CS195764B1 - Zapojeni sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem - Google Patents
Zapojeni sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem Download PDFInfo
- Publication number
- CS195764B1 CS195764B1 CS78368A CS36878A CS195764B1 CS 195764 B1 CS195764 B1 CS 195764B1 CS 78368 A CS78368 A CS 78368A CS 36878 A CS36878 A CS 36878A CS 195764 B1 CS195764 B1 CS 195764B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- secondary circuit
- closure
- sodium
- buffer tank
- outlet
- Prior art date
Links
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 title description 11
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 title description 11
- 239000011734 sodium Substances 0.000 title description 11
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims description 11
- 230000009172 bursting Effects 0.000 claims description 10
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000007795 chemical reaction product Substances 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
Vynález se týká zapojení sekundárního· okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem.
Zapojení sekundárního· okruhu jaderné elektrárny velkého výkonu s rýchlým reaktorem chlazeným sodíkem je dosud řešeno· tak, že na· vstupní potrubí okruhu a výstupní potrubí okruhu je napojen parní generátor nebo jeho části, přičemž výstupní potrubí z parního generátoru nebo jeho* části je napojeno· na jednu vyrovnávací nádrž. Takovéto řešení má zejména u jaderných elektráren velkého výkonu řadu nevýhod.
S výkonem elektrárny roste i objem sodíku v okruhu. Změny objemu sodíku s teplotou kompenzuje zpravidla vyrovnávací nádrž. U dosud známého zapojení sekundárního· okruhu to· znamená, že při dané maximální a minimální hladině sodíku ve vyrovnávací nádrži by její objem neúměrně narostl. Kromě rozměrů a hmotnosti vyrovnávací nádrže roste s výkonem elektrárny objem sodíku akumulovaného v nádrži. Další nevýhodou jedné vyrovnávací nádrže na jeden okruh elektrárny nebo lépe na jeden parní generátor je, že v havarijní situaci, tj. při průniku vody nebo vodní páry do sodíku v parním generátoru se znečistí veškerý objem sodíku ve vyrovnávací nádrži. Kromě toho nelze při tomto známém zapojení v krátké době odstavit poškozenou část parního generátoru a najet s elektrárnou se sníženým výkonem. Dále se reakčními produkty zanáší i nepoškozené části parního· generátoru. To vše jsou velké nevýhody, zejména u článkových parních generátorů. U nich je sice výhřevná plocha rozdělena, což v případě havárie dovoluje provozovat dále nepoškozenou část. Naproti tomu se dosud používá pro celý parní generátor jedna vyrovnávací nádrž. Tím se zejména v havarijních situacích snižují výhody článkové koncepce parního· generátoru jako celku.
Uvedené nevýhody odstraňuje zapojení sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rýchlým reaktorem chlazeným sodíkem a s parním generátorem, podle vynálezu obsahujícím paralelně řazené generátorové sekce. Podstata vynálezu spočívá v tom, že spojovací potrubí každé z paralelně řazených spojovacích větvi mezi vstupním potrubím a výstupním potrubím sekundárního okruhu je osazeno za sebou řazenými alespoň jedním vstupním uzávěrem, generátorovou sekcí a alespoň jedním výstupním uzávěrem, kde na uvedené spojovací potrubí je v úseku mezi vstupním uzávěrem a výstupním uzávěrem napojena alespoň jedna vyrovnávací nádrž. Ke každé vyrovnávací nádrži je napojeno alespoň jed195764
195784 no první odlehčovací potrubí, opatřené první průtržnou membránou a prvním uzávěrem. Na spojovací potrubí je napojeno alespoň jedno· druhé odlehčovací potrubí, v němž jsou vedle sebe řazeny druhá průtržná membrána a druhý odlehčovací uzávěr.
V případě havarijní situace, tj. v případě průniku vody nebo· vodní páry do sodíku v jedné z dříve definovaných částí parního generátoru, v sekci, se uzavře vstupní uzávěr a výstupní uzávěr a porušená sekce je izolovaná od ostatních sekcí a od celého okruhu, přičemž její havarijní odlehčení se děje přes vlastní vyrovnávací nádrž a přes vlastní odlehčovací potrubí. Ostatní části parního generátoru, ostatní sekce a celý okruh, mohou dávat výkon. Výpadek jedné sekce tak neovlivní provozní schopnost celého okruhu jaderné elektrárny velkého výkonu, což je z hlediska ekonomického· velmi výhodné. Kromě toho nedojde ke znečistění sodíku v celém okruhu, ale pouze v havarované sekci a k ní přidružené vyrovnávací nádrži. V případě selhání průtržné membrány na odlehčovacím potrubí vyrovnávací nádrže může být uvedena v činnost druhá průtržná membrána nebo i druhý uzávěr, čímž se v každém případě uvolní alespoň jedno odlehčovací potrubí. Z hlediska bezpečnosti je výhodné rovněž zdvojit vstupní a výstupní uzávěr.
Příklad zapojení sekundárního· okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem podle vynálezu je na připojených výkresech, kde obr. 1 znázorňuje schéma zapojení okruhu se dvěma sekcemi a se dvěma vyrovnávacími nádržemi a obr. 2 představuje schéma alternativního zapojení podle vynálezu.
Ke vstupnímu potrubí 3 okruhu jaderné elektrárny a výstupnímu potrubí 7 jsou paralelně připojeny větve, které sestávají ze za sebou řazených alespoň jednoho vstupního uzávěru 1, generátorové sekce 2, alespoň jednoho výstupního uzávěru 5 a spojovacího potrubí 11, k němuž je v úseku mezi vstupním uzávěrem 1 a výstupním uzávěrem 5 napojena alespoň jedna vyrovnávací nádrž 4. Na vyrovnávací nádrž 4 je dále napojeno· alespoň jedno první odlehčovací potrubí 8, opatřené první průtržnou membránou 9 a prvním uzávěrem 10.
V případě havarijní situace, tj. průniku vody do sodíku v generátorové sekci 2 se uzavírají jí příslušející vstupní uzávěr 1 a výstupní uzávěr 5, protrhne se první membrána 9 a při otevřeném prvním uzávěru 10 se uvolní první odlehčovací potrubí 8. Tím se jednak porušená sekce 2 havarijně odlehčí a jednak oddělí od okruhu a ostatních neporušených sekcí 2, které mohou dávat výkon bez ohledu na* sekci havarovanou. Tím nedojde ke znečistění sodíku v celém okruhu a nenaruší se provozuschopnost ostatních sekcí a okruhu s čerpadlem 6 a výměníkem tepla 15.
Alternativní provedení se liší v tom, že ke spojovacím potrubím 11 je napojeno druhé odlehčovací potrubí 12, opatřené druhou průtržnou membránou 13 a k ní paralelně vřazeným druhým uzávěrem 14. V případě selhání první průtržné membrány 9 a prvního odlehčovacího potrubí 8 pracuje druhá průtržná membrána 13, případně i druhý uzávěr 14, čímž se uvolní druhé odlehčovací potrubí 12.
Ve třetí, neznázorněné alternativě, je druré odlehčovací potrubí 12 opatřeno ještě dalším uzávěrem typu prvního odlehčovacího uzávěru 10.
Claims (3)
- PŘEDMĚT1. Zapojení sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem a s parním generátorem obsahujícím paralelně řazené generátorové sekce spojené spojovacím potrubím, vyznačující se tím, že spojovací potrubí (11) každé z paralelně řazených spojovacích větví mezi vstupním potrubím (3) a výstupním potrubím (7) sekundárního okruhu je osazeno za sebou řazenými alespoň jedním vstupním uzávěrem (1), generátorovou sekcí (2) a alespoň jedním výstupním uzávěrem (5), kde na uvedené spojovací potrubí (11) je v úseku mezi vstupním uzávěrem (lj a výstupním uzávěrem (5) napoVYNALEZU jena alespoň jedna vyrovnávací nádrž (4).
- 2. Zapojení sekundárního okruhu jaderné elektrárny podle bodu 1, vyznačující se tím, že ke každé vyrovnávací nádrži (4) je napojeno alespoň jedno první odlehčovací potrubí (8), opatřené první průtržnou membránou (9) a prvním uzávěrem (10).
- 3. Zapojení sekundárního okruhu jaderné elektrárny podle bodu 1, vyznačující se tím, že na spojovací potrubí (11) je napojeno alespoň jedno druhé odlehčovací potrubí (12), v němž jsou vedle sebe řazeny druhá průtržná membrána (13) a druhý odlehčovací uzávěr (14).
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS78368A CS195764B1 (cs) | 1978-01-19 | 1978-01-19 | Zapojeni sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS78368A CS195764B1 (cs) | 1978-01-19 | 1978-01-19 | Zapojeni sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS195764B1 true CS195764B1 (cs) | 1980-02-29 |
Family
ID=5335636
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS78368A CS195764B1 (cs) | 1978-01-19 | 1978-01-19 | Zapojeni sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS195764B1 (cs) |
-
1978
- 1978-01-19 CS CS78368A patent/CS195764B1/cs unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5106571A (en) | Containment heat removal system | |
| US4687626A (en) | Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors | |
| US4587079A (en) | System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core | |
| KR102020908B1 (ko) | 원자력발전소 중대사고 발생시 방사성 물질의 대기방출을 저감시키는 주증기 계통 | |
| EP3101658A1 (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
| JPH03180799A (ja) | 原子炉系 | |
| WO2016078285A1 (zh) | 二次侧非能动佘热导出系统 | |
| US4056436A (en) | System for mitigating the effects of an accident at a nuclear power plant | |
| CA1264257A (en) | Control of nuclear reactor power plant on occurence of rupture in coolant tubes | |
| JPH0551114B2 (cs) | ||
| JPH07504501A (ja) | 原子炉圧力容器の過圧事故に対する安全装置 | |
| US3170846A (en) | Steam generator | |
| DE3141892A1 (de) | In einem zylindrischen stahldruckbehaelter angeordnete kernreaktoranlage mit einem gasgekuehlten hochtemperaturreaktor | |
| US4889682A (en) | Passive cooling system for nuclear reactor containment structure | |
| CS195764B1 (cs) | Zapojeni sekundárního okruhu jaderné elektrárny, zejména s rychlým reaktorem chlazeným sodíkem | |
| JP3182208B2 (ja) | 推進薬作動式原子炉蒸気減圧弁 | |
| CN110148480A (zh) | 一种核电二回路系统 | |
| US3488254A (en) | Containment arrangement for water cooled nuclear reactor installation | |
| KR100363574B1 (ko) | 원자력 발전소의 피동이차응축 계통의 작동제어방법 | |
| US3105028A (en) | Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system | |
| US5388130A (en) | Steam generator located outside nuclear power plant primary containment | |
| US3130128A (en) | Safety device for neutronic reactor | |
| CN104112481A (zh) | 减少事故源项释放装置 | |
| DE2430725A1 (de) | Druckwasserreaktoranlage | |
| CS273405B1 (en) | Connection of ballast safety piping in nuclear power plant's steam generator's secondary circuit |