RU2077744C1 - Cooling system reactor core of research nuclear reactor - Google Patents

Cooling system reactor core of research nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2077744C1
RU2077744C1 SU5041405/25A SU5041405A RU2077744C1 RU 2077744 C1 RU2077744 C1 RU 2077744C1 SU 5041405/25 A SU5041405/25 A SU 5041405/25A SU 5041405 A SU5041405 A SU 5041405A RU 2077744 C1 RU2077744 C1 RU 2077744C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
pressure
hydraulic
circulation
bypass
pipeline
Prior art date
Application number
SU5041405/25A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
А.П. Бовин
А.А. Корнеев
В.Н. Маслов
С.М. Маркович
М.А. Романов
В.Д. Пугач
Original Assignee
Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники
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 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники filed Critical Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники
Priority to SU5041405/25A priority Critical patent/RU2077744C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2077744C1 publication Critical patent/RU2077744C1/en

Links

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
    • 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

FIELD: nuclear reactor engineering. SUBSTANCE: cooling system of nuclear reactor has pressurized hermetical circuit with coolant circulation loops, heat exchangers, circulation pumps and check valves at thrust side of pumps, main pipe-line and gas system for pressure balance. Coolant circulation loops each has two hydrocapacities working like receiving and thrust, connected to suction and thrust branches of circulation loops correspondingly. Thrust hydrocapacity is placed higher then receiving one and it is connected between check valve of pump and active zone of reactor. Both hydrocapacities are connected by balancing pipe-line of gas system combining upper parts of both hydrocapacities. Balancing pipe-line has check valve placed near thrust hydrocapacity. EFFECT: more effective operation of cooling system. 5 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, в том числе к исследовательским реакторам, и может быть использовано для аварийного расхолаживания ядерных реакторов с высоконапряженной активной зоной реакторов канального и корпусного типов с циркуляционными контурами под давлением. The invention relates to nuclear energy, including research reactors, and can be used for emergency cooling of nuclear reactors with a high-voltage core of channel and shell reactors with pressure circuits.

Известна система охлаждения реактора РБМК [1] с герметичным циркуляционным контуром под давлением, содержащая сепараторы пара, циркуляционные насосы и обратные клапаны на напоре циркуляционных насосов, питательные насосы, гидроаккумулирующий узел, насосы САОР и емкость запаса воды. A known RBMK reactor cooling system [1] with a pressurized pressurized circulation circuit, comprising steam separators, circulation pumps and check valves on the pressure of the circulation pumps, feed pumps, pump storage unit, SAOR pumps and a water reserve capacity.

Наиболее близким техническим решением является система охлаждения активной зоны исследовательского ядерного реактора МР [2] в которой циркуляционные петли герметичного контура под давлением содержат теплообменники, циркуляционные насосы и обратные клапаны на напоре циркуляционных насосов, аварийные насосы, магистральные трубопроводы и газовую систему поддержания давления. The closest technical solution is the core cooling system of the MP research nuclear reactor [2] in which the pressurized loop circuits contain heat exchangers, circulation pumps and check valves on the pressure of the circulation pumps, emergency pumps, main pipelines and a gas pressure maintenance system.

Недостатком известных систем охлаждения является невозможность обеспечить расхолаживание высоконапряженной активной зоны исследовательского ядерного реактора при аварии с полным обесточиванием реакторной установки (потере одновременно как внешних, так и автономных источников электропитания). A disadvantage of the known cooling systems is the inability to ensure cooldown of the high-voltage active zone of the research nuclear reactor in an accident with a complete blackout of the reactor installation (loss of both external and autonomous power sources).

Технический результат, на достижение которого направлено изобретение, заключается в повышении надежности системы за счет обеспечения охлаждения активной зоны при аварии с полным обесточиванием реакторной установки (одновременной потерей как внешнего, так и автономного электроснабжения). The technical result to which the invention is directed is to increase the reliability of the system by providing cooling of the core in an accident with a complete blackout of the reactor installation (simultaneous loss of both external and autonomous power supply).

Указанный технический результат достигается за счет того, что в системе охлаждения активной зоны исследовательского ядерного реактора с циркуляционными петлями герметичного контура под давлением, содержащей теплообменники, циркуляционные насосы и обратные клапаны на напоре циркуляционных насосов, магистральные трубопроводы и газовую систему поддеpжания давления, в циркуляционных петлях установлены по две гидроемкости напорная и приемная, подсоединенные соответственно к напорной и всасывающей ветви в данной петле, напорная гидроемкость подсоединена на участке напорной ветви между обратным клапаном насоса и активной зоной, обе гидроемкости в своих верхних частях соединены между собой перепускным трубопроводом, на выходе из напорной гидроемкости в перепускном трубопроводе установлен обратный клапан, перепускной трубопровод присоединен к газовой системе поддержания давления, кроме того, в каждой циркуляционной петле напорная гидроемкость расположена выше приемной гидроемкости, кроме того, в каждой циркуляционной петле напорная и приемная гидроемкости дополнительно соединены водяной перепускной трубкой, причем к напорной гидроемкости трубка присоединена в верхней части емкости, а к приемной в нижней ее части, кроме того, напорная гидроемкость оснащена регулирующим дроссельным устройством, например, в виде трубки с открытым верхним торцом и переменной по высоте перфорацией стенок, которая установлена в нижней части гидроемкости на выходе в трубопровод, которым гидроемкость соединен с циркуляционным контуром. Кроме того, в верхней части напорной гидроемкости, в месте выхода перепускного трубопровода, имеется тупиковая буферная полость, которая выполнена, например, за счет того, что конец перепускного трубопровода опущен внутрь напорной гидроемкости. The specified technical result is achieved due to the fact that in the cooling system of the core of the research nuclear reactor with circulation loops of a pressurized tight circuit containing heat exchangers, circulation pumps and check valves on the pressure of the circulation pumps, main pipelines and a gas pressure support system, the circulation loops are installed two hydraulic reservoirs, pressure and receiving, connected respectively to the pressure and suction branches in this loop, pressure hydro the bone is connected in the area of the pressure branch between the non-return valve of the pump and the active zone, both hydraulic reservoirs in their upper parts are interconnected by a bypass pipe, a non-return valve is installed in the bypass pipeline at the outlet of the hydraulic tank, the bypass pipe is connected to the gas pressure maintenance system, in addition, in each circulation loop, the pressure head is located higher than the receiving water capacity, in addition, in each circulation loop, the pressure and receiving water tank will complement are connected by a water bypass pipe, and the pipe is connected to the pressure head in the upper part of the tank, and to the receiver in the lower part, in addition, the pressure head is equipped with a regulating throttle device, for example, in the form of a tube with an open upper end and height-perforated walls , which is installed in the lower part of the hydraulic tank at the outlet to the pipeline, by which the hydraulic tank is connected to the circulation circuit. In addition, in the upper part of the pressurized hydraulic reservoir, at the outlet of the bypass pipeline, there is a blind buffer cavity, which is made, for example, due to the fact that the end of the bypass pipeline is lowered into the pressurized hydraulic reservoir.

Сущность изобретения поясняется на рисунке, где представлена схема системы охлаждения активной зоны исследовательского ядерного реактора. The invention is illustrated in the figure, which shows a diagram of the cooling system of the active zone of a research nuclear reactor.

Система охлаждения активной зоны исследовательского ядерного реактора выполнена, например, в виде трех отдельных циркуляционных петель герметичного контура под давлением, каждая циркуляционная петля контура содержит магистральные трубопроводы 1, теплообменник 2, циркуляционные насосы 3 и обратные клапаны 4, две гидроемкости: напорную 5 и приемную 6. Приемная гидроемкость 6 связана с всасывающей ветвью, а напорная гидроемкость 5 установлена выше приемной гидроемкости 6 и подключена к напорной ветви на участке между обратным клапаном 4 и активной зоной 7. Обе гидроемкости 5 и 6 в своих верхних частях по газовому объему соединены перепускным трубопроводом 8, к которому подключена газовая система поддержания давления 9. На выходе из напорной гидроемкости 5 в перепускном трубопроводе 8 установлен обратный клапан 10, который служит для предотвращения перетока воды из напорной гидроемкости 5 после ее заполнения в трубопровод 8. Для исключения случаев неготовности системы аварийного охлаждения к работе, в случае преждевременного срабатывания обратного клапана 10, напорная 5 и приемная 6 гидроемкости дополнительно соединены водяной трубкой 11, которая на выходе из напорной гидроемкости 5 снабжена дросселем 12. К напорной гидроемкости 5 трубка 11 присоединена в верхней части, а к приемной гидроемкости 6 к нижней ее части. Напорная гидроемкость 5 оснащена регулирующим дроссельным устройством, например, в виде трубы 13 с открытым верхним торцом и переменной по высоте перфорацией стенок, которая установлена в нижней части гидроемкости 5 на выходе в трубопровод, которым гидроемкость соединена с циркуляционным контуром. Количество и диаметр отверстий уменьшается к нижней части напорной гидроемкости 5 на выходе в трубопровод, которым гидроемкость соединена с циркуляционным контуром. В верхней части напорной гидроемкости 5 предусмотрена буферная тупиковая газовая полость 14, которая, например, может быть организована за счет того, что конец перепускного трубопровода 8 опущен вовнутрь гидроемкости 5. The core cooling system of a research nuclear reactor is made, for example, in the form of three separate circulating loops of a pressurized tight circuit, each circulating loop of the circuit contains main pipelines 1, a heat exchanger 2, circulation pumps 3 and check valves 4, two hydraulic reservoirs: pressure 5 and reception 6 The receiving hydraulic capacity 6 is connected with the suction branch, and the pressure hydraulic 5 is installed above the receiving hydraulic capacity 6 and connected to the pressure branch in the area between the check valve 4 and act zone 7. Both hydraulic capacities 5 and 6 are connected in their upper parts by gas volume to a bypass pipe 8 to which a gas pressure maintenance system 9 is connected. At the outlet of the pressure hydraulic tank 5, a bypass valve 10 is installed in the bypass pipe 8, which serves to prevent overflow water from the pressurized hydraulic reservoir 5 after it is filled into the pipeline 8. To exclude cases of unavailability of the emergency cooling system to work, in case of premature actuation of the check valve 10, pressure 5 and reception 6, the hydraulic reservoirs are additionally connected by a water pipe 11, which at the outlet of the hydraulic reservoir 5 is equipped with a throttle 12. To the hydraulic reservoir 5, the tube 11 is connected in the upper part, and to the receiving hydraulic reservoir 6 to its lower part. The pressurized hydraulic reservoir 5 is equipped with a regulating throttle device, for example, in the form of a pipe 13 with an open upper end and a wall perforation variable in height, which is installed in the lower part of the hydraulic reservoir 5 at the outlet to the pipeline, by which the hydraulic reservoir is connected to the circulation circuit. The number and diameter of the holes decreases to the lower part of the pressure head 5 at the outlet to the pipeline, by which the head is connected to the circulation circuit. A buffer dead end gas cavity 14 is provided in the upper part of the pressurized hydraulic reservoir 5, which, for example, can be organized due to the fact that the end of the bypass pipe 8 is lowered into the hydraulic reservoir 5.

Режим работы системы охлаждения включает в себя подготовительный период, рабочий и период аварийного охлаждения. The operating mode of the cooling system includes the preparatory period, the working period and the emergency cooling period.

В процессе подготовительного периода циркуляционный контур заполняют водой таким образом, чтобы приемные гидроемкости 6 были заполнены водой, а напорные гидроемкости 5 оставались пустыми. После заполнения циркуляционного контура водой, газовой системой 9 в напорной гидроемкости 5 создают требуемое давление. Включают циркуляционные насосы 3. Поскольку напор циркуляционных насосов 3 превышает разность уровней между гидроемкостями 5 и 6, напорные гидроемкости 5 заполняются водой за счет откачивания ее из приемных гидроемкостей 6, при этом газовые объемы из напорных гидроемкостей 5 через перепускные трубопроводы 8 переходят в приемные гидроемкости 6. После заполнения напорной гидроемкости 5 вода поднимается до обратного клапана 10 на газовом перепускном трубопроводе 8, и обратный клапан 10 закрывается, предотвращая переток воды в приемную гидроемкость 6 по газовому перепускному трубопроводу 8. During the preparatory period, the circulation circuit is filled with water in such a way that the receiving hydraulic tanks 6 are filled with water, and the pressure hydraulic tanks 5 remain empty. After filling the circulation circuit with water, the gas system 9 in the pressure tank 5 create the required pressure. Turn on the circulation pumps 3. Since the pressure of the circulation pumps 3 exceeds the level difference between the hydraulic reservoirs 5 and 6, the pressure hydraulic reservoirs 5 are filled with water by pumping it from the intake hydraulic reservoirs 6, while the gas volumes from the pressure hydraulic reservoirs 5 through the bypass pipelines 8 pass into the reception hydraulic reservoirs 6 After filling the pressurized hydraulic reservoir 5, the water rises to the check valve 10 on the gas bypass pipe 8, and the check valve 10 closes, preventing the flow of water into the receiving hydraulic 6 through a gas bypass pipe 8.

В системах, снабженных перепускными трубками 11, продолжается постоянный переток из напорной гидроемкости 5 в приемную 6 с небольшим расходом через дроссель 12 на перепускной водяной трубке 11. In systems equipped with overflow tubes 11, a constant flow continues from the pressure head 5 to the receiving 6 with a small flow rate through the throttle 12 on the overflow water pipe 11.

На этом подготовка циркуляционного контура к работе завершена, после чего реактор выводят на его номинальную мощность, и система охлаждения выходит на рабочий режим. On this, the preparation of the circulation circuit for operation is completed, after which the reactor is brought to its rated power, and the cooling system enters the operating mode.

Основной расход теплоносителя, создаваемый циркуляционными насосами 3, проходит через активную зону 7 и обеспечивает отвод выделяемого в ней тепла в теплообменники 2 циркуляционного контура. Небольшой расход, ограничиваемый дросселем 12, проходит по байпасному контуру с гидроемкостями 5 и 6. The main flow rate of the coolant created by the circulation pumps 3 passes through the active zone 7 and ensures the removal of the heat released in it to the heat exchangers 2 of the circulation circuit. A small flow rate limited by the throttle 12 passes along the bypass circuit with hydraulic tanks 5 and 6.

При аварийной ситуации, в случае полного обесточивания реакторной установки, и вызванного этим прекращения работы циркуляционных насосов 3, под действием разностей уровней и благодаря наличию установленных в контуре обратных клапанов 4, начинается переток воды из напорных гидроемкостей 5 через активную зону 7 в приемные гидроемкости 6. При этом по мере перехода воды из напорной гидроемкости 5 в приемную гидроемкость 6 газовая подушка перемещается по перепускному трубопроводу 8 обратно из приемной гидроемкости 8 в напорную 5, причем обратный клапан 10 не препятствует перетоку газа. Расход воды, обеспечивающий интенсивный отвод тепла от активной зоны, в начальный период обеспечивается за счет предусмотренной разности уровней между напорными и приемными гидроемкостями. В дальнейшем расход теплоносителя через активную зону постепенно снижается за счет уменьшения разностей уровней воды в напорных и приемных емкостях. In an emergency, in the event of a complete blackout of the reactor installation, and the consequent shutdown of the circulation pumps 3, under the influence of level differences and due to the presence of check valves 4 installed in the circuit, water flows from pressure hydraulic reservoirs 5 through the active zone 7 to the receiving hydraulic reservoirs 6. In this case, as the water moves from the pressure head 5 to the receiver 6, the gas cushion moves through the bypass pipe 8 back from the receiver 8 to the head 5, and the reverse valve 10 does not prevent the inflow of gas. The water flow, providing intensive heat removal from the core, in the initial period is ensured by the provided level difference between the pressure and receiving hydraulic tanks. Subsequently, the flow rate of the coolant through the active zone is gradually reduced due to a decrease in the differences in water levels in pressure and receiving tanks.

Наличие в напорной гидроемкости газового объема, находящегося под давлением в буферной полости 14, при аварийной ситуации ускоряет выход системы в режим аварийного охлаждения. The presence in the hydraulic head of the gas volume under pressure in the buffer cavity 14, in an emergency, accelerates the output of the system into emergency cooling mode.

Наличие регулирующего дроссельного устройства 13 в напорной гидроемкости 5 позволяет приблизить характер изменения расхода охлаждающей воды через реактор к характеру изменения остаточного тепловыделения в активной зоне. The presence of a regulating throttle device 13 in the pressure head 5 allows you to approximate the nature of the change in the flow rate of cooling water through the reactor to the nature of the change in residual heat in the core.

Объем воды, запасенной в гидроемкостях 5, выбран из условия такой длительности охлаждения активной зоны, которая позволяет после прекращения перетока воды перейти к эффективному охлаждению активной зоны за счет естественной циркуляции. The volume of water stored in hydraulic tanks 5 is selected from the condition of such a duration of cooling of the active zone, which allows, after the cessation of the flow of water, to switch to effective cooling of the active zone due to natural circulation.

Предлагаемая система охлаждения позволяет справиться также с аварийными ситуациями, не связанными с полным обесточиванием установки, например, - обеспечить аварийное охлаждение активной зоны при ситуациях, связанных с отказом основных систем энергоснабжения циркуляционных насосов, или при ситуациях, возникших при разгерметизации циркуляционного контура. В этом случае предлагаемая система работает вместе с насосами аварийного охлаждения. The proposed cooling system also allows you to cope with emergency situations that are not associated with a complete blackout of the installation, for example, provide emergency cooling of the core in situations associated with the failure of the main power supply systems of circulation pumps, or in situations that arose during depressurization of the circulation circuit. In this case, the proposed system works together with emergency cooling pumps.

Таким образом, предлагаемая система охлаждения активной зоны исследовательского ядерного реактора обеспечивает надежную эксплуатацию ядерной установки как в рабочем так и при возникновении аварийных ситуаций. Thus, the proposed cooling system for the core of a research nuclear reactor provides reliable operation of a nuclear installation both in operation and in emergency situations.

Кроме того, данная система исключает необходимость применения отдельных компенсаторов объема и гидроемкостей для компенсации, связанных с разгерметизацией контура, благодаря тому, что приемные и напорные гидроемкости являются неотсекаемой частью контура и выполняют функции компенсаторов объема, а также обеспечивают достаточный запас воды, требуемый при авариях с разгерметизацией контура. In addition, this system eliminates the need to use separate volume compensators and hydraulic reservoirs for compensation associated with the depressurization of the circuit, due to the fact that the receiving and pressure hydraulic reservoirs are an unbroken part of the circuit and perform the functions of volume compensators, as well as provide an adequate supply of water required during accidents with depressurization of the circuit.

Claims (1)

1 1. Система охлаждения активной зоны исследовательского ядерного реактора с циркуляционными петлями герметичного контура под давлением, содержащая теплообменники, циркуляционные насосы и обратные клапаны на напоре циркуляционных насосов, магистральные трубопроводы и газовую систему поддержания давления, отличающаяся тем, что в циркуляционных петлях установлены по две гидроемкости напорная и приемная, подсоединенные соответственно к напорной и всасывающей ветви в данной петле, причем напорная гидроемкость подсоединена на участке напорной ветви между обратным клапаном и активной зоной, обе гидроемкости в своих верхних частях соединены между собой перепускным трубопроводом, на выходе из напорной гидроемкости в перепускном трубопроводе установлен обратный клапан, перепускной трубопровод присоединен к газовой системе поддержания давления.2 2. Система по п.1, отличающаяся тем, что в каждой циркуляционной петле напорная гидроемкость расположена выше приемной гидроемкости. 2 3. Система по п.2, отличающаяся тем, что в каждой циркуляционной петле напорная и приемная гидроемкости дополнительно соединены водяной перепускной трубкой, причем к напорной гидроемкости трубка присоединена в верхней части емкости, а к приемной в нижней ее части.2 4. Система по п.1 или 2, отличающаяся тем, что напорная гидроемкость оснащена регулирующим дроссельным устройством, например, в виде трубки с открытым торцом и переменной по высоте перфорацией стенок, которая установлена в нижней части гидроемкости на выходе в трубопровод, которым гидроемкость соединена с циркуляционным контуром.2 5. Система по п.1 или 2, отличающаяся тем, что в верхней части напорной гидроемкости, в месте выхода перепускного трубопровода, имеется тупиковая буферная полость, которая выполнена, например, за счет того, что конец перепускного трубопровода опущен внутрь напорной гидроемкости.1 1. The cooling system of the active zone of a research nuclear reactor with pressurized loop circuits, containing heat exchangers, circulation pumps and check valves on the pressure of the circulation pumps, main pipelines and a gas pressure maintenance system, characterized in that two hydraulic reservoirs are installed in the circulation loops pressure and intake, respectively connected to the pressure and suction branches in this loop, and the pressure head is connected at the pore branch between the non-return valve and the core, both hydraulic reservoirs in their upper parts are interconnected by a bypass pipe, a non-return valve is installed at the outlet of the pressure hydraulic tank in the bypass pipeline, the bypass pipe is connected to a gas pressure maintenance system. 2. The system according to claim 1 , characterized in that in each circulation loop, the pressure head is located above the receiver head. 2 3. The system according to claim 2, characterized in that in each circulation loop the pressure and receiving hydrocondensations are additionally connected by a water bypass pipe, and the pipe is connected to the pressure hydrocondensation in the upper part of the tank, and to the receiving in the lower part.2 4. System according to claim 1 or 2, characterized in that the pressure fluid is equipped with a regulating throttle device, for example, in the form of a tube with an open end and wall perforation variable in height, which is installed in the lower part of the hydraulic reservoir at the outlet to the pipeline, which the hydraulic reservoir is connected to the circulation circuit.2 5. The system according to claim 1 or 2, characterized in that in the upper part of the hydraulic reservoir, at the outlet of the bypass pipeline, there is a dead-end buffer cavity, which is made, for example, due to the fact that the end of the bypass the pipeline is lowered into the pressure head.
SU5041405/25A 1992-05-08 1992-05-08 Cooling system reactor core of research nuclear reactor RU2077744C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5041405/25A RU2077744C1 (en) 1992-05-08 1992-05-08 Cooling system reactor core of research nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5041405/25A RU2077744C1 (en) 1992-05-08 1992-05-08 Cooling system reactor core of research nuclear reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2077744C1 true RU2077744C1 (en) 1997-04-20

Family

ID=21603824

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU5041405/25A RU2077744C1 (en) 1992-05-08 1992-05-08 Cooling system reactor core of research nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2077744C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2666346C2 (en) * 2014-05-05 2018-09-07 Асвад Инт, С.Л. Passive depressurisation system for pressurised vessels in nuclear reactors

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Доллежаль Н.А., Емельянов Л.Я. Канальный ядерный энергетический реактор.- М., Атомиздат, 1980, с. 88 - 89. 2. Бать Г.А., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы.- М., Энергоиздат, 1985, с. 206 - 212. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2666346C2 (en) * 2014-05-05 2018-09-07 Асвад Инт, С.Л. Passive depressurisation system for pressurised vessels in nuclear reactors

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0476563B1 (en) Nuclear reactor installation with passive cooling
US5102616A (en) Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors
US7983376B2 (en) Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same
US4608224A (en) Nuclear reactor cooled by a liquid metal
CZ124293A3 (en) Pressurized-water reactor and method of moderating effects of leakages
CN110648770B (en) Overpressure protection system for reactor cabin
US4784824A (en) Emergency cooling device for a pressurized water nuclear reactor
CN112885490B (en) Integrated passive advance small pile
US4587080A (en) Compartmentalized safety coolant injection system
RU152416U1 (en) EMERGENCY HEAT REMOVAL SYSTEM
US3001923A (en) Control of atomic power reactors
KR101463441B1 (en) High concentration boron injection system and safety injection system having the same
JP2983290B2 (en) Heat release equipment for nuclear reactors, especially pressurized water reactors
RU2077744C1 (en) Cooling system reactor core of research nuclear reactor
KR101416912B1 (en) Multi function multi stage safety injection facility and passive safety injection system having the same
US20220367076A1 (en) Passive containment cooling system for a nuclear reactor
RU96115308A (en) EMERGENCY POWER AND BORIING SYSTEM FOR A REACTOR COOLED BY PRESSURE WATER AND METHOD FOR OPERATING SUCH AN EMERGENCY POWER AND BORING SYSTEM
KR101697593B1 (en) Nuclear power plant
JPH0260845B2 (en)
RU2102800C1 (en) Power plant
RU2798485C1 (en) System of passive heat removal via once-through steam generator and method for filling it
JPH04258794A (en) Pressure accumulator injection tank for nuclear reactor emergency cooling water feeder
JPH0368282B2 (en)
CN210606657U (en) Automatic relieving device for spent fuel pool pipeline breach accident
US3607644A (en) Liquid-safety-rod system with a flexible diaphragm accumulator

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20050509