и защиты 45. Трубы 48 выполнены перфорированными для соединения сборок 41 и 42 с горячей ветвью 6 контура циркуляции гелия.In a nuclear reactor, core 2 is surrounded by a
Водоподводящие тракты 10, 13 и 16 могут быть полностью расположены за пределами корпуса 1 реактора. В этом случае конечным участком трактов 10, 13 и 16 является патрубок 49, выполненный в корпусе 1 ядерного реактора.The water supply paths 10, 13 and 16 can be completely located outside the reactor vessel 1. In this case, the final section of the paths 10, 13 and 16 is a
Однако в предпочтительном варианте исполнения установки предлагается часть каждого из трактов 10, 13 и 16 выполнить внутри корпуса 1 реактора, а в качестве их конечных участков использовать направляющие трубы 44 системы управления и защиты 45. В этом случае внутрикорпусная часть каждого из трактов 10, 13 и 16 образована последовательно соединенными по ходу воды или водного раствора борной кислоты каналами 50, коллекторами 51, трубами 52, каналами 53 и трубами 44. Трубы 52 продольно установлены в сборках 42, а каналы 53 образованы проточками в нижней плите 46 и предназначены для подвода воды или водного раствора борной кислоты в трубы 44 каждой тепловыделяющей сборки 41. Трубы 44 выполнены с выпускными отверстиями 54, выполненными по высоте активной зоны 2 в ее средней части.However, in a preferred embodiment of the installation, it is proposed that part of each of the paths 10, 13 and 16 be made inside the reactor vessel 1, and guide
Ядерная энергетическая установка на мощности работает следующим образом.A nuclear power plant at power works as follows.
Холодный гелий с температурой 350°С от главных циркуляционных газодувок 31 с давлением 16 МПа по внешней части коаксиальных трубопроводов 32 поступает в корпус 1 реактора, опускается по холодной ветви 5 контура циркуляции гелия и входит в тепловыделяющие сборки 41 активной зоны 2 и в тепловыделяющие сборки 42 зоны воспроизводства 40, где, омывая микротвэлы 43, нагревается до температуры 750°С, поступает в горячую ветвь 6 контура циркуляции, после чего по внутренней полости трубопроводов 32 направляется к трем парогенераторам 3.Cold helium with a temperature of 350 ° C from the main circulation gas blowers 31 with a pressure of 16 MPa through the outer part of the
Ядерную энергетическую установку к перегрузке реактора, а также к ревизии внутренней поверхности корпуса 1 реактора и устройств, расположенных внутри корпуса 1, подготавливают следующим образом.A nuclear power plant for overloading the reactor, as well as for revising the inner surface of the reactor vessel 1 and devices located inside the vessel 1, is prepared as follows.
Производится плановое снижение мощности реактора до уровня остаточных тепловыделений (3-5% от номинальной мощности реактора) и снижение давления в контуре циркуляции гелия до 0,6 МПа за счет удаления избыточного гелия через воздушники 21-22 в систему 4 очистки и хранения гелия. Температура гелия в контуре циркуляции снижается, происходит расхолаживание металлоконструкций реактора до уровня температур не более 100°С.A planned reduction of the reactor power to the level of residual heat (3-5% of the nominal reactor power) and a decrease in the pressure in the helium circulation circuit to 0.6 MPa are carried out by removing excess helium through air vents 21-22 into the helium purification and storage system 4. The helium temperature in the circulation circuit decreases, the metal structures of the reactor are dampened to a temperature level of not more than 100 ° C.
Далее насосом 11 из емкости 7 производится подача воды или водного раствора борной кислоты по тракту 10 в патрубок 49 корпуса 1. Если тракт 10 не имеет внутрикорпусной части, то вода или водный раствор борной кислоты из патрубка 49 поступает сначала в холодную ветвь 5 контура циркуляции гелия, а затем - в активную зону 2 и зону 40 воспроизводства.Next, the pump 11 from the tank 7 delivers water or an aqueous solution of boric acid through the path 10 to the
При наличии в установке внутрикорпусной части тракта 10 вода или водный раствор борной кислоты последовательно проходит патрубок 49, канал 50, коллектор 51, трубы 52 в сборках 42, каналы 53 в нижней плите 46 и направляющие трубы 44 в сборках 41. Далее вода или водный раствор борной кислоты выходит из труб 44 через отверстия 54 и непосредственно орошает микротвэлы 43. При этом образуется пар, который вместе с остатками гелия через воздушник 21 на корпусе 1 реактора и воздушники 22 на парогенераторах 3 и далее по трубопроводу 19 отводится в технологический конденсатор 18. В технологическом конденсаторе 18 за счет работы устройства 25 отсоса неконденсирующихся газов происходит удаление гелия с примесью неконденсирующихся газов в систему 4 очистки и хранения гелия, а конденсат по трубопроводу 20 при помощи конденсатного насоса 23 отводится в баки 24 грязного конденсата.If there is an internal part of the duct 10 in the installation, water or an aqueous solution of boric acid passes through a
После прекращения образования пара в реакторе технологический конденсатор 18 переводят в водяной режим работы, при котором отвод остаточного тепла из реактора производится по схеме: горячая ветвь 6 контура циркуляции гелия - трубопровод 26 - технологический конденсатор 18 - трубопровод 27, на котором работает циркуляционный насос 28, - холодная ветвь 5 этого контура. Происходит постепенное вытеснение оставшегося гелия из корпуса 1 реактора и заполнение его водой. Далее производится перегрузка реактора или выгрузка всех тепловыделяющих сборок 41 и 42, а также внутрикорпусных устройств для их ревизии. Производится осмотр внутренней поверхности корпуса 1 реактора.After the cessation of steam formation in the reactor, the technological condenser 18 is transferred to the water mode of operation, in which the residual heat is removed from the reactor according to the scheme:
После перегрузки реактора или проведения ревизии внутрикорпусных устройств корпус 1, полностью заполненный водой, герметизируют, после чего начинают операции по осушению реактора, замене воды на гелий. Для этого из системы 4 очистки и хранения гелия через воздушник 21 на корпусе 1 реактора и воздушники 22 на парогенераторах 3 в контур циркуляции подают гелий из системы 4, который вытесняет воду из этого контура через дренажный трубопровод 29 в баки 24 грязного конденсата. Для этого на трубопроводе 29 включают дренажный насос 30.After overloading the reactor or conducting an audit of the internals, the housing 1, completely filled with water, is sealed, after which operations to drain the reactor and replace the water with helium begin. To do this, from the system 4 for cleaning and storing helium through an air vent 21 on the reactor vessel 1 and air vents 22 on the steam generators 3, helium is supplied to the circulation circuit from system 4, which displaces water from this circuit through the drain pipe 29 to the dirty condensate tanks 24. To do this, on the pipe 29 include a drainage pump 30.
Разрыв полным сечением одного из главных циркуляционных трубопроводов 32 с полным обесточиванием приводит к останову главных циркуляционных газодувок 31 и истечению гелия под защитную оболочку 39. При этом давление в контуре циркуляции гелия снижается, а давление в защитной оболочке 39 повышается до равновесного значения 0,6 МПа. По сигналу понижения давления в реакторе срабатывает аварийная защита, обесточиваются приводы системы 45 управления и защиты, и поглощающие стержни под действием собственного веса вводятся в активную зону 2 реактора.A complete cross-section gap of one of the
При снижении давления в реакторе ниже 6 МПа подключается емкость 8, а при снижении давления до 0,6 МПа происходит подключение емкости 9. Подключение емкостей 8 и 9 осуществляется за счет разрушения мембран мембранно-разрывных устройств 14 и 17 при достижении соответствующей заданной разности давлений в контуре циркуляции гелия и в емкостях 8 и 9. При этом вода или водный раствор борной кислоты поступает сначала по тракту 13, а затем и 16 в патрубок 49 корпуса 1 реактора. Далее вода или водный раствор борной кислоты уже описанными выше путями поступает в тепловыделяющие сборки 41 и 42, испаряется, пар перегревается и выходит в горячую ветвь 6 контура циркуляции гелия. Пар вместе с остатками гелия по неразрушенным трактам контура циркуляции гелия поступает в парогенераторы 3, где охлаждается и затем под действием гидростатических сил поступает в холодную ветвь 5. При обесточивании происходит отключение паротурбинной установки 35, поэтому охлаждение парогелиевой смеси в парогенераторах 3 обеспечивается за счет подключения системы 37 пассивного отвода тепла, в которой тепло парогенераторов 3 отводится через теплообменники-конденсаторы 36 в атмосферный воздух.When the pressure in the reactor decreases below 6 MPa, the vessel 8 is connected, and when the pressure drops to 0.6 MPa, the vessel 9 is connected. The vessels 8 and 9 are connected due to the destruction of the membranes of the membrane-bursting devices 14 and 17 when the corresponding predetermined pressure difference in the helium circulation circuit and in tanks 8 and 9. In this case, water or an aqueous solution of boric acid enters first through path 13, and then 16 into the
Часть расхода пара поступает через разрушенный трубопровод 32 под защитную оболочку 39, где он также охлаждается и конденсируется за счет смешения с более холодной средой и за счет теплоотдачи через стенку оболочки.Part of the steam flow enters through the destroyed
Окончательное вытеснение гелия и водяного пара из контура циркуляции производится в технологический конденсатор 18, в систему 4 очистки и хранения гелия и в бак 24 грязного конденсата, как это уже было описано выше для подготовки установки к перегрузке реактора.The final displacement of helium and water vapor from the circulation loop is carried out into the process condenser 18, into the helium purification and storage system 4 and into the dirty condensate tank 24, as was already described above to prepare the installation for reactor overload.
По мере охлаждения корпуса 1 реактора и его внутрикорпусных устройств происходит снижение их температуры ниже 100°С. Это приводит к тому, что парообразование в корпусе 1 реактора прекращается, и он постепенно заполняется холодной водой с раствором борной кислоты. При появлении воды в воздушниках 21 и 22 их закрывают и воду из контура циркуляции гелия по дренажному трубопроводу 29 отводят в бак 24 грязного конденсата. После этого реактор осушают и приступают к подготовке установки к ремонту разрушенного главного циркуляционного трубопровода 32.As the cooling of the reactor vessel 1 and its internals, their temperature decreases below 100 ° C. This leads to the fact that the vaporization in the housing 1 of the reactor ceases, and it is gradually filled with cold water with a solution of boric acid. When water appears in the air vents 21 and 22, they are closed and water from the helium circuit through the drain pipe 29 is diverted to the dirty condensate tank 24. After that, the reactor is drained and begin to prepare the installation for repair of the destroyed
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007134999/06A RU2348994C1 (en) | 2007-09-21 | 2007-09-21 | Nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007134999/06A RU2348994C1 (en) | 2007-09-21 | 2007-09-21 | Nuclear power plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2348994C1 true RU2348994C1 (en) | 2009-03-10 |
Family
ID=40528780
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007134999/06A RU2348994C1 (en) | 2007-09-21 | 2007-09-21 | Nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2348994C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114171222A (en) * | 2021-11-25 | 2022-03-11 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | Reactor refueling system and online charging, discharging and refueling method |
| CN117133494A (en) * | 2023-07-19 | 2023-11-28 | 华能核能技术研究院有限公司 | Helium quick recovery and reuse device |
| CN117133494B (en) * | 2023-07-19 | 2024-06-04 | 华能核能技术研究院有限公司 | Helium quick recovery and reuse device |
-
2007
- 2007-09-21 RU RU2007134999/06A patent/RU2348994C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ЕМЕЛЬЯНОВ И.Я. и др. Конструктивные особенности реакторной установки АЭС БГР-300 с гелиевым теплоносителем. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика. Вып.2 (7), 1980. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114171222A (en) * | 2021-11-25 | 2022-03-11 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | Reactor refueling system and online charging, discharging and refueling method |
| CN114171222B (en) * | 2021-11-25 | 2024-06-04 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | Reactor refueling system and online loading, unloading and refueling method |
| CN117133494A (en) * | 2023-07-19 | 2023-11-28 | 华能核能技术研究院有限公司 | Helium quick recovery and reuse device |
| CN117133494B (en) * | 2023-07-19 | 2024-06-04 | 华能核能技术研究院有限公司 | Helium quick recovery and reuse device |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5517357B2 (en) | Passive emergency water supply system | |
| US11756698B2 (en) | Passive emergency feedwater system | |
| US8559583B1 (en) | Passive cooling and depressurization system and pressurized water nuclear power plant | |
| CN108461163B (en) | Emergency core cooling system and boiling water reactor device using same | |
| WO2016078421A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| Zheng et al. | Water-ingress analysis for the 200áMWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor | |
| CN102956275A (en) | Pressurized water reactor with compact passive safety systems | |
| KR101752717B1 (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
| JP6309972B2 (en) | Nuclear power generation facility and method for maintaining liquid level of coolant | |
| KR100813939B1 (en) | Passive type emergency core cooling system for an integral reactor with a safeguard vessel | |
| KR101250479B1 (en) | Apparatus for safety improvement of passive type emergency core cooling system with a safeguard vessel and Method for heat transfer-function improvement using thereof | |
| KR101389840B1 (en) | Inherent safety water cooled reactor system for producing electricity | |
| RU2348994C1 (en) | Nuclear power plant | |
| RU2769102C1 (en) | Passive cooling system of a nuclear reactor | |
| KR101224023B1 (en) | Residual heat removal and containment cooling system using passive auxiliary feed-water system for pressurized water reactor | |
| JPH04109197A (en) | Reactor core decay heat removing device for pressurized water reactor | |
| KR101404646B1 (en) | Inherent safety water cooled reactor system for thermal desalination | |
| KR101224026B1 (en) | Passive residual heat removal system using passive auxiliary feed-water system for pressurized water reactor | |
| Bakhmetiev et al. | Experimental study of a passive system for lowering damaging pressure levels in the protective shell of the KLT-40S reactor facility | |
| Forsberg | Passive emergency cooling systems for boiling water reactors (PECOS-BWR) | |
| Zhao et al. | Discussion on design of new-style innovative small modular reactor | |
| Vijuk et al. | Passive Safety Approach for The Advanced (W) 600 MWE PWR | |
| Jayanti et al. | Preliminary analysis of a small, inherently safe boiling water reactor | |
| Kogut | Nuclear Power Plants, US: Containment Structures | |
| Adamovich et al. | An autonomous nuclear power plant with integrated nuclear steam supply system designed for electric power and heat supply in remote areas with difficult access |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20100922 |