Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки

Изобретение относится к теплообменной технике, и может быть использовано в качестве системы аварийного отвода тепла ядерных энергетических установок. Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки включает один контур циркуляции, содержащий парогенератор с паровым и водяным объемами, соединенный посредством трубопроводов подвода и отвода охлаждаемой среды, имеющих запорную арматуру активно-пассивного действия, с воздушным теплообменником. Система дополнительно содержит термоэлектрический генератор, газоуловитель, подключенные к трубопроводу подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику, сосуд Дюара, циркуляционный насос, подключенные к трубопроводу отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника. Изобретение позволяет повысить надежность работы системы пассивного отвода тепла. 1 ил.

 

Изобретение относится к теплообменной технике, и может быть использовано в качестве системы аварийного отвода тепла ядерных энергетических установок.

Известна система [1] пассивного отвода тепла водо-водяных энергетических реакторов, содержащая циркуляционный контур, включающий парогенератор с паровым и водяным объемами, соединенный с трубопроводом подвода к воздушному теплообменнику ниже уровня его водяного объема.

Недостатком данной системы является низкая эффективность теплоотвода при уменьшении температурного напора между охлаждающей и охлаждаемой средой и, соответственно, низкая стабильность потока охлаждаемой среды по контуру циркуляции «парогенератор - воздушный теплообменник» в связи с обеспечением циркуляции за счет естественных процессов. Данные недостатки, в том числе, приводят к сложности организации поддержания уровня питательной воды в парогенераторе и необходимостью выполнения расчета на прочность контура циркуляции на параметры первого контура реакторной установки.

Наиболее близкой к заявленному изобретению является система [2] пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, содержащая воздушный тяговый канал с установленным внутри теплообменником, подключенным к парогенератору по среде второго контура, на входе и выходе которого установлены запорные устройства.

Недостатком данной системы является низкая эффективность теплоотвода на конечных этапах расхолаживания реакторной установки (далее - РУ), обусловленной невозможностью расхолаживания теплоносителя первого контура РУ ниже 130°С из-за выделения неконденсируемых газов в воздушном теплообменнике с возможным образованием воздушных пробок. Данное обстоятельство также приводит к дополнительному недостатку системы - низкой стабильности потока охлаждаемой среды по контуру циркуляции парогенератор - воздушный теплообменник. Одновременно с этим можно отметить и технологический недостаток данной системы - использование большого количества управляющих клапанов в системе регулирования воздушного потока теплообменника, что уменьшает надежность системы.

Технический результат изобретения заключается в повышении надежности работы системы пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки.

Задачами, на решение которых направлено изобретение, являются:

- повышение эффективности теплоотвода на конечных этапах расхолаживания реакторной установки;

- обеспечение устойчивости потока в контуре;

- обеспечение автономности канала отвода тепла от парогенератора.

Поставленные задачи решаются за счет того, что система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, включающая, по меньшей мере, один контур циркуляции, содержащий парогенератор с паровым и водяным объемами, соединенный посредством трубопроводов подвода и отвода охлаждаемой среды, имеющих запорную арматуру активно-пассивного действия, с воздушным теплообменником, согласно изобретению, дополнительно содержит термоэлектрический генератор, газоуловитель, подключенные к трубопроводу подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику, сосуд Дюара, циркуляционный насос, подключенные к трубопроводу отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника.

Отличительным признаком заявленного изобретения является наличие в системе пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки термоэлектрического генератора, газоуловителя, подключенных к трубопроводу подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику, а также сосуда Дюара, циркуляционного насоса, подключенных к трубопроводу отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника.

Газоуловитель обеспечивает удаление неконденсируемых газов. Введение его в состав системы позволяет исключить образование воздушных пробок в воздушном теплообменнике и трубопроводах подвода охлаждаемой среды от парогенератора к воздушному теплообменнику.

Термоэлектрический генератор обеспечивает возможность принудительной циркуляции среды в тракте «парогенератор - воздушный теплообменник» за счет активации циркуляционного насоса электроэнергией, сгенерированной путем преобразования тепла пароводяного тракта циркуляции в электрический ток в режиме нормальной эксплуатации, что в результате повышает стабильность потока охлаждаемой среды по контуру циркуляции «парогенератор - воздушный теплообменник» и обратно.

Сосуд Дюара обеспечивает накопление воды, охлаждаемой и замораживаемой за счет электроэнергии, поступающей от термоэлектрического генератора. Кроме того, сосуд Дюара обеспечивает расхолаживание реакторной установки до холодного состояния и поддержание ее в данном состоянии неограниченное время.

На фиг. 1 изображена система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.

Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки содержит парогенератор (1), воздушный теплообменник (6), которые соединены друг с другом трубопроводами (9, 10) подвода и отвода охлаждаемой среды, соответственно, тем самым образуя тракт «парогенератор - воздушный теплообменник». На входе и на выходе воздушного теплообменника (6) установлены затворы (7), предназначенные для организации потока охлаждающего воздуха, который перемещается по тяговому каналу (8) в направлении, как показано стрелкой на фиг. 1. Кроме того, система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки содержит термоэлектрический генератор (2) и газоуловитель (3), которые подключены к трубопроводу (9) подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику (6). В контуре трубопровода (10) отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника (6) установлены сосуд Дюара (4) и циркуляционный насос (5). В трубопроводе (10) отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника (6) установлена запорная арматура (11) активно-пассивного действия.

Заявленная система работает следующим образом.

При нормальной эксплуатации энергоблока атомной станции система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки работает в режиме ожидания, при котором, термоэлектрический генератор (2) работает по прямому назначению, преобразуя тепло в электрический ток. Данная электроэнергия расходуется на охлаждение и замораживание воды в сосуде Дюара (4), а также накапливается на накопителях. В качестве накопителей электроэнергии могут использоваться различные устройства, предназначенные для данной цели, например, аккумуляторы. Накопители на фиг. 1 не представлены, т.к. не влияют на достижение технического результата.

При возникновении аварийных режимов при работе энергоблока, система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки начинает работать по прямому назначению, при этом введение в действие циркуляционного насоса (5), газоуловителя (3) и применение охлаждаемой среды из сосуда Дюара (4), производится по сигналам автоматического и автоматизированного управления при снижении температуры охлаждаемой среды в пароводяном тракте ниже 150°С из системы управления технологическими процессами АЭС. Система управления не описывается, так как является общеизвестной.

Количество газоуловителей (3), циркуляционных насосов (5), термоэлектрических генераторов (2) и сосудов Дюара (4), применяемых в составе системы пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, может изменяться в зависимости от различных вариантов исполнения вышеуказанной системы, предназначенной для обеспечения пассивного отвода тепла от реакторных установок различной мощности.

Например, в составе системы пассивного отвода тепла от РУ ВВЭР-1200 может использоваться 8 газоуловителей, 8 циркуляционных насосов, 8 сосудов Дюара, 8 термоэлектрических генераторов.

Выполненные расчеты показывают, что система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, выполненная в соответствии с заявленным изобретением, обеспечивает устойчивую естественную циркуляцию теплоносителя в процессе отвода тепла от парогенераторов в аварийных режимах реакторной установки, переход циркуляции по сигналам автоматического и автоматизированного управления на принудительную, расхолаживание РУ до «холодного» состояния (70°С) и поддержание РУ в таком состоянии неограниченное время при применении не менее 4-х термоэлектрических генераторов мощностью от 3 до 5 кВт и 4-х сосудов Дюара с массой холодной воды/льда не менее 4 тонн.

Применение заявленной системы пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки позволяет повысить эффективность отвода тепла от ядерной энергетической установки в различных аварийных режимах, обеспечить устойчивость потока в контуре и автономность канала отвода тепла от парогенератора.

Кроме того, применение системы пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки при авариях с полным обесточиванием энергоблока и полным отказом подачи питательной воды, позволит обеспечить автономность реакторной установки более 72 часов с начала аварийного режима.

Источники информации

1. Патент РФ №2002320, МПК G21C 15/18, приоритет от 16.05.1991 г.

2. Патент РФ №2065211, МПК G21C 9/00, приоритет от 01.07.1991 г.

Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, включающая по меньшей мере один контур циркуляции, содержащий парогенератор с паровым и водяным объемами, соединенный посредством трубопроводов подвода и отвода охлаждаемой среды, имеющих запорную арматуру активно-пассивного действия, с воздушным теплообменником, отличающаяся тем, что дополнительно содержит термоэлектрический генератор, газоуловитель, подключенные к трубопроводу подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику, сосуд Дюара, циркуляционный насос, подключенные к трубопроводу отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса по меньшей мере один главный циркуляционный насос, один парогенератор и одна выгородка.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах.

Изобретение относится к устройству первого контура системы циркуляции двухконтурной ядерной энергетической установки. В устройстве предусмотрено объединение парогенератора и как минимум одного главного циркуляционного насоса, а также, при наличии, компенсатора давления, включенного в контур системы циркуляции первого контура ядерной энергетической установки, с помощью сваренных в единое целое труб реактора.

Изобретение относится к системе для снижения давления для емкостей под давлением. Система снижения давления для емкости под давлением, содержащая емкость под давлением и главный клапан, снабженный пневматическим приводом с раскрывающей пружиной, который соединен с одной стороны с емкостью под давлением, содержащей газ внутри нее, и с другой стороны с окружающей средой.

Изобретение относится к аварийной системе охлаждения ядерного реактора, в случае возможных аварий на энергетических ядерных, связанных с утечкой охлаждающей жидкости из первого контура системы охлаждения активной зоны реактора.

Изобретение относится к области энергетики и, в частности, к атомным энергетическим установкам, работающим по комбинированному циклу. Тепловая система включает газотурбинный и паротурбинный циклы утилизации тепла, при использовании гелия в качестве рабочего тела газотурбинного цикла и пара в качестве рабочего тела паротурбинного цикла.

Изобретение относится к металлургии, ракетному двигателестроению, системам аварийного охлаждения атомных реакторов и, в частности, диверторам, лимитерам и бланкетам термоядерных реакторов типа токамак.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам пассивного отвода тепла из водо-водяного энергетического реактора через парогенератор (СПОТ ПГ), и предназначено для охлаждения реактора путем естественной циркуляции теплоносителя в контуре системы.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки водо-водяного энергетического реактора (СПОТ ЗО), и предназначено для охлаждения защитной оболочки реактора путем естественной циркуляции охлаждающей воды в контуре системы.

Изобретение относится к средствам перекачки расплавленного металла. Насос содержит корпус (1), в котором на верхнем подшипнике (2) и нижнем радиальном подшипнике (3) скольжения установлен соединяемый с приводом вал (4) с закрепленным на валу (4) рабочим колесом (5).

Изобретение относится к теплообменной технике, и может быть использовано в качестве системы аварийного отвода тепла ядерных энергетических установок. Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки включает один контур циркуляции, содержащий парогенератор с паровым и водяным объемами, соединенный посредством трубопроводов подвода и отвода охлаждаемой среды, имеющих запорную арматуру активно-пассивного действия, с воздушным теплообменником. Система дополнительно содержит термоэлектрический генератор, газоуловитель, подключенные к трубопроводу подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику, сосуд Дюара, циркуляционный насос, подключенные к трубопроводу отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника. Изобретение позволяет повысить надежность работы системы пассивного отвода тепла. 1 ил.

Наверх