[go: up one dir, main page]

RU2231144C2 - Nuclear reactor emergency cooling device - Google Patents

Nuclear reactor emergency cooling device Download PDF

Info

Publication number
RU2231144C2
RU2231144C2 RU2002113275/06A RU2002113275A RU2231144C2 RU 2231144 C2 RU2231144 C2 RU 2231144C2 RU 2002113275/06 A RU2002113275/06 A RU 2002113275/06A RU 2002113275 A RU2002113275 A RU 2002113275A RU 2231144 C2 RU2231144 C2 RU 2231144C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
reactor
pipelines
closed
emergency
Prior art date
Application number
RU2002113275/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2002113275A (en
Inventor
П.М. Гаврилов (RU)
П.М. Гаврилов
А.М. Дмитриев (RU)
А.М. Дмитриев
А.К. Калугин (RU)
А.К. Калугин
В.К. Ларин (RU)
В.К. Ларин
ков В.Н. Мещер (RU)
В.Н. Мещеряков
В.В. Петрунин (RU)
В.В. Петрунин
А.И. Сорокин (RU)
А.И. Сорокин
А.А. Цыганов (RU)
А.А. Цыганов
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии
Priority to RU2002113275/06A priority Critical patent/RU2231144C2/en
Publication of RU2002113275A publication Critical patent/RU2002113275A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2231144C2 publication Critical patent/RU2231144C2/en

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; emergency cooling of reactor in case of rupture in liquid coolant pipeline running to reactor.
SUBSTANCE: device has reactor coolant circulating circuit incorporating coolant supply pipelines running to reactor, closed supply lines, group headers for coolant dispensing among process channels holding fuel elements, group headers for accumulating coolant discharged from process channels, coolant discharge closed lines and pipelines, check valves and gate valves, emergency water storage tanks communicating through pipelines with coolant circulating circuit, and water makeup system for emergency water storage tanks; in addition it has check valves disposed at inlets of headers for coolant dispensing from closed supply line halved by means of closed gate valves and also at inlets of coolant circulating circuit from water supply pipelines running from emergency water storage tanks.
EFFECT: enhanced reliability and speed of response to emergency situations.
1 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для аварийного охлаждения ядерных реакторов при разрыве трубопроводов, подводящих жидкий охладитель в реактор.The invention relates to nuclear energy and can be used for emergency cooling of nuclear reactors when ruptured pipelines leading the liquid cooler into the reactor.

Известно устройство аварийного охлаждения ядерного реактора [US 4181570, G 21 С 15/18, 1980], включающее трубопроводы подвода охлаждающей воды в реактор, трубопроводы отвода воды из реактора, задвижки, емкости для хранения аварийного запаса воды, систему подпитки емкостей водой. При разрыве одного из трубопроводов подачи охлаждающей воды в реактор из емкости для хранения аварийного запаса вода должна поступать непосредственно в активную зону реактора. Недостатком устройства является то, что вода из емкости будет стремиться попасть в разрыв, минуя активную зону, так как после возникновения разрыва трубопровода место разрыва ничем не отсекается и в месте разрыва давление воды упадет до величины давления окружающей среды, которая будет ниже величины давления в реакторе из-за разогрева активной зоны остаточным энерговыделением и роста давления пара вскипающего теплоносителя, вызванного нарушением нормального теплоотвода. Что в конечном итоге приведет к перегреву и повреждению элементов активной зоны реактора.A device for emergency cooling of a nuclear reactor [US 4181570, G 21 C 15/18, 1980] is known, including pipelines for supplying cooling water to the reactor, pipelines for draining water from the reactor, valves, containers for storing emergency water supplies, and a system for feeding containers with water. If one of the pipelines for supplying cooling water to the reactor breaks from the emergency storage tank, the water must flow directly into the reactor core. The disadvantage of this device is that the water from the tank will tend to fall into the gap, bypassing the active zone, since after a pipeline rupture occurs, the rupture site does not cut off and at the rupture point the water pressure drops to the ambient pressure value, which will be lower than the pressure in the reactor due to heating of the active zone by residual energy release and an increase in the vapor pressure of the boiling coolant caused by a violation of normal heat removal. Which ultimately leads to overheating and damage to the elements of the reactor core.

Известно также устройство охлаждения ядерного реактора [RU 2150757 С1, МПК 7 G 21 С 15/18, 2000], взятое за прототип, включающее трубопроводы подачи охлаждающей воды в реактор, трубы отвода воды из реактора с присоединенными к ним емкостями для хранения аварийного запаса воды, систему подпитки емкостей водой, обратные клапаны и задвижки.It is also known a device for cooling a nuclear reactor [RU 2150757 C1, IPC 7 G 21 C 15/18, 2000], taken as a prototype, including pipelines for supplying cooling water to the reactor, pipes for draining water from the reactor with attached containers for storing emergency water supplies , a system for feeding containers with water, check valves and gate valves.

При аварии со значительным разрывом трубопровода подвода теплоносителя к реактору в прототипе на привод задвижки, установленной на трубопроводе, соединяющем емкости с аварийным запасом воды и место подачи теплоносителя в активную зону, подается сигнал на открытие задвижки для подачи воды в активную зону из емкостей. Недостатком этого устройства является то, что требуется время на определение места разрыва и на открытие задвижки. Кроме того, может произойти отказ в электроцепях подачи сигнала, и задвижка при этом не откроется, что сделает устройство неработоспособным.In case of an accident with a significant rupture of the pipeline for supplying the coolant to the reactor in the prototype, a valve actuator installed on the pipeline connecting the tanks to the emergency water supply and the coolant supply point to the active zone is given a signal to open the valve to supply water to the active zone from the tanks. The disadvantage of this device is that it takes time to determine the location of the gap and to open the valve. In addition, a failure may occur in the electrical circuits of the signal, and the valve will not open, which will make the device inoperative.

Задачей изобретения является увеличение надежности и быстродействия включения устройства аварийного охлаждения ядерного реактора при разрыве трубопроводов подвода теплоносителя к реактору.The objective of the invention is to increase the reliability and speed of inclusion of the emergency cooling device of a nuclear reactor in case of rupture of pipelines for supplying coolant to the reactor.

Поставленная задача решается тем, что устройство аварийного охлаждения ядерного реактора, включающее контур циркуляции теплоносителя через реактор, содержащий трубопроводы подвода теплоносителя к реактору, групповые коллекторы раздачи теплоносителя по технологическим каналам с тепловыделяющими элементами, групповые коллекторы сбора теплоносителя из технологических каналов, трубопроводы отвода теплоносителя из реактора, обратные клапаны и задвижки, емкости для хранения аварийного запаса воды, соединенные трубопроводами с контуром циркуляции теплоносителя, систему подпитки емкостей водой, содержит замкнутую подающую коммуникацию и дополнительно обратные клапаны, размещенные на входах в коллекторы раздачи теплоносителя от разделенной на две части закрытыми задвижками замкнутой подающей коммуникации, а также на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей для хранения аварийного запаса воды.The problem is solved in that the emergency cooling device for a nuclear reactor, including a coolant circulation circuit through the reactor, containing pipelines for supplying coolant to the reactor, group collectors for distributing coolant through technological channels with heat-generating elements, group collectors for collecting coolant from technological channels, pipelines for removing coolant from the reactor , check valves and gate valves, tanks for storing emergency water supplies, connected by pipelines to the circuit m of coolant circulation, a system for feeding containers with water, contains a closed supply communication and additionally check valves located at the entrances to the distributors of the coolant from the closed supply communication divided into two parts by closed valves of the coolant, as well as at the entrances to the coolant circulation circuit from the pipelines for supplying water from the tanks for storing emergency water supplies.

Размеры и количество обратных клапанов, установленных на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей для хранения аварийного запаса, определяются исходя из возможности подачи в контур такого количества воды из емкостей, которое компенсирует утечку теплоносителя в разрыв. Они определяются расчетным путем с учетом гидравлических потерь, проверяются и уточняются в ходе пусконаладочных работ.The dimensions and number of check valves installed at the inlets to the coolant circulation circuit from the water supply pipelines from the tanks for storing emergency stocks are determined based on the possibility of supplying such a quantity of water from the tanks to the circuit that compensates for the leakage of the coolant into the gap. They are determined by calculation taking into account hydraulic losses, checked and refined during commissioning.

Сущность предложенной конструкции устройства аварийного охлаждения ядерного реактора представлена на чертеже.The essence of the proposed design of a device for emergency cooling of a nuclear reactor is shown in the drawing.

В условиях нормальной эксплуатации реактора по трубопроводам подвода 1 теплоноситель поступает в замкнутую подающую коммуникацию 2, затем в групповые коллекторы раздачи 3 по технологическим каналам 4 с тепловыделяющими элементами, где теплоноситель нагревается. Затем из технологических каналов теплоноситель поступает в групповые коллекторы сбора теплоносителя 5, затем в замкнутую коммуникацию 6 и трубопроводы отвода теплоносителя 7 из реактора. Для компенсации изменений объема теплоносителя в контуре циркуляции, вызванных изменением температуры теплоносителя из-за изменений реактора, используются емкости контура циркуляции 8, частично заполненные водой под давлением газа, которое удерживается компрессорами 9. Для подпитки теплоносителя в контур циркуляции используются подпиточные насосы 10. Циркуляция теплоносителя в контуре обеспечивается работой главных циркуляционных насосов 11L и 11R. Для выполнения ремонта контура циркуляции на остановленном реакторе имеются задвижки 12. Задвижки, изображенные затемненными, закрыты и, соответственно, незатемненные задвижки открыты. В контуре циркуляции также установлены обратные клапаны 13. Для отвода тепла от теплоносителя, нагретого в реакторе, используются парогенераторы 14. Емкости для хранения аварийного запаса воды 15 соединены трубопроводами 16 с контуром циркуляции на входе в главные циркуляционные насосы 11L и 11R теплоносителя и имеют систему подпитки водой 17. Устройство дополнительно содержит обратные клапаны 13L, 13R и 13C. Клапаны 13L и 13R установлены на входах в коллекторы раздачи теплоносителя от разделенной на две части закрытыми задвижками замкнутой подающей коммуникации, а клапаны 13С - на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей 15 для хранения аварийного запаса воды.In conditions of normal operation of the reactor through the supply pipelines 1, the coolant enters the closed supply communication 2, then to the group distribution manifolds 3 through the technological channels 4 with fuel elements, where the coolant is heated. Then, from the technological channels, the coolant enters the group collectors for collecting the coolant 5, then into the closed communication 6 and pipelines for removing the coolant 7 from the reactor. To compensate for changes in the volume of the coolant in the circulation circuit caused by changes in the temperature of the coolant due to changes in the reactor, containers of the circuit 8 are used, partially filled with water under gas pressure, which is held by the compressors 9. To feed the coolant to the circulation circuit, make-up pumps are used 10. The circulation of the coolant in the circuit is provided by the operation of the main circulation pumps 11L and 11R. To perform the repair of the circulation circuit, the shut-off reactor has valves 12. The valves shown as darkened are closed and, accordingly, the darkened valves are open. Non-return valves 13 are also installed in the circulation circuit. Steam generators are used to remove heat from the heat carrier heated in the reactor. water 17. The device further comprises check valves 13L, 13R and 13C. Valves 13L and 13R are installed at the entrances to the heat-transfer distribution manifolds from a closed supply communication divided into two parts by closed gate valves, and the valves 13C are installed at the entrances to the coolant circulation circuit from the water supply pipelines from the tanks 15 for storing emergency water supply.

Для обеспечения отвода тепла из реактора в аварийных условиях, вызванных аварийным разрывом одного из подводящих трубопроводов 1 контура циркуляции, часть задвижек 12 контура циркуляции теплоносителя закрыты.To ensure heat removal from the reactor in emergency conditions caused by an emergency rupture of one of the supply pipelines 1 of the circulation circuit, part of the valves 12 of the coolant circuit are closed.

При аварийном разрыве, например, в сечении А-А напорного трубопровода 1 контура циркуляции теплоносителя из аварийной части замкнутой подающей коммуникации 2, выделенной закрытыми задвижками, в разрыв вытекает теплоноситель, при этом закрываются обратные клапаны 13R и аварийное истечение теплоносителя в разрыв со стороны реактора прекращается. Главные циркуляционные насосы 11L подают теплоноситель через обратные клапаны 13L в коллекторы 3 и затем в технологические каналы 4, отводя тем самым тепло от тепловыделяющих элементов, расположенных в каналах. В случае, если аварийный разрыв в сечении А-А имеет очень большую площадь поверхности разгерметизации контура, а запаса воды в емкостях 8 и производительности насосов 10 недостаточно для компенсации утечки теплоносителя в разрыв, и давление на входе в главные циркуляционные насосы 11L и 11R падает до величины, которая ниже гидростатического давления воды, создаваемого уровнем воды в баках 15, открываются обратные клапаны 13С и вода из баков 15 поступает в контур циркуляции, обеспечивая полную компенсацию теряемой в разрыв воды. При этом обеспечивается надежное охлаждение реактора.In the event of an emergency rupture, for example, in section AA of the pressure pipe 1 of the coolant circulation circuit, the coolant flows into the gap from the emergency part of the closed supply line 2 highlighted by closed valves, and the non-return valves 13R are closed and the emergency coolant outflow to the gap from the side of the reactor stops . The main circulation pumps 11L supply the coolant through the check valves 13L to the collectors 3 and then to the process channels 4, thereby removing heat from the fuel elements located in the channels. In the event that the emergency rupture in section AA has a very large surface area of the circuit depressurization, and the water supply in tanks 8 and the capacity of the pumps 10 is insufficient to compensate for the coolant leakage into the gap, and the pressure at the inlet to the main circulation pumps 11L and 11R drops to values that are lower than the hydrostatic pressure of the water created by the water level in the tanks 15, the check valves 13C open and the water from the tanks 15 enters the circulation circuit, providing complete compensation for the water lost in the gap. This ensures reliable cooling of the reactor.

Claims (1)

Устройство аварийного охлаждения ядерного реактора, включающее контур циркуляции теплоносителя через реактор, содержащий трубопроводы подвода теплоносителя к реактору, групповые коллекторы раздачи теплоносителя по технологическим каналам с тепловыделяющими элементами, групповые коллекторы сбора теплоносителя из технологических каналов, замкнутую коммуникацию, трубопроводы отвода теплоносителя из реактора, обратные клапаны и задвижки, емкости для хранения аварийного запаса воды, соединенные трубопроводами с контуром циркуляции теплоносителя, систему подпитки емкостей водой, отличающееся тем, что устройство содержит замкнутую подающую коммуникацию и дополнительно обратные клапаны, размещенные на входах в коллекторы раздачи теплоносителя от разделенной на две части закрытыми задвижками замкнутой подающей коммуникации, а также на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей для хранения аварийного запаса воды.A device for emergency cooling of a nuclear reactor, including a coolant circulation loop through a reactor, containing pipelines for supplying coolant to the reactor, group collectors for distributing coolant through technological channels with heat-generating elements, group collectors for collecting coolant from technological channels, closed communication, pipelines for removing coolant from the reactor, check valves and valves, tanks for storing emergency water supplies, connected by pipelines to the circulation circuit a heat transfer medium, a system for feeding containers with water, characterized in that the device comprises a closed supply communication and additionally check valves located at the entrances to the heat transfer distribution collectors from the closed supply communication divided into two parts by closed valves, as well as at the entrances to the coolant circulation circuit from the supply pipelines water from tanks for storing emergency water supplies.
RU2002113275/06A 2002-05-20 2002-05-20 Nuclear reactor emergency cooling device RU2231144C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002113275/06A RU2231144C2 (en) 2002-05-20 2002-05-20 Nuclear reactor emergency cooling device

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002113275/06A RU2231144C2 (en) 2002-05-20 2002-05-20 Nuclear reactor emergency cooling device

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2002113275A RU2002113275A (en) 2003-11-27
RU2231144C2 true RU2231144C2 (en) 2004-06-20

Family

ID=32845662

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002113275/06A RU2231144C2 (en) 2002-05-20 2002-05-20 Nuclear reactor emergency cooling device

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2231144C2 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016093736A3 (en) * 2014-12-12 2016-08-04 Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" (Ао Окб "Гидропресс") Horizontal steam generator for a reactor plant
CN109659046A (en) * 2019-02-01 2019-04-19 中国原子能科学研究院 The reactor waste guiding system of coupling

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4181570A (en) * 1976-03-17 1980-01-01 Combustion Engineering, Inc. Post-LOCA core flushing system
US4239596A (en) * 1977-12-16 1980-12-16 Combustion Engineering, Inc. Passive residual heat removal system for nuclear power plant
RU2077744C1 (en) * 1992-05-08 1997-04-20 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Cooling system reactor core of research nuclear reactor
SU1387721A1 (en) * 1986-04-07 1999-09-27 Всесоюзный Теплотехнический Научно-Исследовательский Институт Им.Ф.Э.Дзержинского NUCLEAR REACTOR EMERGENCY COOLING SYSTEM
RU2150757C1 (en) * 1998-06-09 2000-06-10 Сибирский химический комбинат Nuclear reactor cooling device
RU2153201C2 (en) * 1993-11-15 2000-07-20 Фраматом Nuclear reactor with stand-by cooling system and its cooling process

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4181570A (en) * 1976-03-17 1980-01-01 Combustion Engineering, Inc. Post-LOCA core flushing system
US4239596A (en) * 1977-12-16 1980-12-16 Combustion Engineering, Inc. Passive residual heat removal system for nuclear power plant
SU1387721A1 (en) * 1986-04-07 1999-09-27 Всесоюзный Теплотехнический Научно-Исследовательский Институт Им.Ф.Э.Дзержинского NUCLEAR REACTOR EMERGENCY COOLING SYSTEM
RU2077744C1 (en) * 1992-05-08 1997-04-20 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Cooling system reactor core of research nuclear reactor
RU2153201C2 (en) * 1993-11-15 2000-07-20 Фраматом Nuclear reactor with stand-by cooling system and its cooling process
RU2150757C1 (en) * 1998-06-09 2000-06-10 Сибирский химический комбинат Nuclear reactor cooling device

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016093736A3 (en) * 2014-12-12 2016-08-04 Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" (Ао Окб "Гидропресс") Horizontal steam generator for a reactor plant
CN107250664A (en) * 2014-12-12 2017-10-13 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 Horizontal steam generator for reactor plant
EA032753B1 (en) * 2014-12-12 2019-07-31 Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Horizontal steam generator for a reactor plant with a water-cooled water-moderated power reactor and reactor plant with said steam generator
CN107250664B (en) * 2014-12-12 2019-10-11 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 Horizontal Steam Generators for Reactor Plants
CN109659046A (en) * 2019-02-01 2019-04-19 中国原子能科学研究院 The reactor waste guiding system of coupling

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100300889B1 (en) How to alleviate the leakage of pressurized water reactor and steam generator
US6795518B1 (en) Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
EP0353867B1 (en) Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors
US4587079A (en) System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
FI74833B (en) ANORDNING FOER NOEDKYLNING AV EN TRYCKVATTENKAERNREAKTOR.
GB2540708A (en) Passive safe cooling system
US20020101951A1 (en) Boiling water reactor nuclear power plant
US20240029904A1 (en) Integrated passive reactor
CN103295656A (en) Diversified engineered safety system for nuclear reactor
CN110097982B (en) Safe injection and waste heat discharge system of nuclear power plant
CN107767973B (en) Nuclear power plant spent fuel pool supplementary cooling device
JP2024500458A (en) Reactor passive safety system
RU2255388C2 (en) Water accumulator and method for fluid medium preparation under pressure
CN112700893A (en) Waste heat discharge system and method and nuclear power system
CN210837199U (en) Waste heat discharge system and nuclear power system
CN112071454A (en) Passive combined heat removal system with integrated heat release trap
CN209045171U (en) Reactor based on ATF fuel
JP6305935B2 (en) Diving energy generation module
CN214624452U (en) A Novel Reactor Based on Double-layer Pipeline Technology
CN211906972U (en) Passive pressure relief system of reactor
RU2607473C2 (en) Electricity production module
KR101658476B1 (en) Reactor coolant system depressurization system and nuclear power plant having the same
US4046628A (en) Nuclear reactors
RU2231144C2 (en) Nuclear reactor emergency cooling device
CN210271804U (en) Emergent waste heat discharge system of water injection formula lead bismuth fast reactor

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20070521