JPH0441359Y2 - - Google Patents

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JPH0441359Y2
JPH0441359Y2 JP1986037513U JP3751386U JPH0441359Y2 JP H0441359 Y2 JPH0441359 Y2 JP H0441359Y2 JP 1986037513 U JP1986037513 U JP 1986037513U JP 3751386 U JP3751386 U JP 3751386U JP H0441359 Y2 JPH0441359 Y2 JP H0441359Y2
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cooling system
vacuum
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pressure
reactor
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
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    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Turbine Rotor Nozzle Sealing (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本考案は、原子炉隔離時冷却系のグランドシー
ル装置に関する。
[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application Field] The present invention relates to a grand seal device for a cooling system during nuclear reactor isolation.

〔従来の技術〕[Conventional technology]

沸騰水型原子力発電所においては、原子炉で発
生した蒸気を主タービンに送つて発電し、主ター
ビンを出た蒸気を凝縮させて給水系により原子炉
へ戻している。何らかの原因によりこの循環が阻
害され、原子炉が隔離されると、原子炉圧力が上
昇し、逃がし安全弁が作動し、炉圧を設定値以内
に保つようになつている。一方、給水が喪失して
いるので崩壊熱による蒸気発生が続くと炉水位は
低下し続ける。
In a boiling water nuclear power plant, the steam generated in the reactor is sent to the main turbine to generate electricity, and the steam exiting the main turbine is condensed and returned to the reactor via the water supply system. If this circulation is interrupted for some reason and the reactor is isolated, the reactor pressure increases and the safety relief valve operates to keep the reactor pressure within a set value. On the other hand, since the feed water is being lost, the reactor water level will continue to fall as steam generation from decay heat continues.

このような場合に炉心の冷却及び炉水位の維持
を行なうために、原子炉隔離時冷却系が設けられ
ている。すなわち、炉水位が低になると炉蒸気に
よつてタービンポンプが駆動し、復水貯蔵槽内の
水を原子炉へ注入するようにしている。
In such a case, a reactor isolation cooling system is provided to cool the core and maintain the reactor water level. That is, when the reactor water level becomes low, a turbine pump is driven by reactor steam, and water in the condensate storage tank is injected into the reactor.

このタービンのグランドリーク部からは炉蒸気
が流出しようとするので、これを系外へ漏洩させ
ないために、グランドシール装置が必要である。
従来の原子炉隔離時冷却系グランドシール装置の
構成を第4図を用いて説明する。
Furnace steam tends to flow out from the ground leak part of the turbine, so a gland sealing device is required to prevent this from leaking out of the system.
The configuration of a conventional reactor isolation cooling system grand seal device will be explained with reference to FIG.

第4図において、原子炉隔離時には原子炉1内
で発生する炉蒸気によりタービンポンプ2を駆動
させ、復水貯蔵槽3の水を原子炉1へ注入させて
いる。タービンポンプ2を駆動した後の蒸気は蒸
気排水配管2aを介して冷却水4aを貯留したサ
プレツシヨンチエンバ4内へ排出される。一方、
タービンポンプ2のタービングランドリーク部か
ら流出しようとする蒸気は、グランドリーク配管
5を介してバロメトリツクコンデンサ6へ導びか
れ、ここで凝縮して真空タンク7に貯えられる。
真空タンク7の真空度を維持し、常にタービンポ
ンプ2のタービングランドリーク部から蒸気を吸
引できるように、真空タンク7にたまる非凝縮ガ
スを真空ポンプ8によりグランドシール配管8a
を介してサプレツシヨンチエンバ4内の冷却水4
a中に排出する。また、真空タンク7内の水位が
上昇すると、復水ポンプ9が起動して凝縮水をタ
ービンポンプ2の吸込側へ排出する。
In FIG. 4, during reactor isolation, a turbine pump 2 is driven by reactor steam generated within the reactor 1, and water from a condensate storage tank 3 is injected into the reactor 1. After driving the turbine pump 2, the steam is discharged through a steam drainage pipe 2a into a suppression chamber 4 storing cooling water 4a. on the other hand,
Steam attempting to flow out from the turbine gland leak portion of the turbine pump 2 is led to a barometric condenser 6 via a gland leak pipe 5, where it is condensed and stored in a vacuum tank 7.
In order to maintain the degree of vacuum in the vacuum tank 7 and always draw steam from the turbine gland leak part of the turbine pump 2, the non-condensable gas accumulated in the vacuum tank 7 is removed by the vacuum pump 8 through the gland seal piping 8a.
cooling water 4 in the suppression chamber 4 through
Discharge into a. Further, when the water level in the vacuum tank 7 rises, the condensate pump 9 is activated to discharge condensed water to the suction side of the turbine pump 2.

真空ポンプ8の吸込側には真空破壊弁10があ
り、真空タンク7内の圧力が低く、真空ポンプ8
が吸込圧不足に陥るおそれがある時には系外から
空気を吸込むようにしている。また、真空ポンプ
8の吐出側のグランドシール配管8aには排気中
の水分を除去するセパレータ11が設けられてお
り、このセパレータ11によつて分離した水分は
戻り配管11aを介して再び真空タンク7内に導
びかれるようになつている。このセパレータ11
下流側のグランドシール配管8aにはサプレツシ
ヨンチエンバ4内への排気は不可となつた場合に
再び真空タンク7内に非凝縮性ガスを導びき循環
運転を行なうためにバイパスライン13が配設さ
れており、このバイパスライン13には配管内の
圧力を調整するために圧力調整弁12が設けられ
ている。
There is a vacuum breaker valve 10 on the suction side of the vacuum pump 8, and when the pressure inside the vacuum tank 7 is low, the vacuum pump 8
When there is a risk of insufficient suction pressure, air is sucked in from outside the system. Further, a separator 11 is provided in the grand seal piping 8a on the discharge side of the vacuum pump 8 to remove moisture from the exhaust gas, and the moisture separated by the separator 11 is returned to the vacuum tank 7 via the return piping 11a. I am beginning to be guided within. This separator 11
A bypass line 13 is disposed in the downstream gland seal piping 8a in order to guide the non-condensable gas back into the vacuum tank 7 for circulation operation when it becomes impossible to exhaust the gas into the suppression chamber 4. A pressure regulating valve 12 is provided in this bypass line 13 to regulate the pressure inside the pipe.

〔考案が解決しようとする問題点〕[Problem that the invention attempts to solve]

以上の構成において、配管の破断により原子炉
水が炉外へ流出する冷却材喪失事故時にも、原子
炉隔離時冷却系は炉水位低により起動するように
なつている。しかしながら、原子炉隔離時とは異
なり、事故時にはサプレツシヨンチエンバ4内の
圧力が上昇し、この圧力が真空ポンプ8の最高吐
出圧力を上回る可能性がある。この結果、真空ポ
ンプ8は真空タンク7との閉ループ運転となり、
真空タンク7の真空度を維持できず、タービンポ
ンプ2のタービングランドリーク部より炉蒸気が
系外へ漏洩する司能性が生ずる。
In the above configuration, even in the event of a loss of coolant accident in which reactor water flows out of the reactor due to a rupture in a pipe, the reactor isolation cooling system is activated due to the low reactor water level. However, unlike during reactor isolation, the pressure within the suppression chamber 4 increases during an accident, and this pressure may exceed the maximum discharge pressure of the vacuum pump 8. As a result, the vacuum pump 8 is operated in a closed loop with the vacuum tank 7,
The degree of vacuum in the vacuum tank 7 cannot be maintained, and furnace steam leaks out of the system from the turbine gland leak portion of the turbine pump 2.

また、サプレツシヨンチエンバ4の圧力上昇が
小さい場合でも、真空破壊弁10からの空気の吸
込みにより、サプレツシヨンチエンバ4内の酸素
濃度が上昇し、水素爆発の可能性が増すことにな
る。
Furthermore, even if the pressure rise in the suppression chamber 4 is small, the suction of air from the vacuum breaker valve 10 will increase the oxygen concentration in the suppression chamber 4, increasing the possibility of a hydrogen explosion. Become.

本考案は上記の点に鑑みてなされたものであ
り、冷却材喪失事故時にも機能が維持でき、かつ
サプレツシヨンチエンバへ酸素を持込まない原子
炉隔離時冷却系グランドシール装置を提供するこ
とを目的とする。
The present invention has been made in view of the above points, and it is an object of the present invention to provide a reactor isolation cooling system gland seal device that can maintain its function even in the event of a loss of coolant accident and does not bring oxygen into the suppression chamber. With the goal.

〔問題点を解決するための手段〕[Means for solving problems]

本考案は、原子炉蒸気によつて駆動するタービ
ンポンプにより原子炉へ冷却水を補給する原子炉
隔離時冷却系におけるタービングランドリーク部
からの漏洩蒸気を吸引・凝縮するバロメトリツク
コンデンサ及び真空タンクと、真空タンクの真空
度を維持する真空ポンプを有する原子炉隔離時冷
却系グランドシール装置において、真空ポンプの
最高吐出圧力をサプレツシヨンチエンバの最高圧
力以上に設定し、真空ポンプの吐出側から真空タ
ンクへ戻るバイパスラインを設け、このバイパス
ラインにはオリフイスと圧力調整弁を設けて流量
を調節できるようにしたことを特徴とする原子炉
隔離時冷却系グランドシール装置にある。
This invention consists of a barometric condenser and a vacuum tank that suck and condense leaked steam from the turbine gland leak part in the reactor isolation cooling system that replenishes cooling water to the reactor using a turbine pump driven by reactor steam. In a reactor isolation cooling system ground sealing device that has a vacuum pump that maintains the vacuum level of the vacuum tank, the maximum discharge pressure of the vacuum pump is set to the maximum pressure of the suppression chamber or higher, and from the discharge side of the vacuum pump A cooling system grand seal device for reactor isolation is characterized in that a bypass line returning to a vacuum tank is provided, and this bypass line is provided with an orifice and a pressure regulating valve to adjust the flow rate.

〔作用〕[Effect]

このように構成されたものにおいては、冷却材
喪失事故時にサプレツシヨンチエンバ内の圧力が
上昇した場合には、バイパスラインに設けられた
圧力調整弁を絞るかあるいは全閉として、真空ポ
ンプがサプレツシヨンチエンバ内の圧力を上回る
吐出圧力で運転できるようにし、真空タンク内の
真空度を維持することができる。
In a device configured in this way, if the pressure inside the suppression chamber increases during a coolant loss accident, the vacuum pump is shut down by throttling the pressure regulating valve installed in the bypass line or by completely closing it. It is possible to operate at a discharge pressure higher than the pressure in the suppression chamber, and the degree of vacuum in the vacuum tank can be maintained.

上記の場合以外では、バイパスラインに設けら
れた圧力調整弁を全開あるいは絞つた状態とし
て、真空ポンプの吐出圧力の低下に伴う流量の増
加に対処して真空タンク内の真空度を維持するこ
とができる。
In cases other than the above, it is possible to maintain the degree of vacuum in the vacuum tank by fully opening or throttling the pressure regulating valve installed in the bypass line to cope with the increase in flow rate due to the decrease in the discharge pressure of the vacuum pump. can.

〔実施例〕〔Example〕

以下、本考案の第1実施例を第1図を参照して
説明する。ここで第1図に原子炉隔離時冷却系グ
ランドシール装置の概略構成図を示す。なお第1
図において、第4図と同一部分には同一符号を付
し、その部分の構成の説明は省略する。第1図に
おいて、セパレータ11の下流側のグランドシー
ル配管8aには真空タンク7へ戻るバイパスライ
ン13が設けられている。そして、このバイパス
ライン13には下流側圧力を一定に制御する圧力
調整弁15とバイパスライン13内に過大な流量
が流れないように流量を制限するオリフイス14
が設けられている。また、グランドシール配管8
aに設けられている真空ポンプ18は最高吐出圧
力がサプレツシヨンチエンバ4の設定最高圧力を
上回るように設定されており、従来設けていた真
空破壊弁10及び真空ポンプ8の締切運転防止用
圧力調整弁は削除された構成になつている。
Hereinafter, a first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. Here, FIG. 1 shows a schematic configuration diagram of a cooling system grand seal device during reactor isolation. Note that the first
In the figure, the same parts as in FIG. 4 are given the same reference numerals, and the explanation of the structure of the parts will be omitted. In FIG. 1, a bypass line 13 returning to the vacuum tank 7 is provided in the gland seal piping 8a on the downstream side of the separator 11. The bypass line 13 includes a pressure regulating valve 15 that controls the downstream pressure at a constant level, and an orifice 14 that restricts the flow rate so that an excessive flow rate does not flow into the bypass line 13.
is provided. In addition, the gland seal piping 8
The vacuum pump 18 installed in a is set so that the maximum discharge pressure exceeds the maximum pressure set in the suppression chamber 4, and is used to prevent the conventionally provided vacuum breaker valve 10 and vacuum pump 8 from shutting down. The pressure regulating valve has been removed.

以上の構成において、冷却材喪失時にサプレツ
シヨンチエンバ4内の圧力が上昇した場合には、
真空タンク7の圧力を一定に保つために、圧力調
整弁15は絞り込まれ、バイパスライン13の流
量は抑えられる。この結果、真空ポンプ18の流
量が抑えられ、サプレツシヨンチエンバ4内の圧
力を上回る吐出圧力で運転できるようになる。バ
イパスライン13の流量は、真空ポンプ18の吐
出圧力に応じ連続的に調整されるので、真空破壊
弁を設けて空気を吸込めるようにしておく必要は
ない。この時、バイパスライン13に過大な流量
が流れないよう、オリフイス14により流量を制
限する。
In the above configuration, if the pressure inside the suppression chamber 4 increases when coolant is lost,
In order to keep the pressure in the vacuum tank 7 constant, the pressure regulating valve 15 is throttled down and the flow rate in the bypass line 13 is suppressed. As a result, the flow rate of the vacuum pump 18 is suppressed, and the vacuum pump 18 can be operated at a discharge pressure higher than the pressure inside the suppression chamber 4. Since the flow rate of the bypass line 13 is continuously adjusted according to the discharge pressure of the vacuum pump 18, there is no need to provide a vacuum breaker valve to allow air to be sucked. At this time, the flow rate is restricted by the orifice 14 so that an excessive flow rate does not flow into the bypass line 13.

以上のようにして、冷却材喪失事故時にもその
機能を維持でき、かつサプレツシヨンチエンバ4
へ酸素を持込まない原子炉隔離時冷却系グランド
シール装置を得ることができる。
As described above, it is possible to maintain its function even in the event of a loss of coolant accident, and the suppression chamber 4
It is possible to obtain a cooling system grand seal device for reactor isolation that does not introduce oxygen into the reactor.

次に本考案の第2実施例を第2図を参照して説
明する。なお、第2図において、第1図と同一部
分には同一符号を付しその部分の構成の説明は省
略する。第2図において、バイパスライン16は
一端をサプレツシヨンチエンバ4の気相部に開放
されている。以上の構成によつて、真空ポンプ1
8の吐出圧力が低く、流量がタービンポンプ2か
ら真空タンク7への流入量より大の時にはサプレ
ツシヨンチエンバ4より空気を吸込んで、真空タ
ンク7の圧力が過度に低くなるのを防止する。そ
の結果本考案の第1の実施例と同様の効果を得る
ことができる。
Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In FIG. 2, the same parts as in FIG. 1 are designated by the same reference numerals, and the explanation of the structure of the parts will be omitted. In FIG. 2, the bypass line 16 has one end open to the gas phase portion of the suppression chamber 4. As shown in FIG. With the above configuration, the vacuum pump 1
When the discharge pressure of 8 is low and the flow rate is larger than the inflow from the turbine pump 2 to the vacuum tank 7, air is sucked in from the suppression chamber 4 to prevent the pressure in the vacuum tank 7 from becoming excessively low. . As a result, the same effects as the first embodiment of the present invention can be obtained.

さらに本考案の第3実施例について第3図を参
照して説明する。第3図に示すように真空タンク
7に圧力計17を設け、この圧力計17から圧力
調整弁15へ圧力信号17aを送り、圧力調整弁
15の開度調整を行なう構成としている。以上の
構成によれば、本考案の第1実施例と同様の作
用・効果を得ることができる。
Further, a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. As shown in FIG. 3, a pressure gauge 17 is provided in the vacuum tank 7, and a pressure signal 17a is sent from the pressure gauge 17 to the pressure regulating valve 15 to adjust the opening degree of the pressure regulating valve 15. According to the above configuration, it is possible to obtain the same functions and effects as in the first embodiment of the present invention.

〔考案の効果〕[Effect of idea]

以上のように、本考案に係る原子炉隔離時冷却
系グランドシール装置は、セパレータの下流側と
真空タンクを結ぶバイパスラインを設け、このパ
イパスラインに圧力調整弁及びオリフイスを設
け、真空ポンプの吐出圧力をサプレツシヨンチエ
ンバ内の設定最高圧力より大きくしたので、冷却
材喪失事故時にもその機能を維持し、系外への炉
蒸気の漏洩を防止することができる。さらには、
事故時のサプレツシヨンチエンバ内への酸素の持
込みが防止できるので水素爆発の可能性を減少さ
せることができる。
As described above, the reactor isolation cooling system gland seal device according to the present invention includes a bypass line connecting the downstream side of the separator and the vacuum tank, a pressure regulating valve and an orifice in this bypass line, and a vacuum pump discharge valve. Since the pressure is set higher than the maximum pressure set in the suppression chamber, its function can be maintained even in the event of a loss of coolant accident, and leakage of furnace steam to the outside of the system can be prevented. Furthermore,
Since oxygen can be prevented from being brought into the suppression chamber in the event of an accident, the possibility of hydrogen explosion can be reduced.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図から第3図はそれぞれ本考案の第1実施
例から第3実施例に係る原子炉隔離時冷却系グラ
ンドシール装置の概略構成図、第4図は原子炉隔
離時冷却系グランドシール装置の従来例を示す構
成図である。 1……タービンポンプ、2……サプレツシヨン
チエンバ、6……バロメトリツクコンデンサ、7
……真空タンク、13,16……バイパスライ
ン、14……オリフイス、15……圧力調整弁、
17……圧力計、18……真空ポンプ。
1 to 3 are schematic configuration diagrams of reactor isolation cooling system grand seal devices according to the first to third embodiments of the present invention, respectively, and FIG. 4 is a reactor isolation cooling system grand seal device FIG. 2 is a configuration diagram showing a conventional example. 1...Turbine pump, 2...Suppression chamber, 6...Barometric condenser, 7
... Vacuum tank, 13, 16 ... Bypass line, 14 ... Orifice, 15 ... Pressure regulating valve,
17...Pressure gauge, 18...Vacuum pump.

Claims (1)

【実用新案登録請求の範囲】 (1) 原子炉隔離時冷却系を構成するタービンポン
プにおけるタービングランドリーク部からの漏
洩蒸気を吸引しかつ凝縮するバロメトリツクコ
ンデンサ及び真空タンクと、この真空タンクの
真空度を維持しかつ漏洩蒸気をグランドシール
配管を介してサプレツシヨンチエンバに導びく
真空ポンプとから成る原子炉隔離時冷却系グラ
ンドシール装置において、前記真空ポンプの最
高吐出圧力をサプレツシヨンチエンバの設定最
高圧力以上に設定し、この真空ポンプの下流側
から真空タンクに導びかれるバイパスラインを
設け、このバイパスラインに下流側圧力を一定
に制御する圧力調整弁とバイパスラインに過大
な流量が流れるのを制限するオリフイスを設け
て成ることを特徴とする原子炉隔離時冷却系グ
ランドシール装置。 (2) 前記バイパスラインは、真空ポンプの下流側
のグランドシール配管から導びかれて成ること
を特徴とする実用新案登録請求の範囲第1項記
載の原子炉隔離時冷却系グランドシール装置。 (3) 前記バイパスラインは、グランドシール配管
の一端が開口しているサプレツシヨンチエンバ
の気相部から導びかれて成ることを特徴とする
実用新案登録請求の範囲第1項記載の原子炉隔
離時冷却系グランドシール装置。 (4) 前記圧力調整弁は真空タンクからの圧力信号
によつて制御されて成ることを特徴とする実用
新案登録請求の範囲第1項から第3項のいずれ
か1項記載の原子炉隔離時冷却系グランドシー
ル装置。
[Scope of Claim for Utility Model Registration] (1) A barometric condenser and vacuum tank that sucks and condenses leaked steam from the turbine gland leak part in a turbine pump that constitutes the reactor isolation cooling system, and the vacuum of this vacuum tank. In a reactor isolation cooling system grand seal device consisting of a vacuum pump that maintains the maximum discharge pressure of the vacuum pump and guides leaked steam to the suppression chamber via the gland seal piping, the maximum discharge pressure of the vacuum pump is set to the suppression chain. A bypass line is installed that leads from the downstream side of the vacuum pump to the vacuum tank, and there is a pressure regulating valve in this bypass line that controls the downstream pressure at a constant level, and an excessive flow rate in the bypass line. 1. A cooling system grand seal device for reactor isolation, characterized by comprising an orifice for restricting the flow of nuclear reactor isolation cooling system. (2) The reactor isolation cooling system grand seal device according to claim 1, wherein the bypass line is led from the grand seal piping on the downstream side of the vacuum pump. (3) The atom according to claim 1, wherein the bypass line is led from a gas phase part of a suppression chamber in which one end of the gland seal piping is open. Cooling system gland seal device during furnace isolation. (4) The reactor isolation system according to any one of claims 1 to 3 of the utility model registration claim, wherein the pressure regulating valve is controlled by a pressure signal from a vacuum tank. Cooling system gland seal device.
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