Спосіб пасивного розхолоджування гермооб’єму реакторного відділення

Завантажити PDF файл.

Формула / Реферат

Спосіб пасивного розхолоджування гермооб'єму реакторного відділення, що базується на струминно-краплинному охолодженні пароповітряної суміші в струминному розпилювачі-охолоджувачі, який відрізняється тим, що подача охолоджувального розчину здійснюється з автономних гідровмістилищ пасивного типу по напірних трубопроводах до струминних розпилювачів-охолоджувачів, при цьому забезпечується розпилення охолоджувального розчину і конденсація пари на струменях краплинного потоку.

Текст

Реферат: Спосіб пасивного розхолоджування гермооб'єму реакторного відділення базується на струминно-краплинному охолодженні пароповітряної суміші в струминному розпилювачіохолоджувачі, причому подача охолоджувального розчину здійснюється з автономних гідровмістилищ пасивного типу по напірних трубопроводах до струминних розпилювачівохолоджувачів, при цьому забезпечується розпилення охолоджувального розчину і конденсація пари на струменях краплинного потоку. UA 91446 U (54) СПОСІБ ПАСИВНОГО РОЗХОЛОДЖУВАННЯ ГЕРМООБ'ЄМУ РЕАКТОРНОГО ВІДДІЛЕННЯ UA 91446 U UA 91446 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Корисна модель належить до галузі ядерної енергетики, а саме до підвищення безпеки експлуатації атомних електростанцій. Корисна модель може бути використана для розробки способу пасивного розхолоджування гермооб'єму реакторного відділення в умовах тривалого знеструмлення енергоблока. На сьогоднішній день причиною підвищеної уваги до пасивних систем безпеки стала аварія на японській атомній електростанції (АЕС) Фукусіма-1. У результаті втрати основних і аварійних джерел електропостачання внаслідок дії цунамі, викликаного землетрусом 11 березня 2011 p., було порушено відведення залишкових тепловиділень ядерного палива в активних зонах реакторів, а також відведення теплоти і водню з гермооб'єму. Хоча подібна екстремальна зовнішня дія і є малоймовірною для українських АЕС, проте технічних засобів, що забезпечують відведення тепла з гермооболонки (ГО) в умовах повного знеструмлення із втратою аварійних джерел електроенергії, у складі експлуатованих АЕС з водо-водяними енергетичними реакторами ВВЕР-1000 і ВВЕР-440 не передбачено. За сукупністю суттєвих ознак як прототип вибрано спосіб конденсації пари в герметичному об'ємі реакторного відділення [1], при якому подача охолоджувальної рідини на струминні форсунки пристрою здійснюється за допомогою спринклерних насосів при наявності джерел електропостачання. Особливістю цього способу є здатність реалізувати режим локальної конденсації пари в об'ємі розпилюваного охолоджувача та зниження тиску в захисній оболонці. Недоліком розглянутого прототипу є те, що для зниження тиску в гермооболонці реакторного відділення при аварії із втратою теплоносія необхідно забезпечити примусову подачу охолоджувального розчину на пристрій за допомогою електропривідного насоса спринклерного насоса. Крім того, залежність працездатності системи безпеки від наявності джерел електроенергії, а також використання механічного пристрою - насоса з приводом істотно знижує надійність системи, а в умовах аварії з повним знеструмленням АЕС і відмовою аварійних джерел електроенергії система повністю втрачає свою працездатність. Технічною задачею пропонованої корисної моделі є розробка способу пасивного розхолоджування гермооб'єму реакторного відділення під час аварії з течею першого та другого контуру при тривалому знеструмленні енергоблока, забезпечення цілісності захисної оболонки при підвищенні тиску та усунення виходу радіоактивних продуктів у довкілля. Розв'язання поставленої задачі реалізують шляхом локальної конденсації пари в трубі струминного розпилювача-охолоджувача (СРО) на основі застосування автономних гідровмістилищ (АГВ) пасивного типу. При цьому тиск у герметичному об'ємі не досягає понад проектного значення. Суть корисної моделі пояснюється кресленням, де 1 - гермооб'єм; 2 - струминний розпилювач-охолоджувач (СРО); 3 - крапельний потік; 4 - трубопровід для подачі охолоджувальної рідини; 5 - трубопровід для відведення конденсату; 6 - бак-приямок; 7 - сепаратор; 8 - конденсатозбірник; 9 - автономне гідровмістилище; 10 - пневмоарматура. Спосіб пасивного розхолоджування гермооб'єму реакторного відділення полягає в наступному. Подача охолоджувального розчину здійснюється з автономних гідровмістилищ 9, що є вертикальними циліндровими посудинами під тиском, по напірних трубопроводах 4 до струминних розпилювачів-охолоджувачів 2 за допомогою пневмоарматури 10. Як охолоджувальне середовище використовується борний розчин під тиском, створюваним азотною подушкою. Парогазова суміш, потрапляючи в СРО 2, вступає в контакт з краплинним потоком 3 і в результаті тепломасообмінних процесів конденсується. Утворюваний далі конденсат разом з охолоджувальною водою по зливному трубопроводу 5 надходить в бак-приямок 6 гермооб'єму 1. Залишкова пара, що не сконденсувалася в сепараторі 7, відділяється від вологи і відводиться у бік стіни ГО, де остаточно конденсується і стікає в конденсатозбірник 8. Передбачається встановлювати від 4 до 8 АГВ в межах герметичної зони, а труби СРО розміщувати по периферії ГО на висотній відмітці 62,0 м. Заповнені борним розчином автономні 1 UA 91446 U 5 10 15 20 25 30 35 40 гідропосудини, кожна з яких об'ємом 60 м, під тиском 3 МПа забезпечують роботу дванадцяти труб СРО, а саме - три труби СРО на одну АГВ. Заявлений спосіб порівняно з прототипом відрізняється тим, що має ряд суттєвих переваг. Основна перевага пропонованого способу - пасивний захист гермооб'єму від перевищення розрахункового тиску, що забезпечується незалежністю від джерел електроенергії. При повному знеструмленні АЕС система захисту ГО внаслідок перевищення розрахункового тиску не втрачає працездатності і не вимагає втручання персоналу для керування аварійним процесом. Технічне рішення, пов'язане із застосуванням автономних гідровмістилищ пасивного типу, призначених для подачі охолоджувальної рідини на струминні розпилювачі-охолоджувачі і забезпечення локальної конденсації пари в ГО при наявності тривалого знеструмлення енергоблока, є суттєвим, тому що заявлене рішення забезпечує появу нових, відмінних від прототипу властивостей, а саме: підвищення надійності та безпеки перебігу аварійного процесу у гермооб'ємі при тривалому знеструмленні енергоблока; відсутність обладнання, що безпосередньо залежить від джерела електроенергії. Використання заявленого способу в умовах запроектної аварії (ЗПА) дає можливість максимально обмежити зростання параметрів середовища в ГО, що виключає ранню відмову герметичної оболонки і забезпечує оперативному персоналу станції запас часу, необхідний для підключення аварійних джерел електроживлення. Реалізація даного способу дозволить сформувати адаптовану до умов АЕС нову систему пасивного відведення тепла від герметичного об'єму реакторної установки (РУ) в умовах запроектної аварії при тривалому знеструмленні енергоблока [2-4]. При цьому зниження тиску пари в ГО в умовах ЗПА за наявності АГВ формує умови, при яких підвищення параметрів в ГО не досягатиме верхніх проектних меж, що забезпечить ефективне управління ресурсом системи герметичних загород РУ АЕС і підвищить радіаційну безпеку в межах ГО. Пропонований спосіб дуже актуальний як для перспективних енергоблоків АЕС з РУ ВВЕР, так і для АЕС, які знаходяться на стадії будівництва або проектування. Таким чином, запропонований спосіб пасивного розхолоджування гермооб'єму реакторного відділення є промислово застосовним, оскільки дозволяє забезпечити ефективність зниження тиску в гермооб'ємі як в режимі проектної аварії, так і запроектної аварії з тривалим знеструмленням енергоблока. Це дає можливість використовувати автономні гідровмістилища пасивного типу як аварійну систему, що є важливою для безпеки АЕС. Джерела інформації: 1. Патент України на корисну модель № 29670, МПК G21C15/18, опубл. 25.01.2008, бюл. № 2. 2. Passive Safety system and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. IAEATECDOC-1624. - Vienna: IAEA, 2009.-159 p. 3. Description of natural circulation and passive safety systems in water cooled Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-DRAFT. - Vienna: IAEA, 2004.-112 p. 4. Design of Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants / IAEA safety standards series. - No. NS-G-1.10. - 2004. - 127 p. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 45 Спосіб пасивного розхолоджування гермооб'єму реакторного відділення, що базується на струминно-краплинному охолодженні пароповітряної суміші в струминному розпилювачіохолоджувачі, який відрізняється тим, що подача охолоджувального розчину здійснюється з автономних гідровмістилищ пасивного типу по напірних трубопроводах до струминних розпилювачів-охолоджувачів, при цьому забезпечується розпилення охолоджувального розчину і конденсація пари на струменях краплинного потоку. 2 UA 91446 U Комп’ютерна верстка В. Мацело Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 3

Дивитися

Додаткова інформація

Автори англійською

Balashevskyi Oleksandr Serhiiovych, Vlasenko Mykola Ivanovych

Автори російською

Балашевский Александр Сергеевич, Власенко Николай Иванович

МПК / Мітки

МПК: G21C 15/00

Мітки: пасивного, гермооб'єму, реакторного, відділення, спосіб, розхолоджування

Код посилання

<a href="https://ua.patents.su/5-91446-sposib-pasivnogo-rozkholodzhuvannya-germoobehmu-reaktornogo-viddilennya.html" target="_blank" rel="follow" title="База патентів України">Спосіб пасивного розхолоджування гермооб’єму реакторного відділення</a>

Подібні патенти