Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора
Заявляемая полезная модель относится к системам водообеспечения ядерных канальных реакторов и, может быть использована для расхолаживания реактора при проведении плановых ремонтов. Задача, решаемая полезной моделью, заключается в обеспечении возможности проведения ремонта СПиР в процессе расхолаживания реактора. Сущность полезной модели состоит в том, что в комплексной системе водообеспечения ядерного канального реактора, содержащей контур многократной принудительной циркуляции, включающий технологические каналы реактора, главные циркуляционные насосы с дренажными коллекторами, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, барабан-сепараторы, систему продувки и расхолаживания реактора, включающую доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, контур охлаждения системы управления и защиты реактора, включающий насосы, баки, теплообменники, систему аварийного охлаждения реактора, включающую насосы, коллекторы и баки, соединенные трубопроводами предложено вход одного из насосов контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединить с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов контура многократной принудительной циркуляции, а выход теплообменника контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединить с коллекторами системы аварийного охлаждения реактора. Использование предложенной комплексной системы водообеспечения ядерного канального реактора позволяет использовать оборудование КО СУЗ для расхолаживания реактора, обеспечивает возможность проведения ремонта СПиР и других ремонтных работ в процессе расхолаживания реактора, приводит к сокращению времени простоя реактора.
Заявляемая полезная модель относится к системам водообеспечения ядерных канальных реакторов и, может быть использована для расхолаживания реактора при проведении плановых ремонтов.
Важной особенностью энергоблоков АЭС является наличие систем, обеспечивающих расхолаживание реактора с целью снятия остаточного тепловыделения для обеспечения безопасности реактора, контура многократной принудительной циркуляции и его вспомогательных систем, а также для проведения ремонтных работ.
В уровне техники обнаружено техническое решение, относящееся к комплексной системе водообеспечения ядерного канального реактора, включающей контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), систему продувки и расхолаживания (СПиР), контур охлаждения системы управления и защиты реактора (КО СУЗ), систему аварийного охлаждения реактора (САОР). Указанные системы описаны на с.80-89 в книге Н.А.Доллежаля, И.Я.Емельянова «Канальный ядерный энергетический реактор» - М.: Атомиздат, 1980. - 208 с.
Наиболее близкий аналог заявляемой полезной модели описан на с.110-142 в книге М.А.Абрамова, В.И.Авдеева «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК» - М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. - 632 с. Указанная система водообеспечения ядерного канального реактора состоит из КМПЦ, СПиР, КО СУЗ, САОР. КМПЦ предназначен для подачи воды в топливные каналы реактора в целях отвода тепла от тепловыделяющих сборок и графитовой кладки и состоит из двух параллельных петель, оборудование которых расположено симметрично относительно вертикальной осевой плоскости реактора. Каждая петля КМПЦ осуществляет охлаждение половины топливных каналов реактора. Связь между петлями по воде отсутствует. В каждой петле имеются технологические каналы реактора, по два барабан-сепаратора (БС), напорные, всасывающие, раздаточно-групповые (РГК) и дренажные коллекторы, главные циркуляционные насосы. СПиР предназначена для расхолаживания реактора при плановых и аварийных остановках энергоблока. Ремонт оборудования СПиР производится только после расхолаживания реактора. В состав СПиР входят два насоса расхолаживания, регенераторы и доохладители продувки. В номинальном режиме вода КМПЦ расходом 200 т/ч (по 100 т/ч с каждой половины реактора) из напорных коллекторов КМПЦ поступает в регенераторы и затем в БС. В режиме расхолаживания энергоблока после снижения температуры воды в КМПЦ до 180°C включаются насосы расхолаживания и контурная вода из водяных перемычек БС подается в доохладители продувки и через регенераторы возвращается в БС. КО СУЗ предназначен для организации циркуляции воды через каналы с целью обеспечения заданного температурного режима каналов, стержней СУЗ, каналов охлаждения отражателя (КОО). В состав КО СУЗ входят насосы, теплообменники, баки. САОР предназначена для отвода тепла от активной зоны в аварийных ситуациях и содержит насосы, баки, коллекторы.
Недостатком ближайшего аналога является отсутствие возможности проведения ремонта СПиР в процессе расхолаживания реактора.
Задача, решаемая полезной моделью, заключается в обеспечении возможности проведения ремонта СПиР в процессе расхолаживания реактора.
Сущность полезной модели состоит в том, что в комплексной системе водообеспечения ядерного канального реактора, содержащей контур многократной принудительной циркуляции, включающий технологические каналы реактора, главные циркуляционные насосы с дренажными коллекторами, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, барабан-сепараторы, систему продувки и расхолаживания реактора, включающую доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, контур охлаждения системы управления и защиты реактора, включающий насосы, баки, теплообменники, систему аварийного охлаждения реактора, включающую насосы, коллекторы и баки, соединенные трубопроводами предложено вход одного из насосов контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединить с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов контура многократной принудительной циркуляции, а выход теплообменника контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединить с коллекторами системы аварийного охлаждения реактора.
Выбор места забора воды (из дренажных коллекторов главных циркуляционных насосов) для организации расхолаживания реактора обусловлен расположением коммуникаций в нижней части КМПЦ. Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора с вышеуказанными изменениями позволяет проводить ремонт СПиР в процессе расхолаживания реактора, что приводит к сокращению времени простоя реактора.
Схема комплексной системы водообеспечения приведенная на фиг.1 состоит из соединенных между собой КМПЦ, СПиР, КО СУЗ, САОР. КМПЦ включает соединенные последовательно трубопроводами технологические каналы реактора 1, барабан-сепараторы 2, главные циркуляционные насосы 3 с дренажными коллекторами 4, всасывающие 5, напорные 6 и раздаточно-групповые коллектора 7; СПиР - насосы расхолаживания 8 (на фиг.1 показан один насос расхолаживания), доохладители продувки 9 (на фиг.1 показан один доохладитель продувки), регенераторы 10; КО СУЗ - насосы 11, 12, теплообменники 13, 14 и баки 15 (верхний - аварийный и нижний - циркуляционный); САОР - коллекторы 16, насосы 17 и баки 18. Вход насоса 11 КО СУЗ соединен с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов 4 КМПЦ, а выход теплообменника 13 КО СУЗ - с коллекторами 16 САОР.
Схема подачи воды комплексной системы водообеспечения ядерного канального реактора выделена на фиг.1 жирными линиями и заключается в следующем. Из барабан - сепараторов 2 обеих петель КМПЦ вода поступает во всасывающие коллекторы 5 и далее в дренажные коллекторы главных циркуляционных насосов 4. Затем по коммуникационным трубопроводам насосом 11 КО СУЗ производится забор воды, которая прокачивается через теплообменник 13 КО СУЗ для охлаждения промконтурной водой и поступает в коллекторы 16 САОР, а далее - в раздаточно-групповые коллектора 7 КМПЦ. Затем вода подается по трубопроводам в технологические каналы реактора 1 для расхолаживания реактора. Далее вода поступает в барабан-сеператоры 2.
Использование предложенной комплексной системы водообеспечения ядерного канального реактора позволяет использовать оборудование КО СУЗ для расхолаживания реактора, обеспечивает возможность проведения ремонта СПиР и других ремонтных работ в процессе расхолаживания реактора, приводит к сокращению времени простоя реактора.
Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора, содержащая контур многократной принудительной циркуляции, включающий технологические каналы реактора, главные циркуляционные насосы с дренажными коллекторами, всасывающие, напорные и раздаточно-групповые коллекторы, барабан-сепараторы, систему продувки и расхолаживания реактора, включающую доохладители продувки, насосы расхолаживания, регенераторы, контур охлаждения системы управления и защиты реактора, включающий насосы, баки, теплообменники, систему аварийного охлаждения реактора, включающую насосы, коллекторы и баки, соединенные трубопроводами, отличающаяся тем, что вход одного из насосов контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с дренажными коллекторами главных циркуляционных насосов контура многократной принудительной циркуляции, а выход теплообменника контура охлаждения системы управления и защиты реактора соединен с коллекторами системы аварийного охлаждения реактора.
