RU139057U1 - FIRST BOOT OF THE POOL NUCLEAR REACTOR - Google Patents
FIRST BOOT OF THE POOL NUCLEAR REACTOR Download PDFInfo
- Publication number
- RU139057U1 RU139057U1 RU2013152276/07U RU2013152276U RU139057U1 RU 139057 U1 RU139057 U1 RU 139057U1 RU 2013152276/07 U RU2013152276/07 U RU 2013152276/07U RU 2013152276 U RU2013152276 U RU 2013152276U RU 139057 U1 RU139057 U1 RU 139057U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- pool
- circuit
- pipelines
- basin
- Prior art date
Links
Images
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)
Abstract
Первый контур бассейнового ядерного реактора, содержащий бассейн с активной зоной внутри него, по крайней мере, один циркуляционный насос и, по крайней мере, один теплообменный аппарат, соединенные между собой и с бассейном реактора трубопроводами циркуляции теплоносителя с участками подвода и отвода к активной зоне, расположенными внутри бассейна реактора, и запорной арматурой, установленной на трубопроводах за пределами бассейна реактора, отличающийся тем, что контур снабжен дополнительной запорной арматурой на участках подвода и отвода трубопровода внутри бассейна реактора.The first circuit of a pool nuclear reactor, containing a pool with an active zone inside it, at least one circulation pump and at least one heat exchanger, connected to each other and to the reactor pool by coolant circulation pipelines with areas of supply and discharge to the core, located inside the reactor basin, and shutoff valves installed on pipelines outside the reactor basin, characterized in that the circuit is equipped with additional shutoff valves at the pipeline inlet and outlet sections inside the reactor basin.
Description
Полезная модель относится к ядерной технике, а именно, к первым контурам бассейновых ядерных реакторов.The utility model relates to nuclear engineering, namely, to the first contours of basin nuclear reactors.
Наиболее близким по своей совокупности существенных признаков к заявляемой полезной модели является первый контур бассейнового ядерного реактора, содержащий бассейн с активной зоной внутри него, по крайней мере, один циркуляционный насос и, по крайней мере, один теплообменный аппарат, соединенные между собой и с бассейном реактора трубопроводами циркуляции теплоносителя с участками подвода и отвода к активной зоне, расположенными внутри бассейна реактора, и запорной арматурой, установленной на трубопроводах за пределами бассейна реактора (Decommissions Plan of VVR-S research reactor at Bucharest-Maguerele, Romania, 8 July 2011, 9 стр.).The closest in its totality of essential features to the claimed utility model is the first circuit of a basin-wide nuclear reactor containing a pool with an active zone inside it, at least one circulation pump and at least one heat exchanger connected to each other and to the reactor pool coolant circulation pipelines with inlet and outlet sections to the core located inside the reactor pool and shutoff valves installed on pipelines outside the rea pool torus (Decommissions Plan of VVR-S research reactor at Bucharest-Maguerele, Romania, 8 July 2011, 9 pp.).
Недостатком известного контура является то, что при проведении монтажных и пусконаладочных работ, а также периодических гидроиспытаний оборудования и трубопроводов I контура в процессе эксплуатации реактора зона испытаний ограничена запорной арматурой, установленной на трубопроводах I контура вне бассейна реактора, что выводит из освидетельствования неотключаемые участки трубопроводов от запорной арматуры до бассейна реактора и создает дополнительные нагрузки на элементы запорной арматуры, что может привести к потере ее работоспособности.A disadvantage of the known circuit is that during installation and commissioning, as well as periodic hydraulic testing of equipment and pipelines of the I circuit during operation of the reactor, the test zone is limited by shutoff valves installed on the pipelines of the I circuit outside the reactor pool, which leads to non-disconnect sections of pipelines from the inspection shut-off valves to the reactor pool and creates additional loads on the elements of the shut-off valves, which can lead to the loss of its operation community.
Задачей настоящей полезной модели является включение в цикл гидроиспытаний всего оборудования и трубопроводов I контура от выхода из бассейна реактора до входа в него.The objective of this utility model is to include in the hydrotest cycle all equipment and pipelines of the first circuit from the outlet of the reactor pool to the entrance to it.
Техническим результатом полезной модели является снижение нагрузок на элементы запорной арматуры за пределами бассейна реактора.The technical result of the utility model is to reduce the loads on the elements of the shutoff valves outside the reactor pool.
Указанный технический результат достигается тем, что первый контур системы охлаждения бассейнового ядерного реактора, содержащий бассейн с активной зоной внутри него, по крайней мере, один циркуляционный насос и, по крайней мере, один теплообменный аппарат, соединенные между собой трубопроводами циркуляции теплоносителя с участками подвода и отвода к активной зоне, расположенными внутри бассейна реактора, и запорной арматурой, установленной на трубопроводах за пределами бассейна реактора,The specified technical result is achieved in that the first circuit of the cooling system of a basin-wide nuclear reactor containing a pool with an active zone inside it, at least one circulation pump and at least one heat exchanger, interconnected by coolant circulation pipelines with supply sections and access to the core located inside the reactor pool and shutoff valves installed on pipelines outside the reactor pool,
согласно настоящей полезной модели контур снабжен дополнительной запорной арматурой на участках подвода и отвода трубопровода внутри бассейна реактора.according to this utility model, the circuit is equipped with additional shutoff valves in the areas of supply and removal of the pipeline inside the reactor pool.
Наличие дополнительной запорной арматуры, расположенной на трубопроводе внутри бассейна реактора, позволяет проводить гидроиспытания всех участков первого контура от выхода из бассейна реактора до входа в него. Снижение нагрузок на элементы запорной арматуры трубопроводов I контура вне бассейна реактора достигается за счет того, что при закрытой запорной арматуре внутри бассейна реактора во время гидроиспытаний они находятся в положении «открыто», в результате чего не испытывают гидравлического удара.The presence of additional shutoff valves located on the pipeline inside the reactor pool allows for hydrotesting of all sections of the primary circuit from the outlet of the reactor pool to the entrance to it. Reducing the loads on the shutoff valves of the I circuit pipelines outside the reactor pool is achieved due to the fact that when the shutoff valves inside the reactor pool are closed, they are in the “open” position during hydrotesting, as a result of which they do not experience hydraulic shock.
Сущность полезной модели поясняется чертежом, на котором изображена схема первого контура бассейнового ядерного реактора.The essence of the utility model is illustrated by the drawing, which shows a diagram of the first circuit of a basin nuclear reactor.
Первый контур включает бассейн реактора 1, внутри которого расположена активная зона 2. За пределами бассейна реактора 1 установлено оборудование первого контура: по крайней мере, один циркуляционный насос 3 и, по крайней мере, один теплообменный аппарат 4. Оборудование первого контура соединяется между собой и с бассейном реактора 1 трубопроводом циркуляции теплоносителя с участками подвода 5 и отвода 6, расположенными внутри бассейна реактора 1, по которым в бассейн реактора 1 поступает холодный и уходит горячий теплоноситель. Участки подвода 5 и отвода 6 могут быть расположены выше, на уровне или ниже активной зоны. Трубопровод циркуляции теплоносителя снабжен запорной отсечной арматурой 7 и 8, установленной за пределами бассейна реактора 1, и внутри него на участках подвода 5 и отвода 6. Запорная арматура 8, установленная внутри бассейна реактора, может быть выполнена следующим образом. На участках подвода 5 и отвода 6 трубопровода вварен стояк 9. Внутри стояка с помощью тяги 10 и механизма перемещения 11, установленного на верхнем перекрытии реактора, двигается запорный орган 12. Запорный орган имеет два фиксированных положения: «открыто» при штатной работе реактора и «закрыто» при гидроиспытаниях I контура.The first circuit includes a
При нормальной работе реактора запорный орган 12 арматуры 8 находится в положении «открыто», в то время, как при проведении гидроиспытаний оборудования первого контура его переводят в положение «закрыто» на участках подвода и отвода 5 и 6, отсекая тем самым часть тракта, подвергаемого гидроиспытаниям. Через дополнительные трубопроводы (на чертеже не показано) в первом контуре повышают давление для проверки отсеченной части тракта на наличие течей в трубопроводах. При необходимости испытания всех трубопроводов первого контура запорную арматуру 7, расположенную вне бассейна реактора, переводят в положении «открыто», дополнительно снижая давление на ее элементы.During normal operation of the reactor, the shut-off
Кроме того, в случае расположения участков подвода 5 и отвода 6 трубопровода циркуляции теплоносителя или одного из этих участков ниже активной зоны, при аварии с разрывом трубопровода за пределами бассейна реактора происходит утечка воды из бассейна с возможным осушением активной зоны. При возникновении течи в 1 контуре по падению давления срабатывает аварийная защита (AЗ), и реактор переводится в подкритическое состояние. Одновременно со срабатыванием AЗ запорный орган 12 переводится в положение «закрыто», тем самым предотвращая утечку воды из бассейна и обезвоживание активной зоны.In addition, in the case of the location of the
Данную полезную модель возможно использовать при проектировании новых и модернизации существующих бассейновых реакторов широкого назначения.This utility model can be used in designing new and modernizing existing general-purpose basin reactors.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013152276/07U RU139057U1 (en) | 2013-11-25 | 2013-11-25 | FIRST BOOT OF THE POOL NUCLEAR REACTOR |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013152276/07U RU139057U1 (en) | 2013-11-25 | 2013-11-25 | FIRST BOOT OF THE POOL NUCLEAR REACTOR |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU139057U1 true RU139057U1 (en) | 2014-04-10 |
Family
ID=50436060
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2013152276/07U RU139057U1 (en) | 2013-11-25 | 2013-11-25 | FIRST BOOT OF THE POOL NUCLEAR REACTOR |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU139057U1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2769102C1 (en) * | 2021-06-14 | 2022-03-28 | Виталий Алексеевич Узиков | Passive cooling system of a nuclear reactor |
-
2013
- 2013-11-25 RU RU2013152276/07U patent/RU139057U1/en active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2769102C1 (en) * | 2021-06-14 | 2022-03-28 | Виталий Алексеевич Узиков | Passive cooling system of a nuclear reactor |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA2969827C (en) | Containment internal passive heat removal system | |
CN108181099B (en) | A kind of nuclear reactor pressurizer safety valve leak test by filling water system and its test method | |
RU152416U1 (en) | EMERGENCY HEAT REMOVAL SYSTEM | |
GB2535848A (en) | Secondary side passive waste heat removal system | |
CN104504259A (en) | Evaluation method for initiative emission decision of containment vessel in nuclear power plant | |
RU139057U1 (en) | FIRST BOOT OF THE POOL NUCLEAR REACTOR | |
Wang et al. | Analysis on blow-down transient in water ingress accident of high temperature gas-cooled reactor | |
Min et al. | Experimental verification on the integrity and performance of the passive residual heat removal system for a SMART design with VISTA-ITL | |
EA201600417A1 (en) | REACTOR ON FAST NEUTRONS AND UNIT OF A REFLECTOR NEUTRONS REACTOR ON FAST NEUTRONS | |
CN201348139Y (en) | Cooling water backup pipeline system | |
CN202545211U (en) | Hydraulic pump testing system capable of controlling oil liquid temperature | |
CN202746946U (en) | Reserved pipeline system for cooling water | |
CN205024169U (en) | Adopt regenerator of nitrogen gas to get heat facility | |
JP6314059B2 (en) | Boiling water nuclear power plant | |
CN207716400U (en) | The drainage system of continuous sewage-discharge volum expander for boiler | |
KR101524658B1 (en) | Blowdown Simulation Method during the LBLOCA(Large Break Loss of Coolant Accident) using DVI(Direct Vessel Injection) lines | |
CN203069333U (en) | Cooler water leakage on-line detection device | |
CN203656906U (en) | Booster pump mechanical seal water system | |
EP3859749A1 (en) | Method and system for returning a nuclear power station to a safe state after an extreme event | |
Singh et al. | Study of incident water hammer in an engineering loop under two-phase flow experiment | |
CN202957108U (en) | Transformer cooling oil cooling device | |
RU2668235C1 (en) | Emergency cooling system | |
RU2578738C1 (en) | Hydraulic lock device for protection against ingress of nitrogen in radial-axial bearing of main circulation pump | |
Chung et al. | A steam or gas pressurizer effect on the system pressure characteristics for an integral pressurized water reactor | |
CN103206563B (en) | Differential pressure open-close safety check |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
TC1K | Change in the utility model inventorship |
Effective date: 20140620 |