RU2464656C2 - Способ подачи воды - Google Patents

Способ подачи воды Download PDF

Info

Publication number
RU2464656C2
RU2464656C2 RU2010149636/07A RU2010149636A RU2464656C2 RU 2464656 C2 RU2464656 C2 RU 2464656C2 RU 2010149636/07 A RU2010149636/07 A RU 2010149636/07A RU 2010149636 A RU2010149636 A RU 2010149636A RU 2464656 C2 RU2464656 C2 RU 2464656C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
water
separator
evaporator
circuit
coolant circuit
Prior art date
Application number
RU2010149636/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2010149636A (ru
Inventor
Иван Федорович Пивин (RU)
Иван Федорович Пивин
Original Assignee
Иван Федорович Пивин
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Иван Федорович Пивин filed Critical Иван Федорович Пивин
Priority to RU2010149636/07A priority Critical patent/RU2464656C2/ru
Publication of RU2010149636A publication Critical patent/RU2010149636A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2464656C2 publication Critical patent/RU2464656C2/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ). Способ подачи воды преимущественно из сепаратора в раздающую камеру котловой воды испарителя с последующей ее прокачкой через трубный пучок испарителя второго циркуляционного контура при поддержании ЯЭУ в горячем состоянии собственным теплом, заключающийся в том, что периодически, в течение суток, производят ввод в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ с последующим пуском на малых оборотах насоса МПЦ воды второго контура. После ввода в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ осуществляют предварительную подачу воды из напорной трубы через насос МПЦ в раздающую камеру котловой воды испарителя с привязкой к номинальному уровню воды в сепараторе, затем уравнивают температуру воды сепаратора и испарителя снижением давления в сепараторе, после пуска на малых оборотах насоса МПЦ осуществляют управление темпом роста температуры воды второго контура, увеличивая давление в сепараторе подачей пара необходимых параметров, при этом управление темпом роста температуры котловой воды второго контура МПЦ производят по линейной зависимости во времени, не превышая величину (1-3)°С в минуту. Изобретение позволяет исключить появление термоциклических напряжений в наиболее уязвимом узле теплообменного оборудования. 2 ил.

Description

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ) собственным теплом, работающей на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок.
Известно устройство для защиты теплообменника от коррозионно-термических повреждений, содержащее втулку, присоединенную к экранирующему элементу, причем последний выполнен в виде эквидистантно расположенных дисков, скрепленных через прокладки посредством болтов, причем один из дисков жестко присоединен к втулке, а другой снабжен обтекателем, обращенным внутрь нее /Александровский Ю.В. и др. Устройство для защиты теплообменника от коррозионно-термических повреждений. SU А.с. №1112223, F22В 37/22. Приоритет - 11.01.83. Опубл. бюллетень изобретений №33. 07.09.1984 - аналог/.
Недостатком указанного технического решения является то, что статистика опыта конструирования теплообменников и тепловые расчеты последних показывают, что независимо от давления, расхода, температуры жидкости при выходе из корпуса теплообменника термоциклические напряжения не возникают, в связи с чем установки этого устройства внутри теплообменника и для выхода жидкости не требуется. Кроме того, на патрубке теплообменника клапаны не устанавливаются, а уплотнительный материал в технике может быть: плотная бумага, резина, паронит, фторопласт, никель, терморасширенный графит и другие виды, но в научно-технической литературе неизвестны факты их использования в подобных конструкциях.
Известно защитное устройство теплообменных труб, закрепленных в трубной доске, содержащее цилиндрическую вставку, часть которой размещена в теплообменной трубе, а часть выступает над трубной доской, причем вставка установлена в трубе с образованием кольцевого зазора и снабжена на наружной поверхности кольцевыми выступами, контактирующими с трубой, расстояние между которыми превышает толщину трубной доски, а вокруг выступающей на последней части вставки в плоскости, параллельной трубной доске, установлен экран /Емельянов В.И. и др. Защитное устройство теплообменных труб. SU А.с. №817396, F28F 19/06. Приоритет - 27.04.79. Опубл. бюллетень изобретений №12, 30.03.1981 - прототип/.
Недостатком этого технического решения является крайне узкая, из-за габаритных размеров, область применения, так как укрепление пучка теплообменных труб в трубной доске осуществляется с очень малыми межосевыми расстояниями - перешейками, соизмеримыми с толщиной стенок самих труб. Кроме того, элементы устройства создают большую величину ничем неоправданных гидравлических сопротивлений, а место их максимальной концентрации всегда связано с соответствующей величиной концентрации термоциклических напряжений.
Технический результат предлагаемого изобретения - исключение термоциклических напряжений в сварных швах испарителя, соединяющих трубы с трубной доской последнего, увеличение ресурса эксплуатационной надежности ЯЭУ в целом.
Указанный технический результат достигается тем, что способ подачи воды преимущественно из сепаратора в раздающую камеру котловой воды испарителя с последующей ее прокачкой через трубный пучок испарителя второго циркуляционного контура при поддержании ЯЭУ в горячем состоянии собственным теплом, заключающийся в том, что периодически, в течение суток, производят ввод в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ с последующим пуском на малых оборотах насоса МПЦ воды второго контура, причем после ввода в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ осуществляют предварительную подачу воды из напорной трубы через насос МПЦ в раздающую камеру котловой воды испарителя с привязкой к номинальному уровню воды в сепараторе, затем уравнивают температуру воды сепаратора и испарителя снижением давления в сепараторе, после пуска на малых оборотах насоса МПЦ осуществляют управление темпом роста температуры воды второго контура, увеличивая давление в сепараторе подачей пара необходимых параметров, при этом управление темпом роста температуры котловой воды второго контура МПЦ производят по линейной зависимости во времени, не превышая величину (1-3)°С в минуту.
Изложенная сущность изобретения поясняется чертежами, где:
на фиг.1 - представлена пневмогидравлическая схема ЯЭУ;
на фиг.2. - продольный разрез камеры котловой воды испарителя.
Способ подачи воды осуществляется на ЯЭУ, работающей на жидкометаллическом теплоносителе в режиме переменных нагрузок, включающей реактор 0 с активной зоной 1, проведение ядерной реакции деления в которой осуществляется с помощью приводов регулирующих стержней 2. Далее, по тракту жидкометаллического теплоносителя следует пароперегреватель 3, испаритель 4, центробежный насос 5, и вновь происходит возврат в объем реактора 0. Движение котловой воды второго контура осуществляется из сепаратора 6, предназначенного в качестве емкости для хранения соответствующего объема котловой воды и выполнения функции осушки пара. После подпитки сепаратора 6 водой и смешения ее с объемом воды сепаратора 6 образуется котловая вода сепаратора 6, которая за счет насоса многократно принудительной циркуляции (МПЦ) 7 поступает в раздающую камеру 8 котловой воды испарителя 4, далее, минуя трубчатку испарителя 4, поступает вновь в сепаратор 6, который за счет сепарационных устройств осуществляет осушку пароводяной смеси и направляет осушенный пар в пароперегреватель 3 с последующей подачей на турбину 9, откуда через конденсатор 10 вновь поступает в сепаратор 6, подпитываемый периодически из-за протечек в конденсаторе 10 подпиточной водой.
Способ подачи воды осуществляют следующим образом.
При поддержании ЯЭУ в горячем состоянии собственным теплом возникает необходимость подогрева жидкометаллического теплоносителя для исключения замерзания последнего в чехлах системы управления и защиты активной зоны 2 в районе верхнего уровня, так как в этом случае ЯЭУ будет неуправляемой. Для этого производят ввод в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ, но для отбора излишне поступающего тепла и исключения повреждения соответствующего оборудования осуществляют подключение второго контура МПЦ. В результате осуществления циркуляции всего объема жидкометаллического теплоносителя первого контура происходит уравнивание его температуры. Но при поступлении достаточно большого объема котловой воды с невысокой температурой из напорного трубопровода сепаратора 6 в раздающую камеру испарителя 8 в сварных швах труб с трубной доской испарителя 8 могут иметь место большие величины термоциклических напряжений, приводящих к возникновению трещин в перешейках трубной доски и, как следствие, к межконтурному разуплотнению. Для исключения этого повреждения котловую воду из напорного трубопровода сепаратора 6 небольшими объемами пропускают через насос МПЦ 7 до тех пор, пока уровень котловой воды в сепараторе 6 достигнет номинальной отметки, далее снижают давление в сепараторе 6, чтобы температуры котловой воды в сепараторе 6 и в испарителе 4 сравнялись. После этого производят пуск на малых оборотах насоса МПЦ 7 и осуществляют управление темпом роста температуры котловой воды сепаратора 6, увеличивая давление в сепараторе 6 подачей пара необходимых параметров, при этом управление темпом роста температуры котловой воды второго контура МПЦ производят по линейной зависимости во времени, не превышая величину (1-3)°С в минуту, подтвержденное расчетами и экспериментальной проверкой на полномасштабной ЯЭУ.
Применение способа подачи воды с предлагаемой последовательностью технологических операций исключает появление термоциклических напряжений в наиболее уязвимом узле теплообменного оборудования - трубная доска испарителя - и, как следствие, приведет к увеличению ресурса эксплуатационной надежности работы ЯЭУ в целом.

Claims (1)

  1. Способ подачи воды преимущественно из сепаратора в раздающую камеру котловой воды испарителя с последующей ее прокачкой через трубный пучок испарителя второго циркуляционного контура при поддержании ЯЭУ в горячем состоянии собственным теплом, заключающийся в том, что периодически, в течение суток, производят ввод в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ с последующим пуском на малых оборотах насоса МПЦ воды второго контура, отличающийся тем, что после ввода в работу на малой мощности ядерного реактора с прокачкой жидкометаллического теплоносителя первого контура ЯЭУ осуществляют предварительную подачу воды из напорной трубы через насос МПЦ в раздающую камеру котловой воды испарителя с привязкой к номинальному уровню воды в сепараторе, затем уравнивают температуру воды сепаратора и испарителя снижением давления в сепараторе, после пуска на малых оборотах насоса МПЦ осуществляют управление темпом роста температуры воды второго контура, увеличивая давление в сепараторе подачей пара необходимых параметров, при этом управление темпом роста температуры котловой воды второго контура МПЦ производят по линейной зависимости во времени, не превышая величину 1-3°С в минуту.
RU2010149636/07A 2010-12-07 2010-12-07 Способ подачи воды RU2464656C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010149636/07A RU2464656C2 (ru) 2010-12-07 2010-12-07 Способ подачи воды

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010149636/07A RU2464656C2 (ru) 2010-12-07 2010-12-07 Способ подачи воды

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2010149636A RU2010149636A (ru) 2012-06-20
RU2464656C2 true RU2464656C2 (ru) 2012-10-20

Family

ID=46680470

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2010149636/07A RU2464656C2 (ru) 2010-12-07 2010-12-07 Способ подачи воды

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2464656C2 (ru)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2068094A (en) * 1980-01-22 1981-08-05 Neratoom Indirect heat transfer for a pressure fluidized bed boiler
SU1451452A1 (ru) * 1987-02-02 1989-01-15 Предприятие "Южтехэнерго" Производственного Объединения По Наладке, Совершенствованию Технологии И Эксплуатации Электростанций И Сетей "Союзтехэнерго" Способ регулировани температуры пара промперегрева и устройство дл его осуществлени
RU2341834C1 (ru) * 2007-03-30 2008-12-20 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") Система аварийного расхолаживания реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем
RU2008151313A (ru) * 2008-12-25 2010-06-27 Иван Федорович Пивин (RU) Способ подачи воды

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2068094A (en) * 1980-01-22 1981-08-05 Neratoom Indirect heat transfer for a pressure fluidized bed boiler
SU1451452A1 (ru) * 1987-02-02 1989-01-15 Предприятие "Южтехэнерго" Производственного Объединения По Наладке, Совершенствованию Технологии И Эксплуатации Электростанций И Сетей "Союзтехэнерго" Способ регулировани температуры пара промперегрева и устройство дл его осуществлени
RU2341834C1 (ru) * 2007-03-30 2008-12-20 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") Система аварийного расхолаживания реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем
RU2008151313A (ru) * 2008-12-25 2010-06-27 Иван Федорович Пивин (RU) Способ подачи воды

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ЕМЕЛЬЯНОВ И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. - М.: Энергоатоиздат, 1982, с.76-81, 311-313. *

Also Published As

Publication number Publication date
RU2010149636A (ru) 2012-06-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU197487U1 (ru) Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора
RU2424587C1 (ru) Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
US20180350472A1 (en) Passive safe cooling system
CA2937668C (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
WO2010099931A2 (de) Verfahren und vorrichtung zur rückgewinnung von energie in einer anlage zur herstellung eines metallischen guts
EP2165116B1 (en) Immediate response steam generating method
CN204480678U (zh) 一种核电站非能动余热排出***
CN107250664B (zh) 用于反应堆设备的卧式蒸汽发生器
US10030865B2 (en) System for passive heat removal from the pressurized water reactor through the steam generator
JP2015535605A (ja) 液体金属の冷却材を用いる原子炉
US20170098483A1 (en) Heat exchange system and nuclear reactor system
CN106297915B (zh) 一种用于核电站的非能动安注***
US20160109185A1 (en) Energy storage system
RU2464656C2 (ru) Способ подачи воды
RU2450380C1 (ru) Способ подачи воды
CN114543074B (zh) 直流燃煤发电机组启动***
CN103730171A (zh) 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆辅助加热***
JP4349133B2 (ja) 原子力プラント及びその運転方法
KR101121027B1 (ko) 공유 증기공급계통을 갖는 다중 원자로 시스템
CN220249971U (zh) 一种降低锅炉给水溶解氧的***
CN217356827U (zh) 一种直流蒸汽发生器给水再循环***
RU2685220C1 (ru) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
RU2483370C1 (ru) Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя
JP2008304264A (ja) 原子力プラント及びその運転方法
KR950015403A (ko) 원자력발전소 부분층수 운전방법과 장치