RU2646859C2 - Система аварийного отвода тепла - Google Patents
Система аварийного отвода тепла Download PDFInfo
- Publication number
- RU2646859C2 RU2646859C2 RU2016133556A RU2016133556A RU2646859C2 RU 2646859 C2 RU2646859 C2 RU 2646859C2 RU 2016133556 A RU2016133556 A RU 2016133556A RU 2016133556 A RU2016133556 A RU 2016133556A RU 2646859 C2 RU2646859 C2 RU 2646859C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat exchanger
- cooler
- tank
- water
- reservoir
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Heat-Pump Type And Storage Water Heaters (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного отвода тепла, имеющих в своем составе замкнутый контур естественной циркуляции. Система аварийного отвода тепла содержит теплообменник-нагреватель и теплообменник-охладитель, соединенные друг с другом подъемной и опускной ветками, емкость с запасом воды, соединенную трубопроводом с опускной веткой. Система дополнительно снабжена емкостью для сбора неконденсирующихся газов, которая подключена к опускной ветке между теплообменником-охладителем и емкостью с запасом воды. Между емкостью с запасом воды и емкостью для сбора неконденсирующихся газов установлен обратный клапан, а между последним и теплообменником-охладителем - управляемая арматура. Изобретение позволяет повысить надежность системы и безопасность реакторной установки при авариях с потерей теплоносителя. 1 ил.
Description
Техническое решение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного отвода тепла, имеющих в своем составе замкнутый контур естественной циркуляции.
Известна система аварийного расхолаживания (САР) ядерных реакторов, в которой отвод остаточных тепловыделений от активной зоны к запасу воды осуществляется через промежуточный контур, причем избыточное давление в промежуточном контуре поддерживается с помощью компенсационного баллона с газом, а остаточные тепловыделения отводятся последовательно через ВТК и ТКИ. Замерзание ВТК в режиме ожидания предотвращается осушением промежуточного контура. (См., например, патент №52245, RU от 12.07.2005, опубл. 10.03.2006)
Недостатком такой системы является ограниченный диапазон работы по температуре 1 контура, при котором система работает эффективно в двухфазном режиме циркуляции промежуточного контура. При понижении температуры 1 контура система аварийного расхолаживания переходит в низкоэффективный режим однофазной циркуляции. При этом газ, имеющийся в промежуточном контуре, собирается в верхней части контура и разрывает циркуляцию, полностью прекращая теплоотвод.
Известна система пассивного отвода тепла (СПОТ) ядерных установок, в которой отвод остаточных тепловыделении осуществляется через промежуточный контур в атмосферный воздух через воздушный теплообменник конденсатор (ВТК). Причем во время нормальной работы ядерной установки, для предотвращения попадания холодного воздуха в ВТК через неплотности, организуется естественная циркуляция в промежуточном контуре, которая предотвращает замерзание ВТК. (См., например, патент №2002320, RU от 16.05.1991, опубл. 30.10.1993)
Недостатком такой системы является то, что ВТК имеет большие габариты, а так же то, что из-за протечек в промежуточном контуре во время нормальной работы ядерной установки тратится энергия, запасенная в активной зоне. Причем данная СПОТ не применима для ядерных установок с прямоточными парогенераторами в связи с тем, что из-за большого гидравлического сопротивления прямоточного парогенератора, превышающего движущий напор промежуточного контура, невозможно организовать естественную циркуляцию в промежуточном контуре при нормальной работе ядерной установки.
Наиболее близким техническим решением является система аварийного расхолаживания, содержащая паровую и водяную ветки, теплообменник конденсатор-испаритель, прямоточный парогенератор, емкость запаса воды и воздушный теплообменник конденсатор, подключенный параллельно паровой ветке системы. (См., например, патент №109898, RU от 16.05.1991, опубл. 27.10.2011)
Недостатком такой системы является необходимость ее заполнения конденсатом по верхнюю точку паропровода в режиме ожидания, в результате чего возможно замерзание системы и разрушение оборудования.
Технической задачей является создание системы аварийного отвода тепла пассивного принципа действия, которая исключает замерзание оборудования системы в режиме ожидания и упрощает технологическое обслуживание системы за счет исходного заполнения системы воздухом.
Решение поставленной задачи позволяет повысить надежность системы и безопасность реакторной установки при авариях с потерей теплоносителя.
Задача решается тем, что система аварийного отвода тепла, содержащая теплообменник-нагреватель и теплообменник-охладитель, соединенные друг с другом подъемной и опускной ветками, емкость с запасом воды, соединенную трубопроводом с опускной веткой, дополнительно снабжена емкостью для сбора неконденсирующихся газов, которая подключена к опускной ветке между теплообменником-охладителем и емкостью с запасом воды, причем между емкостью с запасом воды и емкостью для сбора неконденсирующихся газов установлен обратный клапан, а между последним и теплообменником-конденсатором - управляемая арматура.
Введение емкости для сбора неконденсирующихся газов позволяет использовать исходно осушенный теплообменник-охладитель, то есть система заполнена воздухом, что предотвращает замерзание системы при низких температурах. Кроме того, упрощается технологическое обслуживание системы за счет исключения дополнительного оборудования, обеспечивающего не замерзание водяного теплообменника.
На фигуре схематично показана система аварийного отвода тепла.
В состав системы входят:
теплообменник-нагреватель 1, теплообменник-охладитель 2, емкость с запасом воды 3, емкость для сбора неконденсирующихся газов 4, которая подключена к опускной ветке 5 циркуляционного контура системы между теплообменником-охладителем 2 и емкостью с запасом воды 3, управляемая арматура 6 и 7, установленная между теплообменником-охладителем 2 и обратным клапаном 8.
Система аварийного отвода тепла (САОТ) работает следующим образом.
В исходном состоянии система заполнена воздухом.
Ввод САОТ обеспечивается за счет подключения теплообменника-охладителя 2 к теплообменнику-нагревателю 1, емкости для сбора неконденсирующихся газов 4 к циркуляционному контуру САОТ и отключения теплообменника-нагревателя 1 от паротурбинной установки (ПТУ). Вода из емкости 3 под действием давления газовой подушки поступает в теплообменник-нагреватель 1 и испаряется, пар поступает в теплообменник-охладитель 2, где конденсируется, вода под действием собственного веса возвращается в теплообменник-нагреватель 1, образуя замкнутый контур циркуляции.
Емкость для сбора неконденсирующихся газов 4 в исходном состоянии заполнена воздухом при атмосферном давлении и соединена с циркуляционным контуром САОТ. В момент ввода системы в действие пар, поступающий из теплообменника-нагревателя 1, сжимает неконденсирующиеся газы, содержащиеся в трубопроводах подъемной ветки 9, коллекторах и трубной системе теплообменника-охладителя 2, концентрирует их в нижней части контура как более тяжелую субстанцию и передавливает в емкость для сбора неконденсирующихся газов 4. Обратный клапан 8, установленный на опускной ветке 5 между точками подключения емкости для сбора неконденсирующихся газов 4 и емкости с запасом воды 3, препятствует поступлению воды из емкости 3 в теплообменник-нагреватель 1 обратным током и исключает блокирование этой водой поступление газа в емкость 4.
После ввода системы в действие и стабилизации параметров емкость для сбора неконденсирующихся газов 4 отключается от контура, что препятствует возвращению газа в контур циркуляции при последующем снижении давления.
Кроме того, для отключения емкости для сбора неконденсирующихся газов 4 от опускной ветки 5 циркуляционного контура САОТ вместо управляемой арматуры 7 может быть использован обратный клапан.
Использование предложенного технического решения повышает надежность и безопасность системы и реакторной установки в целом при авариях с потерей теплоносителя, так как использование исходно осушенного теплообменника-охладителя предотвращает замерзание системы при низких температурах. При этом упрощается технологическое обслуживание системы за счет исключения дополнительного сложного оборудования, обеспечивающего не замерзание водяного теплообменника. Появляется возможность концентрировать в емкости неконденсирующиеся газы, образующиеся в пароводяной смеси и переносимые в рабочем режиме системы.
Claims (1)
- Система аварийного отвода тепла, содержащая теплообменник-нагреватель и теплообменник-охладитель, соединенные друг с другом подъемной и опускной ветками, емкость с запасом воды, соединенную трубопроводом с опускной веткой, отличающаяся тем, что система дополнительно снабжена емкостью для сбора неконденсирующихся газов, которая подключена к опускной ветке между теплообменником-охладителем и емкостью с запасом воды, причем между емкостью с запасом воды и емкостью для сбора неконденсирующихся газов установлен обратный клапан, а между последним и теплообменником-охладителем - управляемая арматура.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016133556A RU2646859C2 (ru) | 2016-08-15 | 2016-08-15 | Система аварийного отвода тепла |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016133556A RU2646859C2 (ru) | 2016-08-15 | 2016-08-15 | Система аварийного отвода тепла |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2016133556A RU2016133556A (ru) | 2018-02-19 |
| RU2646859C2 true RU2646859C2 (ru) | 2018-03-12 |
Family
ID=61227555
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016133556A RU2646859C2 (ru) | 2016-08-15 | 2016-08-15 | Система аварийного отвода тепла |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2646859C2 (ru) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2020067918A1 (ru) | 2018-09-28 | 2020-04-02 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия |
| RU2798485C1 (ru) * | 2022-11-23 | 2023-06-23 | Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (АО "АКМЭ-инжиниринг") | Система пассивного отвода тепла через прямоточный парогенератор и способ ее заполнения |
| WO2024112225A1 (ru) * | 2022-11-23 | 2024-05-30 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Система пассивного отвода тепла через прямоточный парогенератор и способ ее заполнения |
| WO2024112224A1 (ru) * | 2022-11-23 | 2024-05-30 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Система пассивного отвода тепла через прямоточный парогенератор |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3956063A (en) * | 1971-05-28 | 1976-05-11 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Emergency core cooling system for a fast reactor |
| SU971015A1 (ru) * | 1981-03-04 | 1984-06-30 | Предприятие П/Я Г-4285 | Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора |
| JPH0666985A (ja) * | 1992-06-24 | 1994-03-11 | Westinghouse Electric Corp <We> | 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法 |
| RU85029U1 (ru) * | 2009-02-26 | 2009-07-20 | Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") | Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки |
| RU109898U1 (ru) * | 2011-07-06 | 2011-10-27 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного расхолаживания |
| JP6066985B2 (ja) * | 2014-12-26 | 2017-01-25 | 株式会社リヒトラブ | パンチ |
-
2016
- 2016-08-15 RU RU2016133556A patent/RU2646859C2/ru active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3956063A (en) * | 1971-05-28 | 1976-05-11 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Emergency core cooling system for a fast reactor |
| SU971015A1 (ru) * | 1981-03-04 | 1984-06-30 | Предприятие П/Я Г-4285 | Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора |
| JPH0666985A (ja) * | 1992-06-24 | 1994-03-11 | Westinghouse Electric Corp <We> | 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法 |
| RU85029U1 (ru) * | 2009-02-26 | 2009-07-20 | Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") | Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки |
| RU109898U1 (ru) * | 2011-07-06 | 2011-10-27 | Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного расхолаживания |
| JP6066985B2 (ja) * | 2014-12-26 | 2017-01-25 | 株式会社リヒトラブ | パンチ |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2020067918A1 (ru) | 2018-09-28 | 2020-04-02 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия |
| US11488733B2 (en) | 2018-09-28 | 2022-11-01 | Joint-Stock Company Scientific Research And Design Institute For Energy Technologies Atomproekt | Method and system for bringing a nuclear power plant into a safe state after extreme effect |
| RU2798485C1 (ru) * | 2022-11-23 | 2023-06-23 | Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (АО "АКМЭ-инжиниринг") | Система пассивного отвода тепла через прямоточный парогенератор и способ ее заполнения |
| RU2798483C1 (ru) * | 2022-11-23 | 2023-06-23 | Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (АО "АКМЭ-инжиниринг") | Система пассивного отвода тепла через парогенератор и способ ее заполнения |
| WO2024112225A1 (ru) * | 2022-11-23 | 2024-05-30 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Система пассивного отвода тепла через прямоточный парогенератор и способ ее заполнения |
| WO2024112224A1 (ru) * | 2022-11-23 | 2024-05-30 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Система пассивного отвода тепла через прямоточный парогенератор |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2016133556A (ru) | 2018-02-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103903659B (zh) | 浮动核电站非能动余热排出*** | |
| US10325688B2 (en) | Passive heat removal system for nuclear power plant | |
| RU152416U1 (ru) | Система аварийного отвода тепла | |
| RU2646859C2 (ru) | Система аварийного отвода тепла | |
| KR101463440B1 (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 | |
| CN105810256A (zh) | 一种核电站非能动余热排出*** | |
| US20140362968A1 (en) | System for removing the residual power of a pressurised water nuclear reactor | |
| CN104766637B (zh) | 安全注入成套*** | |
| JP2013228281A (ja) | 非常用炉心冷却装置およびこれを備える原子炉施設 | |
| CN210837199U (zh) | 余热排出***与核电*** | |
| RU111336U1 (ru) | Система аварийного расхолаживания с комбинированным теплообменником | |
| CN113593733A (zh) | 一种非能动钢制安全壳热量导出*** | |
| CN203338775U (zh) | 核电站蒸汽发生器防满溢结构 | |
| RU96283U1 (ru) | Система пассивного отвода тепла через парогенератор | |
| RU109898U1 (ru) | Система аварийного расхолаживания | |
| CN209149827U (zh) | 一种能动和非能动结合的二次侧余热排出*** | |
| CN110388239B (zh) | 核电站汽水分离再热器*** | |
| CN107799188A (zh) | 一种安全壳压力抑制*** | |
| CN112700893A (zh) | 余热排出***与方法及核电*** | |
| RU2697652C1 (ru) | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия | |
| KR20140040518A (ko) | 원자력발전소의 소내정전 및 피동보조급수계통의 기능상실에 대비한 증기발생기의 비상충수장치를 구비한 경수로의 피동형 이차측 응축계통 | |
| RU167923U1 (ru) | Система аварийного отвода тепла | |
| RU2668235C1 (ru) | Система аварийного расхолаживания | |
| CA3066162C (en) | Method and system for bringing a nuclear power plant into a safe state after extreme effect | |
| RU2762391C1 (ru) | Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны |