RU2000114919A - Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением - Google Patents

Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением

Info

Publication number
RU2000114919A
RU2000114919A RU2000114919/06A RU2000114919A RU2000114919A RU 2000114919 A RU2000114919 A RU 2000114919A RU 2000114919/06 A RU2000114919/06 A RU 2000114919/06A RU 2000114919 A RU2000114919 A RU 2000114919A RU 2000114919 A RU2000114919 A RU 2000114919A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
pipes
protective
reactor
steam production
nuclear steam
Prior art date
Application number
RU2000114919/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2200990C2 (ru
Original Assignee
Гришанинн Евгений Иванович
Фонарев Борис Ильич
Фальковский Лев Наумович
Filing date
Publication date
Application filed by Гришанинн Евгений Иванович, Фонарев Борис Ильич, Фальковский Лев Наумович filed Critical Гришанинн Евгений Иванович
Priority to RU2000114919/06A priority Critical patent/RU2200990C2/ru
Priority claimed from RU2000114919/06A external-priority patent/RU2200990C2/ru
Publication of RU2000114919A publication Critical patent/RU2000114919A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2200990C2 publication Critical patent/RU2200990C2/ru

Links

Claims (3)

1. Ядерная паропроизводящая установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением, включающая реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема, гидроемкости с холодной водой, причем реактор, в свою очередь, включает: корпус высокого давления, крышку, патрубки приводов системы управления цепной реакцией деления, патрубки большого диаметра для подвода и отвода воды в парогенератор, а также патрубки малого диаметра, соединенные с гидроемкостями, металлическую шахту, блок защитных труб, и активную зону, образованную тепловыделяющими сборками, включающими тепловыделяющие элементы стержневого типа с оболочками из сплава циркония и таблетки оксида урана и направляющие трубы для поглощающих стержней, которые соединены штангой, размещенной в защитных трубах блока защитных труб, отличающаяся тем, что в блоке защитных труб с помощью дополнительной плиты выполнен коллектор, подключенный трубопроводами к патрубкам в обечайке блока защитных труб, которые соосны отверстиям в металлической шахте, внутренним патрубками корпуса и патрубкам, соединенным с гидроемкостями, компенсатор давления подключен к одному из трубопроводов, соединяющему гидроемкости с корпусом, в пределах этого коллектора в защитных трубах блока защитных труб выполнены отверстия для прохода в них холодной воды, защитные трубы со штангами приводов регулирующих стержней снабжены дополнительными защитными трубами, на верхнем конце которых выполнены уплотняющие подпружиненные элементы, соединенные с патрубками приводов поглощающих стержней, подпружиненные элементы снабжены подвижными шаровыми уплотняющими элементами, в направляющих трубах ТВС выполнена перфорация, причем на половине направляющих труб перфорация выполнена преимущественно в нижней части активной зоны, а в остальных направляющих трубах перфорация выполнена преимущественно в верхней части активной зоны.
2. Ядерная паропроизводительная установка по п. 1, отличающаяся тем, что компенсатор давления подключен к корпусу реактора вместо одной из гидроемкостей.
3. Ядерная паропроизводительная установка по п. 1, отличающаяся тем, что дополнительные защитные трубы приварены к крышке корпуса, а подпружиненные элементы размещены на верхней плите блока защитных труб.
RU2000114919/06A 2000-06-14 2000-06-14 Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением RU2200990C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000114919/06A RU2200990C2 (ru) 2000-06-14 2000-06-14 Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000114919/06A RU2200990C2 (ru) 2000-06-14 2000-06-14 Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2000114919A true RU2000114919A (ru) 2002-05-20
RU2200990C2 RU2200990C2 (ru) 2003-03-20

Family

ID=20235975

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2000114919/06A RU2200990C2 (ru) 2000-06-14 2000-06-14 Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2200990C2 (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105679382A (zh) * 2016-03-25 2016-06-15 上海核工程研究设计院 一种核电站一回路主设备直连方式
CN110136849A (zh) * 2019-05-17 2019-08-16 中广核研究院有限公司 一种具有双层套管结构的核蒸汽供应系统的反应堆本体结构

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104508754B (zh) 核蒸汽供给系统
US11120920B2 (en) Steam generator for nuclear steam supply system
CN101154472B (zh) 一体化低温核供热堆
Carelli et al. The design and safety features of the IRIS reactor
CN102822902B (zh) 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆
Silin et al. The light water integral reactor with natural circulation of the coolant at supercritical pressure B-500 SKDI
US7889830B2 (en) Nuclear reactor downcomer flow deflector
CN102637465B (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
CN202615805U (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
US11901088B2 (en) Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US4702879A (en) Nuclear reactor with passive safety system
US3156625A (en) Core for a supercritical pressure power reactor
RU2000114919A (ru) Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением
GB1203220A (en) Nuclear reactors
JPH10319169A (ja) ヘリウム冷却高速増殖炉
CA2622547A1 (en) Pressurized fuel channel type nuclear reactor
RU2200990C2 (ru) Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением
RU2355054C1 (ru) Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора
JP2015102394A (ja) 原子炉容器の支持装置
JPH03197898A (ja) 深海用原子炉プラント
JPS5855326Y2 (ja) 復水器
Lee et al. Study on Structural Concept Design Improvement for a Gen-IV Sodium-cooled Fast Reactor
Park et al. Severe Accident Management Guidance for Pressurized Heavy Water Reactors (Development Outline)
SE9702474D0 (sv) Kärnbränslepatron
Chafey et al. Steam generator materials performance in high temperature gas-cooled reactors