Устройство пассивного отвода остаточных тепловыделений

Результаты выполнения опытно-конструкторских работ. Настоящее исследование относится к области атомной энергетики и направлено на совершенствование методов обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций. Основное внимание уделено разработке систем, которые могут быть задействованы в аварийных ситуациях, когда происходит частичное или полное отключение штатных источников электроэнергии. В таких условиях критически важно эффективно отводить избыточную тепловую энергию в окружающую среду, в частности, из бассейна выдержки, где находится охлаждаемая вода. Это необходимо для предотвращения перегрева и минимизации рисков, связанных с выделением остаточного тепла от отработанного ядерного топлива вследствие радиоактивного распада. Технический результат предлагаемого решения заключается в расширении арсенала технических средств определенного назначения, в частности: - обеспечивается эффективное использование объема бассейна выдержки отработавших топливных сборок за счет того, что испарительная часть устройства пассивного отвода тепла совмещена с гнездами для размещения отработавших топливных сборок или других предметов, требующих охлаждения; - обеспечивается универсальность, т.е. более широкое использование предлагаемого устройства для различных объектов атомной промышленности. Технический результат достигается с помощью двухфазного термосифона в устройстве пассивного отвода тепла из бассейна выдержки ядерных реакторов. Испарительный теплообменник в бассейне охлаждает отработавшие топливные сборки, а конденсаторный теплообменник в охлаждающем канале конденсирует пар. Термосифон заполнен легкокипящей жидкостью, пары которой поднимаются в конденсатор, а конденсат возвращается в испаритель через обратные клапаны. Предлагаемое «Устройство пассивного отвода остаточных тепловыделений» универсально для применения, не требует выделения дополнительного объема для размещения испарительного теплообменника в бассейне выдержки, поэтому может найти широкое применение в атомной промышленности. Разработка защищена патентом РФ № 2829090.