Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки
PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM OF NUCLEAR POWER PLANT

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.