RU2758159C1

RU2758159C1 - Passive heat removal system

Info

Publication number: RU2758159C1
Application number: RU2020143784A
Authority: RU
Inventors: Александр Вячеславович Грибов; Никита Александрович Проданов; Илья Игоревич Балашов; Дмитрий Геннадьевич Савичев; Геннадий Алексеевич Ершов
Original assignee: Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
Priority date: 2020-12-29
Filing date: 2020-12-29
Publication date: 2021-10-26

Abstract

FIELD: passive heat removal system.

SUBSTANCE: invention relates to a system for passive heat removal from various objects of atomic energy operation. The system contains a heat removal device and an air heat exchanger connected to each other by means of a pipeline for supplying a cooled medium, in the circuit of which a gas trap is installed. The system also contains a pipeline for withdrawing the cooled medium, in the circuit of which an ice condenser with a circulation pump is installed. These pipelines are equipped with active-passive shut-off valves and control valves, a water heat exchanger-aftercooler, an emergency backup feed pump, made with the possibility of operating from a diesel drive, or a pneumatic drive, or a hydraulic drive, or a gas drive, is additionally installed in the circuit of the pipeline for withdrawing the cooled medium, or turbo drive. The ice condenser is equipped with automatic safety devices.

EFFECT: invention increases efficiency of heat removal and the level of autonomy of the passive heat removal system in the event of an accident with a complete blackout and multiple failures of safety systems, ensures an autonomous operation time of at least 72 hours.

1 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к теплообменной технике, и может быть использовано в качестве системы нормального и аварийного отвода тепла от различных объектов эксплуатации атомной энергии, например, бассейна выдержки отработавшего топлива, ядерной энергетической установки и других аналогичных устройств.The invention relates to heat exchange technology, and can be used as a system for normal and emergency heat removal from various objects of operation of atomic energy, for example, a spent fuel pool, a nuclear power plant and other similar devices.

Атомная электростанция (далее - АЭС) генерирует электроэнергию с помощью ядерного реактора, нагревающего питающую воду (теплоноситель первого контура), которая, в результате кипения, превращается в пар высокого давления. Пар приводит в действие турбины, которые, в свою очередь, приводят в действие электрогенераторы. Теплоноситель первого контура поглощает и передает тепловую энергию, генерируемую ТВС, установленными в корпусе ядерного реактора. После приведения в действие турбин, пар обратно конденсируется в воду и рециркулируется в корпусе реактора с целью повторного нагревания и последующего образования нового пара для турбин.A nuclear power plant (hereinafter - NPP) generates electricity using a nuclear reactor that heats the feed water (primary coolant), which, as a result of boiling, turns into high pressure steam. The steam drives turbines, which in turn drive electric generators. The primary coolant absorbs and transfers thermal energy generated by the fuel assemblies installed in the nuclear reactor vessel. After the turbines are driven, the steam is condensed back into water and recirculated in the reactor vessel for reheating and subsequent generation of new steam for the turbines.

Иногда, АЭС отключают по различным причинам (выполнение техобслуживания, ремонтных работ и др. мероприятий), а также в следующих случаях: авария или террористическая атака (падение самолета), потеря внешнего источника электроэнергии, природное явление (землетрясение), пожары. В связи с этим, для предотвращения цепной ядерной реакции, протекающей в реакторе, необходимо проведение определенных мероприятий. В частности, цепную ядерную реакцию останавливают посредством введения управляющих стержней и/или химических веществ в реактор с целью поглощения нейтронов распада. Тем не менее, при остановке цепной ядерной реакции, нельзя полностью исключить все опасности, а также обеспечить полное охлаждение реактора ввиду сохранения остаточного тепла. Остаточное тепло образуется от радиоактивных изотопов внутри ураносодержащих тепловыделяющих сборок (далее - ТВС). Даже после отключения реактора, остаточное тепло должно непрерывно отводиться от ТВС в течение нескольких дней или недель для обеспечения стабилизации работы реактора. В противном случае может произойти расплавление активной зоны ядерного реактора, как это произошло в случаях с авариями на АЭС «Три-Майл Айленд» (1979 г.) и АЭС «Фукусима» (2011 г.), следствием которого могут начаться неконтролируемые процессы, которые приведут к радиационному заражению окружающей среды.Sometimes, NPPs are shut down for various reasons (maintenance, repair work, and other activities), as well as in the following cases: an accident or terrorist attack (plane crash), loss of an external source of electricity, natural phenomenon (earthquake), fires. In this regard, to prevent a nuclear chain reaction occurring in the reactor, it is necessary to carry out certain measures. In particular, the nuclear chain reaction is stopped by introducing control rods and / or chemicals into the reactor in order to absorb decay neutrons. However, when the nuclear chain reaction is stopped, all hazards cannot be completely excluded, as well as complete cooling of the reactor cannot be ensured due to the preservation of residual heat. Residual heat is generated from radioactive isotopes inside uranium-containing fuel assemblies (hereinafter referred to as FA). Even after the reactor is shut down, residual heat must be continuously removed from the fuel assembly for several days or weeks to ensure the stabilization of the reactor operation. Otherwise, the core of a nuclear reactor may melt, as happened in the accidents at the Three Mile Island NPP (1979) and the Fukushima NPP (2011), which may result in uncontrolled processes that will lead to radiation contamination of the environment.

Одним из средств отвода остаточного тепла от реакторной установки является система пассивного отвода тепла, обеспечивающая отвод тепла при возникновении аварий и других условиях.One of the means for removing residual heat from the reactor plant is a passive heat removal system, which provides heat removal in the event of accidents and other conditions.

Как указано выше, на АЭС в качестве ядерного топлива используются ТВС. По форме, ТВС выполняются в форме шестигранных или квадратных кассет, в зависимости от типа реактора и страны производителя ТВС. Для стандартного водо-водяного энергетического реактора (далее - ВВЭР) Российского дизайна мощностью 1200 МВт требуется 163 ТВС, устанавливаемых в активную зону реактора. В зависимости от степени эксплуатации реактора, 1 раз в 18 месяцев, приблизительно 30% от всех ТВС требуют замены в связи выгоранием.As indicated above, fuel assemblies are used as nuclear fuel at nuclear power plants. In terms of shape, fuel assemblies are made in the form of hexagonal or square cassettes, depending on the type of reactor and the country of the manufacturer of the fuel assemblies. For a standard water-moderated power reactor (hereinafter - VVER) of Russian design with a capacity of 1200 MW, 163 fuel assemblies are required to be installed in the reactor core. Depending on the degree of operation of the reactor, once every 18 months, approximately 30% of all fuel assemblies require replacement due to burnup.

В связи с этим, некоторые ТВС извлекаются из активной зоны реактора, установленного внутри контайнмента реактора, посредством роботизированного устройства (машина перегрузочная), и перемещаются для временного хранения в бассейн выдержки отработавших тепловыделяющих сборок (далее - БВ ОТВС), который расположен в контайнменте реактора или в отдельном здании. Даже в случае полного выгорания ТВС и невозможности их дальнейшего использования в реакторе, тем не менее, они продолжают излучать остаточную энергию мощностью от сотен КВт до нескольких МВт.In this regard, some fuel assemblies are removed from the reactor core, installed inside the reactor containment, by means of a robotic device (reloading machine), and are moved for temporary storage to the spent fuel assembly holding pool (hereinafter referred to as SFA SFA), which is located in the reactor containment or in a separate building. Even in the case of complete burnout of fuel assemblies and the impossibility of their further use in the reactor, nevertheless, they continue to emit residual energy with power ranging from hundreds of kW to several MW.

Для защиты рабочего персонала и окружающей среды от радиоактивного излучения, а также для обеспечения теплоотвода от отработавших ТВС (далее - ОТВС), БВ ОТВС заполняется водой с раствором борной кислоты, в которую погружают ОТВС.To protect the working personnel and the environment from radioactive radiation, as well as to ensure heat removal from spent fuel assemblies (hereinafter referred to as SFAs), the SFA of the SFA is filled with water with a boric acid solution, into which the SFA is immersed.

При необходимости проведения технического обслуживания реактора, все ТВС временно помещают в БВ ОТВС. С учетом различного времени выдержки ОТВС, в бассейне выдержки сохраняется тепловая мощность на уровне не менее 10 МВт, что в результате может привести к выкипанию воды в течение одного часа. Данное обстоятельство может привести к оголению ОТВС, возникновению пароциркониевой реакции и, как следствие, ядерной аварии с возможностью дефлагарционного горения водорода. Следовательно, необходимо предусмотреть технические решения в проектах АЭС, которые не допускают или компенсируют данные негативные сценарии.If it is necessary to carry out maintenance of the reactor, all fuel assemblies are temporarily placed in the spent fuel assemblies. Taking into account the different holding times of the spent fuel assemblies, the thermal power in the holding pool is maintained at a level of at least 10 MW, which, as a result, can lead to boiling off of water within one hour. This circumstance can lead to the exposure of spent fuel assemblies, the occurrence of a zirconium vapor reaction and, as a consequence, a nuclear accident with the possibility of deflagration combustion of hydrogen. Consequently, it is necessary to provide technical solutions in NPP designs that do not allow or compensate for these negative scenarios.

Таким образом, как правило, БВ ОТВС оснащаются системами охлаждения, обеспечивающими передачу тепловой энергии, посредством теплообменников к конечному поглотителю. Как правило, в качестве конечного поглотителя выступают водные ресурсы, реже воздух.Thus, as a rule, SFA spent fuel assemblies are equipped with cooling systems that ensure the transfer of thermal energy through heat exchangers to the final absorber. As a rule, water resources, less often air, act as the final absorber.

Из уровня техники известно, что системы охлаждения источников остаточного тепла (реакторная установка, БВ ОТВС) строятся на основе активных компонентов, а именно, насосов и арматуре. В связи с этим, в случае неисправности указанных активных компонентов, источник остаточной энергии (реакторная установка, БВ ОТВС) может перегреться в течение одного часа. Даже ввиду того, что организация технического обслуживания и обеспечение аварийными системами питания позволяют, практически, исключить вероятность перегрева источника остаточного тепла (реакторная установка, БВ ОТВС), тем не менее, в связи с высокими требованиями по безопасности, предъявляемыми к проектированию РУ и БВ ОТВС, необходимо добиваться повышения надежности систем охлаждения указанных объектов, особенно в самых жестких условиях эксплуатации (в режимах полного обесточивания АЭС, течей БВ ОТВС).It is known from the prior art that cooling systems for residual heat sources (reactor plant, spent fuel assemblies) are based on active components, namely, pumps and fittings. In this regard, in the event of a malfunction of the indicated active components, the residual energy source (reactor plant, SFA SFA) may overheat within one hour. Even in view of the fact that the organization of maintenance and the provision of emergency power systems makes it possible, in practice, to exclude the possibility of overheating of the residual heat source (reactor plant, SFA spent fuel assemblies), nevertheless, due to high safety requirements for the design of RF and SFA SFAs , it is necessary to improve the reliability of the cooling systems of these objects, especially in the most severe operating conditions (in the modes of complete power outage of the NPP, leaks of SFA spent fuel assemblies).

Требования регуляторов Российской Федерации и международных указывают на то, что проекты АС должны иметь системы для управления авариями с множественным отказом систем безопасности (запроектные аварии), включая аварии с полным обесточиванием энергоблока длительностью не менее 72 часов. Данные системы преимущественно должны проектироваться с применением устройств пассивного принципа действия и использованием свойств внутренней самозащищенности (саморегулирование, тепловая инерция, естественная циркуляция и т.д). В проектах АЭС-2006 поколения Российского дизайна данные функцииThe requirements of the regulators of the Russian Federation and international ones indicate that NPP projects must have systems for managing accidents with multiple failures of safety systems (beyond design basis accidents), including accidents with a complete blackout of the power unit lasting at least 72 hours. These systems should mainly be designed using devices of a passive principle of operation and using the properties of internal self-protection (self-regulation, thermal inertia, natural circulation, etc.). In NPP-2006 projects of the Russian design generation, these functions

выполняет система пассивного отвода тепла. В зависимости от схемных решений проекта средой, отводящей тепло от реакторной установки, выступает либо вода, либо воздух.is carried out by a passive heat dissipation system. Depending on the schematic solutions of the project, the medium that removes heat from the reactor is either water or air.

Известна система [1] пассивного отвода тепла водо-водяных энергетических реакторов, содержащая циркуляционный контур, включающий устройство отвода тепла (парогенератор) с паровым и водяным объемами, соединенный с трубопроводом подвода к воздушному теплообменнику ниже уровня его водяного объема.The known system [1] of passive heat removal of water-moderated power reactors, containing a circulation circuit, including a heat removal device (steam generator) with steam and water volumes, connected to the supply pipeline to the air heat exchanger below the level of its water volume.

Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой при снижении температуры охлаждаемой среды в парогенераторе, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС).One disadvantage of this system is the low efficiency of heat removal due to the low temperature difference between the cooling and the cooled medium with a decrease in the temperature of the cooled medium in the steam generator, which, as a result, can lead to a loss of the driving head of natural circulation in the heat removal circuit and to overheating of the residual heat source (RU , BV SFA).

Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью расхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры из-за выделения неконденсируемых газов в охлаждаемой среде в парогенераторе и охлаждающей среды в воздушном теплообменнике.Another disadvantage of this system is the low level of autonomy due to the impossibility of cooling the residual heat source (RP, SFA SFA) to the required temperature due to the release of non-condensable gases in the cooled medium in the steam generator and the cooling medium in the air heat exchanger.

Известна система [2] пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, содержащая воздушный тяговый канал с установленным внутри теплообменником, подключенным к устройству отвода тепла (парогенератору) по среде второго контура, на входе и выходе которого установлены запорные устройства.The known system [2] of passive heat removal from a nuclear power plant, containing an air traction channel with a heat exchanger installed inside, connected to a heat removal device (steam generator) through the secondary circuit, at the inlet and outlet of which there are locking devices.

Еще одним недостатком указанной системы указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью расхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры из-за выделения неконденсируемых газов в охлаждаемой среде в парогенераторе и охлаждающей среды в воздушном теплообменнике.Another disadvantage of this system of this system is the low level of autonomy due to the impossibility of cooling the residual heat source (RP, SFA SFA) to the required temperature due to the release of non-condensable gases in the cooled medium in the steam generator and the cooling medium in the air heat exchanger.

Известна СПОТ БВ ОТВС [3], содержащая не менее двух циркуляционных контуров, в состав которых входит не менее двух охлаждающих устройств, соединенных друг с другом, воздушную градирню, при этом одно охлаждающее устройство каждого канала размещено в воздушной градирне, а другое - в бассейне выдержки (источник остаточного тепла). Передача тепла к воздуху градирни реализуется пассивно на основе принципа «тепловой трубки».Known SPOT BV SFA [3], containing at least two circulation circuits, which include at least two cooling devices connected to each other, an air cooling tower, while one cooling device of each channel is located in the air cooling tower, and the other - in the pool holding (source of residual heat). Heat transfer to the cooling tower air is carried out passively based on the "heat pipe" principle.

Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой в охлаждающем устройстве и большой протяженностью трассировки трубопроводов системы, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС). Одновременно с этим для реализации отвода тепла, система должна иметь большие массогабаритные характеристики теплообменного оборудования.One disadvantage of this system is the low efficiency of heat removal due to the low temperature difference between the cooling and cooled media in the cooling device and the long route of the system pipelines, which, as a result, can lead to a loss of the driving head of natural circulation in the heat removal circuit and to overheating of the residual heat source. (RU, BV SFA). At the same time, in order to realize heat removal, the system must have large mass and size characteristics of the heat exchange equipment.

Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью расхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры из-за невозможности размещения требуемой теплообменной поверхности в БВ ОТВС.Another disadvantage of this system is the low level of autonomy due to the impossibility of cooling down the residual heat source (RP, SFA SFA) to the required temperature due to the impossibility of placing the required heat exchange surface in SFA SFA.

Известна СПОТ ТВС БВ [4] ядерной энергетической установки водо-водяных энергетических реакторов, содержащая хладоноситель, расположенный в баках, установленных выше БВ, тепловую трубу в ТВС, блоки регенерации (испарители), расположенные рядом от БВ ОТВС, и блоки конденсации газа, расположенные в баках запаса хладоносителя, трубопроводы.Known SPOT fuel assemblies BV [4] nuclear power plant water-moderated power reactors, containing a coolant located in the tanks installed above the fuel assembly, a heat pipe in the fuel assembly, regeneration units (evaporators) located near the spent fuel assembly spent fuel assemblies, and gas condensation units located refrigerant storage tanks, pipelines.

Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой при снижении температуры охлаждаемой среды в БВ ОТВС и большой протяженностью трассировки трубопроводов системы, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС).One disadvantage of this system is the low efficiency of heat removal, due to the low temperature difference between the cooling and cooled media with a decrease in the temperature of the cooled medium in the SFA and the long route of the system pipelines, which, as a result, can lead to a loss of the driving pressure of natural circulation in the heat removal circuit and to overheating of the residual heat source (RU, BV SFA).

Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью пополнения охлаждающей воды баков в режиме работы системы по прямому назначению, и как следствие, расхолаживанию источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры.Another disadvantage of this system is the low level of autonomy, due to the impossibility of replenishing the cooling water of the tanks in the mode of operation of the system for its intended purpose, and, as a consequence, cooling down the residual heat source (RP, SFA SFA) to the required temperature.

Известна СПОТ БВ [5] ядерной энергетической установки водо-водяных энергетических реакторов, содержащая теплообменник, установленный в баке охлаждения выше источника остаточного тепла (БВ), при этом бак охлаждения соединен с источником остаточного тепла (БВ) посредством поплавкового клапана уровня, воздушный теплообменник, насос.Known SPOT BV [5] nuclear power plant of water-moderated power reactors, containing a heat exchanger installed in the cooling tank above the residual heat source (RB), while the cooling tank is connected to the source of residual heat (RB) by means of a level float valve, an air heat exchanger, pump.

Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой при снижении температуры охлаждаемой среды в БВ ОТВС, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС). Дополнительно к данному недостатку возможно заклинивания поплавкового клапана из-за отсутствия возможности проверки системы при эксплуатации энергоблока АЭС на мощности.One disadvantage of this system is the low efficiency of heat removal due to the low temperature difference between the cooling and the cooled media with a decrease in the temperature of the cooled medium in the SFA of the spent fuel assemblies, which, as a result, can lead to a loss of the driving head of natural circulation in the heat removal circuit and to overheating of the residual heat source ( RU, BV SFA). In addition to this disadvantage, the float valve may jam due to the inability to check the system during the operation of the NPP power unit at capacity.

Известна СПОТ БВ [6] ядерной энергетической установки водо-водяных энергетических реакторов, содержащая первый промконтур, состоящий из устройства отвода тепла, содержащего теплообменник-испаритель, размещенный под уровнем жидкости в источнике остаточного тепла (БВ ОТВС) и теплообменника-конденсатора, установленного рядом с указанных теплообменником-испарителем, трубопроводов и насоса, предназначенного для обеспечения циркуляции охлаждаемой среды. Второй промконтур, формируемый трубопроводами подвода и отвода охлаждающей жидкости от градирни к теплообменнику-конденсатору первого промконтура. Расстояние между теплообменником-конденсатором и воздушной градирней составляет от 20 до 100 метров.Known SPOT BV [6] nuclear power plant water-moderated power reactors, containing the first industrial circuit, consisting of a heat removal device containing a heat exchanger-evaporator, placed under the liquid level in the source of residual heat (SFA SFA) and a heat exchanger-condenser, installed next to indicated by the heat exchanger-evaporator, pipelines and a pump designed to circulate the medium to be cooled. The second industrial circuit formed by pipelines for supplying and removing coolant from the cooling tower to the heat exchanger-condenser of the first industrial circuit. The distance between the heat exchanger-condenser and the air cooling tower is 20 to 100 meters.

Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой в связи с малыми расходами охлаждающей среды между теплообменником-конденсатором и градирней из-за тепловых потерь с поверхности трубопроводов.One disadvantage of this system is the low efficiency of heat removal due to the low temperature difference between the cooling and the cooled medium due to the low consumption of the cooling medium between the heat exchanger-condenser and the cooling tower due to heat losses from the surface of the pipelines.

Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, т.к. для обеспечения циркуляции в первом промконтуре необходимо обеспечить электроснабжение насосного агрегата, что может привести к невозможности дорасхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры и перевода объекта в безопасное состояние.Another disadvantage of this system is the low level of autonomy, because to ensure circulation in the first industrial circuit, it is necessary to provide power supply to the pumping unit, which can lead to the impossibility of additional cooling of the residual heat source (RP, SFA SFA) to the required temperature and transferring the facility to a safe state.

Наиболее близкой к заявленному изобретению является система [7] пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, включающая, по меньшей мере, один контур циркуляции, содержащий устройство отвода тепла (парогенератор) с паровым и водяным объемами, соединенный посредством трубопроводов подвода и отвода охлаждаемой среды, имеющих запорную арматуру активно-пассивного действия, с воздушным теплообменником, термоэлектрический генератор, газоуловитель, подключенные к трубопроводу подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику, сосуд Дьюара (ледовый конденсатор), циркуляционный насос, подключенные к трубопроводу отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника.Closest to the claimed invention is a system [7] of passive heat removal from a nuclear power plant, which includes at least one circulation loop containing a heat removal device (steam generator) with steam and water volumes, connected by means of pipelines for supplying and removing the cooled medium having shut-off valves of active-passive action, with an air heat exchanger, a thermoelectric generator, a gas trap connected to the pipeline for supplying the cooled medium to the air heat exchanger, a Dewar vessel (ice condenser), a circulation pump connected to the pipeline for removing the cooled medium from the air heat exchanger.

Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой в связи с отсутствием движущего напора естественной циркуляции охлаждаемой жидкости в первом контуре реакторной установки из-за выделения газов в коллекторах первого контура парогенератора в диапазоне температур от 120°C до 150°C, что в результате приводит к возможности перегрева источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) и разрушению ТВС.One disadvantage of this system is the low efficiency of heat removal due to the low temperature difference between the cooling and the cooled medium due to the absence of the driving pressure of the natural circulation of the cooled liquid in the primary circuit of the reactor plant due to the release of gases in the collectors of the primary circuit of the steam generator in the temperature range from 120 ° C up to 150 ° C, which, as a result, leads to the possibility of overheating of the residual heat source (RP, BV SFA) and destruction of fuel assemblies.

Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности (не более 72 часов), обусловленный отсутствием средств, обеспечивающих дорасхолаживание источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры в авариях при плановых ремонтных работах на остановленном реакторе для перегрузки топливаAnother disadvantage of this system is the low level of autonomy (no more than 72 hours), due to the lack of funds that ensure additional cooling of the residual heat source (RP, SFA SFA) to the required temperature in accidents during scheduled repair work on a shutdown reactor for refueling.

Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности теплоотвода и уровня автономности СПОТ в случае возникновения аварии с полным обесточиванием и множественными отказами систем безопасности (обеспечение времени автономной работы не менее 72 часов).The technical result of the invention is to increase the efficiency of heat removal and the level of autonomy of the PHRS in the event of an accident with a complete blackout and multiple failures of safety systems (ensuring the autonomous operation time of at least 72 hours).

Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, заключается в создании СПОТ, обеспечивающей требуемый температурный напор и обеспечивающей автономную работу не менее 72 часов в условиях полного обесточивания и множественных отказов систем безопасности.The problem to be solved by the claimed invention is to create a PHRS that provides the required temperature head and provides autonomous operation for at least 72 hours in conditions of complete blackout and multiple failures of safety systems.

Поставленная задача решается за счет того, что в системе пассивного отвода тепла, содержащей устройство отвода тепла и воздушный теплообменник, соединенные друг с другом посредством трубопровода подвода охлаждаемой среды, в контуре которого установлен газоуловитель, и трубопровода отвода охлаждаемой среды, в контуре которого установлены ледовый конденсатор с циркуляционным насосом, при этом указанные трубопроводы оснащены запорной арматурой активно-пассивного действия и регулирующей арматурой, согласно изобретению, в контуре трубопровода отвода охлаждаемой среды дополнительно установлен водяной теплообменник-доохладитель, аварийный резервный питательный насос, выполненный с возможностью работы от дизель привода или пневмопривода, или гидропривода, или газопривода, или турбопривода, при этом ледовый конденсатор оснащен предохранительными-автоматическими устройствами.The problem is solved due to the fact that in a passive heat removal system containing a heat removal device and an air heat exchanger, connected to each other by means of a pipeline for supplying a cooled medium, in the circuit of which a gas trap is installed, and a pipeline for removing a cooled medium, in the circuit of which an ice condenser is installed with a circulation pump, while these pipelines are equipped with shut-off valves of active-passive action and control valves, according to the invention, a water heat exchanger-aftercooler is additionally installed in the circuit of the pipeline for removing the medium to be cooled, an emergency standby feed pump configured to operate from a diesel drive or a pneumatic drive, or a hydraulic drive, or a gas drive, or a turbo drive, while the ice condenser is equipped with automatic safety devices.

Одновременно для повышения автономности системы в условиях аварий при плановых ремонтных работах на остановленном реакторе для перегрузки топлива обеспечена возможность подключения в контур циркуляции охлаждающей среды аварийного резервного питательного насоса, внешнего насосного устройства через запорную арматуру активно-пассивного действия и применение термоэлектрогенераторов (на схеме не показаны), размещенных на высокоэнергетических трубопроводах АЭС.At the same time, to increase the autonomy of the system in the event of accidents during scheduled repair work on a shutdown reactor for refueling, it is possible to connect an emergency backup feed pump, an external pumping device through active-passive shut-off valves and the use of thermoelectric generators (not shown in the diagram) to the cooling medium circulation circuit. located on high-energy pipelines of nuclear power plants.

Одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в контуре трубопровода отвода теплообменника-доохладителя, что позволяет обеспечить необходимый температурный напор при использовании СПОТ при нормальной эксплуатации энергоблока. Использование теплообменника-доохладителя в совокупности с циркуляционным насосом повышает эффективность теплоотвода, обеспечивает возможность вывода в ремонт, подготовки к вводу в работу и проверки оборудования СПОТ по прямому назначению, а также позволяет в условиях нарушения ННЭ энергоблока (в режимах неполного обесточивания энергоблока, потерей охлаждающей воды или при аварийной выгрузки активной зоны), не используя системы безопасности, выполнить охлаждение источника остаточной энергии (РУ, БВ ОТВС) и обеспечить необходимый температурный напор для сохранения температуры среды в устройстве отвода тепла не более 70°C.One essential feature of the claimed invention is the presence of a heat exchanger-aftercooler in the outlet circuit of the pipeline, which makes it possible to provide the required temperature head when using the PHRS during normal operation of the power unit. The use of a heat exchanger-after-cooler in conjunction with a circulation pump increases the efficiency of heat removal, provides the possibility of taking it out for repair, preparing for commissioning and checking the PHRS equipment for its intended purpose, and also allows in conditions of a violation of the power unit LVE (in the modes of incomplete de-energization of the power unit, loss of cooling water or in case of emergency unloading of the core), without using the safety system, cool the residual energy source (RP, SFA SFA) and ensure the required temperature difference to maintain the temperature of the environment in the heat removal device no more than 70 ° C.

Еще одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в контуре трубопровода отвода аварийного резервного питательного насоса, выполненного с возможностью работы от дизель привода или пневмо-, гидро, газо-, турбопривода и с возможностью подключения к передвижному источнику подачи охлаждаемой среды. Аварийный резервный питательный насос служит для подачи конденсата из ледового конденсатора по тракту циркуляции охлаждающей среды «устройство отвода тепла - воздушный теплообменник» при снижении температурного напора между охлаждаемой средой устройства отвода тепла и конечным поглотителем (воздух), а также для выполнения дорасхолаживания устройства отвода тепла до температуры не более 70°C после 72 часов, Дополнительно, аварийный резервный питательный насос может обеспечивать подачу конденсата/борного раствора к потребителям энергоблока, что позволяет увеличить автономность энергоблока и обеспечить аварийную подпитку реактора, емкостей, бассейнов оборудования и других требуемых систем.Another essential feature of the claimed invention is the presence of an emergency standby feed pump in the branch line, which can be operated from a diesel drive or a pneumatic, hydro, gas, turbo drive and can be connected to a mobile source of refrigerated medium supply. The emergency standby feed pump is used to supply condensate from the ice condenser through the cooling medium circulation path "heat removal device - air heat exchanger" with a decrease in the temperature difference between the cooled medium of the heat removal device and the final absorber (air), as well as to perform additional cooling of the heat removal device to temperatures no more than 70 ° C after 72 hours.In addition, the emergency standby feed pump can supply condensate / boron solution to the power unit consumers, which allows increasing the power unit's autonomy and providing emergency feeding of the reactor, tanks, equipment pools and other required systems.

Еще одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в ледовом конденсаторе предохранительно-автоматических устройств, которые обеспечивают защиту ледового конденсатора от разрушения из-за роста давления при работе по прямому назначению в аварийных условиях, обусловленного фазовым превращением воды в пар. Кроме того, предохранительно-автоматические устройства могут быть принудительно открыты для интенсификации теплоотвода от охлаждаемой среды, что позволяет повысить температурный напор.Another essential feature of the claimed invention is the presence in the ice condenser of automatic safety devices that protect the ice condenser from destruction due to pressure growth during operation for its intended purpose in emergency conditions due to the phase transformation of water into steam. In addition, safety-automatic devices can be forcibly opened to intensify heat removal from the medium to be cooled, which makes it possible to increase the temperature head.

На фиг. 1 изображена система пассивного отвода тепла, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.FIG. 1 shows a passive heat removal system made in accordance with the claimed invention.

Как показано на фиг. 1, система пассивного отвода тепла содержит устройство (1) отвода тепла от источника (22) тепла (бассейн выдержки, реактор, емкость, сосуд), в котором установлены тепловыдеяющие элементы (23), например, ТВС, и воздушный теплообменник (6) с регулирующими устройствами (7) и воздуховод (8) теплообменника СПОТ, которые соединяются друг с другом посредством трубопроводов (9) и (10) подвода и отвода охлаждаемой среды. В контуре трубопровода (9) установлен газоуловитель (4). В трубопроводе (10) отвода установлены ледовый конденсатор (4) с циркуляционным насосом (5), водяной теплообменник-доохладитель (12), аварийный резервный питательный насос (15). Кроме того, в ледовом конденсаторе (4) установлены предохранительно-автоматические устройства (2). Трубопроводы (9) и (10) оснащены запорной арматурой (11), (19), (20), (21) активно-пассивного действия и регулирующей арматурой, предназначенной для обеспечения циркуляции охлаждаемой среды.As shown in FIG. 1, the passive heat removal system comprises a device (1) for removing heat from a heat source (22) (holding pool, reactor, vessel, vessel), in which heat-generating elements (23), for example, fuel assemblies, are installed, and an air heat exchanger (6) with regulating devices (7) and air duct (8) of the PHRS heat exchanger, which are connected to each other by means of pipelines (9) and (10) for supplying and removing the medium to be cooled. A gas trap (4) is installed in the pipeline circuit (9). An ice condenser (4) with a circulation pump (5), a water heat exchanger-aftercooler (12), and an emergency standby feed pump (15) are installed in the branch line (10). In addition, safety-automatic devices (2) are installed in the ice condenser (4). Pipelines (9) and (10) are equipped with active-passive shut-off valves (11), (19), (20), (21) and control valves designed to circulate the medium to be cooled.

Заявленная система работает следующим образом.The declared system works as follows.

При нормальной эксплуатации энергоблока атомной станции СПОТ находится в режиме ожидания, или в случае наличия в составе системы теплообменника-доохладителя (12) и циркуляционного насоса (5) охлаждения, может использоваться как система нормального расхолаживания устройства отвода тепла (РУ, БВ ОТВС). В таком режиме работы, отвод тепла реализуется от устройства (1) отвода тепла к конечному поглотителю через воздушный теплообменник (6) и теплообменник-доохладитель (12), образуя тракт «устройство - воздушный теплообменник - теплообменник-доохладитель (12) - циркуляционный насос (5)».During normal operation of the power unit of a nuclear power plant, the PHRS is in standby mode, or if the system contains a heat exchanger-aftercooler (12) and a circulation pump (5) for cooling, it can be used as a system for normal cooling down of a heat removal device (RU, BV SFA). In this operating mode, heat removal is realized from the heat removal device (1) to the final absorber through the air heat exchanger (6) and the heat exchanger-aftercooler (12), forming the path “device - air heat exchanger - heat exchanger-aftercooler (12) - circulation pump ( 5)".

В зависимости от климатических условий и температуры окружающего воздуха (от - 15°C до +38°C), мощности тепловыделений источника остаточной энергии и режима работы энергоблока АЭС, теплообменник-доохладитель (12) или воздушный теплообменник (6) могут быть введены или выведены из рабочего состояния в резервный режим (ремонт) работы, при этом циркуляция по трассе «устройство» - воздушный теплообменник будет обеспечиваться через арматуры (17) или (18) активно-пассивного действия. Вывод теплообменников в ремонт возможен при всех режимах нормальной эксплуатации, кроме режима с авариной выгрузкой активной зоны при которой мощность остаточного тепла ОТВС составляет порядка 20 МВт). Для проверки работоспособности элементов СГКЗТ при работе блока на мощности при нормальной эксплуатации энергоблока предусмотрены трубопроводы, оснащенные запорной арматурой (13), (14), (19), (20), (21) активно-пассивного действия. Одновременно данная арматура СПОТ используется для запуска системы в работу по пассивному принципу действия в условиях аварии.Depending on climatic conditions and ambient air temperature (from - 15 ° C to + 38 ° C), the heat release capacity of the residual energy source and the operating mode of the NPP power unit, the aftercooler heat exchanger (12) or air heat exchanger (6) can be introduced or removed from the operating state to the standby mode (repair) of work, while the circulation along the route "device" - the air heat exchanger will be provided through fittings (17) or (18) of active-passive action. The heat exchangers can be taken out for repair in all normal operation modes, except for the mode with emergency core unloading, in which the residual heat capacity of the spent fuel assemblies is about 20 MW). To test the operability of the SGKZT elements when the unit is operating at power during normal operation of the power unit, pipelines are provided with shut-off valves (13), (14), (19), (20), (21) of active-passive action. At the same time, this PHRS fitting is used to start the system into operation according to the passive principle of action in an emergency.

При возникновении аварийных режимов на энергоблоке с множественным отказом систем безопасности и/или полным обесточиванием или потерей охлаждающей воды, СПОТ начинает работать по пассивному принципу действия по следующему тракту: «устройство (1) - воздушный теплообменник (6) - ледовый конденсатор (4)». Включение системы в пассивный принцип действия производится по сигналам автоматического управления при отсутствии напряжения на электрических щитах надежного электропитания более 1 мин по сигналам, поступающим из системы управления технологическими процессами АЭС. Система управления не описывается, так как является общеизвестной.In the event of emergency modes at the power unit with multiple failures of safety systems and / or complete blackout or loss of cooling water, the PHRS starts to work according to the passive principle of action along the following path: "device (1) - air heat exchanger (6) - ice condenser (4)" ... The system is switched on to the passive principle of operation according to the signals of automatic control in the absence of voltage on the electrical panels of reliable power supply for more than 1 minute according to the signals coming from the control system of the technological processes of the NPP. The control system is not described as it is generally known.

Время работы по пассивному принципу действия составляет не менее 72 часов.The passive operating time is at least 72 hours.

Для возможности повышения автономности энергоблока более 72 часов в составе СПОТ предусмотрено использование аварийного резервного питательного насоса (15), предназначенного для подачи конденсата из ледового конденсатора (4) по тракту циркуляции охлаждающей среды «устройство отвода тепла (1) - воздушный теплообменник (6)» при снижении температурного напора между охлаждаемой средой источника остаточной энергии (РУ, БВ ОТВС) и конечным поглотителем и использование термоэлектрических генераторов (на схеме не показаны), размещенный на высокоэнергетических трубопроводах энергоблока АЭС. Одновременно аварийный резервный питательный насос (15) используется для пополнения источника остаточной энергии (РУ, БВ ОТВС) при их течи или подачи конденсата/борного раствора к потребителям энергоблока, чтобы обеспечить аварийную подпитку требуемых систем, емкостей, бассейнов и оборудования. После исчерпания конденсата в ледовом конденсаторе (4) предусмотрено его пополнение от внешнего источника (26) через запорную арматуру (16). В связи с этим, в качестве аварийного резервного питательного насоса (15) может использоваться либо стационарный насос, оснащенный дизель- пневмо-, гидро, газо-, турбоприводом или передвижное насосное устройство (мотопомпа), хранящаяся на территории АЭС. Кроме того, функции аварийного резервного питательного насоса (15) может выполнять, например, пожарная машина. Ее подключение выполняется по трубопроводу подключения внешнего источника (26) через запорную арматуру (16).To increase the autonomy of the power unit for more than 72 hours, the PHRS provides for the use of an emergency backup feed pump (15) designed to supply condensate from the ice condenser (4) through the cooling medium circulation path "heat removal device (1) - air heat exchanger (6)" with a decrease in the temperature difference between the cooled medium of the residual energy source (RP, SFA SFA) and the final absorber and the use of thermoelectric generators (not shown in the diagram), placed on the high-energy pipelines of the NPP power unit. At the same time, the emergency standby feed pump (15) is used to replenish the source of residual energy (RP, SFA) in the event of a leak or to supply condensate / boron solution to the power unit consumers in order to provide emergency feeding of the required systems, tanks, pools and equipment. After the depletion of condensate in the ice condenser (4), it is envisaged to replenish it from an external source (26) through the shut-off valves (16). In this regard, as an emergency standby feed pump (15), either a stationary pump equipped with a diesel-pneumatic, hydro, gas, turbo drive or a mobile pumping device (motor pump) stored on the territory of the NPP can be used. In addition, the functions of an emergency standby feed pump (15) can be performed, for example, by a fire engine. Its connection is carried out through the pipeline for connecting an external source (26) through shut-off valves (16).

Для газоудаления из коллекторов первого контура парогенератора выполняется электроснабжение арматуры от термоэлектрических генераторов.For gas removal from the collectors of the primary circuit of the steam generator, power is supplied to the fittings from thermoelectric generators.

Количество устройств (1) отвода тепла, газоуловителей (3), ледовых конденсаторов, циркуляционных насосов (5) и теплообменников-доохладителей (12), применяемых в составе СПОТ, может изменяться в зависимости от различных вариантов исполнения вышеуказанной системы.The number of heat removal devices (1), gas traps (3), ice condensers, circulation pumps (5) and heat exchangers-aftercoolers (12) used as part of the PHRS may vary depending on the various versions of the above system.

Например, в составе системы пассивного отвода тепла, предназначенной для отвода тепла от бассейна выдержки отработавшего топлива РУ ВВЭР-1200, может использоваться не менее 8 устройств отвода тепла, не менее 8 газоуловителей, 8 циркуляционных насосов, 8 ледовых конденсаторов, не менее 4 теплообменников - доохладителей.For example, as part of a passive heat removal system designed to remove heat from the spent fuel pool of VVER-1200 RP, at least 8 heat removal devices, at least 8 gas traps, 8 circulation pumps, 8 ice condensers, at least 4 heat exchangers can be used - aftercoolers.

Выполненные расчеты показывают, что СПОТ, выполненная в соответствии с заявленным изобретением, обеспечивает устойчивую естественную циркуляцию теплоносителя в процессе отвода тепла по пассивному принципу действия при применении не менее 4-х воздушных теплообменников, каждый из которых мощностью не менее 1,5 МВт, и 8 ледовых конденсаторов с общей массой холодной воды/льда не менее 600 тонн. При использовании системы в режимах нормальной и нарушении нормальной эксплуатации энергоблока в качестве системы отвода тепла, мощность теплообменника - доохладителя должна составлять не менее 2,5 МВт, а расход охлаждающей воды в теплообменник-конденсатор, обеспечиваемый циркуляционным насосом, не менее 150 тонн в час.The performed calculations show that the PHRS, made in accordance with the claimed invention, provides a stable natural circulation of the coolant in the process of heat removal according to the passive principle of operation when using at least 4 air heat exchangers, each of which with a capacity of at least 1.5 MW, and 8 ice condensers with a total mass of cold water / ice of at least 600 tons. When using the system in normal modes of normal operation and in disruption of normal operation of the power unit as a heat removal system, the capacity of the heat exchanger - aftercooler must be at least 2.5 MW, and the consumption of cooling water in the heat exchanger-condenser, provided by the circulation pump, must be at least 150 tons per hour.

Применение заявленной СПОТ позволяет повысить эффективность теплоотвода и уровень автономности СПОТ в случае возникновения аварии с полным обесточиванием и множественными отказами систем безопасности (обеспечение времени автономной работы не менее 72 часов).The use of the declared PHRS makes it possible to increase the efficiency of heat removal and the level of autonomy of the PHRS in the event of an accident with a complete blackout and multiple failures of safety systems (ensuring the autonomous operation time of at least 72 hours).

Источники информации:Sources of information:

1. Патент РФ №2002320, МПК G21C 15/18, приоритет от 16.05.1991 г.;1. RF patent №2002320, IPC G21C 15/18, priority from 16.05.1991;

2. Патент РФ №2065211, МПК G21C 9/00, приоритет от 01.07.1991 г.;2. RF patent No. 2065211, IPC G21C 9/00, priority from 01.07.1991;

3. Патент КНР CN 204029398 U, МПК G21C 15/18, приоритет от 17.12.2014 г.;3. Patent of the People's Republic of China CN 204029398 U, IPC G21C 15/18, priority dated December 17, 2014;

4. Заявка РСТ WO 2017/086563, МПК G21C 15/18, приоритет от 26.05.2017 г.;4. PCT application WO 2017/086563, IPC G21C 15/18, priority dated May 26, 2017;

5. Патент США US 9640286, МПК G21C 15/18, приоритет от 02.05.2017 г.;5. US patent US 9640286, IPC G21C 15/18, priority from 02.05.2017;

6. Патент США US 9058906, МПК G21C 13/00, приоритет от 16.06.2015 г.;6. US patent US 9058906, IPC G21C 13/00, priority from 16.06.2015;

7. Патент РФ №2713747, МПК G21C 15/00, приоритет от 24.06.2019 г.7. RF patent No. 2713747, IPC G21C 15/00, priority dated June 24, 2019

Claims

A passive heat removal system containing a heat removal device and an air heat exchanger connected to each other by means of a pipeline for supplying a cooled medium, in the circuit of which a gas trap is installed, and a pipeline for removing a cooled medium, in the circuit of which an ice condenser with a circulation pump is installed, while these pipelines are equipped shut-off valves of active-passive action and control valves, characterized in that a water heat exchanger-aftercooler, an emergency backup feed pump, made with the possibility of operation from a diesel drive, or a pneumatic drive, or a hydraulic drive, or a gas drive, is additionally installed in the circuit of the pipeline for withdrawing the cooled medium, or a turbo drive and connection to a mobile source of refrigerated medium supply, while the ice condenser is equipped with automatic safety devices.