Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки
Назначение: изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а более конкретно к системам расхолаживания ядерных паропроизводительных установок. Сущность изобретения: повышение радиационной безопасности и надежности, путем создания дополнительного барьера защиты, достигается тем, что зазор между защитными оболочками заполнен водой и подключен к теплообменнику, расположенному под защитными оболочками и включенному в контур охлаждения парогенераторов, причем водяной объем между защитными оболочками подключен к воздушному теплообменнику. 1 ил.
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а более конкретно к системам расхолаживания ядерных паропроизводительных установок.
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 (1). Недостатком известной системы отвода тепла является низкая надежность из-за низкой интенсивности теплообмена в воздушных теплообменниках и требуется значительная поверхность теплообмена воздушного теплообменника, что приводит к большим трудозатратам. Известна система отвода тепла, содержащая источник тепла (реактор), соединенный трубопроводом с парогенератором и подключенный к нему по второму контуру дополнительный теплообменник, охлаждаемый извне за защитной оболочкой при помощи воздушного теплообменника (2). Недостатки известной системы отвода тепла такие же, что изложены в (1). Кроме того, при расхолаживании реактора имеется потенциальная возможность выхода радиоактивных продуктов деления в атмосферу, в случае образования неплотности в защитной оболочке. Техническим результатом изобретения является то, что повышается надежность ядерной энергетической установки за счет образования системы пассивного отвода тепла и повышения радиационной безопасности, путем создания дополнительного барьера защиты. Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки, содержащая первый контур циркуляции, включающий реактор, соединенный трубопроводами с парогенераторами и заключенные под защитную оболочку, причем каждый парогенератор для охлаждения пара в аварийных ситуациях подключен по второму контуру к дополнительному теплообменнику, охлаждаемому извне воздушным теплообменником, размещенным в тяговом воздушном канале, а указанный технический результат достигается тем, что защитная оболочка выполнена из двух установленных с зазором между собой защитных оболочек, и зазор между ними заполнен водой, причем дополнительный теплообменник подключен к зазору, заполненному водой, и что водяной объем между защитными оболочками в свою очередь подключен к воздушному теплообменнику, при этом образуется система пассивного отвода тепла в чем и состоит сущность изобретения. На чертеже изображен схематически общий вид ядерной установки с системой пассивного отвода тепла. Система пассивного отвода тепла содержит реактор 1, парогенераторы 2, соединенные между собой трубопроводами 3 первого контура, заключенные под внутреннюю защитную оболочку 4 и внешнюю защитную оболочку 5, установленные с зазором 6 между собой, который заполнен водой 7. Каждый парогенератор 2 по второму контуру подключен отводящим трубопроводом 8 с запорной арматурой 9 к дополнительному теплообменнику 10, и трубопроводом 11 с запорной арматурой 12, подводящий конденсат из дополнительного теплообменника 10 в парогенератор 2. Кроме того, теплообменник 10 подсоединен трубопроводом 13 с запорной арматурой 14 к зазору 6 между защитными оболочками 4 и 5, который заполнен водой 7. Для дополнительного охлаждения воды 7 к ее объему подключен воздушный теплообменник 15, размещенный в тяговом воздушном канале 16. Система пассивного отвода тепла работает следующим образом. При полном аварийном обесточивании ядерной энергетической установки, когда циркуляционные насосы первого контура и питательные насосы парогенераторов отключаются (на черт. не показано), то в этом случае отвод тепла от реактора происходит за счет естественной циркуляции теплоносителя первого контура, который поступает в трубное пространство парогенераторов 2, где отдает тепло котловой воде второго контура, находящейся в межтрубном пространстве парогенераторов 2. При обесточивании установки запорная арматура 9, 12 и 14 на трубопроводах 8, 11 и 13 открывается автоматически при помощи отключения электромагнитов. Вторичный пар, образовавшийся во втором контуре парогенератора 2, через трубопровод 8 поступает в дополнительный теплообменник 10, где охлаждается водой 7, поступающей из зазора 6 между защитными оболочками 4 и 5, при помощи трубопровода 13 и далее из дополнительного теплообменника 10 охлажденный конденсат снова поступает через трубопровод 11 в парогенератор 2 на подпитку. При повышении температуры воды 7, между защитными оболочками, образуется контур естественной циркуляции ее в воздушном теплообменнике 15, при этом вода 7 охлаждается потоком воздуха в тяговом воздушном канале 16. Использование изобретения позволяет повысить надежность ядерной установки за счет организации пассивной системы отвода тепла при достаточном количестве воды, находящейся в зазоре между защитными оболочками 4 и 5, и дополнительного охлаждения воды при помощи воздушного теплообменника. Кроме того, при возможном разрушении реактора 1, слои воды 7 в зазоре 6 уменьшает радиационное влияние в окружающую среду.Формула изобретения
Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки, содержащая первый контур циркуляции, включающий реактор, соединенный трубопроводами с парогенераторами и заключенный под защитную оболочку, причем каждый парогенератор для охлаждения пара в аварийных ситуациях подключен по второму контуру к дополнительному теплообменнику, охлаждаемому извне, отличающаяся тем, что защитная оболочка выполнена из двух установленных с зазором между собой оболочек и зазор между ними заполнен водой, причем дополнительный теплообменник подключен к зазору, заполненному водой, в свою очередь подключенному к воздушному теплообменнику с образованием системы пассивного отвода тепла.РИСУНКИ
Рисунок 1
Похожие патенты:
Изобретение относится к энергетике и может использоваться на атомных станциях и других объектах, где требуется обеспечить постоянную и надежную естественную вентиляцию помещения
Ядерный реактор // 2071130
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем в качестве системы аварийного расхолаживания
Система пассивного отвода тепла // 2067720
Изобретение относится к теплообменной технике и может быть использовано в качестве системы аварийного отвода тепла от водоводяных ядерных реакторов
Ядерная энергетическая установка // 2066487
Изобретение относится к конструкциям корпусных водо-водяных ядерных реакторов с корпусом, окруженным бассейном с водой, в частности, к судовым ядерным энергетическим установкам с тепловой и радиационной защитой в нижней торцовой части реактора, позволяющей снизить до допустимого уровня тепло-радиационный след, образующийся от движения судна, а также к реакторам, которые снабжены устройствами для отбора тепла от активной зоны на случай аварии и утраты вследствие этого механизма конвекционного или принудительного отбора тепла от активной зоны
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а более конкретно к системам расхолаживания ядерных паропроизводительных установок
Поплавковый клапан погружного типа // 2059303
Изобретение относится к ядерной технике
Энергетическая установка // 2102800
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных станциях с водоводяными реакторами в аварийных режимах
Энергетическая установка // 2108630
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных электростанциях с водоводяными реакторами в аварийных режимах
Система для пассивной диссипации тепла из внутреннего объема защитной конструкции ядерного реактора // 2125744
Изобретение относится к системе, обеспечивающей диссипацию тепла из внутреннего объема защитной оболочки ядерного реактора, в частности к системе для диссипации любого тепла, генерируемого при неожиданном возникновении неисправности в стандартных системах охлаждения
Изобретение относится к защитным устройствам, предотвращающим большие потери рабочей среды при разрушении трубопроводов (внезапной разгерметизации), и может быть использовано в гидро- и пневмосистемах в качестве пассивной защиты, перекрывающей расход рабочей среды в замкнутом контуре при аварийной ситуации, в частности для отсечения разгерметизированной части контура охлаждения ядерного реактора корпусного типа и предотвращения опорожнения (обезвоживания) активной зоны
Изобретение относится к аварийной системе питания и борирования для реактора, охлаждаемого водой под давлением, а также к способу эксплуатации такой системы
Устройство охлаждения ядерного реактора // 2150757
Изобретение относится к ядерным установкам водо-водяного типа