RU2520979C1 - Nuclear power station auxiliaries redundancy - Google Patents
Nuclear power station auxiliaries redundancy Download PDFInfo
- Publication number
- RU2520979C1 RU2520979C1 RU2013109665/07A RU2013109665A RU2520979C1 RU 2520979 C1 RU2520979 C1 RU 2520979C1 RU 2013109665/07 A RU2013109665/07 A RU 2013109665/07A RU 2013109665 A RU2013109665 A RU 2013109665A RU 2520979 C1 RU2520979 C1 RU 2520979C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- steam
- plant
- nuclear power
- power
- steam turbine
- Prior art date
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
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Abstract
Description
Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования в атомной энергетике, на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами.The invention relates to the field of energy and is intended for use in nuclear energy, at nuclear power plants (NPPs) with water-cooled reactors.
Предложенный способ позволяет решить задачу обеспечения резервирования собственных нужд атомной электростанции на случай ее полного обесточивания.The proposed method allows to solve the problem of providing backup of the own needs of a nuclear power plant in the event of its complete blackout.
Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе дизель-генераторов (см. В. А. Иванов "Полное обесточивание энергоблока", "Эксплуатация АЭС", Энергоатомиздат, Санкт-Петербург, 1994, с.330-332). Известный способ предназначен для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Известный способ заключается в том, что при полном обесточивании энергоблока АЭС, которое может произойти в результате аварий в энергосистеме, коротких замыканий как во внешней сети, так и в энергооборудовании самого энергоблока, и др., возникает аварийный режим, сопровождающийся обесточиванием шин собственных нужд, срабатыванием аварийной защиты первого рода реактора (введение в активную зону всех штатных поглотителей) и формированием сигнала на автоматическое включение аварийных каналов дизель-генераторами. При этом мощность реактора быстро снижается до уровня остаточного тепловыделения. Сброс остаточного пара осуществляется в атмосферу через быстродействующие редукционные устройства и, как правило, предохранительные клапаны парогенераторов. Электропитание всех механизмов, обеспечивающих расхолаживание и вывод энергоблока из работы, производится от дизель-генераторов.There is a method of reserving the auxiliary needs of nuclear power plants based on diesel generators (see V. A. Ivanov “Complete blackout of a power unit”, “Operation of a nuclear power plant”, Energoatomizdat, St. Petersburg, 1994, p. 330-332). The known method is intended to provide the possibility of dampening and decommissioning of nuclear power plants with full blackout. The known method consists in the fact that when the power unit of a nuclear power plant is completely de-energized, which can occur as a result of accidents in the power system, short circuits both in the external network and in the power equipment of the unit itself, etc., an emergency mode occurs, accompanied by de-energization of the auxiliary buses, triggering emergency protection of the first kind of reactor (introducing into the active zone all standard absorbers) and generating a signal for the automatic inclusion of emergency channels by diesel generators. In this case, the reactor power rapidly decreases to the level of residual heat. Residual steam is discharged into the atmosphere through high-speed reducing devices and, as a rule, safety valves of steam generators. The power supply of all mechanisms that provide cooldown and decommissioning of a power unit is carried out from diesel generators.
Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.The disadvantage of this method is that when cooling is not used, the useful energy of the residual heat of the reactor core, and the residual vapor is discharged into the atmosphere. In addition, the range of tasks to be solved is limited, since diesel generators stand idle for a long time and require their current maintenance.
Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе устройства системы электроснабжения посредством источников разного принципа действия (см. патент РФ на изобретение №63614, МПК H02J 9/00, опубл. 27.05.2007), предназначенный для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Его суть заключается в расположении в традиционной схеме резервного энергоснабжения, основанной на дизель-генераторах, дополнительных резервных источников - гидроагрегатов, так как для охлаждения активной зоны АЭС всегда применяется водохранилище, искусственное или природное. После внезапного отключения потребителей от внешней энергосистемы, в течение нескольких секунд включаются дизель-генераторы, если запуск всех резервных дизель-генераторов не срабатывает, тогда последовательно запускаются гидротурбины. Сработавший гидрогенератор (один из трех) обеспечивает отпуск электроэнергии на собственные нужды АЭС.There is a method of reserving the auxiliary needs of nuclear power plants based on the device of the power supply system through sources of different operating principles (see RF patent for the invention No. 63614, IPC H02J 9/00, published May 27, 2007), designed to provide the possibility of damping and decommissioning of nuclear power plants at full blackout. Its essence lies in the location in the traditional scheme of backup power supply based on diesel generators of additional backup sources - hydraulic units, since a reservoir, artificial or natural, is always used to cool the core of a nuclear power plant. After a sudden disconnection of consumers from the external power system, the diesel generators are switched on for several seconds, if the start of all the backup diesel generators does not work, then the hydraulic turbines start up in sequence. A triggered hydrogenerator (one of three) provides electricity supply for the NPP's own needs.
Недостатком известного решения является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы и гидротурбины длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.A disadvantage of the known solution is that when cooling is not used, the energy of the residual heat of the reactor core is not useful, and the residual vapor is discharged into the atmosphere. In addition, the range of tasks to be solved is limited, since diesel generators and hydraulic turbines stand idle for a long time and require their current maintenance.
Известны способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение №2162621, МПК G21C 15/18, G 21D 3/00, опубл. 27.01.2001). Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточного тепловыделения реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока и масла на подшипники штатного турбогенератора.There is a method of dampening and decommissioning of a nuclear power plant or a nuclear power plant for another purpose with full blackout and a device for its implementation (see RF patent for the invention No. 2162621, IPC G21C 15/18, G 21D 3/00, publ. 27.01 .2001). The known method provides for an accelerated shutdown of the turbogenerator with full blackout due to the use of the residual heat of the reactor and the accumulated heat energy to generate water vapor and trigger it in a specially designed additional steam turbine installation. An additional steam turbine unit, receiving steam from the main steam line, provides the required feed water flow rate to the steam generating unit of the power unit and oil to the bearings of a standard turbogenerator.
Недостатком известного способа является невозможность останова энергоблока в штатном режиме при полном обесточивании атомной электростанции, так как описанный способ позволяет осуществить лишь частичное расхолаживание энергоблока, после чего необходимо подключение дополнительных источников энергии (дизель-генератора). Поддержание необходимой для этого специальной паротурбинной установки в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), а также обеспечение необходимого запаса теплоносителя с необходимыми параметрами в теплогидроаккумуляторе требует дополнительных расходов энергии, усложняет и снижает безотказность работы схемы.A disadvantage of the known method is the impossibility of shutting down the power unit in normal mode with a complete blackout of the nuclear power plant, since the described method allows only partial cooling of the power unit, after which it is necessary to connect additional energy sources (diesel generator). Maintaining the required special steam turbine unit in an immediate state of readiness for operation (in the hot standby mode or in operation with a minimum load), as well as providing the necessary coolant supply with the necessary parameters in the thermal accumulator, requires additional energy consumption, complicates and reduces the reliability of the circuit.
Наиболее близким аналогом является известный способ резервирования собственных нужд на основе ГТУ (см., например, статью: Сравнительная эффективность использования газотурбинных и газопоршневых установок для дополнительного резервирования собственных нужд АЭС / О.Н. Фаворский, Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, М.В. Гариевский // Теплоэнергетика. 2009. №4. С.38-43), схема предназначена для резервированием собственных нужд АЭС и повышения ее маневренности. Постоянно работающие маневренные газотурбинные установки (ГТУ) либо газопоршневые агрегаты (ГПА) применяются наряду с резервированием собственных нужд АЭС, также для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы, с утилизацией тепла продуктов сгорания для подогрева питательной воды или химически обессоленной воды на станции.The closest analogue is the well-known method of reserving auxiliary needs on the basis of gas turbines (see, for example, the article: Comparative Efficiency of Using Gas Turbine and Gas Piston Units for Additional Reservation of Own Needs of NPPs / O. N. Favorsky, R.Z. Aminov, A.F. Shkret, MV Garievsky // Thermal Power Engineering. 2009. No. 4. P.38-43), the scheme is designed to reserve the NPP's own needs and increase its maneuverability. Constantly operating maneuverable gas turbine units (GTU) or gas piston units (GPU) are used along with backup of the auxiliary needs of nuclear power plants, also to cover peak electrical loads of the power system, with the use of heat of combustion products to heat feed water or chemically demineralized water at the station.
Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, станция имеет малый диапазон маневрирования мощности, т.к. ГТУ продолжает находиться в работе во внепиковые часы. Работа ГТУ ночью неэкономична. Уходящие газы используется в цикле АЭС, что усложняет ее работу.The disadvantage of this method is that when cooling is not used, the useful energy of the residual heat of the reactor core, and the residual vapor is discharged into the atmosphere. In addition, the station has a small power maneuvering range, as GTU continues to be in operation during off-peak hours. The work of gas turbines at night is uneconomical. Exhaust gases are used in the nuclear power plant cycle, which complicates its operation.
Задачей настоящего изобретения является резервирование собственных нужд АЭС путем размещения в непосредственной близости от станции парогазовой установки с использованием ее для покрытия пиковых нагрузок энергосистемы.The objective of the present invention is to reserve the auxiliary needs of nuclear power plants by placing in the immediate vicinity of the station a combined cycle plant using it to cover the peak loads of the power system.
Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является обеспечение электроснабжения собственных нужд АЭС при полном обесточивании, с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора и парогазовой установки (ПГУ), эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. Оборудование ПГУ выведено за территорию площадки станции.The technical result achieved by using the present invention is to provide power to the auxiliary needs of nuclear power plants with complete de-energization, with the possibility of cooling the water-cooled reactors in the normal mode by using the energy of the residual heat of the reactor core and combined cycle plant (CCP), which is effectively used to increase the maneuverability of the power unit NPP in operational conditions. CCGT equipment was taken out of the station site.
Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого и низкого давления, устройство парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход цилиндра высокого давления соединен трубопроводом с устройством парораспределения, парогазовую установку, состоящую из газотурбинной установки, котла-утилизатора и дополнительной паротурбинной установки, при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к котлу-утилизатору и к устройству парораспределения перед цилиндром высокого давления основной турбины посредством трубопровода, оборудование, входящее в состав парогазовой установки, выведено за территорию площадки АЭС, при полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции, согласно изобретению, в течение времени использования остаточного тепловыделения, в рабочее состояние приводится газотурбинная установка, которая обеспечивает электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.The specified technical result is achieved by the fact that at a nuclear power plant containing a steam turbine with high and low pressure cylinders, a steam distribution device, a separator, an intermediate superheater, the inlet of the high pressure cylinder being connected by a pipeline to a steam distribution device, a combined cycle gas turbine unit, a recovery boiler and an additional steam turbine installation, while an additional steam turbine installation is connected to the recovery boiler and to the steam distribution device before the high-pressure cylinder of the main turbine through the pipeline, the equipment included in the combined cycle plant is taken out of the territory of the NPP site, when completely de-energized, the steam generated in the steam generating plant due to the residual heat of the core is sent to an additional steam turbine plant in which it generates the necessary electricity for power supply of auxiliary needs of the station, according to the invention, during the use of residual heat, in working condition The charm is given to a gas turbine unit, which provides power to the auxiliary needs of the NPP until the connection with the power system is restored or the plant is operating normally.
Сущность изобретения заключается в обеспечении резервирования собственных нужд АЭС на случай полного обесточивания путем генерации пара в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений активной зоны и использования его в дополнительной паротурбинной установке, в которой вырабатывается необходимая для электроснабжения собственных нужд станции электроэнергия. По мере расхолаживания активной зоны количество пара, генерируемого в паропроизводящей установке, будет снижаться, за это время приводится в рабочее состояние ГТУ.The essence of the invention is to provide backup of the auxiliary needs of nuclear power plants in the event of a complete blackout by generating steam in a steam generating installation due to residual heat from the core and using it in an additional steam turbine installation, which produces the necessary electric power to supply the station’s own needs. As the core cools down, the amount of steam generated in the steam generating plant will decrease, during which time the gas turbine is put into operation.
На рис.1 показана схема резервирования собственных нужд АЭС. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - цилиндр высокого давления (ЦВД) паровой турбины; 2 - цилиндр низкого давления (ЦНД) паровой турбины; 3 - сепаратор; 4 - промежуточный перегреватель; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсаторы; 7 - устройство парораспределения; 8 - компрессор (К); 9 - камера сгорания (КС); 10 - газовая турбина; 11 - котел-утилизатор (КУ); 12 - дополнительная паровая турбина; 13 - устройство распределения конденсата.Fig. 1 shows a backup scheme for the auxiliary needs of nuclear power plants. The positions in the drawing indicate the following: 1 - high pressure cylinder (CVP) of a steam turbine; 2 - low pressure cylinder (LPC) of a steam turbine; 3 - separator; 4 - intermediate superheater; 5 - electric generators; 6 - capacitors; 7 - steam distribution device; 8 - compressor (K); 9 - combustion chamber (KS); 10 - gas turbine; 11 - waste heat boiler (KU); 12 - additional steam turbine; 13 - condensate distribution device.
В эксплуатационном режиме работы атомной электростанции пар из паропроизводящего устройства через парораспределительное устройство 7 направляется в ЦВД 1, затем через сепаратор 3 и промежуточный паро-паровой перегреватель 4 поступает в ЦНД 2, после чего пар конденсируется в конденсаторе 6 паровой турбины. При этом на генераторе 5 паровой турбины вырабатывается электрическая мощность. В работе на минимальной нагрузке находится дополнительная турбина 12, за счет пара, отбираемого из устройства парораспределения 7, или работы ГТУ на минимальной нагрузке.In the operational mode of operation of a nuclear power plant, steam from the steam generating device through the steam distribution device 7 is sent to the HPP 1, then through the separator 3 and the intermediate steam-steam superheater 4 enters the low pressure cylinder 2, after which the steam is condensed in the condenser 6 of the steam turbine. In this case, an electric power is generated on the generator 5 of the steam turbine. In operation at minimum load, there is an additional turbine 12, due to steam taken from the steam distribution device 7, or the operation of the gas turbine at minimum load.
В пиковые часы электрической нагрузки по первому варианту газовая турбина 10 вырабатывает дополнительную мощность, за счет уходящих газов в КУ 11 генерируется и перегревается пар, направляющийся на дополнительную паровую турбину 12, которая также работает на выработку дополнительной мощности.At peak hours of electric load, according to the first embodiment, the gas turbine 10 generates additional power, due to the exhaust gases in KU 11 steam is generated and superheated, sent to the additional steam turbine 12, which also works to generate additional power.
В ночные внепиковые часы электрической нагрузки газовая турбина 10 отключается, в работе продолжает находиться дополнительная турбина 12 на минимальной нагрузке, за счет пара отбираемого из устройства парораспределения 7.At night off-peak hours of electrical load, the gas turbine 10 is turned off, an additional turbine 12 continues to operate at minimum load, due to the steam taken from the steam distribution device 7.
В аварийной ситуации, вызванной, например, обесточиванием, на дополнительную турбину 12 продолжает поступать пар из паропроизводящего устройства, генерируемый остаточным тепловыделением активной зоны реактора. По мере расхолаживания активной зоны количество пара, генерируемого в паропроизводящей установке, будет снижаться, за это время приводится в рабочее состояние ГТУ, обеспечивающая электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.In an emergency situation, caused, for example, by a blackout, steam continues to flow from the steam generating device to the additional turbine 12, which is generated by the residual heat of the reactor core. As the core cools down, the amount of steam generated in the steam generating unit will decrease, during this time the gas turbine unit will be put into operation, providing power to the auxiliary needs of the nuclear power plant until communication with the power system or the plant’s regular operation is restored.
Отличительным признаком способа резервирования собственных нужд АЭС является обеспечение электроснабжения собственных нужд станции с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, за счет использования энергии остаточного тепловыделения в активной зоне и парогазовой установки, эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. Оборудование ПГУ выведено за территорию площадки станции, что повышает безопасность его использования.A distinctive feature of the method of reservation of the auxiliary needs of nuclear power plants is the provision of power supply for the station’s own needs with the possibility of cooling down water-cooled reactors in the normal mode with complete de-energization of the nuclear power plant, through the use of residual heat energy in the core and combined cycle plant, which is effectively used to increase the maneuverability of the nuclear power unit in operating conditions . The CCGT equipment was brought out of the station site, which increases the safety of its use.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013109665/07A RU2520979C1 (en) | 2013-03-04 | 2013-03-04 | Nuclear power station auxiliaries redundancy |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013109665/07A RU2520979C1 (en) | 2013-03-04 | 2013-03-04 | Nuclear power station auxiliaries redundancy |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2520979C1 true RU2520979C1 (en) | 2014-06-27 |
Family
ID=51218068
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013109665/07A RU2520979C1 (en) | 2013-03-04 | 2013-03-04 | Nuclear power station auxiliaries redundancy |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2520979C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2604208C1 (en) * | 2015-12-09 | 2016-12-10 | Вячеслав Михайлович Батенин | Method to increase npp cyclic load capability and safety |
| RU2702100C1 (en) * | 2019-01-09 | 2019-10-04 | Рашид Зарифович Аминов | Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2002321C1 (en) * | 1991-09-11 | 1993-10-30 | Всесоюзный государственный научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" | Passive residual-heat transfer system for nuclear reactor |
| WO1995032509A3 (en) * | 1994-05-25 | 1995-12-21 | Battelle Memorial Institute | Method and apparatus for improving the performance and steam mixing capabilities of a nuclear power electrical generation system |
| RU2162621C2 (en) * | 1998-01-19 | 2001-01-27 | Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова | Method and device for cooling and shutting down fully deenergized power unit of nuclear power plant or nuclear reactor unit of other applications |
| US7997078B2 (en) * | 2005-01-28 | 2011-08-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Operation method of nuclear power plant |
-
2013
- 2013-03-04 RU RU2013109665/07A patent/RU2520979C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2002321C1 (en) * | 1991-09-11 | 1993-10-30 | Всесоюзный государственный научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" | Passive residual-heat transfer system for nuclear reactor |
| WO1995032509A3 (en) * | 1994-05-25 | 1995-12-21 | Battelle Memorial Institute | Method and apparatus for improving the performance and steam mixing capabilities of a nuclear power electrical generation system |
| RU2162621C2 (en) * | 1998-01-19 | 2001-01-27 | Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова | Method and device for cooling and shutting down fully deenergized power unit of nuclear power plant or nuclear reactor unit of other applications |
| US7997078B2 (en) * | 2005-01-28 | 2011-08-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Operation method of nuclear power plant |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2604208C1 (en) * | 2015-12-09 | 2016-12-10 | Вячеслав Михайлович Батенин | Method to increase npp cyclic load capability and safety |
| RU2702100C1 (en) * | 2019-01-09 | 2019-10-04 | Рашид Зарифович Аминов | Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2601285C1 (en) | Method of water-cooled reactor shut-down cooling under npp total loss of power by means of residual heat removal multifunctional system | |
| US20130044851A1 (en) | Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat | |
| CN109184812B (en) | Nuclear energy coupling chemical energy power generation system and method based on two-loop boiler | |
| Aminov et al. | Multifunctional backup for NPP internal needs | |
| CN109004738B (en) | Nuclear power ship primary circuit emergency power supply system and method | |
| RU2604208C1 (en) | Method to increase npp cyclic load capability and safety | |
| US9620252B2 (en) | Island mode for nuclear power plant | |
| RU2520979C1 (en) | Nuclear power station auxiliaries redundancy | |
| Aminov et al. | A comprehensive analysis of emergency power supply systems at NPPs with WWER-1000 type reactors based on additional steam turbines in the context of Balakovo NPP | |
| Aminov et al. | Hydrogen cycle based backup for NPP internal needs during a blackout | |
| RU2609894C1 (en) | Method for active removal of residual heat emission of reactors under conditions of nps blackout | |
| JP2008170439A (en) | Method and system of nuclear power generation | |
| Aminov et al. | Nuclear power plant safety improvement based on hydrogen technologies | |
| US6164072A (en) | Method and apparatus for matching a secondary steam supply to a main steam supply of a nuclear or thermal renewable fueled electric generating plant | |
| RU2640409C1 (en) | Method of increasing maneuverability and safety of npp on basis of thermal and chemical accumulation | |
| CN207884347U (en) | A kind of nuclear power plant's emergency power system | |
| RU2702100C1 (en) | Method of uninterrupted power supply for auxiliary needs of npp | |
| Aminov et al. | Redundancy of NPP’s own needs using hydrogen energy complex | |
| RU2529508C1 (en) | Method of improvement of manoeuvrability of atomic power plants | |
| KR20130012310A (en) | Assistant dc power supplying apparatus for nuclear power plant and method thereof | |
| RU2499307C1 (en) | Method to cool down water-cooled reactor in case of npp blackout | |
| CN204922929U (en) | Urgent protection system of circulating fluidized bed boiler re -heater | |
| RU2812839C1 (en) | Method for improving efficiency of emergency backup of auxiliary needs of double-circuit npp | |
| RU2162621C2 (en) | Method and device for cooling and shutting down fully deenergized power unit of nuclear power plant or nuclear reactor unit of other applications | |
| RU2759559C1 (en) | Method for increasing safety and technical and economic efficiency of npp operation under uniform energy consumption based on hydrogen-heat storage |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160305 |