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.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ | 1991 |
|
RU2065211C1 |
СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА | 1992 |
|
RU2067720C1 |
ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА | 1996 |
|
RU2102800C1 |
СПОСОБ ПЕРЕДАЧИ ТЕПЛОВОЙ ЭНЕРГИИ ИСТОЧНИКА РАБОЧЕМУ ТЕЛУ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ПОСРЕДСТВОМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ | 2000 |
|
RU2188472C2 |
СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ЧЕРЕЗ ПАРОГЕНЕРАТОР И СПОСОБ ЕЕ ЗАПОЛНЕНИЯ | 2022 |
|
RU2798483C1 |
СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ЧЕРЕЗ ПРЯМОТОЧНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР И СПОСОБ ЕЕ ЗАПОЛНЕНИЯ | 2022 |
|
RU2798485C1 |
Система пассивного отвода тепла | 2020 |
|
RU2758159C1 |
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2016 |
|
RU2653053C2 |
Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки | 2019 |
|
RU2713747C1 |
ПАРОГЕНЕРАТОР | 2001 |
|
RU2196272C2 |
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.
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.
Атомная техника за рубежом, N 10, 1987, с | |||
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок | 1922 |
|
SU21A1 |
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов | 1917 |
|
SU2A1 |
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ МЕСТА НЕСИММЕТРИЧНОГО КОРОТКОГО ЗАМЫКАНИЯ НА ЛИНИИ ЭЛЕКТРОПЕРЕДАЧИ | 2018 |
|
RU2700168C1 |
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок | 1922 |
|
SU21A1 |
Авторы
Даты
1997-02-20—Публикация
1992-01-16—Подача