Ядерная энергетическая установка Советский патент 1984 года по МПК G21C15/18 

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с устрой вом для отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносителя первого контура. Известна ядерная энергетическая установка., снабженная устройством для отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносителя пер вого контура, содержащая гидроакку муляторы и аварийные насосы для от вода тепла, сообщающиеся с первым контуром ядерного реактора ij . Аварийные насосы приводятся в дейс вие OTi резервных источников электро питания, Недостатком известной ядерной энергетической установки являются большие габариты гидроаккумуляторо имеющих объем, coизмepИIvlый с объемом первого контура установки, а также наличие развитой газовой сис темы, необходимой для поддержания гидроаккумуляторов в постоянной го товности , Известна также ядерная энергетическая установка, включающая ядерный реактор, соединенные трубопроводы, парогенераторы, циркуляционные, насосы, предусмотрены устройства для отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносителя первого контура, которые представляют собой емкости с запасом воды,присоединенные к реактору или к трубопро водам первого контура, и насосы для отвода остаточного тепла, сообщающиеся с первым контуром 2 . Недостатком данной установки является относительно большой интер вал времени пока включатся аварийные насосы для отвода остаточного тепловыделения, что может привести к перегреву тепловыделяющих элементов активной зоны. Наиболее близкой к изобретению является ядерная энергетическая установка, содержащая ядерный реактор и, по крайней мере, два контура охлаждения с теплообменниками-парогенераторами, насосами и арматурой з . Однако в этом устройстве отсутствует отвод остаточного тепла реак тора в течение времени, необходимого для включения в работу резервных источников аварийного электропитания и аварийных насосов. Цель изобретения - обеспечить от вод остаточного тепла реактора в те чение времени, необходимого.для вкл чения в работу резервных источников аварийного электропитания и аварийных насосов. Это достигается тем, что первый контур с помощью трубопровода соединен, по крайней мере, с одним теплообменником второго контура через устройство, включающее в себя два или более обратных клапана с отводом их проточек и изолирующее в нормальных эксплуатационных режимах тракт первого контура от второго. На фиг, 1 изображена ядерная энергетическая установка, общий вид с частичными разрезами теплообменников-парогенераторов; на фиг, 2 - то же, план, Ядерная энергетическая установка содержит ядерный реактор 1 с водой под давлением и три петли первого контура охлаждения реактора. Каждая петля вкпючает циркуляционный насос 2, теплообменник-парогенератор 3, трубопроводы: 4 - подводящий теплоноситель к ядерному реактору и 5 отводящий. По крайней мере одна петля содержит также трубопровод 6, соединяющий корпус теплообменникапарогенератора, в котором находится теплоноситель второго контура, с подводящим теплоноситель к реактору трубопроводом. 4, На трубопроводе 6 смонтировано устройство, включающее в себя обратные клапаны 7 и 8. На участке трубопровода между клапанами предусмотрен контур протечек (не ; показан), обеспечивающий поддержание давления на этом участке трубопровода более низким, чем давление во втором контуре теплообменника-парогенератора, благодаря чему исключается попадание активного теплоносителя первого контура во второй контур. При нормальной эксплуатации тепло, генерируемое в реакторе, передается теплоносителю первого контура, который по трубопроводу 5 поступает в теплообменник-парогенератор 3, где отдает тепло теплоносителю второго контура. Охлажденный в теплообменнике-парогенераторе теплоноситель первого контура насосом 2 подается по трубопроводу 4 в реактор 1, При авариях с потерей теплоносителя первого контура давление в первом контуре падает ниже давления во втором (парогенерирующем) контуре теплообменника-парогенератора, под действием перепада давления обратные клапаны 7 и 8 открываются. Поскольку теплообменники-парогенераторы, расположены выше реактора теплоноситель второго контура из теплоносителя-парогенератора 6 через трубопровод 4 самотеком поступает в реактор 1. Запас теплоносителя во втором (парогенерирующем) контуре достаточен для отвода остаточного тепла реактора в течение времени.

необходимого для включения в работу резервных источников электропитания и аварийньк насосов. По сигналу снижения давления во втором контуре срабатьшают стопорные клапаны, отсекая , пар от турбин.

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, содержащая ядерный реактор и, по крайней мере, два контура охлаждения с теплообменниками-парогенераторами, насосами и арматурой, отличающаяся тем, что,с целью обеспечения отвода остаточного тепла реактора в течение времени, необходимого для включения в работу резервных источников аварийного электропитания и аварийных насосов, первый контур с'помощью трубопровода соединен, по крайней мере, с одним теплообменником-парогенератором второго контура при помощи устройства, включающего в себя два или более обратных клапана с отводом их проточек и изолирующего в нормальных эксплуатационных режимах тракт первого контура от второго.SS(ЛсСПts5CD 05 ^ СО