RU197487U1 - Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора - Google Patents

Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU197487U1
RU197487U1 RU2019140948U RU2019140948U RU197487U1 RU 197487 U1 RU197487 U1 RU 197487U1 RU 2019140948 U RU2019140948 U RU 2019140948U RU 2019140948 U RU2019140948 U RU 2019140948U RU 197487 U1 RU197487 U1 RU 197487U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
tee
coolant
insert
temperature
flows
Prior art date
Application number
RU2019140948U
Other languages
English (en)
Inventor
Владимир Викторович Безлепкин
Алексей Иванович Курчевский
Владимир Олегович Кухтевич
Андрей Геннадиевич Митрюхин
Максим Юрьевич Кропотов
Original Assignee
Акционерное общество "Научно-технический и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное общество "Научно-технический и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" filed Critical Акционерное общество "Научно-технический и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ"
Application granted granted Critical
Publication of RU197487U1 publication Critical patent/RU197487U1/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/22Structural association of coolant tubes with headers
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01FMIXING, e.g. DISSOLVING, EMULSIFYING OR DISPERSING
    • B01F25/00Flow mixers; Mixers for falling materials, e.g. solid particles
    • B01F25/30Injector mixers
    • B01F25/31Injector mixers in conduits or tubes through which the main component flows
    • B01F25/313Injector mixers in conduits or tubes through which the main component flows wherein additional components are introduced in the centre of the conduit
    • B01F25/3133Injector mixers in conduits or tubes through which the main component flows wherein additional components are introduced in the centre of the conduit characterised by the specific design of the injector
    • B01F25/31331Perforated, multi-opening, with a plurality of holes
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16LPIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16L41/00Branching pipes; Joining pipes to walls
    • F16L41/02Branch units, e.g. made in one piece, welded, riveted
    • F16L41/021T- or cross-pieces
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/02Arrangements of auxiliary equipment
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16LPIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16L9/00Rigid pipes
    • F16L9/18Double-walled pipes; Multi-channel pipes or pipe assemblies
    • 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
    • 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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

Полезная модель относится к тройниковому узлу смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора. Тройниковый узел включает тройник, подключенный двумя концами к байпасу, несущему теплоноситель с одной температурой, и дополнительным отверстием - к трубопроводу подпитки системы, несущему в аварийных ситуациях теплоноситель с другой температурой, и вставку, разделяющую потоки теплоносителя с разной температурой. Вставка установлена по ходу потока теплоносителя в байпасе так, что ее внешняя часть размещена перед входом теплоносителя в тройниковый узел, а внутренняя часть размещена внутри тройникового узла консольно и представляет собой трубу с отверстиями эллиптической формы в зоне тройника. Причем тройниковый узел снабжен переходником, установленным на его выходном конце и образующим со вставкой коаксиальный канал для прохода теплоносителя. Техническим результатом является повышение надежности тройникового соединения путем сохранения его прочности за счет уменьшения высокочастотных и низкочастотных температурных пульсаций и связанных с ними циклических напряжений. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике и может быть использована в водо-водяных энергетических реакторах (ВВЭР), а более конкретно, во вспомогательных системах первого контура установки.
На современных АЭС с ВВЭР приняты двухконтурные схемы с генерацией насыщенного или слабоперегретого пара, с сепарацией и промежуточным перегревом пара перед турбиной. Уровень давления генерируемого в парогенераторе пара обусловливается допустимым нагревом теплоносителя в реакторе и составляет 6…7 МПа.
Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его второму контуру в парогенераторе. В состав первого контура, кроме реактора, парогенераторов, главных циркуляционных насосов (ГЦН) и главных циркуляционных трубопроводов входят система компенсации давления и система очистки первого контура, работающая при давлении первого контура. Для работы первого контура предусматриваются вспомогательные системы: подпитки и очистки контура, газовых сдувок, организованных протечек и дренажа спецводоочистки и др.
Система подпитки первого контура обеспечивает подачу подпиточной воды в главный циркуляционный контур для поддержания заданного уровня теплоносителя в компенсаторе давления. Она возвращает воду, отбираемую из контура на очистку, осуществляет заполнение первого контура водой, обеспечивает поддержание давления в первом контуре в аварийных ситуациях, связанных с падением давления (разрыв трубопроводов, обесточивание станции и т.д.), компенсирует расход организованных протечек из контура, а также малых аварийных протечек.
Как правило, система продувки - подпитки первого контура содержит подпиточный насос, регенеративный теплообменник, доохладитель продувочной воды, дроссельное устройство, оборудование спецводоочистки. (SU №990000 1981).
Основной проблемой таких систем является возникновение больших температурных перепадов и напряжения в металле патрубков подпитки, связанных с большой разницей температур смешивающихся потоков, которые ведут к потере прочности и разрушению оборудования. Для исключения этого в систему дополнительно вводят байпасный трубопровод, соединенный одним концом с подпиточным патрубком, а другим с продувочным патрубком.
Тройниковое соединение - широко распространенный узел, с помощью которого выполнены соединения трубопроводов в различных системах реакторных установок с ВВЭР.
Процессы теплообмена в различных элементах энергетического оборудования таких установок (трубы котлов, парогенераторов и других теплообменников, тепловыделяющие и другие конструктивные элементы реакторов, узлы приводов СУЗ (систем управления и защиты), элементы трубопроводов и др.), как правило, сопровождаются пульсациями температур.
Характеристики этих пульсаций зависят от многих факторов. Наиболее интенсивные пульсации происходят при кризисах кипения первого и второго рода, при неустойчивом "запаривании" поверхностей нагрева, при выносе влаги на нагретые поверхности, при расслоении потока, при колебаниях расхода теплоносителей, при естественной конвекции и т.д. Колебания температуры вызывают соответствующие (иногда значительные) колебания температурных напряжений, которые, добавляясь к стационарным нагрузкам в сочетании с коррозионным воздействием среды, могут привести к усталостному или коррозионному разрушению элементов.
При высоких температурах и при их сравнительно медленном изменении во времени дополнительных температурных напряжений может и не возникать. Однако и в этом случае наличие колебаний температур вызывает ускоряющее воздействие на процесс разрушения в условиях ползучести.
Происходит повреждение трубопроводов при смешении теплоносителей с большой разницей температур или при неустановившейся естественной конвекции.
Известны решения, направленные на повышение безопасности и надежности тройниковых соединений, уменьшающие термические напряжения и деформацию за счет использования покрытия из изоляционного материала, например керамики, на одном из патрубков (US №5575423 1994). Однако данное устройство не может быть использовано в ядерных реакторах вследствие невыполнения критериев прочности тройникового узла ввиду большой разницы температур смешивающихся потоков.
Наиболее близким к предложенному решению является тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора, включающий тройник, подключенный двумя концами к основному трубопроводу, несущему теплоноситель с одной температурой, и дополнительным отверстием - к дополнительному трубопроводу системы, несущему теплоноситель с другой температурой, и вставку, разделяющую потоки теплоносителя с разной температурой. (US №2014/0334594 2012).
В данном узле вставка, разделяющая потоки теплоносителя, приводит к возникновению большого температурного градиента на стыке дополнительного и основного трубопроводов, что снижает надежность тройникового соединения, поскольку при температурных деформациях трубопроводов и бокового отвода в корпусе тройника возникают значительные напряжения, которые могут превысить прочностные свойства материала, из которого выполнен тройник.
Как уже указывалось, основное требование, которое предъявляется к системе аварийной защиты в процессе проектирования, анализа и эксплуатации ядерного реактора, заключается в том, что система защиты должна обеспечить безопасность в случае аварии с потерей теплоносителя (максимальная проектная авария). Любое неожиданное прекращение потока теплоносителя через активную зону реактора может привести к серьезным последствиям для атомной электростанции в целом. Прекращение потока может произойти в результате поломки циркуляционного насоса или клапана или в результате разрыва главного трубопровода на входе в корпус реактора или на выходе из корпуса реактора.
При этом, в трубопроводе подпитки температура теплоносителя может составлять 20°С, а в байпасе - 300°С, что ведет к невыполнению критериев прочности тройникового узла ввиду большой разницы температур смешивающихся потоков.
Задачей полезной модели является обеспечение целостности и нормальной работы тройникового узла.
Технический результат, достигаемый при этом - повышение надежности тройникового соединения путем сохранения его прочности за счет уменьшения высокочастотных и низкочастотных температурных пульсаций и связанных с ними циклических напряжений.
Для решения вышеотмеченной задачи и достижения указанного технического результата в тройниковом узле смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора, включающем тройник, подключенный двумя концами к байпасу, несущему теплоноситель с одной температурой, и дополнительным отверстием - к трубопроводу подпитки системы, несущему в аварийных ситуациях теплоноситель с другой температурой, и вставку, разделяющую потоки теплоносителя с разной температурой:
вставка установлена по ходу потока теплоносителя в байпасе так, что ее внешняя часть размещена перед входом теплоносителя в тройниковый узел,
ее внутренняя часть размещена внутри тройникового узла консольно и представляет собой трубу с отверстиями эллиптической формы в зоне тройника,
тройниковый узел снабжен переходником, установленным на его выходном конце и образующим со вставкой коаксиальный канал для прохода теплоносителя.
Предпочтительно, что внутренняя поверхность внешней части вставки выполнена в виде конфузора.
Установка вставки по ходу потока теплоносителя в байпасе, так, что ее внешняя часть размещена перед входом теплоносителя в тройниковый узел, а внутренняя часть размещена внутри тройникового узла консольно и представляет собой трубу с отверстиями в зоне тройника, снабжение тройникового узла переходником, установленным на его выходном конце и образующим со вставкой коаксиальный канал для прохода теплоносителя позволяет обеспечить целостность и нормальную работу тройникового узла при нарушении условий его эксплуатации путем сохранения его прочности за счет уменьшения высокочастотных и низкочастотных температурных пульсаций и связанных с ними циклических напряжений.
Выполнение внутренней поверхности внешней части вставки в виде конфузора и отверстий в трубе вставки эллиптической формы усиливает эффект смешения потоков с разной температурой.
Ниже дано описание работы тройникового узла, которое понятно из описания фигур чертежей, прилагаемых к заявке.
На чертежах показан тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора, где на фиг. 1 - изображение узла в сборе, на фиг. 2 показано распределение температурного поля по поверхности типового тройникового узла, и на - фиг. 3 - распределение температурного поля по поверхности предлагаемого тройникового узла.
Как показано на Фиг. 1 тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора содержит тройник 1, вставку 2, внешняя часть которой 3 подсоединена к байпасному трубопроводу, несущему поток горячего теплоносителя (на чертеже не показан), а внутренняя - 4 размещена внутри тройника 1 и имеет отверстия 5. Узел снабжен переходником 6, установленным между тройником 1 и байпасным трубопроводом отвода горячего теплоносителя (на чертеже не показан). К дополнительному отверстию тройника подсоединен трубопровод подпитки 7, несущий поток холодного теплоносителя во время аварийной ситуации.
Во время работы вода забирается из ветки ГЦТ (главного центрального трубопровода) - идет к регенеративному теплообменнику - нагревает подпиточную воду - подпиточная вода идет в ГЦТ. Если теплообменник работает в нормальном режиме, проблем с тройниковым узлом не возникает, поскольку температура подпиточной воды сопоставима с температурой воды в байпасе и, соответственно, температурных напряжений не возникает.
При аварии подпиточная вода перестает нагреваться, и поступая в ветку ГЦТ через трубопровод подпитки, создает температурный градиент в теплообменнике и, соответственно, температурные напряжения в тройнике. Кроме того, снижение температуры подпиточной воды возможно и при различных, не только аварийных, режимах работы реакторной установки (РУ), в том числе обесточивании и ложном срабатывании аварийной системы защиты реактора.
При этом холодная подпиточная вода попадает в тройник 1 через трубопровод подпитки 7 и затем - в коаксиальный канал между переходником 6 и вставкой 4, и частично смешиваясь с горячей водой, поступающей через конфузор внешней части 3 вставки 2 из байпаса, окончательно смешивается с потоком, поступающим через отверстия 5 в трубе вставки 2. Это приводит к интенсивному теплообмену между холодной подпиточной водой и горячей водой, поступающей из байпаса, что обеспечивает выравнивание температур потока, проходящего через тройник, как показано на фиг. 3.
Таким образом, применение вставки 2 в тройниковом узле обеспечивает смешивание горячего и холодного теплоносителя без образования больших температурных градиентов на стыке трубопровода подпитки и байпаса. При этом воздействие относительно больших температурных градиентов приходится на вставку 2, разрушение которой не несет такой угрозы, как разрушение тройника 1 и может быть легко исправлено заменой вставки 2 на новую вставку.
Многочисленные исследования и расчеты, проведенные авторами, показали (см. фиг. 2 и фиг. 3), что предложенная конструкция позволяет обеспечить целостность и нормальную работу тройникового узла при нарушении условий его эксплуатации путем сохранения его прочности за счет уменьшения высокочастотных и низкочастотных температурных пульсаций и связанных с ними циклических напряжений.

Claims (2)

1. Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора, включающий тройник, подключенный двумя концами к байпасу, несущему теплоноситель с одной температурой, и дополнительным отверстием, подключенным к трубопроводу подпитки системы, несущему в аварийных ситуациях теплоноситель с другой температурой, и вставку, разделяющую потоки теплоносителя с разной температурой, отличающийся тем, что вставка установлена по ходу потока теплоносителя в байпасе так, что ее внешняя часть размещена перед входом теплоносителя в тройниковый узел, а внутренняя часть размещена внутри тройникового узла консольно и представляет собой трубу с отверстиями эллиптической формы в зоне тройника, при этом тройниковый узел снабжен переходником, установленным на его выходном конце и образующим со вставкой коаксиальный канал для прохода теплоносителя.
2. Тройниковый узел по п. 1, отличающийся тем, что внутренняя поверхность внешней части вставки выполнена в виде конфузора.
RU2019140948U 2017-06-30 2017-06-30 Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора RU197487U1 (ru)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2017/000470 WO2019004854A1 (en) 2017-06-30 2017-06-30 TANK MIXING UNIT OF A REACTOR VOLUME CONTROL SYSTEM

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU197487U1 true RU197487U1 (ru) 2020-04-30

Family

ID=61198880

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2018124839A RU2018124839A (ru) 2017-06-30 2017-06-30 Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора
RU2019140948U RU197487U1 (ru) 2017-06-30 2017-06-30 Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2018124839A RU2018124839A (ru) 2017-06-30 2017-06-30 Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора

Country Status (12)

Country Link
US (1) US20210202121A1 (ru)
EP (1) EP3646343A1 (ru)
JP (1) JP2020503493A (ru)
KR (1) KR20200024064A (ru)
CN (1) CN109643588A (ru)
AR (1) AR113163A1 (ru)
BR (1) BR112018069996A2 (ru)
CA (1) CA3019034A1 (ru)
JO (1) JOP20180064A1 (ru)
RU (2) RU2018124839A (ru)
WO (1) WO2019004854A1 (ru)
ZA (1) ZA201806206B (ru)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AU2020220166A1 (en) * 2019-08-22 2021-03-11 Ausplow Pty. Ltd. Section control system
CN111006096B (zh) * 2019-12-30 2021-03-16 西安交通大学 一种抑制疲劳损伤的枝型通道结构
KR102314119B1 (ko) * 2020-05-13 2021-10-19 한국원자력연구원 이동형 증기 공동 냉각장치
WO2022002064A1 (en) * 2020-06-30 2022-01-06 Ceres Intellectual Property Company Limited Heat balance mixer and sofc system comprising the same
US11944737B2 (en) 2020-11-24 2024-04-02 C. R. Bard, Inc. Air venting meter lid adapter
US20220218890A1 (en) * 2021-01-08 2022-07-14 C. R. Bard, Inc. Urinary Drainage System with Air Pressure Apparatus
US11931541B2 (en) 2021-01-08 2024-03-19 C. R. Bard, Inc. Connector for selective occlusion of drainage tube
CN112944085B (zh) * 2021-02-04 2022-12-06 西安交通大学 一种改善枝型通道内热分层现象的结构及方法
CN113990533A (zh) * 2021-10-22 2022-01-28 中国原子能科学研究院 反应堆及其冷却剂传输结构
USD980955S1 (en) * 2022-11-19 2023-03-14 Jonathan A. Martinez Gas sediment trap

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59208296A (ja) * 1983-05-13 1984-11-26 東京電力株式会社 配管継手
US20040052325A1 (en) * 2002-09-13 2004-03-18 General Electric Company Jet pump set screw wedge
FR2863696A1 (fr) * 2003-12-12 2005-06-17 Framatome Anp Dispositif de melange de deux fluides a des temperatures differentes et utilisation dans un circuit de refroidissement d'un reacteur nucleaire.
RU146849U1 (ru) * 2014-07-22 2014-10-20 Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") Теплообменный аппарат
US20140334594A1 (en) * 2011-12-29 2014-11-13 Areva Np Nuclear reactor primary circuit, with a branch equipped with a thermal sleeve
RU2595640C2 (ru) * 2014-12-04 2016-08-27 Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" ("АО "АТОМПРОЕКТ") Система пассивного отвода тепла от водоводяного энергетического реактора через парогенератор

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3409274A (en) * 1967-11-22 1968-11-05 Combustion Eng Mixing apparatus for high pressure fluids at different temperatures
DE2805576A1 (de) * 1978-02-10 1979-09-06 Interatom Mischvorrichtung fuer fluide von unterschiedlicher temperatur
SU990000A1 (ru) 1981-05-21 1987-08-15 Предприятие П/Я Г-4285 Система продувки-подпитки первого контура дерной паропроизвод щей установки
JPS60220287A (ja) * 1984-04-18 1985-11-02 株式会社日立製作所 分岐管
US5575423A (en) 1994-09-30 1996-11-19 Rockwell International Corporation Tube nozzle having thermal transient reduction
FR2876832B1 (fr) * 2004-10-15 2007-02-02 Framatome Anp Sas Element de tuyauterie en forme de t d'un circuit auxiliaire d'un reacteur nucleaire, piece de raccordement et procede de realisation et de montage de l'element de tuyauterie
CN106098123A (zh) * 2016-01-15 2016-11-09 中广核工程有限公司 一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59208296A (ja) * 1983-05-13 1984-11-26 東京電力株式会社 配管継手
US20040052325A1 (en) * 2002-09-13 2004-03-18 General Electric Company Jet pump set screw wedge
FR2863696A1 (fr) * 2003-12-12 2005-06-17 Framatome Anp Dispositif de melange de deux fluides a des temperatures differentes et utilisation dans un circuit de refroidissement d'un reacteur nucleaire.
US20140334594A1 (en) * 2011-12-29 2014-11-13 Areva Np Nuclear reactor primary circuit, with a branch equipped with a thermal sleeve
RU146849U1 (ru) * 2014-07-22 2014-10-20 Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (ОАО "ОКБМ Африкантов") Теплообменный аппарат
RU2595640C2 (ru) * 2014-12-04 2016-08-27 Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" ("АО "АТОМПРОЕКТ") Система пассивного отвода тепла от водоводяного энергетического реактора через парогенератор

Also Published As

Publication number Publication date
AR113163A1 (es) 2020-02-05
CA3019034A1 (en) 2018-12-30
US20210202121A1 (en) 2021-07-01
ZA201806206B (en) 2021-10-27
RU2018124839A3 (ru) 2020-02-04
EP3646343A1 (en) 2020-05-06
JOP20180064A1 (ar) 2019-01-30
BR112018069996A2 (pt) 2020-05-26
WO2019004854A1 (en) 2019-01-03
CN109643588A (zh) 2019-04-16
RU2018124839A (ru) 2020-02-04
KR20200024064A (ko) 2020-03-06
JP2020503493A (ja) 2020-01-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU197487U1 (ru) Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора
JP6063581B2 (ja) 液体金属の冷却材を用いる原子炉
CA2969827A1 (en) Containment internal passive heat removal system
KR102199055B1 (ko) 증기 발생기를 통한 가압수형 원자로로부터의 수동 열제거 시스템
CA2970600A1 (en) Horizontal steam generator for a reactor plant with a water-cooled water-moderated power reactor and a reactor plant with the said steam generator
CN203338775U (zh) 核电站蒸汽发生器防满溢结构
CN103776016A (zh) 一种采用直流蒸汽发生器反应堆的启停系统
JP6153628B2 (ja) ガス・蒸気タービン設備用蒸気温度調整装置
CN106642040B (zh) 一种流量分配均匀的紧凑型蒸汽发生器
KR101188545B1 (ko) 나선형 전열관을 사용하는 증기발생기의 y 형상 급수 및 증기 헤더
JP2014040981A (ja) 伝熱管の補修装置及び方法並びに蒸気発生器
RU2653053C2 (ru) Система аварийного расхолаживания ядерного реактора
CN212869729U (zh) 一种停电保护锅炉水循环系统
US4713213A (en) Nuclear reactor plant housed in a steel pressure vessel with a gas cooled small high temperature reactor
RU2073916C1 (ru) Система быстрого ввода бора в первый контур ядерной энергетической установки водо-водяного типа
RU2797256C2 (ru) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
JP6081543B1 (ja) 蒸気タービンプラント
RU2668235C1 (ru) Система аварийного расхолаживания
CN110068137B (zh) 直接式液态金属钠高功率加热系统及加热方法
RU2685220C1 (ru) Устройство первого контура двухконтурной ядерной энергетической установки
KR101712917B1 (ko) 폐열 회수 보일러 케이싱의 균열 방지를 위한 열 변형 흡수설비
RU2464656C2 (ru) Способ подачи воды
JP2015194416A (ja) 原子力発電プラント
Nesterov et al. The thermal process diagram and equipment of the secondary coolant circuit of a nuclear power station unit based on the BREST-OD-300 reactor installation for subcritical steam conditions
RU2450380C1 (ru) Способ подачи воды

Legal Events

Date Code Title Description
MM9K Utility model has become invalid (non-payment of fees)

Effective date: 20200701

NF9K Utility model reinstated

Effective date: 20210924

TK9K Obvious and technical errors in the register or in publications corrected via the gazette [utility model]

Free format text: CORRECTION TO CHAPTER -FG4K- IN JOURNAL 13-2020 FOR INID CODE(S) (24)