CS247928B1 - Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection - Google Patents
Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection Download PDFInfo
- Publication number
- CS247928B1 CS247928B1 CS851932A CS193285A CS247928B1 CS 247928 B1 CS247928 B1 CS 247928B1 CS 851932 A CS851932 A CS 851932A CS 193285 A CS193285 A CS 193285A CS 247928 B1 CS247928 B1 CS 247928B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- coolant
- primary
- emergency
- mixing
- refrigerant
- Prior art date
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 title claims description 33
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 claims description 19
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 claims description 3
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 claims 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 claims 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 241000282941 Rangifer tarandus Species 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 239000004035 construction material Substances 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000010354 integration Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000009428 plumbing Methods 0.000 description 1
- 239000003380 propellant Substances 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
- 239000002689 soil Substances 0.000 description 1
- 238000013517 stratification Methods 0.000 description 1
- 230000002459 sustained effect Effects 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- 239000002918 waste heat Substances 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 vysokotlakého systému havarijního doplňování chladivá vodovodního neboli tlakovodního jaderného reaktoru a řeší otázku snížení gradientů nestacionárních teplotních a napěťových polí ve stěně reaktorové nádoby, čímž významně přispívá к úspěšnému vyřešení komplexní problematiky dosažení eventuálně překročení plánované dlouhodobé životnosti reaktorové tlakové nádoby, jejíž konstrukční materiál prodělává trvalou degradaci počátečních vlastností zejména vrubové houževnatosti a tažnosti, a to hlavně účinkem neutronového pole v okolí aktivní zóny.The invention relates to the connection of a high-pressure emergency coolant system of a water or pressurized nuclear reactor and addresses the issue of reducing the gradient of unsteady temperature and stress fields in the reactor vessel wall, thereby significantly contributing to successfully solving the complex problem of eventually exceeding the planned undergoes permanent degradation of initial properties, in particular notch toughness and ductility, mainly due to the neutron field around the core.
Dosavadní vysokotlaké systémy havarijního doplňování chladivá vodovodních nebo tlakovodních reaktorů, které s vysokou spolehlivostí zabezpečují udržování potřebného vysokého tlaku chladivá v celém primárním okruhu i během havarijních provozních režimů vyvolaných relativně malou a tedy kompenzovatelnou avšak z hlediska jaderné bezpečnosti velice nepříjemnou netěsností primárního okruhu, jsou vyprojektovány a realizovány v provedení schopném doplňovat jen studené chladivo, což je jejich koncepční technickou nevýhodou.Existing high-pressure emergency coolant replenishment systems for water or pressurized water reactors, which provide high reliability of refrigerant maintenance throughout the primary circuit as well as during emergency operating modes due to relatively small and thus compensable but very unpleasant primary circuit leakage, are designed and They are implemented in a design capable of adding only cold coolant, which is their conceptual technical disadvantage.
Tato nevýhoda dosavadních řešení předmětného systému vyvolává následující problémy a odpovídající rizika. V průběhu samocirkulačního dochlazování organizovaně odstavovaného reaktoru dochází vlivem teplotně hydraulické stratifikace к lokálním kontaktům mezi havarijně doplňovaným studeným chladivém a vnitřním povrchem reaktorové nádoby, která je přitom zatížena plným provozním tlakem.This disadvantage of the current solutions of the present system raises the following problems and corresponding risks. During the self-circulation cooling of an organized shut-down reactor, due to thermal-hydraulic stratification, local contacts occur between the accidentally replenished cold coolant and the inner surface of the reactor vessel, which is loaded under full operating pressure.
Doplňováním studeného chladivá vyvolaná přídavná napětí od přechodových nehomogenních teplotních polí vedou ke kombinovaným napěťovým stavům v reaktorové nádobě, u níž zejména po víceletém provozu vzniká reálné riziko možného křehkého lomu a tím i riziko náhlé totální ztráty integrity respektive celistvosti konstrukčního materiálu reaktorové nádoby.The addition of cold coolant caused by additional voltages from transient inhomogeneous temperature fields leads to combined stresses in the reactor vessel, which, especially after several years of operation, present a real risk of possible brittle fracture and hence a sudden total loss of integrity or integrity of the reactor vessel construction material.
Pro potlačení těchto rizik se v současné době vedle dalších nezbytných bezpečnostně technických i provozních protiopatření, navrhuje vybavit nádrž havarijní zásoby chladivá zařízením pro ohřev, které prostřednictvím trvale udržovaného předehřátí celé pohotové zásoby chladivá má zabránit možnému překročení lomové houževnatosti, která je přímo závislá na teplotě stěny reaktorové nádoby.To mitigate these risks, it is currently proposed, in addition to other necessary safety and operational countermeasures, to equip the emergency coolant tank with a heating device to prevent possible fracture toughness, which is directly dependent on the wall temperature, through sustained preheating of the entire coolant supply. reactor vessels.
Vedle evidentní energetické a provozní nevýhody tohoto protiopatření, i velmi omezené výše stavební části reaktcrovny, jsou jeho bezpečnostně technickými nevýhodami existence náběhové chladné vlny vyvolané počátečními pracemi studeného doplňovaného chladivá z neohřívaného spojovacího potrubí, jakož i riziko vzniku kavitace v sání havarijních doplňovacích čerpadel v případech kdy už nelze zvýšenou teplotu havarijní zásoby chladivá respektovat realizací potřebné nátokové výšky.In addition to the evident energy and operational disadvantages of this countermeasure, as well as the very limited amount of the reactor building component, its safety-related disadvantages are the existence of a cold start wave caused by initial cold coolant charging from unheated connecting pipes. the increased temperature of the emergency coolant supply can no longer be respected by the implementation of the required head height.
Výše uvedené nevýhody jsou odstraněny u řešení předmětného systému podle tohoto vynálezu, který spočívá v tom, že koncové úseky spojovacích potrubí jsou opatřeny injektorovými směšovači, jejichž vstupy pro přisávané respektive hnané chladivo jsou prostřednictvím směšovacích přívodních potrubí propojeny přímo nebo přes předřazené tepelné výměníky s primárním okruhem tj. s primárním potrubím,-s výhodou s jeho tzv. studenými větvemi.The above-mentioned disadvantages are eliminated in the solution of the present system in that the end sections of the connecting pipes are provided with injector mixers whose inlets for the sucked-in or driven coolant are connected via the mixing supply pipes directly or via pre-heat exchangers to the primary circuit. i.e. with a primary pipe, preferably with its so-called cold branches.
Charakteristikou technické pokrokovosti řešení podle tohoto vynálezu jsou vedle odstranění výše uvedených nevýhod dosavadní techniky jeho následující hlavní výhody. Navrženým směšovacím předehřevem havarijně doplňovaného chladivá možno zajistit jeho podstatně vyšší teplotu než jeho ohřevem v nádržích havarijní zásoby chladivá a přitom předehřev je prováděn zcela bezprostředně před vtokem havarijně doplňovaného chladivá do primárního okruhu.In addition to overcoming the above-mentioned disadvantages of the prior art, the technical progress of the present invention is characterized by the following main advantages. The proposed mixing preheating of the emergency coolant can provide a substantially higher temperature than by heating it in the emergency coolant reservoirs, while preheating is carried out immediately before the emergency coolant inlet into the primary circuit.
Za druhé, podstatně se redukuje rozsah nezbytných rekonstrukčních prací, zejména na vlastním zařízení primárního okruhu. V případě primárních okruhů reaktorů WER 440 v provedení V 213 a WER 1 000, kde>lze pro napojení směšovacích přívodních potrubí výhodně využít stávající přívodní a/nebo odvodní spojovací potrubí systému čištění chladivá reaktoru, odpadnou úpravy na primárním potrubí úplně, neboť v podstatě pouhá náhrada příslušných stávajících ome zovačů havarijních úniků v potrubí havarijního doplňování injektorovými směšovací vyžaduje jen úpravy v poturbí o relativně malé světlosti. Za třetí, zachovávají se podmínky pro co největší pohavarijní samocirkulaci chladivá v primárním okruhu, která je velice významným faktorem inherentní jaderné bezpečnosti kteréhokoliv jaderně energetického zařízení.Secondly, the extent of the necessary reconstruction work is substantially reduced, especially on the primary circuit equipment itself. In the case of primary circuits of WER 440 reactors V 213 and WER 1000, where> the existing inlet and / or outlet connection pipes of the reactor coolant purification system can be advantageously used to connect the mixing feed lines, the primary pipeline treatment is completely eliminated, the replacement of the existing existing leakage limiters in the emergency replenishment piping with injector mixers only requires modifications in the shroud of relatively small clearance. Third, the conditions for maximum post-accident self-circulation of refrigerant in the primary circuit, which is a very important factor in the inherent nuclear safety of any nuclear power plant, are maintained.
Za čtvrté,·stávající samocirkulace se při možném a účelném zachování vtokových míst na primárhím okruhu, tj. na studeném primárním potrubí, ještě posílí, protože teplota havarijně doplňovaného chladivá bude vždy nižší než teplota chladivá ve studeném primárním potrubí, přičemž tato teplota bude dostatečně vysoká,·aby nedocházelo k tepelným rázům ve stěně reaktorové nádoby. ·Fourthly, the existing self-circulation will be further strengthened with the possible and efficient maintenance of the inlet points on the primary circuit, ie on the cold primary line, since the temperature of the coolant replenishment will always be lower than the temperature of the cold primary line. · To avoid thermal shock in the wall of the reactor vessel. ·
Za páté, injektorové směšovače vzhledem ke stejnému hydraulickému dýzovému principu se stávajícími omezovači havarijního úniku chladivá plně nahrazují i jejich bezpečnostní funkci a to jak pro prostředí hnací, kterým je havarijně doplňované chladivo, tak i pro prostředí hnané respektive přisávané, ' kterým je chladivo z primárního okruhu.Fifth, injector mixers, due to the same hydraulic nozzle principle, with the existing accidental refrigerant leakage limiters fully replace their safety function, both for the propellant environment, which is emergency refilled refrigerant, and for the propelled or sucked environment refrigerant from the primary circuit.
Za šesté, potřebný předehřev havarijně doplňovaného chladivá je prováděn energií prvotní formy, tj. jaderným teplem generovaným v reaktoru, které navíc při tomto havarijním režimu je teplem dochlazovacím neboli odpadním, které naopak vyžaduje vysoce zabezpečený odvod a rozptyl do okolí. ·Sixth, the necessary pre-heating of the accidentally replenished refrigerant is provided by the energy of the primary form, ie the nuclear heat generated in the reactor, which in addition in this emergency mode is cooling or waste heat, which in turn requires highly secure discharge and dispersion into the environment. ·
Za sedmé, obě přídavná zařízení jimiž jsou injektorový směšovač a tepelný výměník jsou zařízení se zcela pasivní funkcí, takže jejich zapojením do stávajících vysokotlakých systémů havarijního doplňování chladivá se zachovává původní vysoká funkční spolehlivost tohoto důležitého bezpečnostního systému.Seventh, the two additional devices, which are the injector mixer and the heat exchanger, are devices with a completely passive function, so that their integration into existing high-pressure emergency coolant replenishment systems preserves the original high functional reliability of this important safety system.
vysokotlakého kace vynálezuof the invention
Na přiloženém výkresu, kde je velmi zjednodušeně schematicky znázorněno nové zapojení systému havarijního doplňování chladivá vodovodního reaktoru, je uvedena aplina jaderné . bloky s reaktory WER 440 v provedení V 230.In the enclosed drawing, where the new connection of the emergency refilling system of the cooling water supply reactor is schematically illustrated, the nuclear node is shown. Units with WER 440 V 230 reactors.
Primární okruh, který jak 2námo má šest paralelních smyček, je tvořen reaktorem £, parogenerátory 2, hlavními cirkulačními čerpadly 3, primárním potrubím .4, kompenzátorem .5 objemu a hlavními uzavíracími armaturami 6.The primary circuit, which, as is known, has six parallel loops, consists of the reactor 6, the steam generators 2, the main circulation pumps 3, the primary piping 4, the volume compensator 5 and the main shut-off valves 6.
Předmětný bezpečnostní systém je pro tento primární okruh tvořen nádrží £ havarijní zásoby chladivá, dvěma trojicemi havarijních doplňovacích čerpadel 8,, zpětnými armaturami £, poturbními kolektory Ί0 a spojovacím potrubím £1, ve kterém jsou umístěny už nezakreslené další armatury.The safety system for this primary circuit consists of an emergency coolant supply tank 8, two triple emergency refill pumps 8, return valves 8, post collectors 10 and a connecting line 44 in which further plumbing valves are not shown.
Novými prvky reprezentujícími řešení podle tohoto vynáležu jsou jen injektorové směšovače· 12, dále jim ve směru toku havarijně doplňovaného chladivá předřazené tepelné výměníky .The new elements representing the solution according to the invention are only the injector mixers 12, further upstream of the heat exchanger coolant supplied to them in the direction of the emergency refilling.
' 14, které jsou však určeny pouze pro zmenšení teplotního rozdílu mezi oběma chladivý vstupujícími do injektorových směšovačů 12 s cílem zlepšení jejich pracovních podmínek, jakož i krátké směšovací přívodní potrubí 1£, ve kterém při jeho alternativním napojení na horké primární poturbí £ je nutné umístit pomocnou zpětnou armaturu 15.14, which are only intended to reduce the temperature difference between the two refrigerant entering the injector mixers 12 in order to improve their working conditions, as well as the short mixing supply line 16, in which it is necessary to place auxiliary check valve 15.
Havarijní únik chladivá z primárního okruhu je znázorněn zvlněnou šipkou vlevo od reaktoru’ 1. Směry proudění chladivá ukazují přímé šipky. Funkci primárního okruhu je zbytečné uvádět, nebo£ je patrná z názvů jeho komponent. Při existenci havarijního úniku chladivá z primárního okruhu je nutné z bezpečnostních důvodů předpokládat možnost současného výpadku funkce hlavních cirkulačních čerpadel· £, takže dochlazování reaktoru £ zabezpečuje jen přirozená samocirkulace chladivá v primárním okruhu.An accidental refrigerant leak from the primary circuit is shown by a wavy arrow to the left of the reactor 1. The refrigerant flow directions show straight arrows. The function of the primary circuit is unnecessary to indicate, since £ is evident from the names of its components. If there is an accidental leak of the refrigerant from the primary circuit, it is necessary for safety reasons to assume the simultaneous failure of the function of the main circulation pumps, so that the cooling of the reactor is ensured only by natural self-circulation of the refrigerant in the primary circuit.
Funkce dalšího zařízení, která je též zřejmá z obr. a názvů jednotlivých zařízení, je následující. Od havarijního signálu se spustí vysokotlaká havarijní doplňovací čerpadla _8 a tím dojde k přečerpávání havarijní zásoby chladivá z nádrže £ zakreslenou potrubní trasouThe function of the other device, which is also evident from the figures and the names of the individual devices, is as follows. From the emergency signal, the high-pressure emergency make-up pumps 8 are started and the emergency coolant supply is pumped out of the tank 5 by means of a pipeline route.
4’ do tzv. studené větve primárního potrubí £, čímž se zastaví havarijní pokles hladiny chladivá v kompenzátoru' 5 objemu, ke kterému došlo právě vlivem havarijního úniku chladivá. Při průtoku havarijně doplňovaného chladivá tepelnými výměníky 14 se zvýší jeho teplota převodem určité části tepla z chladivá přiváděného směšovacím přívodním poturbím 13.4 'to the so-called cold branch of the primary piping £, thereby stopping the accidental drop in the coolant level in the compensator 5 of the volume, which is due to the accidental coolant leak. As the emergency coolant flows through the heat exchangers 14, its temperature is increased by transferring some of the heat from the coolant supplied by the mixing supply duct 13.
Zbývající ohřev havarijně doplňovaného chladivá proběhne smíšením hnacího a hnaného či přisávaného proudu chladivá v injektorových smesovačích 12 , které jsou velice jednoduchými, pasivně fungujícími a tedy vysoce spolehlivými proudovými přístroji.The remaining heating of the emergency refill coolant is accomplished by mixing the propelled and driven coolant streams in the injector mixers 12, which are very simple, passively functioning and therefore highly reliable flow devices.
Z konkrétních teplotních a průtokových poměrů pak vychází potřebná výstupní teplota chladivá s níž pak vtéká do primárního okruhu. Je zřejmé, že výstupní teplota se může pohybovat v relativně velmi širokém rozmezí okolo střední teploty dané aritmetickým průměrem z teploty chladivá v nádrži J7 a z teploty chladivá v primárním okruhu v místě napojení směšovacího přívodního potrubí - 13.Based on the specific temperature and flow conditions, the required outlet temperature of the refrigerant then flows into the primary circuit. Obviously, the outlet temperature can be within a relatively very wide range around the mean temperature given by the arithmetic mean of the coolant temperature in the tank 7 and the coolant temperature in the primary circuit at the junction of the mixing feed line 13.
Při alternativním odběru přisávaného chladivá z horkého primárního potrubí jl* c°ž Ďe znázorněno vlevo od hlavního cirkulačního čerpadla .3, se sice získá určitá výhoda daná vyšší teplotou přisávaného chladivá-,· přitom je ale nutné instalovat pomocné zpětné armatury 15 pro zabránění opačnému průtoku při normálním provozu primárního okruhu.An alternative sampling sucked refrigerant from the hot primary conduit jl ° C * of d e shown to the left of the main circulation pump 3, respectively, will yield an advantage given higher temperature sucked chladivá- · but it is desirable to install the auxiliary check valve 15 for preventing the reverse flow during normal operation of the primary circuit.
Místa zapojení spojovacího potrubí 11 do primárního potrubí £ je výhodné mít s hlediska směru samocirkulačního proudění za místy napojení směšovacích přívodních potrubí 13 a současně je ponechat z důvodu minimalizace rekonstrukčních prací i z důvodu dosažení co největší samocirkulace ve studené větvi primárního potrubí £. Nutno poznamenat, že při intenzivním havarijním doplňování nedostatečně předehřátého chladivá z nádrže J do horké větve primárního potrubí £ by mohla být přirozená samocirkulace chladivá v primárním okruhu nebezpečně ohrožena. PříkladIt is advantageous to have the points of connection of the connecting duct 11 into the primary duct 6 with respect to the direction of the self-circulating flow downstream of the points of connection of the mixing supply ducts 13 while keeping them in order to minimize reconstruction work. It should be noted that in the case of intensive emergency replenishment of insufficiently preheated refrigerant from tank J to the hot branch of the primary conduit 6, the natural self-circulation of refrigerant in the primary circuit could be endangered. Example
Pro příklad konkrétní aplikace ukazující efektivnost tohoto inovačního návrhu jsou 'použity následující teploty chladivá a jeho relativní průtokové poměry v injektorových směšovačích: teplota havarijní zásoby chladla je 20 °^ teplota ch^divá ve studeném primárním potrubí je 270 °C a poměry hnacího ku hnanému průtočnému množství chladivá jsou zvoleny 2 : 1, 1 : 1 a 1 : 2.For an example of specific application showing the effectiveness of this innovative proposal are 'used following the coolant temperature and the relative flow rates at injector mixer: the temperature of accident and from and reindeer y felt more is 2 0 ^ temperature chloro-di Va stu d en s m p r and m rním pipe is 270 ° C, and ratios of the drive to the driven flow rate of the refrigerant are chosen to be 2: 1, 1: 1 and 1: 2nd
Výsledné teploty chladivá po smíšení, respektive před jeho vtokem do primárního okruhu, přitom vychází 103 °^ 145 °C a 187 °C. Odjpov^ají^ zvýšení teploty Imvarjně dop^ovan^o chladivá si^šova^m ohřevem činí tedy 83 °C, 125 °C a 167 °C. příklad názorně ukazuje široké možnosti směšovacího ohřevu studeného chladivá prováděného navíc dochlazovacím teplem odvedeným z primárního okruhu. Předem nelze vyloučit ani úspěšný vývoj injektorových směšovačů pracujících s velkým rozdílem teplot obou vstupních proudů chladivá, čímž by odpadla nutnost instalace předřazených tepelných výměníků.The resulting temperature of the coolant after mixing, or before the inlet to the primary circuit at the service i s a d 103 DEG-145 DEG C and 187 ° C. Aji Odjpov ^ ^ y Imvarjně temperature increases crosslinked with dop ^ CH ^ o l in i VA owl ^ m ^ or by heating the soil T e 83 ° C, 125 ° C and 167 ° C. examples of N, P and line of sight of the at azuje shi MA for the possibility of mixing the cold heat of refrigerant performed in addition dochlazovacím heat dissipated from the primary circuit. The successful development of injector mixers operating with a large temperature difference between the two coolant inlet streams cannot be ruled out in advance, thus eliminating the need to install upstream heat exchangers.
Vynález je využitelný u všech tlakovodních jaderných reaktorů, které jsou výrazně nejrozšířenějším druhem jaderně energetického zařízení a zejméma v případě některých jaderných elektráren sovětské koncepce s reaktory typu VVER může významně přispět k zajištění, eventuálně i k překročení, plánované doby provozu příslušných reaktorových nádob. Spolu s dalšími opatřeními vynález řeší problematiku mimořádného národohospodářského významu související bezprostředně s integrovaným jaderně energetickým programem zemí RVHP. Přitom časově jde o vynález velice aktuální.The invention is applicable to all pressurized-water nuclear reactors, which are by far the most widespread type of nuclear power plant, and in particular in the case of some VVER-type nuclear power plants of the Soviet design can significantly contribute to ensuring or eventually exceeding the planned operating time of the respective reactor vessels. Together with other measures, the invention solves the issues of extraordinary economic importance directly related to the integrated nuclear energy program of the Comecon. The invention is very timely.
Claims (3)
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS851932A CS247928B1 (en) | 1985-03-19 | 1985-03-19 | Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection |
| BG72554A BG47779A1 (en) | 1985-03-19 | 1985-11-29 | System for emergency cooling of atomic reactor |
| DD85283637A DD261296A3 (en) | 1985-03-19 | 1985-11-29 | CONNECTION OF THE HIGH PRESSURE SYSTEM OF HAVARIA DELETION OF THE HEAT TRANSFER OF A WATER WATER REACTOR |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS851932A CS247928B1 (en) | 1985-03-19 | 1985-03-19 | Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS247928B1 true CS247928B1 (en) | 1987-01-15 |
Family
ID=5354942
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS851932A CS247928B1 (en) | 1985-03-19 | 1985-03-19 | Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| BG (1) | BG47779A1 (en) |
| CS (1) | CS247928B1 (en) |
| DD (1) | DD261296A3 (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6794357B1 (en) | 1993-06-24 | 2004-09-21 | Astrazeneca Ab | Compositions for inhalation |
-
1985
- 1985-03-19 CS CS851932A patent/CS247928B1/en unknown
- 1985-11-29 DD DD85283637A patent/DD261296A3/en not_active IP Right Cessation
- 1985-11-29 BG BG72554A patent/BG47779A1/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DD261296A3 (en) | 1988-10-26 |
| BG47779A1 (en) | 1990-09-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9460818B2 (en) | Low pressure reactor safety systems and methods | |
| US20210202121A1 (en) | Flow Mixing T-Unit of Reactor Volume Control System | |
| CN107112059A (en) | Stop cooling system and the nuclear facilities with the stopping cooling system | |
| CN105957567A (en) | Steam generator secondary side passive residual heat removal system | |
| US4654190A (en) | Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant | |
| KR100271891B1 (en) | Drain system for a nuclar power plant | |
| US4666662A (en) | Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor | |
| IT8223090A1 (en) | STEAM ACTIVATED WATER INJECTION SYSTEM | |
| CS247928B1 (en) | Aqueous nuclear reactor's coolant's crash refilling's high-pressure system connection | |
| KR101193677B1 (en) | Mobile emergency cooling-water supply system | |
| KR20110090276A (en) | Multiple reactor system with shared steam supply system | |
| CN110332405B (en) | Steam and condensation heat tracing process and steam heat tracing system | |
| CN117409990A (en) | A multi-branch independently operating marine passive containment cooling system | |
| CN209591543U (en) | A kind of Spent Fuel Pool cooling system | |
| KR100397291B1 (en) | Design Improvement of Shutdown Cooling System | |
| RU2102800C1 (en) | Power plant | |
| RU2156922C2 (en) | Independent heat and electric power supply system | |
| KR100448876B1 (en) | Emergency feed water system in nuclear power plant | |
| CN216384146U (en) | High-pressure water supply system for gas generator set | |
| US20080025455A1 (en) | Reactor feedwater system | |
| CN111696689B (en) | A safety injection system and nuclear power plant | |
| CN202470776U (en) | DX gas generating furnace cooling water circulation system | |
| CN219180203U (en) | Nuclear power plant cooling water loop and nuclear power plant cooling water system | |
| CN119480186B (en) | A water system and cooling method for a nuclear power plant | |
| CN110752046A (en) | Safety device, nuclear power plant system, and safe operation method of nuclear power plant |