RU96283U1 - Система пассивного отвода тепла через парогенератор - Google Patents
Система пассивного отвода тепла через парогенератор Download PDFInfo
- Publication number
- RU96283U1 RU96283U1 RU2010110445/22U RU2010110445U RU96283U1 RU 96283 U1 RU96283 U1 RU 96283U1 RU 2010110445/22 U RU2010110445/22 U RU 2010110445/22U RU 2010110445 U RU2010110445 U RU 2010110445U RU 96283 U1 RU96283 U1 RU 96283U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steam generator
- heat
- heat exchanger
- steam
- heat removal
- 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
1. Система пассивного отвода тепла через парогенератор, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий парогенератор, соединенный подводящим и отводящим трубопроводами с теплообменником, размещенным внутри емкости с запасом теплоносителя, установленной выше парогенератора, отличающаяся тем, что на отводящем от теплообменника трубопроводе установлено пусковое устройство, содержащее два пусковых клапана разного проходного сечения. ! 2. Система пассивного отвода тепла через парогенератор по п.1, отличающаяся тем, что площадь поверхности теплообменника соответствует условию ! ! где Qспот=Gпар·r - производительность системы; ! Gпар - расход пара на входе в контур циркуляции; ! r - теплота парообразования; ! Kтo - коэффициент теплопередачи через трубчатку теплообменника; ! Δtтo - разница между температурой насыщения в защитной оболочке ядерного реактора и температурой насыщения при атмосферном давлении. ! 3. Система пассивного отвода тепла через парогенератор по п.1, отличающаяся тем, что время запуска системы соответствует условию ! ! где Vв, ρв - объем и плотность воды в подводящем трубопроводе; ! Gкл - расход воды через один или другой пусковой клапан.
Description
Полезная модель относится к области атомной энергетики и может быть использована в системе безопасности атомных электростанций (далее - АЭС) с реакторными установками, снабженными герметичной защитной оболочкой реакторного помещения.
Основной задачей обеспечения безопасности атомной станции является защита персонала, населения и окружающей среды от неприемлемого уровня радиационного воздействия. Для этого используются системы безопасности АЭС, назначением которых является предотвращение серьезных аварий и ограничение масштаба их последствий, если они все же произойдут.
Ядерный реактор, даже когда он остановлен из-за аварийной ситуации, продолжает генерировать тепло в результате распада ядерного топлива. Количество тепла уменьшается со временем, однако, оно никогда в действительности не падает до нуля. Поэтому, даже после остановки реактора необходимо отводить тепло.
Одним из перспективных направлений развития современных АЭС является создание систем безопасности, работающих на пассивных принципах, то есть без использования активных элементов, таких как насосы, электрически управляемые задвижки и клапаны и т.п.
Из уровня техники известна система отвода тепла от ядерной энергетической установки, где отвод остаточных тепловыделений, в условиях аварийного полного обесточивания, осуществляется путем конденсации пара из парогенераторов в воздушных теплообменниках (см. Атомная техника за рубежом, N 10, 1987, с.21).
Известна также система отвода тепла от реактора, соединенного трубопроводом с парогенератором, включающая подключенный к нему по второму контуру дополнительный теплообменник, охлаждаемый извне за защитной оболочкой реактора при помощи воздушного теплообменника (см. патент DE №2700168, G21C 15/18, 1978).
Недостатками известных систем отвода тепла являются низкая надежность из-за недостаточной интенсивности теплообмена в воздушных теплообменниках, и значительная поверхность теплообмена воздушного теплообменника, что приводит к большим трудозатратам.
Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому решению является система пассивного отвода тепла через парогенератор (см. патент RU №2067720, G21C 15/18, 1996).
Система содержит циркуляционный контур теплоносителя, в котором парогенератор реакторной установки подключен трубопроводами к теплообменнику, поверхность которого охлаждается водой атмосферного бака. При включении системы в работу пар из парогенератора поступает в теплообменник, где конденсируется, и конденсат сливается обратно в парогенератор. При этом охлаждающая вода поступает в другую полость теплообменника, где нагревается до кипения, испаряется, и пар сбрасывается в атмосферу.
Данная система обладает эффективным теплоотводом, однако недостаточно надежна в пусковом режиме.
Технической задачей полезной модели является создание надежной и эффективной системы пассивного отвода тепла ядерного реактора при аварийных ситуациях на АЭС.
Технический результат заявляемого решения заключается в повышении надежности системы отвода тепла в пусковом режиме за счет снижения воздействия на систему конденсационных гидравлических ударов.
Для достижения указанного технического результата в системе пассивного отвода тепла через парогенератор, содержащей контур циркуляции теплоносителя, включающий парогенератор, соединенный подводящим и отводящим трубопроводами с теплообменником, размещенном внутри емкости с запасом теплоносителя, установленной выше парогенератора, согласно предложению, на отводящем от теплообменника трубопроводе установлено пусковое устройство, содержащее два пусковых клапана разного проходного сечения.
Также, согласно предложению, площадь поверхности теплообменника соответствует условию, где
Qcnom=Gnap·r - производительность системы;
Gnap - расход пара на входе в контур циркуляции;
r - теплота парообразования;
Kmo - коэффициент теплопередачи через трубчатку теплообменника;
Δtmo - разница между температурой насыщения в защитной оболочке ядерного реактора и температурой насыщения при атмосферном давлении.
Также, согласно предложению, время запуска системы соответствует, , где
Vв, ρв - объем и плотность воды в подводящем трубопроводе;
Gкл - расход воды через один или другой пусковой клапан.
Применение предлагаемой системы пассивного отвода тепла позволяет достичь устойчивой циркуляции теплоносителя, как в элементах теплообменника, так и по контуру охлаждения, что в свою очередь обеспечивает отсутствие конденсационных гидравлических ударов в теплообменнике и трубопроводах контура циркуляции теплоносителя.
Система пассивного отвода тепла через парогенератор (далее - СПОТ ПГ) обеспечивает неограниченно длительный отвод тепла от реакторной установки к окружающему воздуху при авариях сопровождающихся полной и длительной потерей источников переменного тока на АЭС.
Сущность предложения поясняется чертежом, где на фиг.1 показана принципиальная схема системы пассивного отвода тепла через парогенератор.
Следует учесть, что на чертеже представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертеже не представлено.
Заявляемая система использована на АЭС с водо-водяным реактором. В аварийных ситуациях при расхолаживании двухконтурной реакторной установки передача тепловой энергии от первого контура к конечному поглотителю осуществляется через оборудование второго контура.
В зависимости от мощности ядерного реактора система может иметь несколько контуров циркуляции СПОТ ПГ.
На фиг.1 представлен один контур циркуляции теплоносителя.
Система пассивного отвода тепла от ядерного реактора через парогенератор (на чертеже реактор не показан) включает парогенератор 1, соединенный с теплообменником 2 подводящим трубопроводом 3 и отводящим трубопроводом 4.
При этом подводящий трубопровод 3 является подъемным паровым трубопроводом, а отводящий трубопровод 4 - опускным конденсатным трубопроводом, таким образом, система подключена ко второму контуру реакторной установки путем присоединения подводящего (парового) трубопровода 3 к паровому объему, а отводящего (конденсатного) трубопровода 4 - к водяному объему парогенератора 1.
Теплообменник 2 помещен в емкость 5 с запасом теплоносителя (воды), Теплообменник 2 погружен под уровень воды емкости 5, которая размещена выше парогенератора 1, что обеспечивает естественную циркуляцию в контуре СПОТ ПГ.
Теплообменник 2 предназначен для передачи тепла от парогенератора 1 к запасу охлаждающей воды, находящейся емкости 5. Отвод тепла к конечному поглотителю осуществляется путем выпаривания воды в емкости 5. Конечным поглотителем тепла является атмосфера окружающей среды.
Система также включает пусковое устройство 6, выполненное в виде клапанов, размещенных на отводящем трубопроводе 4.
С помощью пускового устройства 6 осуществляется запуск системы в работу. Предусмотрено наличие двух клапанов с разными диаметрами проходного сечения. Открытие каждого клапана определяет два уровня мощности СПОТ ПГ, необходимых для надежного отвода тепла реакторной установки при протекании разных аварийных режимов.
Устройство работает следующим образом.
Исходно система пассивного отвода тепла находится в режиме ожидания. При этом при номинальном давлении второго контура клапана пускового устройства 6 закрыты, отводящий (конденсатный) трубопровод 4 заполнен водой, а подводящий (паровой) трубопровод 3 - паром.
При возникновении аварийной ситуации отвод тепла ядерного реактора через парогенератор 1 обеспечивается за счет одного или нескольких теплообменников 2.
По соответствующим сигналам производится автоматический запуск системы путем открытия одного из двух клапанов пускового устройства 6, после этого в контуре СПОТ ПГ устанавливается естественная циркуляция. Передача тепла от парогенератора 1 к воде емкости 5 осуществляется при конденсации парового потока в секциях теплообменника 2. Образующийся конденсат по отводящему трубопроводу 4 поступает обратно в парогенератор 1. При поступлении тепловой энергии от контура СПОТ ПГ происходит прогрев и закипание воды, находящейся в емкости 5. Образующийся вторичный пар отводится в окружающую среду.
Эффективный отвод тепла от второго контура путем конденсации пара в теплообменнике 2 СПОТ ПГ приводит к уменьшению давления в парогенераторе 1, что вызывает снижение параметров в первом контуре. Таким образом, осуществляется плавный и устойчивый отвод тепла реакторной установки без осушения активной зоны реактора.
Таким образом, заявляемая система пассивного отвода тепла через парогенератор позволяет исключить гидроудары за счет следующих конструктивных особенностей: конструкции пароприемного устройства; проходных сечений отводящих и подводящих трубопроводов; высотных отметок трубопроводов и емкости с запасом теплоносителя.
Claims (3)
1. Система пассивного отвода тепла через парогенератор, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий парогенератор, соединенный подводящим и отводящим трубопроводами с теплообменником, размещенным внутри емкости с запасом теплоносителя, установленной выше парогенератора, отличающаяся тем, что на отводящем от теплообменника трубопроводе установлено пусковое устройство, содержащее два пусковых клапана разного проходного сечения.
2. Система пассивного отвода тепла через парогенератор по п.1, отличающаяся тем, что площадь поверхности теплообменника соответствует условию
где Qспот=Gпар·r - производительность системы;
Gпар - расход пара на входе в контур циркуляции;
r - теплота парообразования;
Kтo - коэффициент теплопередачи через трубчатку теплообменника;
Δtтo - разница между температурой насыщения в защитной оболочке ядерного реактора и температурой насыщения при атмосферном давлении.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010110445/22U RU96283U1 (ru) | 2010-03-16 | 2010-03-16 | Система пассивного отвода тепла через парогенератор |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010110445/22U RU96283U1 (ru) | 2010-03-16 | 2010-03-16 | Система пассивного отвода тепла через парогенератор |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU96283U1 true RU96283U1 (ru) | 2010-07-20 |
Family
ID=42686454
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2010110445/22U RU96283U1 (ru) | 2010-03-16 | 2010-03-16 | Система пассивного отвода тепла через парогенератор |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU96283U1 (ru) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2016089249A1 (ru) * | 2014-12-04 | 2016-06-09 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" (АО "АТОМПРОЕКТ") | Система пассивного отвода тепла из водоводяного энергетического реактора через парогенератор |
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 |
RU2735692C1 (ru) * | 2019-07-12 | 2020-11-05 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Система пассивного отвода тепла ядерного реактора |
WO2021249584A1 (en) * | 2020-06-12 | 2021-12-16 | Centrum Hydraulickeho Vyzkumu Spol. S R.O. | Turbopump and long-term heat removal system from a hermetic zone, which contains the turbopump |
-
2010
- 2010-03-16 RU RU2010110445/22U patent/RU96283U1/ru active
Cited By (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2016089249A1 (ru) * | 2014-12-04 | 2016-06-09 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" (АО "АТОМПРОЕКТ") | Система пассивного отвода тепла из водоводяного энергетического реактора через парогенератор |
RU2595640C2 (ru) * | 2014-12-04 | 2016-08-27 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" ("АО "АТОМПРОЕКТ") | Система пассивного отвода тепла от водоводяного энергетического реактора через парогенератор |
US10030865B2 (en) | 2014-12-04 | 2018-07-24 | Joint-Stock Company Scientific Research And Design Institute For Energy Technologies Atomproekt (Jsc “Atomproekt”) | System for passive heat removal from the pressurized water reactor through the steam generator |
EA037574B1 (ru) * | 2014-12-04 | 2021-04-15 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" (АО "АТОМПРОЕКТ") | Система пассивного отвода тепла из водоводяного энергетического реактора через парогенератор |
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 |
CN111247602A (zh) * | 2018-09-28 | 2020-06-05 | 原子能技术科学研究设计院股份公司 | 用于把核电厂紧急情况之后转入安全状态的方法和*** |
EA038872B1 (ru) * | 2018-09-28 | 2021-10-29 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" (АО "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 |
CN111247602B (zh) * | 2018-09-28 | 2023-11-03 | 原子能技术科学研究设计院股份公司 | 用于把核电厂紧急情况之后转入安全状态的方法和*** |
RU2735692C1 (ru) * | 2019-07-12 | 2020-11-05 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Система пассивного отвода тепла ядерного реактора |
WO2021249584A1 (en) * | 2020-06-12 | 2021-12-16 | Centrum Hydraulickeho Vyzkumu Spol. S R.O. | Turbopump and long-term heat removal system from a hermetic zone, which contains the turbopump |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
CN105810256B (zh) | 一种核电站非能动余热排出*** | |
JP5876320B2 (ja) | 原子力プラント | |
CN107403650B (zh) | 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出*** | |
US20170148533A1 (en) | Passive heat removal system and nuclear power plant including same | |
CN104916334A (zh) | 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出*** | |
RU152416U1 (ru) | Система аварийного отвода тепла | |
RU96283U1 (ru) | Система пассивного отвода тепла через парогенератор | |
CN107833642A (zh) | 换热器位于水箱外船用压水堆二次侧非能动余热排出*** | |
CN204680390U (zh) | 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出*** | |
CN207624389U (zh) | 换热器位于水箱外船用压水堆二次侧非能动余热排出*** | |
RU85029U1 (ru) | Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки | |
JP2015534649A (ja) | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 | |
KR101392140B1 (ko) | 원자력 발전소 피동보조급수계통의 충수 장치 | |
CN108447570B (zh) | 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出*** | |
CN209149827U (zh) | 一种能动和非能动结合的二次侧余热排出*** | |
CN207250149U (zh) | 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出*** | |
CN109712726B (zh) | 一种海洋核动力平台反应堆余热排出*** | |
RU109898U1 (ru) | Система аварийного расхолаживания | |
KR101224023B1 (ko) | 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 응급잔열제거 및 격납용기 냉각계통 | |
KR101278906B1 (ko) | 응축수 혼합 저장탱크를 갖는 열충격 방지장치 | |
JP2004198118A (ja) | 原子炉格納容器冷却設備および原子炉格納容器冷却方法 | |
CN115240880A (zh) | 一种可实现持续排热的非能动余热排出***及方法 | |
RU2697652C1 (ru) | Способ и система приведения атомной электростанции в безопасное состояние после экстремального воздействия | |
KR101224026B1 (ko) | 피동보조 급수계통을 이용한 경수로의 피동 잔열제거계통 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PC12 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for utility models |
Effective date: 20131202 |
|
PD1K | Correction of name of utility model owner |