Спосіб пасивного охолодження гермооб’єму ядерного реактора з використанням кільцевого термосифона

Номер патенту: 96291

Опубліковано: 26.01.2015

Автор: Наффаа Халед Муаєд

Завантажити PDF файл.

Формула / Реферат

Спосіб пасивного охолодження гермооб'єму ядерного реактора з використанням кільцевого термосифона, який відрізняється тим, що здійснюється зовнішнє підведення теплоти від атмосфери захисної оболонки до зовнішньої поверхні випарника з перенесенням прихованої теплоти пароутворення проміжного теплоносія до кінцевого поглинача, для підвищення ефективності охолодження, поверхня конденсаторів зволожується, що значною мірою зменшує поверхню нагріву без порушень функціонування системи.

Текст

Реферат: UA 96291 U UA 96291 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Дана корисна модель належить до галузі енергетики і стосується підвищення безпеки атомних електростанцій. Вона може бути використана для охолодження захисної оболонки як при нормальній роботі електростанції, так і припроектних і запроектних аваріях, що проходять з виділенням великої кількості тепла, для зниження параметрів середовища у просторі під куполом захисної оболонки ядерного реактора (ЯР). На сьогоднішній день, у захисних оболонках реакторів (ЗО) з реакторною установкою (РУ) та водо-водяним ядерним реактором (ВВЯР), для зниження і підтримки тиску у захисній оболонці реакторного відділення під час аварії з течею, використовується спринклерна система з примусовою подачею охолоджуючого розчину насосом з електроприводом [1]. Функція даної системи - підтримка тиску в ЗО нижче розрахункового значення, який для ЗО реакторного відділення атомної електростанції (АЕС) з ВВЯР-1000 не повинен перевищувати 0,5 МПа. Одним з основних недоліків даного способу охолодження є необхідність наявності джерела електроенергії для функціонування. На АЕС з ВВЕР- 1000, що зараз експлуатуються, не передбачені технічні засоби для запобігання пошкодження гермооб'єму в умовах аварій з повним та тривалим знеструмленням. У проектах РУ з ВВЯР, що розробляються, а також у нових проектах зарубіжних АЕС, передбачені пасивні системи зниження параметрів під ЗО при таких аваріях, але всі ці системи мають ряд недоліків. Основні з них це обмежений час роботи зазначених систем, а також байпасування ЗО при відмовах. Тому актуальною є задача створення систем пасивного відводу залишкового тепловиділення (СПВТ) від ЗО і впровадження її на діючих енергоблоках АЕС і у проектах перспективних РУ, які були б вільні від вказаних недоліків [2]. Найбільш близьким до корисної моделі, що заявляється, є спосіб пасивного відводу тепла від контейнмента ядерного реактора [3], в якому використовують встановлену на куполі захисної оболонки ємність з водою і теплообмінники, один з яких встановлений всередині захисної оболонки, а другий - зовні, які з'єднані між собою підвідним і відвідним трубопроводами. Недоліки цього способу були проаналізовані у [4], де було запропоновано використання випарно-конденсаційних теплообмінників пластинчастого типу на основі кільцевих двофазних термосифонів (ДТС), що дозволяє навіть при малих температурних напорах ефективно і безпечно відводити теплоту від середовища під захисною оболонкою ядерного реактора до кінцевого поглинача. У даній схемі відвід теплоти від середовища ЗО здійснюється до зовнішньої поверхні випарника з перенесенням прихованої теплоти пароутворення проміжного теплоносія до кінцевого поглинача, роль якого грає зовнішнє повітря. Недоліком використання сухого повітря, як кінцевого поглинача, є низький коефіцієнт тепловіддачі конвекцією з боку повітря, що в свою чергу призводить до значного зниження загального коефіцієнта теплопередачі і вимагає значне збільшення поверхні нагрівання. Суть даної корисної моделі полягає в усуненні цього недоліку за рахунок використання бака невеликої ємності для зволоження поверхні теплообміну конденсатора спеціальними форсунками (на Фіг.). Виграш тут очевидний, оскільки коефіцієнт тепловіддачі при випаровуванні, набагато перевершує коефіцієнт тепловіддачі навіть при вимушеній конвекції повітря. Це дуже важливо на перших хвилинах аварії, коли відбувається значний викид пару і, відповідно, тепла в середовище ЗО. Крім того, зволоження поверхні значно зменшує необхідну величину поверхні теплообміну з боку кінцевого поглинача, що робить систему більш компактною. Ефективність способу полягає в тому, що відведення тепла із ЗО здійснюється, як у режимі нормальної експлуатації, так і при проектних і запроектних аваріях з тривалим знеструмленням енергоблока. Це дає можливість використовувати запропонований спосіб, як за умов нормальної експлуатації, так і при аваріях, що важливо для безпеки АЕС. Для вирішення поставленої задачі було виконано математичне моделювання СПВТ від середовище ЗО з використанням програмних кодів Relap і Melcore, які активно використовуються для розрахунків і досліджень аварійних режимів енергоблоків у всьому світі, а також рекомендовані МАГАТЕ. Особливістю запропонованого способу є те, що у ньому застосовують бак з водою для зволоження поверхні конденсаторів, від ефективності яких залежить ефективність роботи всього контуру термосифона, при цьому система зберігає свою найголовнішу характеристику пасивність, тобто її функціонування не залежить від наявності джерел електропостачання і не вимагає керівної дії з боку персоналу станції. 1 UA 96291 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Впровадження СПВТ ЗО до складу безпеки РУ з ВВЯР дозволить зберегти цілісність ЗО і запобігти вихід радіоактивних продуктів за межі ЗО у навколишнє середовище за умов запроектної аварії (ЗПА) з тривалим знеструмленням енергоблока. Реалізація способу пасивного відводу тепла від ЗО в умовах ЗПА з тривалим знеструмленням енергоблока показана на кресленні, де 1 - реакторна установка; 2 - захисна оболонка; 3 - конденсатор; 4 - випарник; 5 - повітряний канал; 6 - паровий трубопровід; 7 - конденсатний трубопровід; 8 - гермопроходка; 9 - бак з водою; 10 - форсунки; 11 - регулююча арматура. Спосіб пасивного відводу тепла від ЗО полягає в наступному. Тепловідведення від атмосфери ЗО 2 зовнішньою поверхнею випарників 4, а від неї до проміжного теплоносія здійснюється за рахунок природної конвекції. За рахунок зовнішнього підведення теплоти проміжний теплоносій ДТС випаровується, пара надходить у паропровід 6, який через гермопроходку 8 виводиться за межі ЗО 2 реакторної установки 1 і з'єднується з конденсатором 3. Конденсатор охолоджується потоком атмосферного повітря через повітряний канал 5, при цьому поверхня конденсатора зволожується водою зі встановленого для цього бака 9, спеціальними форсунками 10 і за рахунок масових сил по конденсатному трубопроводу 7 повертається у випарник 4. Розхід води через форсунки контролюється спеціальною регулюючої арматурою. Всі елементи випарника ДТС виконані з пластин і розташовуються поблизу внутрішньої поверхні ЗО. При цьому випарники СПОТ практично не зменшують корисний об'єм ЗО. Тепловідвідну здатність СПВТ ЗО розраховують так, щоб при всіх можливих станах енергоблока, включаючи запроектні аварії з розривами трубопроводів першого контуру і паропроводів гострої пари при роботі на потужності, не допустити зростання параметрів у ЗО за допустимі межі. Наприклад, для ЗО РУ ВВЕР -1000 цей тиск не більше 5 бар (абс.) і температура парогазової суміші не вище 150 °C. При цьому температура навколишнього повітря приймається максимально можливою для майданчика АЕС, наприклад, до +45 °C. СПВТ ЗО для підвищення надійності роботи складається з автономних секцій, скомпонованих в декілька паралельних каналів, чим забезпечується необхідний ступінь резервування. Як було зазначено у [4] контур кільцевого термосифона перед заповненням проміжним теплоносієм для видалення неконденсованих газів необхідно вакуумувати. Оскільки тиск в контурі термосифона, у процесі роботи системи в усьому діапазоні температур і в будь-якій точці контуру, буде нижче атмосферного, то вихід радіонуклідів з ЗО в атмосферу, при можливій течі СПВТ, є неможливим. При виявленні течі (наприклад, за фактом погіршення вакууму в контурі ДТС) в умовах нормальної експлуатації персонал має можливість виявити і перекрити локалізуючі арматури пошкодженої теплообмінної секції, або одного з декількох каналів системи. Реалізація даного способу дозволить підвищити ефективність роботи системи пасивного відводу тепла, на основі замкнутого кільцевого термосифона, ЗО ядерного реактора і сформувати адаптовану до умов АЕС нову систему пасивного відведення тепла від ЗО РУ в умовах ЗПА з тривалим знеструмленням енергоблока. При цьому зниження тиску в ЗО при ЗПА, за наявності СПВТ, формує умови, при яких підвищення параметрів у ЗО не досягатиме верхніх проектних меж, що забезпечить ефективне управління ресурсом системи герметичних огороджень РУ АЕС [5] і підвищить радіаційну безпеку в межах ЗО. Запропонований спосіб є актуальним для перспективних енергоблоків АЕС з РУ ВВЕР, які знаходяться на стадії будівництва або проектування. Таким чином, запропонований спосіб є промислово придатним, так як він дозволяє використовувати компактну систему для охолодження ЗО реактора, а також отримати максимальну ефективність при мінімальних витратах, що робить його економічно доцільним. Джерела інформації: 2 UA 96291 U 5 10 15 20 1. Системы безопасности реакторной установки с реактором ВВЭР-1000 (В-3 20) энергоблока № 3. Инструкция по эксплуатации. ИЭ.3.0002.039. Минтопэнерго Украины. ГП НАЭК "Энергоатом", ОП "ЮУ АЭС", г. Южноукраинск, 2003. - 173 с. 2. Наффаа X.М., Шевельов Д.В., Балашівської А.С. Розрахункова моделювання роботи та оцінка ефективності системи пасивного відводу тепла гермооб'єму (СПВТ ЗО) при важких аваріях на АЕС з ВВЕР- 1000 // глобальної ядерної безпеки, 2013 № 3 (8), С. 9-18. 3. Patent United States Number 5.694.442. Date of Patent December 2, 1997. 4. Патент на корисну модель 88845 Україна, МПК (2014.01) G21C 5/00. Спосіб пасивного відведення тепла від захисної оболонки атомної електростанції / X.М. Наффаа, О.С. Балашевській, С.Т. Мірошніченко; заявник і власник патенту СевНТУ. - № u201308079; заявл. 25.06.013; опубл. 10.04.014. - Бюл. № 7. 5. Design of Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants / IAEA safety standards series. - No. NS-G-1.10. - 2004. - 127 p. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ Спосіб пасивного охолодження гермооб'єму ядерного реактора з використанням кільцевого термосифона, який відрізняється тим, що здійснюється зовнішнє підведення теплоти від атмосфери захисної оболонки до зовнішньої поверхні випарника з перенесенням прихованої теплоти пароутворення проміжного теплоносія до кінцевого поглинача, для підвищення ефективності охолодження, поверхня конденсаторів зволожується, що значною мірою зменшує поверхню нагріву без порушень функціонування системи. Комп’ютерна верстка І. Мироненко 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 російською

Naffaa Khaled Muaiad

МПК / Мітки

МПК: G21C 5/00

Мітки: охолодження, ядерного, реактора, гермооб'єму, використанням, пасивного, спосіб, термосифона, кільцевого

Код посилання

<a href="http://uapatents.com/5-96291-sposib-pasivnogo-okholodzhennya-germoobehmu-yadernogo-reaktora-z-vikoristannyam-kilcevogo-termosifona.html" target="_blank" rel="follow" title="База патентів України">Спосіб пасивного охолодження гермооб’єму ядерного реактора з використанням кільцевого термосифона</a>

Подібні патенти