RU2120673C1 - Ядерная паропроизводительная установка - Google Patents

Ядерная паропроизводительная установка Download PDF

Info

Publication number
RU2120673C1
RU2120673C1 RU97110014A RU97110014A RU2120673C1 RU 2120673 C1 RU2120673 C1 RU 2120673C1 RU 97110014 A RU97110014 A RU 97110014A RU 97110014 A RU97110014 A RU 97110014A RU 2120673 C1 RU2120673 C1 RU 2120673C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
boric acid
solution
volume
nuclear
container
Prior art date
Application number
RU97110014A
Other languages
English (en)
Other versions
RU97110014A (ru
Inventor
Б.В. Долгов
В.П. Новак
Н.А. Кирилюк
Н.Г. Татаринцев
П.Т. Попов
Original Assignee
Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
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 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" filed Critical Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
Priority to RU97110014A priority Critical patent/RU2120673C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2120673C1 publication Critical patent/RU2120673C1/ru
Publication of RU97110014A publication Critical patent/RU97110014A/ru

Links

Images

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной паропроизводительной установки путем обеспечения прекращения цепной реакции и остановки ядерного реактора при отказе механической аварийной защиты. Технический результат достигается тем, что емкость с раствором борной кислоты содержит затвор, внутренний объем которого не менее изменения объема теплоносителя в первом контуре ядерной паропроизводительной установки при всех переходных режимах ее работы. При этом один конец затвора соединен с первым контуром, а другой - с объемом емкости с раствором борной кислоты. 2 ил.

Description

Предлагаемое изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции.
Известна ядерная паропроизводительная установка /1/, содержащая реактор, парогенератор, главный циркуляционный насос, циркуляционные трубопроводы, емкость с раствором борной кислоты и соединительным трубопроводом, соединяющим емкость с раствором борной кислоты с первым контуром. Недостатком такой ядерной паропроизводительной установки является то, что необходимо в емкости с борным раствором и в соединительном трубопроводе иметь давление существенно выше, чем в первом контуре и создавать в емкости с раствором борной кислоты, азотную подушку, для которой нужно иметь газовое хозяйство и абсолютно плотную аппаратуру, чтобы в процессе эксплуатации не было перетока раствора борной кислоты в первый контур.
Известна ядерная паропроизводительная установка /2/, содержащая реактор, парогенератор, главный циркуляционный насос, циркуляционные трубопроводы, емкость с раствором борной кислоты и с подогревателем в виде встроенного змеевика, соединенного с первым контуром для подогрева раствора в емкости с раствором борной кислоты и соединительные трубопроводы с отсечной арматурой. Недостатком такой установки является то, что в процессе эксплуатации при переходных режимах из-за изменения давления в первом контуре создается перепад давления между емкостью с раствором борной кислоты и первым контуром, при котором срабатывает отсечная аппаратура на соединительных трубопроводах и происходит разбавление раствора борной кислоты в емкости с раствором борной кислоты теплоносителем первого контура, снижается концентрация борной кислоты до величины, при которой невозможна остановка ядерного реактора в случае отказа механической аварийной защиты.
Таким образом, в результате этого не обеспечивается безопасная работа ядерной паропроизводительной установки.
За прототип принимается /2/.
Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной паропроизводительной установки путем обеспечения прекращения цепной реакции и остановки ядерного реактора при отказе механической аварийной защиты.
Технический результат достигается тем что емкость с раствором борной кислоты содержит затвор, внутренний объем которого не менее изменения объема теплоносителя в первом контуре ядерной паропроизводительной установки при всех переходных режимах ее работы. При этом, один конец затвора соединен с первым контуром, а другой - с объемом емкости с раствором борной кислоты.
Сущность предлагаемого изобретения поясняется чертежом, где на фиг. 1 и 2 показана ядерная паропроизводительная установка.
Ядерная паропроизводительная установка содержит реактор 1, парогенератор 2, главный циркуляционный насос 3, всасывающий трубопровод 4, напорный трубопровод 5, емкость с раствором борной кислоты 6, трубопровод 7, соединяющий емкость раствором борной кислоты с напорным трубопроводом 5, арматуру 8, затвор 9, трубопровод 10, соединяющий емкость с раствором борной кислоты 6 с всасывающим трубопроводом.
При анализе уровня техники не обнаружено технических решений, имеющих сходные признаки с предлагаемым изобретением, т.е. настоящее решение соответствует требованию новизны.
Ядерная паропроизводительная установка представляет собой комплекс оборудования, соединенного между собой системой трубопроводов.
Реактор 1 соединен через трубопровод с парогенератором 2, который через всасывающий трубопровод 4 соединен с главным циркуляционным насосом 3. Главный циркуляционный насос 3 через напорный трубопровод 5 в свою очередь соединен с реактором 1.
Емкость 6, содержащая раствор борной кислоты с необходимой концентрацией, соединена одним соединительным трубопроводом 7 с напорным трубопроводом 5, а другим соединительным трубопроводом 10 со всасывающим трубопроводом 4. На обоих соединительных трубопроводах имеется арматура 8 которая при нормальных условиях эксплуатации находится в закрытом положении.
В емкости с раствором борной кислоты расположен затвор 9, который одним концом соединен с первым контуром, а другим концом - с объемом емкости с раствором борной кислоты.
При отказе в работе механической аварийной защиты реактора, подается сигнал на арматуру 8, арматура 8 открывается и, благодаря перепаду давления на напорном и всасывающем трубопроводе, раствор борной кислоты выдавливается из емкости с раствором борной кислоты 6 во всасывающий трубопровод 4 и главным циркуляционным насосом 3 подается в реактор, что обеспечивает прекращение цепной ядерной реакции и останов реактора без воздействия механической аварийной защиты.
В процессе работы ядерной паропроизводительной установки при переходных режимах происходят колебания давления в первом контуре за счет температурного изменения объема теплоносителя. При этом перепад давления на арматуре 8 незначительный, и поэтому она остается в закрытом положении.
Поскольку внутренний объем затвора не менее изменения объема теплоносителя в первом контуре, то теплоноситель перемещается только в объеме затвора. Так, при повышении давления в первом контуре теплоноситель перетекает в затвор, но не выливается в емкость с раствором борной кислоты и не разбавляет раствор борной кислоты. При понижении давления в первом контуре из емкости с раствором борной кислоты выдавливается теплоноситель в первый контур, но только то количество, которое поступило из первого контура.
Таким образом, затвор не допускает изменения концентрации борной кислоты в емкости с раствором борной кислоты системы быстрого ввода бора.

Claims (1)

  1. Ядерная паропроизводительная установка, содержащая реактор, парогенератор, главный циркуляционный насос, напорный трубопровод, всасывающий трубопровод, емкость с раствором борной кислоты и соединительный трубопровод, отличающаяся тем, что емкость с раствором борной кислоты содержит затвор, внутренний объем которого не менее изменения объема теплоносителя в первом контуре ядерной установки при всех переходных режимах ее работы, при этом один конец затвора соединен с первым контуром, а другой - с объемом емкости с раствором борной кислоты.
RU97110014A 1997-06-16 1997-06-16 Ядерная паропроизводительная установка RU2120673C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97110014A RU2120673C1 (ru) 1997-06-16 1997-06-16 Ядерная паропроизводительная установка

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97110014A RU2120673C1 (ru) 1997-06-16 1997-06-16 Ядерная паропроизводительная установка

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2120673C1 true RU2120673C1 (ru) 1998-10-20
RU97110014A RU97110014A (ru) 1999-02-20

Family

ID=20194206

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97110014A RU2120673C1 (ru) 1997-06-16 1997-06-16 Ядерная паропроизводительная установка

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2120673C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU184861U1 (ru) * 2018-04-10 2018-11-13 Акционерное общество "Центральный конструкторско-технологический институт арматуростроения" Ядерная паропроизводительная установка

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Система быстрого ввода бора в 1 контур. Схема гидравлическая принципиальная. 397.01.00.00.000 ГЗ. ЦНИИТЭИтяжмаш. Зарубежный опыт, энергетическое машиностроение. Экспресс-информация. Вып. 16. - Москва, 1988, по материалам журнала "Nucleaar Energy". V. 26, 1987. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU184861U1 (ru) * 2018-04-10 2018-11-13 Акционерное общество "Центральный конструкторско-технологический институт арматуростроения" Ядерная паропроизводительная установка

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103383865B (zh) 用于核反应堆的被动应急给水系统
CN107293338A (zh) 核反应堆安全系统
US4587079A (en) System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
US20210202121A1 (en) Flow Mixing T-Unit of Reactor Volume Control System
KR850000730A (ko) 수냉형 원자로의 안전냉각장치
US3894391A (en) Feedwater purification system for a steam power plant with boiling-water reactor
RU2120673C1 (ru) Ядерная паропроизводительная установка
CN108447570B (zh) 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出系统
SE302309B (ru)
US4208298A (en) Process for treating radioactive liquid waste
US4216057A (en) Purifying plant for water to be vaporized in a steam generator of a nuclear reactor
CN200979149Y (zh) 工业锅炉伴给水加药系统
RU2152088C1 (ru) Система газоудаления из-под крышки реактора реакторной установки водо-водяного типа
CN208938662U (zh) 一种海洋核动力平台反应堆余热排出系统
JPS6229995Y2 (ru)
RU2073916C1 (ru) Система быстрого ввода бора в первый контур ядерной энергетической установки водо-водяного типа
RU2225045C2 (ru) Ядерная паропроизводительная установка
CN106437877A (zh) 核电站常规岛控制油备用系统及对控制油的处理方法
SU1072644A1 (ru) Ядерна энергетическа установка водо-вод ного типа
WO2021047697A1 (en) Long-term heat removal system from a containment
RU2107344C1 (ru) Система газоудаления из главного циркуляционного насоса реакторной установки водо-водяного типа
JPH0227283Y2 (ru)
SE8106146L (sv) Huvudangledning i en kernreaktor
JPS6350798A (ja) ほう酸水貯蔵タンクの保温装置
JPS5631573A (en) Valve check device