RU2628093C1 - Cleaning and cooldown system of reactor coolant - Google Patents

Cleaning and cooldown system of reactor coolant Download PDF

Info

Publication number
RU2628093C1
RU2628093C1 RU2016133550A RU2016133550A RU2628093C1 RU 2628093 C1 RU2628093 C1 RU 2628093C1 RU 2016133550 A RU2016133550 A RU 2016133550A RU 2016133550 A RU2016133550 A RU 2016133550A RU 2628093 C1 RU2628093 C1 RU 2628093C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
reactor vessel
pipe
valve
pair
Prior art date
Application number
RU2016133550A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Михаил Михайлович Букин
Алексей Николаевич Пахомов
Константин Борисович Вешняков
Original Assignee
Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов")
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 "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") filed Critical Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов")
Priority to RU2016133550A priority Critical patent/RU2628093C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2628093C1 publication Critical patent/RU2628093C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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: power industry.
SUBSTANCE: cleaning and cooldown system of the coolant represents the circulation circuit, which includes the reactor vessel with coolant bleed and return nozzle, the heat exchanger, the filter, the circulating pump. The system is additionally provided with the circulation device, configured as two pairs of pipes, each fitted with a valve. The lower end of one pipe of the first pair is connected to the coolant bleed nozzle in the reactor vessel. The lower end of one pipe of the first pair is connected to the coolant bleed nozzle in the reactor vessel. The upper end is connected with the inner volume of the double-position valve before the spool. The lower end of the second pipe is connected to the internal cavity of the reactor vessel, and the upper end - to the inner volume of the valve before the spool. The lower end of one pipe of the second pair is connected to the coolant return nozzle in the reactor vessel. The upper end - with the inner volume of the valve before the spool, the lower end of the other pipe is connected to the inner cavity of the reactor vessel, and the upper end - with the inner volume of the valve before spool.
EFFECT: invention provides the continuous operation of the cleaning and cooldown system of the coolant at reduced level of coolant in the reactor vessel.
2 cl, 6 dwg

Description

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам очистки и расхолаживания теплоносителя первого контура ядерного реактора, и может быть использовано в ядерных реакторах малой и средней мощности.The invention relates to the field of nuclear energy, and in particular to systems for cleaning and cooling the coolant of the primary circuit of a nuclear reactor, and can be used in nuclear reactors of small and medium power.

Известна система очистки и расхолаживания, описанная в книге М.А. Абрамова, В.И. Авдеева «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК» - М.: ГУП НИКИЭТ, 2006 г., стр. 110-142. Она содержит регенеративный теплообменник I-III контуров; фильтр первого контура; электронасос расхолаживания; трубопроводы, корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя. Циркуляция теплоносителя осуществляется за счет напора ЦНПК (циркуляционного насоса первого контура).A known system of cleaning and cooling, described in the book of M.A. Abramova, V.I. Avdeeva “Channel nuclear power reactor RBMK” - M .: GUP NIKIET, 2006, pp. 110-142. It contains a regenerative heat exchanger of I-III circuits; primary circuit filter; dampening electric pump; pipelines, reactor vessel with nozzles for the selection and return of coolant. The circulation of the coolant is carried out due to the pressure of TsNPK (circulation pump of the primary circuit).

Также известна система, описанная в книге Д.Ф. Романова, М.А. Лебедева, С.С. Саваренского, Н.П. Шаманова «Судовые ядерные паропроизводящие установки» - Ленинград: Изд. Судостроение, 1967 г., стр. 42-45, которая, по наибольшему числу общих признаков и решаемой задаче, выбрана за прототип. Указанная система очистки и расхолаживания ядерного канального реактора содержит регенеративный теплообменник I-III контуров; фильтр первого контура; электронасосы расхолаживания; трубопроводы, корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя.The system described in the book by D.F. Romanova, M.A. Lebedeva, S.S. Savarensky, N.P. Shamanova “Ship nuclear steam generating installations” - Leningrad: Publishing House. Shipbuilding, 1967, pp. 42-45, which, according to the greatest number of common features and the problem to be solved, was selected as a prototype. The specified system for cleaning and cooling the nuclear channel reactor contains a regenerative heat exchanger I-III circuits; primary circuit filter; damping electric pumps; pipelines, reactor vessel with nozzles for the selection and return of coolant.

Недостатком известных систем является невозможность работы в режиме расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора во время перегрузки и ремонта. При указанных работах необходимо понижение уровня теплоносителя в корпусе реактора, а патрубки, соединяющие реактор с оборудованием системы, находятся выше уровня теплоносителя.A disadvantage of the known systems is the inability to work in the mode of cooling and removal of residual heat from the reactor core during overload and repair. In these works, it is necessary to lower the level of coolant in the reactor vessel, and the pipes connecting the reactor to the system equipment are above the level of the coolant.

Следовательно, прежде чем приступить к ремонтным работам или перегрузке активной зоны, необходимо осуществить расхолаживание реактора до температур, приемлемых для проведения указанных работ, что приводит к увеличению времени простоя установки.Therefore, before proceeding with repair work or overloading the core, it is necessary to cool the reactor to temperatures acceptable for carrying out these works, which leads to an increase in the downtime of the installation.

Технической задачей данного изобретения является обеспечение непрерывной работы системы очистки и расхолаживания теплоносителя при снижении уровня теплоносителя в корпусе реактора.The technical task of this invention is to ensure continuous operation of the system for cleaning and cooling the coolant while reducing the level of coolant in the reactor vessel.

Решение поставленной задачи позволяет сократить время простоя установки при подготовке к перегрузке или ремонту за счет сокращения времени на расхолаживание реактора, а также повысить безопасность проводимых работ.The solution of this problem reduces the downtime of the installation in preparation for overloading or repair by reducing the time for cooldown of the reactor, as well as improving the safety of the work.

Техническая задача решается тем, что система дополнительно снабжена циркуляционным устройством, расположенным во внутренней полости корпуса реактора и выполненным в виде двух пар труб, снабженных клапаном каждая, закрепленных на корпусе реактора, и состоящим из корпуса с отверстием, соединяющим внутренний объем клапана с внутренней полостью корпуса реактора, и золотника, причем нижний конец одной трубы первой пары соединен с патрубком отбора теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец соединен с внутренним объемом двухпозиционного клапана перед золотником, нижний конец второй трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец с внутренним объемом клапана за золотником, при этом нижний конец одной трубы второй пары соединен с патрубком возврата теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец с внутренним объемом клапана перед золотником, нижний конец другой трубы указанной пары соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец с внутренним объемом клапана за золотником.The technical problem is solved in that the system is additionally equipped with a circulation device located in the inner cavity of the reactor vessel and made in the form of two pairs of pipes, each equipped with a valve, mounted on the reactor vessel, and consisting of a housing with an opening connecting the internal volume of the valve with the internal cavity of the vessel the reactor and the spool, the lower end of one pipe of the first pair being connected to a coolant extraction pipe in the reactor vessel, and the upper end being connected to the internal volume of the on-off of the valve in front of the spool, the lower end of the second pipe is connected to the inner cavity of the reactor vessel, and the upper end to the internal volume of the valve behind the spool, the lower end of one pipe of the second pair connected to the return pipe of the coolant in the reactor vessel, and the upper end to the internal volume of the valve in front of the spool, the lower end of the other pipe of the indicated pair is connected to the internal cavity of the reactor vessel, and the upper end to the internal volume of the valve behind the spool.

Снабжение системы дополнительным циркуляционным устройством позволяет обеспечить возможность начать работы по ремонту и перегрузки активной зоны реактора раньше, чем будет осуществлено полное расхолаживание системы, так как и при пониженном уровне теплоносителя в корпусе реактора система будет продолжать работать и отводить остаточные тепловыделения.Supplying the system with an additional circulating device makes it possible to begin repair and overloading of the reactor core before the system is completely dampened, since even with a reduced level of coolant in the reactor vessel, the system will continue to work and remove residual heat.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где:The invention is illustrated by drawings, where:

на фиг. 1 показана принципиальная схема системы;in FIG. 1 shows a schematic diagram of a system;

на фиг. 2 показан уровень теплоносителя в корпусе реактора в режиме нормальной работы реактора;in FIG. 2 shows the level of coolant in the reactor vessel during normal operation of the reactor;

на фиг. 3 показан уровень теплоносителя в корпусе реактора в режиме ремонта и перегрузки;in FIG. 3 shows the level of coolant in the reactor vessel in the repair and overload mode;

на фиг. 4 показана конструкция двухпозиционного клапана;in FIG. 4 shows the design of an on-off valve;

на фиг. 5 показана циркуляция теплоносителя в режиме нормальной работы реактора;in FIG. 5 shows the circulation of the coolant in the normal operation of the reactor;

на фиг. 6 показана циркуляция теплоносителя в режиме ремонта и перегрузки.in FIG. 6 shows the circulation of the coolant in the repair and overload mode.

Предлагаемая система содержит: корпус реактора 1 с патрубками отбора 2 и возврата 3 теплоносителя, теплообменник 4, циркуляционный насос 5, ионообменный фильтр 6, соединенные между собой и корпусом реактора 1 трубопроводами 7, и образующие замкнутый контур циркуляции.The proposed system contains: a reactor vessel 1 with nozzles for the extraction 2 and return 3 of the coolant, a heat exchanger 4, a circulation pump 5, an ion exchange filter 6 connected to each other and the reactor vessel 1 by pipelines 7, and forming a closed circulation loop.

Во внутренней полости корпуса реактора 1 дополнительно расположено циркуляционное устройство 8, выполненное в виде двух пар труб 9, 10. Каждая пара труб 9, 10 снабжена герметичным двухпозиционным клапаном 11, 12, которые закреплены на корпусе реактора 1 и выполнены в виде корпуса 13 с отверстием 14, соединяющим внутренний объем клапана 15 с внутренней полостью корпуса реактора 1. Во внутреннем объеме клапана 15 размещен золотник 16 со штоком 17, связанным с устройством управления 18 и герметично уплотненным относительно корпуса клапана 13 при помощи герметизирующего элемента 19, например сильфона. Верхний конец трубы 20 первой пары 9 соединен с внутренним объемом клапана 15 перед золотником 16, а нижний конец трубы 20 соединен с патрубком отбора теплоносителя 2. При этом верхний конец другой трубы 21 этой пары 9 соединен с внутренним объемом клапана 15 за золотником 16, а нижний конец трубы 21 соединен с внутренней полостью корпуса реактора 1. Верхний конец трубы 22 второй пары 10 соединен с внутренним объемом клапана 15 перед золотником 16, а нижний конец трубы 22 соединен с патрубком возврата теплоносителя 3. При этом верхний конец другой трубы 23 этой пары 10 соединен с внутренним объемом клапана 15 за золотником 16, а нижний конец соединен с внутренней полостью корпуса реактора 1.In the inner cavity of the reactor vessel 1, there is additionally a circulation device 8 made in the form of two pairs of pipes 9, 10. Each pair of pipes 9, 10 is equipped with a sealed on-off valve 11, 12, which are mounted on the reactor vessel 1 and made in the form of a housing 13 with an opening 14, connecting the internal volume of the valve 15 with the internal cavity of the reactor vessel 1. In the internal volume of the valve 15 there is a slide valve 16 with a stem 17 connected to the control device 18 and hermetically sealed with respect to the valve body 13 a sealing element 19, for example a bellows. The upper end of the pipe 20 of the first pair 9 is connected to the internal volume of the valve 15 in front of the spool 16, and the lower end of the pipe 20 is connected to the nozzle for taking the coolant 2. Moreover, the upper end of the other pipe 21 of this pair 9 is connected to the internal volume of the valve 15 behind the spool 16, and the lower end of the pipe 21 is connected to the internal cavity of the reactor vessel 1. The upper end of the pipe 22 of the second pair 10 is connected to the internal volume of the valve 15 in front of the spool 16, and the lower end of the pipe 22 is connected to the return pipe of the coolant 3. At the same time, the upper end of the other pipe 23 first pair 10 is connected with the interior of the valve spool 15 for 16, and a lower end connected to the inner space of the reactor vessel 1.

Работает система расхолаживания и очистки теплоносителя первого контура следующим образом.The system of cooling and cleaning the coolant of the primary circuit works as follows.

При работе реактора в нормальном режиме золотники 16 клапанов 11, 12 циркуляционного устройства 8, выполненного в виде пары труб 9, 10, находятся в положении, при котором циркуляция теплоносителя осуществляется следующим образом. Теплоноситель из внутреннего объема корпуса реактора 1 через отверстие 14 в корпусе 13 клапана 11 поступает во внутренний объем клапана 15 перед золотником 16, далее по трубе 20 первой пары 9 через патрубок отбора теплоносителя 2 по трубопроводу 7 поступает в теплообменник 4, где охлаждается, откуда при помощи циркуляционного насоса 5 поступает в ионообменный фильтр 6, затем подогревается в рекуператоре теплообменника 4, и через патрубок возврата теплоносителя 3, по трубе 22 второй пары 10 поступает во внутренний объем 15 клапана 12 перед золотником 16, затем через отверстие 14 в корпусе 13 клапана 12 теплоноситель возвращается во внутренний объем корпуса реактора 1, замыкая контур циркуляции. При этом труба 21 первой пары 9 и труба 23 второй пары 10 циркуляционного устройства 8 отключены золотниками 16 клапанов 11, 12 от процесса циркуляции.When the reactor is in normal operation, the spools 16 of the valves 11, 12 of the circulation device 8, made in the form of a pair of pipes 9, 10, are in a position in which the coolant is circulated as follows. The coolant from the internal volume of the reactor vessel 1 through the hole 14 in the housing 13 of the valve 11 enters the internal volume of the valve 15 in front of the valve 16, then through the pipe 20 of the first pair 9 through the pipe of the heat carrier 2 through the pipe 7 enters the heat exchanger 4, where it cools, where using the circulation pump 5 enters the ion exchange filter 6, then it is heated in the heat exchanger recuperator 4, and through the return pipe 3, through the pipe 22 of the second pair 10 enters the internal volume 15 of the valve 12 in front of the spool 16, s Then through the hole 14 in the housing 13 of the valve 12, the coolant returns to the internal volume of the reactor vessel 1, closing the circulation loop. In this case, the pipe 21 of the first pair 9 and the pipe 23 of the second pair 10 of the circulating device 8 are disconnected by the spools 16 of the valves 11, 12 from the circulation process.

Таким образом, отверстия 14 в корпусах 13 клапанов 11, 12 являются точками отбора и возврата теплоносителя в режиме нормальной эксплуатации.Thus, the holes 14 in the bodies 13 of the valves 11, 12 are points of selection and return of the coolant in normal operation.

Работы по перегрузке активной зоны реактора, по ремонту, связанному с глушением текущих секций парогенератора, заменой главного циркуляционного насоса, и любые другие ремонтные работы производятся на остановленном реакторе. Для обеспечения возможности проведения указанных выше работ необходимо снижение уровня теплоносителя. С момента остановки реактора проведение работ не возможно, в связи с сохранением остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, которые отводятся системой очистки и расхолаживания теплоносителя, работающей непрерывно. Для этого перед снижением уровня теплоносителя клапаны 11, 12 переводятся в положение «ремонт».Work on overloading the reactor core, on repairs related to killing the current sections of the steam generator, replacing the main circulation pump, and any other repairs are carried out on the shutdown reactor. To ensure the possibility of carrying out the above work, a decrease in the level of coolant is necessary. From the moment the reactor is stopped, work is not possible, due to the preservation of residual heat in the reactor core, which are discharged by the continuous cleaning and cooling system of the coolant. For this, before lowering the coolant level, the valves 11, 12 are transferred to the “repair” position.

Перевод осуществляется при помощи устройств управления 18, при этом, за счет перемещения штоков 17, золотники 16 занимают положение, при котором отверстия 14 в корпусе 13 клапанов 11, 12 перекрываются, а труба 21 первой пары 9 и труба 23 второй пары 10 циркуляционного устройства 8 открываются и включаются в процесс циркуляции.The translation is carried out using control devices 18, while due to the movement of the rods 17, the spools 16 occupy a position in which the openings 14 in the housing 13 of the valves 11, 12 are closed and the pipe 21 of the first pair 9 and the pipe 23 of the second pair 10 of the circulating device 8 open and included in the circulation process.

При этом циркуляция теплоносителя осуществляется следующим образом.In this case, the circulation of the coolant is as follows.

Теплоноситель из внутреннего объема корпуса реактора 1, через отверстие в нижнем конце трубы 21 первой пары 9 поступает во внутренний объем клапана 15 за золотником 16, далее по трубе 20 первой пары 9 через патрубок отбора теплоносителя 2 по трубопроводу 7 поступает в теплообменник 4, где охлаждается, откуда при помощи циркуляционного насоса 5 поступает в ионообменный фильтр 6, затем подогревается в рекуператоре теплообменника 4, и через патрубок возврата теплоносителя 3, далее по трубе 22 второй пары 10 поступает во внутренний объем 15 клапана 12 за золотником 16, затем по трубе 23 второй пары 10 теплоноситель возвращается во внутренний объем корпуса реактора 1, замыкая контур циркуляции. Таким образом, отверстия в нижних концах труб 21, 23 являются точками отбора и возврата теплоносителя в режиме ремонта.The coolant from the internal volume of the reactor vessel 1, through an opening in the lower end of the pipe 21 of the first pair 9 enters the internal volume of the valve 15 behind the spool 16, then through the pipe 20 of the first pair 9 through the pipe of the coolant 2 through the pipe 7 enters the heat exchanger 4, where it is cooled from where it enters the ion-exchange filter 6 with the help of the circulation pump 5, then it is heated in the heat exchanger recuperator 4, and through the return pipe of the heat carrier 3, then through the pipe 22 of the second pair 10 it enters the internal volume 15 of the valve 12 beyond by the lottery 16, then through the pipe 23 of the second pair 10, the coolant returns to the internal volume of the reactor vessel 1, closing the circulation loop. Thus, the holes in the lower ends of the pipes 21, 23 are points of selection and return of the coolant in repair mode.

Работа системы продолжается при понижении уровня теплоносителя в корпусе реактора, что позволяет сократить время на расхолаживание, снизить время простоя установки и обеспечить безопасность работ, так как продолжается отвод остаточных тепловыделений от активной зоны реактора.The operation of the system continues with a decrease in the coolant level in the reactor vessel, which reduces the cooling time, reduces the plant downtime and ensures the safety of work, as the removal of residual heat from the reactor core continues.

Claims (2)

1. Система очистки и расхолаживания теплоносителя ядерного реактора, представляющая собой циркуляционный контур, включающий корпус реактора с патрубками отбора и возврата теплоносителя, теплообменник, фильтр, циркуляционный насос, отличающаяся тем, что система дополнительно снабжена циркуляционным устройством, расположенным во внутренней полости корпуса реактора и выполненным в виде двух пар труб, снабженных клапаном каждая, закрепленных на корпусе реактора, и состоящим из корпуса с отверстием, соединяющим внутренний объем клапана с внутренней полостью корпуса реактора, и золотника, причем нижний конец одной трубы первой пары соединен с патрубком отбора теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец соединен с внутренним объемом двухпозиционного клапана перед золотником, нижний конец второй трубы соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником, при этом нижний конец одной трубы второй пары соединен с патрубком возврата теплоносителя в корпусе реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана перед золотником, нижний конец другой трубы указанной пары соединен с внутренней полостью корпуса реактора, а верхний конец – с внутренним объемом клапана за золотником.1. The system of cleaning and cooling the coolant of a nuclear reactor, which is a circulation loop, including a reactor vessel with pipes for the selection and return of the coolant, a heat exchanger, filter, circulation pump, characterized in that the system is additionally equipped with a circulation device located in the inner cavity of the reactor vessel and made in the form of two pairs of pipes equipped with a valve each, mounted on the reactor vessel, and consisting of a housing with an opening connecting the internal volume of the valve with the internal cavity of the reactor vessel and the spool, the lower end of one pipe of the first pair being connected to the coolant extraction pipe in the reactor vessel, and the upper end being connected to the internal volume of the on-off valve in front of the valve, the lower end of the second pipe being connected to the internal cavity of the reactor vessel, and the upper end - with the internal volume of the valve behind the spool, while the lower end of one pipe of the second pair is connected to the return pipe of the coolant in the reactor vessel, and the upper end to the internal volume of the valve Before the slide valve, the lower end of the other pipe of said pair is connected to the interior of the reactor body and the upper end - with the internal volume of the spool valve. 2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что клапан снабжен устройством управления.2. The system according to claim 1, characterized in that the valve is equipped with a control device.
RU2016133550A 2016-08-15 2016-08-15 Cleaning and cooldown system of reactor coolant RU2628093C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016133550A RU2628093C1 (en) 2016-08-15 2016-08-15 Cleaning and cooldown system of reactor coolant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016133550A RU2628093C1 (en) 2016-08-15 2016-08-15 Cleaning and cooldown system of reactor coolant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2628093C1 true RU2628093C1 (en) 2017-08-17

Family

ID=59641843

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016133550A RU2628093C1 (en) 2016-08-15 2016-08-15 Cleaning and cooldown system of reactor coolant

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2628093C1 (en)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3442236A1 (en) * 1984-11-19 1986-05-22 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach LIQUID METAL COOLED NUCLEAR POWER PLANT WITH STEAM GENERATORS INTEGRATED IN THE SECURITY INCLUDED
US4687626A (en) * 1985-01-18 1987-08-18 Tong Long S Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors
SU1503047A1 (en) * 1987-09-22 1989-08-23 Предприятие П/Я А-1758 System for emergency cooling of reasearch nuclear reactor
RU2341834C1 (en) * 2007-03-30 2008-12-20 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") Emergency cooling system of reactor plant with liquid-metal heat carrier

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3442236A1 (en) * 1984-11-19 1986-05-22 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach LIQUID METAL COOLED NUCLEAR POWER PLANT WITH STEAM GENERATORS INTEGRATED IN THE SECURITY INCLUDED
US4687626A (en) * 1985-01-18 1987-08-18 Tong Long S Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors
SU1503047A1 (en) * 1987-09-22 1989-08-23 Предприятие П/Я А-1758 System for emergency cooling of reasearch nuclear reactor
RU2341834C1 (en) * 2007-03-30 2008-12-20 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") Emergency cooling system of reactor plant with liquid-metal heat carrier

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
РОМАНОВ Д.Ф. и др., "Судовые ядерные паропроизводящие установки"-Ленинград:Изд. Судостроение, 1967, с.42-45. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101619075B1 (en) Nuclear reactor having spray cooling system on the saturated steam
KR101447514B1 (en) Safety System of Ocean System-integrated Modular Advanced Reactor
US10325688B2 (en) Passive heat removal system for nuclear power plant
KR101551744B1 (en) Reactor and operating method for the reactor
KR101200216B1 (en) Water-spray residual heat removal system for nuclear power plant
KR101654096B1 (en) Self-diagnostic Unmanned Reactor
CN103903659A (en) Passive waste heat removal system for floating nuclear power plant
CA2937668C (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
KR20140126187A (en) Passive safety system and nuclear power plant having the same
KR102366575B1 (en) Passive system for evacuating the residual heat from a nuclear reactor
JP5904859B2 (en) Emergency core cooling device and nuclear reactor facility equipped with the same
KR101109728B1 (en) Heat exchange typed chiller apparatus for semiconductor process and Method for controlling temperature in the same
KR20140133290A (en) Passive residual heat removal system and nuclear power plant having the same
CN210837199U (en) Waste heat discharge system and nuclear power system
KR101564553B1 (en) No-action reactor
JP2013148438A (en) Emergency cooling system, and nuclear reactor facility
RU2628093C1 (en) Cleaning and cooldown system of reactor coolant
KR101520740B1 (en) Self cooling passive reactor having heat exchanger on safe guard vessel
JP2017067725A (en) Alternative circulating and cooling method of emergency reactor core cooling system and nuclear power plant
US20190164654A1 (en) Nuclear power plants
CN109712726B (en) Ocean nuclear power platform reactor waste heat discharge system
KR101513163B1 (en) Self cooling passive reactor having reverse pressure safe valves
KR101513166B1 (en) Self cooling passive reactor having sub heat exchange system
KR102352037B1 (en) Passive Colling System for Nuclear Reactor having Preventing Part for Over Pressure
KR101665551B1 (en) A passive residual heat removal system and a nuclear power plant comprising thereof