Изобретение относится к атомным электростанциям (АЭС) с водо-водя- ными реакторами, а именно, к системам аварийного охлаждения активной зоны реактора, обеспечива- 40ЩИМ безопасность атомных электростанций при авариях связанных с разрывом главного циркуляционного трубопровода реакторной установки.
Целью изобретения является повышение надежности и упрощения эксплуатации системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и локализации аварии АЭС путем огран ичения поступления воздуха из герметичного помещения реакторной, установки.
На чертеже представлена схема системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и локализации аварии АЭС.
Система содержит бак 1 аварийного запаса борного раствора, всасывающий трубопровод 2, на котором установлена задвижка 3 и обратный клапан А, связанный с насосом аварийного охлаждения активной зоны реактора 5 и спринклерным насосом 6, задвижку 7, после которой установлен уровнемер 8 и дренаж 9 приямок 10 герметичного помещения 11 реакторной установки 12.
Система работает следующим образом.
Нормально вся система аварийного охлаждения активной зоны реактора и локализации аварии находитс под давлением бака 1 аварийного запаса борного раствора через вса- сьтающий трубопровод 2, открытую задвижку 3 и обратный клапан 4 до задвижки 7, которая нормально закрыта.
В случае неплотности задвижки 7 вода из бака аварийного запаса борного раствора начинает перетекать в трубопровод над задвижкой. Наличие воды над задвижкой зафиксируется уровнемером 8, сигнал от которого поступит .на блочный щит управления. После зтого оперативным персоналом проверяется плотность задвижки 7 пут ем измерения времени накопления заданного объем воды над задвижкой, для чего сначала через дренаж 9 сбрасывается объем воды, скопившийся над задвижкой, а затем с помощью уровнемера
или дренажа фиксируется время накопления воды, что будет характеризовать расход воды через неплотность задвижки при заданном перепаде на задвижке, равном разности отметок уровня в баке 1 аварийного запаса борного раствора и установки задвижки 7.
Зная расход воды через задвиж- ку при заданном перепаде, можно определить расход воздуха при максимальном давлении в герметичном помещении.
Проектная неплотность задвижек
5 такого назначения очень высока и не превышает ,5 см воздуха в мийуту, что не оказывает существенного влияния на работоспособность системы.При определении критичес0 кой неплотности задвижки по воздуху учитывается также объем воды во всасывающем трубопроводе и время снижения давления в объеме герметичного помещения для ограничения количества воздуха, попадающего во всасывающий трубопровод системы.
При разуплотнении первого контура реакторной установки 12 вода
0 к насосам 5, 6 будет поступать сначала из бака 1 аварийного запаса борного раствора и из всасывающего трубопровода 2 со стороны задвижки 7 за счет попадания воздуха
5 из приямка 10 герметичного помещения 11 при повышении в нем давления. При включении системы локализации аварии атомной электростанции давление в герметичном помещении упадет
0 вплоть до атмосферного и поступление воздуха из герметичного объема прекратится, а вода в систему будет поступать только от бака аварийного запаса борного раствора.
5 Данные по допустимой неплотности задвижки по расходу воды, соответствующему допустимому расходу воздуха, определяются в проекте системы и включаются в инструкцию
50 по эксплуатации.
Если величина неплотности задвижки в процессе эксплуатации превысит допустимую величину, должны быть приняты меры по устранению 55 неплотности, причем время на устра- некие неисправности определяется расчетом надежности системы аварийного охлаждения актинией aoithi
реактора и системы локализации аварии АЭС.
Данная система повышает надежность систем аварийного охлаждения активной зоны реактора и локализации аварии, обеспечивающих безопасность АЭС при разуплотнении главного циркуляционного контура, так как, во-первых, обеспечивается контроль герметичности бака аварийного запаса борного раствора, возможность определения конкретного места течи, контроль по месту уровня в баке, ремонт бака в любой момент эксплуатации АЭС в том числе в послеаварийный период без облучения обслуживающего персонала, во-вторых, задвижка приямка пола бокса герметичного помещения реакторной установки нормально заРедактор О.Коляда
Составитель В.Перевеэенцев ТеХред л.Олейник
1530,
Тираж 351 Подписное
ВНИИПИ Государственного комитета СССР
по делам изобретений и открытий 113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5
Филиал ППП Патент, г. Ужгород, ул. Проектная, 4
крыта, неплотность задвнхки может возникнуть только при ее открытии- закрытии, которое осуществляется при периодическом испытании работоспособности задвижки , когда
неплотность может иметь место из-за неисправности приводного механизма или попадания на уплотнительные поверхности твердых частиц продуктов коррозии или грата.
Учитывая наличие в системе контроля плотности задвижки и ограниченный период времени на обнаружение HjenrtoTHocTH и ее устранения {по.
сравнению с продолжительностью работы АЭС в течение гЬда), вероятность совпадения возникновения аварий и неплотности задвижки мала и не оказывает влияния на надежность всей системы в целом.
Корректор А.Ференц
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
АВАРИЙНАЯ СИСТЕМА ПОДАЧИ РАСТВОРА БОРНОЙ КИСЛОТЫ В АКТИВНУЮ ЗОНУ РЕАКТОРА АЭС | 2016 |
|
RU2626620C1 |
Система аварийного охлаждения ядерной энергетической установки | 2019 |
|
RU2721384C1 |
ПЛАВУЧАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ | 2000 |
|
RU2188466C2 |
СИСТЕМА УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА В КОРПУСЕ РЕАКТОРА | 2019 |
|
RU2726226C1 |
Система снижения давления в гермоболочке, подпитки реакторной установки и бассейна выдержки | 2021 |
|
RU2788081C1 |
СПОСОБ КОНДЕНСАЦИИ АВАРИЙНОГО ПАРА И ОЧИСТКИ ПАРОВОЗДУШНОЙ СМЕСИ ОТ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ | 2005 |
|
RU2300151C1 |
Устройство для пассивного отвода избыточной тепловой энергии от объекта | 2018 |
|
RU2711404C1 |
СИСТЕМА ОГРАНИЧЕНИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ | 1992 |
|
RU2030801C1 |
Система фильтрации потока теплоносителя бака-приямка системы аварийного охлаждения активной зоны | 2020 |
|
RU2761441C1 |
СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1995 |
|
RU2106025C1 |
Гуревич Д,Ф | |||
и др | |||
Арматура ядерных энергетических установок, Н.: Атоьгаздат, 1978, Чертеж 210014,0445227.00001,000 | |||
Запорожская АЭС, Схема аварийного расхолаживания первого контура | |||
Видоизменение прибора для получения стереоскопических впечатлений от двух изображений различного масштаба | 1919 |
|
SU54A1 |
Походная разборная печь для варки пищи и печения хлеба | 1920 |
|
SU11A1 |
Авторы
Даты
1990-05-23—Публикация
1984-04-06—Подача