CZ2014620A3 - Connection of steam generator in sodium circuit of fast reactor nuclear facility - Google Patents
Connection of steam generator in sodium circuit of fast reactor nuclear facility Download PDFInfo
- Publication number
- CZ2014620A3 CZ2014620A3 CZ2014-620A CZ2014620A CZ2014620A3 CZ 2014620 A3 CZ2014620 A3 CZ 2014620A3 CZ 2014620 A CZ2014620 A CZ 2014620A CZ 2014620 A3 CZ2014620 A3 CZ 2014620A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- sodium
- inlet
- relief
- steam generator
- outlet
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
V zapojení parního generátoru v sodíkovém okruhu jaderného zařízení s rychlým reaktorem jsou začleněny zejména čerpadlo, vyrovnávací nádrž (2), potrubí sodíku a alespoň jeden modul (1) parního generátoru se vstupní komorou (17) a výstupní komorou (18) sodíku, vzájemně propojenými přes trubkovnice (21) alespoň jednou teplosměnnou trubkou (19). Každý modul (1) parního generátoru je na straně vstupu sodíku přes svoji vstupní komoru (17) napojen na vstupní kolektor (5) se vstupním sodíkovým nátrubkem (6) vstupním spojovacím potrubím (7) se zabudovaným bezpečnostním prvkem (9) současně napojeným na odlehčovací potrubí (8) ústícím do alespoň jedné první nádrže (3) systému havarijní ochrany. Na straně výstupu sodíku je každý modul (1) parního generátoru individuálně napojen přes svoji výstupní komoru (18) výstupním spojovacím potrubím (10) na vyrovnávací nádrž (2), která je dále jednak napojena na sodíkový okruh výstupním sodíkovým nátrubkem (16) a jednak současně na alespoň jednu první nádrž (3) systému havarijní ochrany alespoň jednou odlehčovací větví (12) opatřenou alespoň jednou první membránou (11). První nádrž (3) je dále současně napojena na výpust (15) přes alespoň jedno spojovací havarijní potrubí (14) opatřené alespoň jednou druhou membránou (13) a přes alespoň jednu druhou nádrž (4).In particular, a pump, a buffer tank (2), a sodium pipe and at least one steam generator module (1) with an inlet chamber (17) and a sodium outlet chamber (18) interconnected with each other are included in the connection of the steam generator in the sodium circuit of the fast reactor nuclear installation. through the tube sheet (21) by at least one heat exchange tube (19). Each steam generator module (1) is connected on the sodium inlet side via its inlet chamber (17) to an inlet collector (5) with a sodium inlet connection (6) via an inlet connection line (7) with an integrated safety element (9) simultaneously connected to the relief. a conduit (8) extending into at least one first tank (3) of the emergency protection system. On the sodium outlet side, each steam generator module (1) is individually connected via its outlet chamber (18) via an outlet connection line (10) to a buffer tank (2) which is further connected to the sodium circuit via the sodium outlet (16) and secondly simultaneously at least one first tank (3) of the emergency protection system by at least one relief branch (12) provided with at least one first membrane (11). Furthermore, the first tank (3) is simultaneously connected to the outlet (15) via at least one connecting emergency pipe (14) provided with at least one second membrane (13) and over at least one second tank (4).
Description
Zapojení parního generátoru v sodíkovém okruhu jaderného zařízení s rychlým reaktoremConnection of a steam generator in the sodium circuit of a nuclear facility with a fast reactor
Oblast technikyField of technology
Vynález se týká havarijní ochrany a zapojení parního generátoru jaderného energetického zařízení pracujícího s rychlým reaktorem.The invention relates to the emergency protection and connection of a steam generator of a nuclear power plant operating with a fast reactor.
Dosavadní stav technikyPrior art
V dosud známých provedeních zapojení parního generátoru v sodíkovém okruhu jaderného zařízení s rychlým reaktorem, kdy jsou v sodíkovém okruhu zejména parní generátor, čerpadlo, výměník tepla, potrubí okruhu, vyrovnávací nádrž a nádrže systému havarijní ochrany, jsou moduly parního generátoru na straně vstupu sodíku napojeny na vstupní sodíkovou komoru vstupním spojovacím potrubím bez zabudovaných odboček a na straně výstupu sodíku jsou moduly parního generátoru napojeny výstupním spojovacím potrubím na společnou výstupní komoru sodíku a tato komora je dále napojena jedním spojovacím potrubím na vyrovnávací nádrž.In the hitherto known embodiments of the steam generator connection in the sodium circuit of a nuclear reactor with a fast reactor, where in the sodium circuit there are mainly steam generator, pump, heat exchanger, circuit piping, buffer tank and emergency protection system tanks, the steam generator modules are connected on the sodium inlet side. to the sodium inlet chamber through an inlet connecting pipe without built-in taps and on the sodium outlet side, the steam generator modules are connected by an outlet connecting pipe to a common sodium outlet chamber and this chamber is further connected by one connecting pipe to the buffer tank.
Dále v dosud známých provedeních zapojení parního generátoru v sodíkovém okruhu jaderného zařízení s rychlým reaktorem je na první nádrž systému havarijní ochrany napojena na jedné straně jen vyrovnávací nádrž, která kromě jiného vyrovnává objemové změny sodíku s teplotou v celém sodíkovém okruhu a na straně druhé druhá nádrž systému havarijní ochrany.Furthermore, in the hitherto known embodiments of the steam generator connection in the sodium circuit of a fast reactor reactor, only a buffer tank is connected to the first tank of the emergency protection system on one side, which compensates for volume changes of sodium with the temperature in the whole sodium circuit. emergency protection system.
Pokud by došlo za provozu modulového parního generátoru v sodíkovém okruhu zařízení s rychlým reaktorem ke vzniku malé netěsnosti mezi jeho vodní či parní stranou a jeho sodíkovou stranou, ^dochází k nebezpečnému tlakovému zatížení modulů parního generátoru a celého zařízení okruhu a celé zařízení s jaderným reaktorem se odstavuje pro odstranění vzniklé netěsnosti. Dosud známé provedení zapojení modulového parního generátoru v sodíkovém okruhu je pro tyto případy vyhovující. Vzniklá netěsnost se vyhledává a odstraňuje metodami, které nejsou předmětem tohoto vynálezu.Should a small leak occur between its water or steam side and its sodium side during operation of a modular steam generator in the sodium circuit of a fast reactor, there will be a dangerous pressure load on the steam generator modules and the entire circuit and the entire nuclear reactor. shuts down to eliminate the leak. The hitherto known embodiment of the connection of a modular steam generator in a sodium circuit is suitable for these cases. The resulting leak is detected and removed by methods not covered by the present invention.
Jiná situace nastává u dosud známého provedení zapojení parního generátoru v sodíkovém okruhu jaderného zařízení s rychlým reaktorem z hlediska bezpečnosti při vzniku velké netěsnosti v modulu parního generátoru mezi jeho vodní či parní stranou a jeho sodíkovou stranou. V takové případě je dosud známé provedení zapojení parního generátoru v sodíkovém okruhu velmi nevýhodné^ to proto, že vede k vysokému tlakovému zatížení nejen konstrukce modulu parního generátoru, ale i zařízení celého okruhu se sodíkem. To může vést ve svých důsledcích i k výronu sodíku do okolí parního generátoru a k návaznému požáru. Velká netěsnost v modulu parního generátoru může být vyvolána zejména poruchou jedné z trubek modulu oddělujících jeho vodní či parní stranu od jeho sodíkové strany. Taková událost může ohrožovat i jadernou bezpečnost celého energetického zařízení pracujícího s rychlým jaderným reaktorem.Another situation occurs in the hitherto known embodiment of the connection of a steam generator in the sodium circuit of a nuclear reactor with a fast reactor from the point of view of safety in the event of a large leak in the steam generator module between its water or steam side and its sodium side. In such a case, the hitherto known embodiment of connecting a steam generator in a sodium circuit is very disadvantageous, because it leads to a high pressure load not only of the construction of the steam generator module but also of the device of the entire sodium circuit. This can also lead to sodium escaping into the vicinity of the steam generator and a subsequent fire. A large leak in the steam generator module can be caused in particular by a failure of one of the tubes of the module separating its water or steam side from its sodium side. Such an event can also endanger the nuclear safety of the entire power plant operating with a fast nuclear reactor.
Podstata vynálezuThe essence of the invention
Uvedené nevýhody odstraňuje zapojení parního generátoru v sodíkovém okruhu zařízení s rychlým jaderným reaktorem, jehož podstata spočívá v tom, že moduly parního generátoru jsou na straně vstupu sodíku napojeny na vstupní sodíkovou komoru vstupními spojovacími potrubími se zabudovaným odlehčovacím potrubím opatřeným bezpečnostním prvkem a toto odlehčovací potrubí je napojeno do první nádrže systému havarijní ochrany. Současně na straně výstupu sodíku je každý modul parního generátoru individuálně napojen výstupním spojovacím potrubím na vyrovnávací nádrž, přičemž taje dále napojena výstupním sodíkovým nátrubkem na sodíkový okruh a také současně na alespoň jednu první nádrž systému havarijní ochrany odlehčovacím potrubím opatřeným alespoň jednou první membránou. Dále je současně k této první nádrži systému havarijní ochrany připojena druhá nádrž systému havarijní ochrany převáděcím potrubím opatřeným alespoň jednou druhou membránou.These disadvantages are eliminated by connecting a steam generator in the sodium circuit of a fast nuclear reactor plant, the essence of which is that the steam generator modules are connected to the sodium inlet side on the sodium inlet side by inlet connecting pipes with a built-in relief pipe provided with a safety element and this relief pipe is connected to the first tank of the emergency protection system. At the same time, on the sodium outlet side, each steam generator module is individually connected by an outlet connecting pipe to a buffer tank, which is further connected by an outlet sodium nozzle to the sodium circuit and also simultaneously to at least one first tank of the emergency protection system by a relief pipe provided with at least one first membrane. Furthermore, at the same time, the second tank of the emergency protection system is connected to this first tank of the emergency protection system by a transfer pipe provided with at least one second membrane.
Podstata vynálezu dále spočívá vtom, že bezpečnostní prvek je tvořen odlehčovací komorou s víkem spojenou se dnem a opatřenou odlehčovacím nátrubkem, bezpečnostní membránou, vložkou a konfuzorem se vstupním nátrubkem, kdy je konfuzor jedním koncem napojen na vstupní komoru modulu parního generátoru a jeho druhý konec situovaný vně vstupní komory je opatřen dnem, kterým těsně prochází vložka ústící do prostoru vstupní komory a opatřená vně koníuzoru a uvnitř odlehčovací komory bezpečnostní membránou, a kdy odlehčovací nátrubek je současně napojen na odlehčovací potrubí a vstupní nátrubek je současně napojen na vstupní spojovací potrubí.The essence of the invention further consists in that the safety element consists of a relief chamber with a lid connected to the bottom and provided with a relief nozzle, safety membrane, insert and confusor with an inlet nozzle, the confusor being connected at one end to the inlet chamber of the steam generator module and its other end situated outside the inlet chamber is provided with a bottom through which the liner opening tightly into the inlet chamber space and provided outside the cone and inside the relief chamber with a safety membrane, and where the relief nozzle is simultaneously connected to the relief pipe and the inlet nozzle is simultaneously connected to the inlet connecting pipe.
Je výhodné, při vzniku velké netěsnosti v modulu parního generátoru mezi jeho vodní či parm stranou a jeho sodíkovou stranou, když poměr průměrů průtočných průřezů odlehčovacího potrubí a jedné teplosměnné trubky je od 5 do 25 a když vzdálenost mezi bezpečnostní membránou a ústím koncové části odlehčovacího potrubí ve vstupní komoře je menší než je 25 průměrů průtočného průřezu odlehčovacího potrubí. Obojí vede k příznivému tlakovému odlehčení parního generátoru v případě velké netěsnosti.It is advantageous in the event of a large leak in the steam generator module between its water or steam side and its sodium side, when the ratio of the flow cross-section diameters of the relief pipe and one heat exchange tube is from 5 to 25 and when the distance between the safety membrane and the mouth of the relief pipe in the inlet chamber is less than 25 diameters of the flow cross-section of the relief pipe. Both lead to a favorable pressure relief of the steam generator in the event of a large leak.
Další výhodou je, že při vzniku velké netěsnosti v modulu parního generátoru mezi jeho vodní či parní stranou a jeho sodíkovou stranou se odlehčovacími potrubími s bezpečnostními prvky na jedné straně a individuálně napojenými moduly parního generátoru na vyrovnávací nádrž pomocí výstupních spojovacích potrubí na straně druhé samočinně protržením membrán aktivují objemy vyrovnávací nádrže a první i druhé nádrže systému havarijní ochrany a tím je podstatně eliminováno nebezpečné zvýšení tlaku při velké netěsnosti jak v modulech parního generátoru, tak i v zařízení sodíkového okruhu. Tak je také podstatně eliminováno nebezpečí výronu sodíku do okolí parního generátoru a nebezpečí následného požáru případně i destrukce zařízení tlakovým přetížením. Uvedené zapojení parního generátoru pak má podstatnou výhodu i z hlediska zajištění jaderné bezpečnosti celého energetického zařízení s rychlým jaderným reaktorem.Another advantage is that in the event of a large leak in the steam generator module between its water or steam side and its sodium side with relief pipes with safety elements on the one hand and individually connected steam generator modules to the buffer tank by means of outlet connecting pipes on the other hand The diaphragms activate the volumes of the buffer tank and the first and second tanks of the emergency protection system, thus significantly eliminating the dangerous increase in pressure in the event of a large leak in both the steam generator modules and the sodium circuit equipment. This also substantially eliminates the risk of sodium escaping into the vicinity of the steam generator and the risk of subsequent fire or destruction of the equipment by pressure overload. Said connection of the steam generator then has a significant advantage in terms of ensuring the nuclear safety of the entire power plant with a fast nuclear reactor.
Objasnění u.Clarification at.
Přehled obrázků nďvvkresfctttfOverview of images nďvkreskresfctttf
Obr. 1 ukazuje příklad zápojem parního generátoru v sekundárním okruhu jaderného energetického zařízení s rychlým reaktorem.Giant. 1 shows an example of a steam generator canopy in the secondary circuit of a fast reactor nuclear power plant.
Obr. 2 ukazuje příklad provedení bezpečnostního prvku havarijní ochrany na vstupu sodíku do modulu parního generátoru.Giant. 2 shows an example of an embodiment of an emergency protection element at the sodium inlet to the steam generator module.
U.iklitečnčrti''U.iklitečnčrti ''
Příklady provedeni vynálezuExamples of embodiments of the invention
Každý jednotlivý modulárního generátoru (jj je na straně vstupu sodíku přes svoji vstupní komoru 17 napojen na vstupní kolektor 5 vstupním spojovacím potrubím 7. Na vstupním kolektoru 5 je umístěn vstupní sodíkový nátrubek 6. Na vstupním spojovacím potrubífle zabudován bezpečnostní prvek 9, který je současně napojen na odlehčovací potrubí 8 ústící do první nádrže 3 systému havarijní ochrany. Na straně výstupu sodíku je každý. moýulýpamího generátoru j individuálně napojen přes svoji výstupní komoru 18 výstupnií^potruDim 10 na vyrovnávací nádrž 2. Vyrovnávací nádrž 2 je dále napojena na sodíkový okruh výstupním sodíkovým nátrubkem 16. Kromě toho je vyrovnávací nádrž 2 dále napojena na alespoň jednu první nádrž 3 systému havarijní ochrany alespoň jednou odlehčovací větví 12. Odlehčovací větev je opatřena alespoň jednou první membránou H.. Dále je první nádrž 3 současně napojena na výpust 15 a to přes alespoň jedno spojovací havarijní potrubí 14, které je opatřeno alespoň jednou druhou membránou 13.a dále přes alespoň jednu druhou nádrž 4 systému havarijní ochrany.Each individual modular generator (jj is connected to the inlet collector 5 via an inlet connecting pipe 7 on the sodium inlet side via its inlet chamber 17. An inlet sodium nozzle 6 is located on the inlet collector 5. A safety element 9 is built into the inlet connecting pipe fle, which is simultaneously connected on the relief pipe 8 opening into the first tank 3 of the emergency protection system.On the sodium outlet side, each single-generation generator is individually connected via its outlet chamber 18 by an outlet pipe 10 to a buffer tank 2. The buffer tank 2 is further connected to the sodium circuit by a sodium outlet circuit. In addition, the buffer tank 2 is further connected to the at least one first tank 3 of the emergency protection system by at least one relief branch 12. The relief branch is provided with at least one first membrane H. Furthermore, the first tank 3 is simultaneously connected to the outlet 15 via at least one connecting emergency pipe 14, which is provided with at least one second me further through at least one second tank 4 of the emergency protection system.
Bezpečnostní prvek 9 je přitom tvořen odlehčovací komorou 24 s víkem 27, která je spojena se dnem 26 a opatřena odlehčovacím nátrubkem 25. Dále je bezpečnostní prvek 9 tvořen bezpečnostní membránou 22, vložkou 23 a konfuzorem 20 se vstupním nátrubkem 28, které jsou vzájemně situovány a propojeny tak, že koníuzor 20 je jedním koncem napojen na vstupní komoru 17 modulú^amího generátoru^a jeho druhý konec situovaný vně vstupní komory 17 je opatřen dnem 26. Tímto dnem 26 těsně prochází vložka 23, která ústí do prostoru vstupní komory Γ7. Současně^ložkal3(je)opatřena vně koníuzoru 20, avšak uvnitř odlehčovací komory 24, bezpečnostní membránou 22. Navíc je odlehčovací nátrubek 25 také napojen na odlehčovací potrubí 8 a vstupní nátrubek 28 je napojen na spojovací potrubí 7.The safety element 9 is formed by a relief chamber 24 with a lid 27, which is connected to the bottom 26 and provided with a relief sleeve 25. Furthermore, the safety element 9 is formed by a safety membrane 22, an insert 23 and a confusor 20 with an inlet nozzle 28. connected so that the cone 20 is connected at one end to the inlet chamber 17 of the module generator 6 and its other end situated outside the inlet chamber 17 is provided with a bottom 26. An insert 23 tightly passes through this bottom 26, opening into the inlet chamber space Γ7. At the same time, the bearing 3 is provided outside the cone 20, but inside the relief chamber 24, with a safety membrane 22. In addition, the relief sleeve 25 is also connected to the relief pipe 8 and the inlet nozzle 28 is connected to the connecting pipe 7.
V příkladném provedení má poměr průměrů průtočných průřezů odlehčovacího potrubí 8 a jedné teplosměnné trubky 19 hodnotu 19 a vzdálenost mezi bezpečnostní membránou 22 a ústím koncové části odlehčovacího potrubí 8 ve vstupní komoře 17 má hodnotu osmi průměrů průtočného průřezu odlehčovacího potrubí 8.In an exemplary embodiment, the ratio of the flow cross-sectional diameters of the relief pipe 8 and one heat exchange tube 19 is 19 and the distance between the safety membrane 22 and the mouth of the end portion of the relief pipe 8 in the inlet chamber 17 is eight flow-through diameters of the relief pipe 8.
«Μ»"Μ"
Za normálního provozu pracuje zápojem parního generátoru v sodíkovém okruhu jaderného zařízení tak, že sodík vstupuje vstupním sodíkovým nátrubkem 6 do vstupního kolektoru 5, dále proudí vstupním spojovacím potrubím 7 do bezpečnostního prvku 9 vstupním nátrubkem 28 a dále konfuzorem 20 do vstupní komory 17, teplosměnnými trubkami 19 do výstupní komory 18^oale spojovacím výstupním potrubím 10 do vyrovnávací nádrže 2 opatřené výstupním sodíkovým nátrubkem 16.During normal operation, it operates by connecting the steam generator in the sodium circuit of the nuclear plant so that sodium enters the inlet collector 5 through the inlet sodium nozzle 6, then flows through the inlet connecting pipe 7 to the safety element 9 through the inlet nozzle 28 and further through the confuser 20 into the inlet chamber 17. 19 to the outlet chamber 18 or by a connecting outlet pipe 10 to a buffer tank 2 provided with an outlet sodium nozzle 16.
Dojde-li k velké netěsnosti v modulůfbamího generátoru^ mezi jeho vodní či parní stranou a jeho sodíkovou stranou, kdy intenzivně proniká voda či vodní pára do sodíku a reaguje se sodíkem bouřlivou chemickou reakcí, dochází k intenzivnímu nárůstu tlaku a teploty jak vzniklých reakčmch produktů f tak i sodíku a namáhání kovu moduli^amího generátoru a současně postupně i k intenzivnímu nárůstu tlaku a teploty v celém sodíkovém okruhu. V takovém případě pracuje zapojení parního generátoru podle vynálezu tak, že dojde na straně vstupu sodíku do modulifi^pamího generátoru k iniciaci bezpečnostního prvku 9, kdy je protržena bezpečnostní membrána 22 a odlehčovacím nátrubkem 25 napojeným na odlehčovací potrubí 8 proudí sodík a vzniklé produkty reakce sodíku s vodou či parou do první nádrže 3 a po zvýšení tlaku v první nádrži 3 dojde k protržení druhé membrány 13 na spojovacím havarijním potrubí 14 a k napojení druhé nádrže 4 a k případné výpusti plynů z okruhu výpustí 15 a tím k havarijní ochraně z této strany modulti^pamího generátoru^ Na straně výstupu sodíku z netěsného modulr^amího generátorudojde, díky jeho přímému samostatnému nápojem spojovacím výstupním potrubím 10 na vyrovnávací nádrž 2, k rychlému vytlačování sodíku a s ním i produktů chemické reakce pronikající vody či vodní páry do sodíku z netěsného modulu ^parního generátorunla návazně k protržení první membrány 11 a propojení odlehčovací větve 12 s první nádrží 3 a tím i k havarijní ochraně z této strany modulujřfiamího generátoru Důsledkem je intenzivní tlakové odlehčení jak modulů^amího generátory^ tak i všech zařízení v sodíkovém okruhu jaderného zařízení s rychlým reaktorem a tím i k jejich havarijní ochraně. XIf there is a large leak in the modules of the generator between its water or steam side and its sodium side, when water or water vapor penetrates intensively into sodium and reacts with sodium by a stormy chemical reaction, there is an intense increase in pressure and temperature of both reaction products . as well as sodium and the stress on the metal of the modulating generator and at the same time gradually also an intense increase in pressure and temperature in the entire sodium circuit. In such a case, the connection of the steam generator according to the invention works in such a way that a safety element 9 is initiated on the sodium inlet side of the modulating generator, the safety membrane 22 is ruptured and sodium and the resulting sodium reaction products flow through the relief nozzle 25 connected to the relief pipe 8. with water or steam to the first tank 3 and after increasing the pressure in the first tank 3, the second diaphragm 13 on the connecting emergency pipe 14 ruptures and the second tank 4 is connected and any gases are discharged from the outlet circuit 15 and thus emergency protection from this side of the module. On the side of the sodium outlet from the leaking modular generator, thanks to its direct separate beverage through the connecting outlet pipe 10 to the buffer tank 2, the sodium and with it the products of the chemical reaction of penetrating water or steam into the sodium from the leaking steam module are rapidly expelled. following the rupture of the first membrane 11 and the connection of the relief branch 12 to the first tank The result is an intensive pressure relief of both the modules of the generator and all the devices in the sodium circuit of the nuclear reactor with a fast reactor and thus also their accident protection. X
Současně se provádí iniciace uzavíracích a vypouštěcích orgánů na straně vody a páry modulů® arního generátoru! Ij na příkladných obrázcích zvláště nezakreslených.At the same time, the shut-off and drain elements on the water and steam side of the modules® of the steam generator are initiated! Ij not shown in the example figures.
Seznam vztahových značekList of reference marks
- modul parního generátoru- steam generator module
- vyrovnávací nádrž- buffer tank
- první nádrž- first tank
- druhá nádrž- second tank
- vstupní kolektor- input collector
- vstupní sodíkový nátrubek- sodium inlet port
- vstupní spojovací potrubí- inlet connecting pipe
- odlehčovací potrubí- relief pipes
- bezpečnostní prvek- security element
10- výstupní spojovací potrubí10- outlet connecting pipe
- první membrána- the first membrane
12- odlehčovací větev12- relief branch
13- druhá membrána13- second membrane
14- spojovací havarijní potrubí14- connecting emergency pipeline
15- výpust15- drain
16- výstupní sodíkový nátrubek16- sodium outlet
17- vstupní komora17- inlet chamber
18- výstupní komora18- outlet chamber
19- teplosměnná trubka19- heat exchange tube
20- konfuzor20- confusor
21- trubkovnice21- tubesheets
22- bezpečnostní membrána22- safety membrane
23- vložka23- insert
24- odlehčovací komora24- relief chamber
25- odlehčovací nátrubek25- relief socket
26- dno26- bottom
27- víko27- lid
28- vstupní nátrubek28- inlet socket
Claims (4)
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2014-620A CZ2014620A3 (en) | 2014-09-10 | 2014-09-10 | Connection of steam generator in sodium circuit of fast reactor nuclear facility |
| RU2015138432K RU2752493C2 (en) | 2014-09-10 | 2015-09-09 | Sodium loop of nuclear power plant with fast neutron reactor |
| RU2015138432A RU2614136C2 (en) | 2014-09-10 | 2015-09-09 | Sodium loop of nuclear power plant with fast neutron reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2014-620A CZ2014620A3 (en) | 2014-09-10 | 2014-09-10 | Connection of steam generator in sodium circuit of fast reactor nuclear facility |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ305830B6 CZ305830B6 (en) | 2016-03-30 |
| CZ2014620A3 true CZ2014620A3 (en) | 2016-03-30 |
Family
ID=55642977
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ2014-620A CZ2014620A3 (en) | 2014-09-10 | 2014-09-10 | Connection of steam generator in sodium circuit of fast reactor nuclear facility |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ2014620A3 (en) |
| RU (2) | RU2752493C2 (en) |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1495451A (en) * | 1966-05-16 | 1967-09-22 | Commissariat Energie Atomique | heat exchanger |
| DE1501542C3 (en) * | 1966-05-31 | 1975-02-06 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bensberg | Heat exchanger system for the exchange media liquid metal / water |
| FR2429478A1 (en) * | 1978-06-23 | 1980-01-18 | Commissariat Energie Atomique | FAST NEUTRAL NUCLEAR BOILER WITH LIQUID METAL HEATER |
| FR2523268A1 (en) * | 1982-03-11 | 1983-09-16 | Novatome | DEVICE FOR PRODUCING STEAM BY EXCHANGING HEAT BETWEEN A LIQUID-COOLED METAL AND FOOD WATER COMPRISING SEVERAL INTERFACES METAL LIQUID-NEUTRAL GAS |
| FR2557280B1 (en) * | 1983-12-21 | 1986-03-28 | Commissariat Energie Atomique | SODIUM-WATER STEAM GENERATOR WITH STRAIGHT CONCENTRIC TUBES AND GAS CIRCULATION IN THE ANNULAR SPACE |
-
2014
- 2014-09-10 CZ CZ2014-620A patent/CZ2014620A3/en not_active IP Right Cessation
-
2015
- 2015-09-09 RU RU2015138432K patent/RU2752493C2/en active IP Right Revival
- 2015-09-09 RU RU2015138432A patent/RU2614136C2/en not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CZ305830B6 (en) | 2016-03-30 |
| RU2752493C2 (en) | 2021-07-28 |
| RU2015138432A (en) | 2017-03-15 |
| RU2614136C2 (en) | 2017-03-23 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8051875B2 (en) | Pipeline protection system | |
| CA2968581C (en) | Containment vessel drain system | |
| TW201727210A (en) | Sample container, sampling system, and corresponding operating method | |
| EP2392849B1 (en) | Drain treatment system | |
| CN105650479A (en) | U-shaped bidirectional coal gas water sealing device | |
| US10801736B2 (en) | Liquid distribution unit | |
| CN110148480B (en) | Nuclear power secondary circuit system | |
| CN109018287A (en) | Voltage-stablizer depressurized system for deep-sea nuclear power underwater platform | |
| ZA202207433B (en) | Electrochemical cell plant | |
| CZ2014620A3 (en) | Connection of steam generator in sodium circuit of fast reactor nuclear facility | |
| CN105448357B (en) | Containment cooling system of floating nuclear power station | |
| CN111247602B (en) | Method and system for switching to a safe state after an emergency situation in a nuclear power plant | |
| CN104864765B (en) | Vacuum water feeding system of cooling tower | |
| CN208014382U (en) | The isolating device and reactor RHR system of reactor RHR system | |
| CN101936289B (en) | Device and method for emergency stop protection and periodic test of steam main feed pump | |
| CN104112481A (en) | Releasing device capable of reducing accident source terms | |
| CZ306102B6 (en) | Modular inverted steam generator for nuclear energetic facilities | |
| CS207163B1 (en) | Crash safeguarding of the vapour generator | |
| CN214145862U (en) | Warm pump system of high-pressure standby water supply pump set of nuclear power plant | |
| RU2152088C1 (en) | System for evacuating gas from under water- moderated reactor cover | |
| JP6440479B2 (en) | Reactor heat utilization system | |
| CA3066162A1 (en) | Method and system for bringing a nuclear power plant into a safe state after extreme effect | |
| JP2011027667A (en) | Boiling-water nuclear power generation plant | |
| TR202022752T (en) | VERSATILE BOTTOM CONNECTION APPARATUS THAT PROVIDES WATER SUPPLY AND DISCHARGE IN RADIANT PANEL HEATING SYSTEMS | |
| SE537816C2 (en) | Mobile ground heater |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | Patent lapsed due to non-payment of fee |
Effective date: 20200910 |