SE455352B - Kernreaktoranleggning med ett vatteninjektionssystem i tva steg med mellankylning och stralpump samt sett for vatteninjektion - Google Patents

Kernreaktoranleggning med ett vatteninjektionssystem i tva steg med mellankylning och stralpump samt sett for vatteninjektion

Info

Publication number
SE455352B
SE455352B SE8204950A SE8204950A SE455352B SE 455352 B SE455352 B SE 455352B SE 8204950 A SE8204950 A SE 8204950A SE 8204950 A SE8204950 A SE 8204950A SE 455352 B SE455352 B SE 455352B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
water
injector
steam
conduit
pressure vessel
Prior art date
Application number
SE8204950A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8204950L (sv
SE8204950D0 (sv
Inventor
R W Howard
Original Assignee
Gen Electric
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 Gen Electric filed Critical Gen Electric
Publication of SE8204950D0 publication Critical patent/SE8204950D0/sv
Publication of SE8204950L publication Critical patent/SE8204950L/sv
Publication of SE455352B publication Critical patent/SE455352B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Nozzles (AREA)
  • Water Treatment By Electricity Or Magnetism (AREA)

Description

455 352 Ett ändamål med föreliggande uppfinning är följaktli- gen att åstadkomma ett passivt eller icke-elektriskt ångdri- vet vatteninjektionssystem med flera steg för tillförsel av vatten till tryckkärl i ett kärnreaktorsystem, vilket ej är känsligt för elektriska fel, eftersom det kan styras selek- tivt och manuellt.
Ett annat ändamål med uppfinningen är att kyla vatt- net som erhålles från utvalda ångdrivna steg hos ett vatuar injektionssystem med flera steg.
Ytterligare ett ändamål med uppfinningen är att till- föra vatten till tryckkârlet hos en kärnreaktor genom umgåt- jande av ett injektions- eller vattentillförselsystem som är billigt, okomplicerat och enkelt att underhålla.
Uppfinningen kräver stegvis ökning av trycknivån hos kylvatten, som är tillgängligt från en eller flera olika behållare, såsom exempelvis bränslebassängen, undertryck- ningsbassängen eller kondensattanken hos en kärnreaktor.
Den ökade trycknivån krävs för att övervinna mottrycket i tryckkärlet, i vilket vattnet skall injiceras och som arbe- tar vid tryck på ca 70 bar eller däröver. Den önskade ut- gångstrycknivân från injektionssystemet uppnås i steg genom utnyttjande av ånga alstrad i själva tryckkärlet. Två ång- drivna vatteninjektorer är anordnade i serie med en kylande anordning, såsom exempelvis en värmeväxlare, vilken kyler vattnet som flyter däremellan. En strålpump mottar först vattnet från en eller flera av ovan nämnda behållare. Ater- matningsvatten från utgången hos den första ångdrivna vatteninjektorn kyls och driver ingångsvattnet genom strål- pumpen och in i den första ånginjektorn.
Det speciellt karakteristiska för en anordning och ett sätt enligt föreliggande uppfinning framgår av patent- kraven. _ Det exakta utförandet av en utföringsform av upp- finninäen såväl som ytterligare ändamål och fördelar med denna kommer klart att framgå vid studium av tillhörande ritningar.
Fig. 1 visar schematiskt en kokvattenreaktor av typ direktcykelkokare. 455 352 Pig. 2 illustrerar schematiskt en föredragen ut- föringsform för genomförande av föreliggande uppfinning.
Fig. l visar väsentliga delar hos en kokvåtten- reaktor av typ direktcykelkokare. Uppfinningen kan emellertid tillämpas även vid andra typer av reaktorer.
Olika exempel på sådana visas i boken Nuclear Power Plants av R.L. Loftness, publicerad 1964 av Van Nostrand Company. _ Reaktorer innefattar vanligen ett skyddande inne- slutningsskal 10. I inneslutningsskalet 10 är ett tryck- kärl ll lämpligen monterat på ett fundament 13. Tryck- kärlet ll innefattar ett huvud 14, vilket kan avlägsnas för införande av nytt bränsle i reaktorn och för att medge åtkomst av reaktorhärden 15. Reaktorbränsle avsett för eller avlägsnat från härden lagras temporärt under vatten i en lämplig övre bränslebassäng 16, som innehåller de- mineraliserat vatten och är belägen i inneslutningsskalet.
Inneslutningen 10 innehåller även en tryckundertryckande bassäng 17 för kondensation av ånga i det osannolika fallet att någon av vissa typer av antagna reaktorolyckor in- träffar. Bassängen 17 är lämpligen fylld med vatten. En sådan olycka innefattar läckage av ånga från tryckkärlet ll till ett primärutrymme 18 i reaktorn, vilket begränsas av lämpliga väggar 20 innefattande undervattensöppningar 22 i bassängen 17. Ett lämpligt tryckundertryckande system innefattande en undertryckningsbassäng visas och beskrivs av C.P. Ashworth m.fl. i en artikel med titeln "Pressure Suppression“, Nuclear Energy, augusti 1962, sid. 313-321.
Reaktorn genererar ånga som driver en turbin/ generatorkombination 24 för alstring av elektricitet, som utnyttjas av konsumenter och i viss utsträckning"av kärn- reaktorn själv. Ångan som alstras av reaktorn överföres till turbin/generator-kombinationen 24 genom åtminstone ett enkelt rör eller ledning 26, genom vilken flödet styrs på lämpligt sätt, exempelvis medelst en eller flera venti- ler, såsom indikeras vid 27. En gren 30 från ledningen 26 455 352 försedd med lämpliga ventiler 32 och 33 sträcker sig igenom väggarna 20 hos primärutrymmet 18 och inneslut- ningsskalet 10 och överför ånga till ett system 35 för kylning av reaktorhärdens isolation och till vilket den häri beskrivna uppfinningen hänför sig.
Genereringen av ånga i reaktorn reducerar effefiten av kylvattnet i tryckkärlet ll. Vattnet i tryckkärlet kan sägas kyla reaktorbränslet i härden 15 eller kan reaktor- bränslet anses värma upp vattnet i tryckkärlet. Förlusten av vatten från tryckkärlet till följd av ånggenerering kan förklaras i termer av fasändring mellan vätske- och gasfaserna för material.
Det vatten som förloras under ångproduktion ersätts under reaktorns arbete medelst ett matarvattentillförsel- system 37, som innefattar en kondensattank 38. Under normal funktion överföres detta ersättningsvatten till tryck- kärlet av en lämplig matarvattenpump (ej visad), som arbe- tar via ett rör eller ledning 40, vilken sträcker sig till tryckkärlet ll från en kondensor (ej visad). Om matar- vattentillförselsystemet 37 faller ur funktion ersätter systemet 35 detta tillräckligt länge för att medge full- ständig avställning av reaktorn och tryckevakuering av kärlet ll från dess normala arbetstryck, som överstiger ca. 70 bar.
Detaljerna för normal funktion hos matarvattensyste- met 37 och detaljerna hos dess konstruktion såväl som dess förbindning och samverkan med turbin/generator-enheten 24 via exempelvis ett rör eller ledning 43 är välkända inom området. Detta gäller även kondensattanken 38, vilken innehåller vatten tillgängligt för tillförsel till konden- sorn Äej visad) hos matarvattentillförselsystemet 37 vid normal funktion. Vattnet från kondensattanken 38 är även tillgängligt (vilket även vatten från den övre bränsle- bassängen 16 och undertryckningsbassängen 17 är) för syste- met 35 via rör eller ledningar 45. Som framgår av fig. 2 455 352 bildar dessa ledningar 45 ett inlopp för vatten gill en lämplig ventil 47. Andra ventiler (ej visade) kan ut- nyttjas för bestämning av vilka av de olika vatten- källorna (kondensattanken 38, undertryckningsbassängen 17 eller bränslebassängen 16) eller vilken kombination av dessa som skall utnyttjas för tillförsel av vatten. Gene- rellt sett kan de olika ventilerna som angivits ovan på- verkas manuellt eller styras av en lämplig ventilstyrenhet eller -enheter (ej visade), som avkänner vätskenivån hos kylvattnet i reaktorkärlet eller påverkas av en indike- ring utvisande att matarvattentillförselsystemet 37 är ur funktion.
Som kommer att visas utnyttjas den ånga som alstras av reaktorn och passerar genom grenledningen 30 från reak- torns ångledning 26 för återmatning av vattnet till reak- torns tryckkärl ll för ersättning. Detta matarvatten strömmar genom ett rör eller ledning 50.
Vissa system för kylning av reaktorhärdens isolation som är kända och i funktion utnyttjar egenskaper såsom de vilka beskrivs i det amerikanska patentet 3.431.168. Paten- tet visar anordnandet av en turbinpump, som tillför lagrat vatten till reaktorkärnan för bibehållande av kylvätske- nivån. Den visade turbinen är ångpâverkad och oberoende av eventuell förlust av elektrisk energi vid reaktorn.
Kylsystemet enligt denna uppfinning innefattar emellertid en strålpump och injektorsteg och kylorgan eller värme- växlare, såsom kommer att beskrivas nedan.
En värmeväxlare 53 är exempelvis kopplad till ut- loppet från den ångdrivna injektorn 60, vilken driver ett fluidum såsom vatten med hjälp av ånga från reaktorn. En sådan injektor är kommersiellt tillgänglig från Pumberthy Corporation och väsentliga delar av dess funktion kommer att anges här nedan för att medge en fullständig förståelse av den teknik som ligger till grund för föreliggande upp- finning. Värmeväxlaren 53 utnyttjar ett lämpligt kylmedium, 455 352 exempelvis vatten av låg temperatur såsom arbetsfluidum, vilket tillföres värmeväxlaren 53 genom ett inlopp 54 och avgår via ett utlopp 55. Konvektiva krafter, pump eller'andra drivorgan (ej visade) bringar kylmediet att strömma genom värmeväxlaren 53.
Värmeväxlaren 53 kan vara en av ett flertal på] marknaden tillgängliga värmeöverföringsanordningar för avlägsning av värme från ett fluidum, som passerar genom ett rör eller en ledning. Ingen speciell modell eller typ rekommenderas för användning häri. Detaljerna för ett sådant val faller väl inom kompetensen för en fack- man inom området.
Värmeväxlaren 53 kan sedd i kombination med den ångdrivna injektorn 60 betraktas såsom ett enda steg hos injektionssystemet som beskrivs. Ventilen 33 styr till- förseln av ånga från reaktorn till respektive grenar av lämpliga rör eller ledningar 63 och 65. Ledningen 63 leder ånga till ånginloppssídan hos den ångdrivna injek- torn 60. Ledningen 65 tillför ånga till en annan eller andra ångdriven injektor 70.
Injektorerna 60, 70 uppvisar liknande egenskaper.
Speciellt innefattar var och en inloppsöppningar för ånga och vatten§ Följaktligen är inlopp anordnade hos varje injektor; ett för vatten och ett för ånga. På ut- loppssidan hos injektorn 60 finns ett avtappnings- eller överströmningsrör eller -ledning 71. En huvudutloppsled- ning 72 utnyttjas i normal funktion för att medge utmat- ning av vatten. Under uppstartning och arbete skapas en sugkraft i varje ångdriven injektor genom att högtrycks- ånga passerar genom ett expansionsmunstycke. Expansions- munstycket bringar inloppsångan av högt tryck att accele- rerasjtill överljudshastighet vid subatmosfärstryck. Sub- atmosfärstrycket bringar vattnet att passera genom injek- torn i sugkammaren 74, varvid kondensation av höghastig- hetsångan i ett kondensationsområde 75 ger upphov till en fluidumström med hög hastighet som ger en sekundär sug- effekt i ett efterföljande område hos injektorn, vilket i 455 352 sin tur stänger en backventil i överströmnings- eller avtappningsledningen och dirigerar flödet genom huvud- _ utloppsledningen 72. _ Om man endast betraktar den första ånginjektorn 60 så införes ånga vid dess ånginlopp och strömmar genom sugkammaren 74. Ångan passerar sedan genom kondensatiqns- området 75 och avgår till en början via en backventil 73 i avtappningsledningen in i ett lämpligt yttre område (ej visat) inrättat att mottaga överströmningsflöde från kylningssystemet. Det från injektorn 60 utmatade flödet strömmar genom en backventil 76 och respektive grenar av lämpliga rör eller ledningar 80 och 81 för överföring av utgående vatten till lämpliga av komponenterna visade i fig. 2.
Speciellt leder en ledning 80 till värmeväxlare 53 och en ledning 83 till en värmeväxlare 88, som har ett inlopp 89 för kylmedium och utlopp 55. Respektive värme- växlare 53 och 88 är förbunden med utgångsledningar eller -rör 91, 92, vilka är kopplade till en strålpump 100 respek- tive till ånginjektorn 70. Utgângen från strålpumpen 100 tillför vatten till sugkammaren 74 hos injektorn 60 genom en ledning eller ett rör l0l. Strålpumpen 100 har ett in- lopp för mottagande av vatten från någon av ledningarna 45 genom ventilen 47. Ånginjektorn 70 har en sugkammare 110, ett kondensa- tionsomrâde lll, en överströmnings- eller avtappningsback- ventil 113 och en huvudbackventil ll5. Dess uppbyggnad är följaktligen lik den för ånginjektorn 60.
Lämpliga ånginjektorer och en strålpump för använd- ning vid uppfinningen kan erhållas från the Pemberthy Division of Houdaille Industries i Illinois. Exempelvis kan ett par Pemberthy Automatic Injectors och en strålpump av typ LL, LM eller LH utnyttjas. Ånginjektorn betraktas såsom varande en tvåfas- anordning, eftersom den injicerar en vätska (dvs. vatten) 455 352 5 med utnyttjande av en gas (dvs. ånga) och innefattar om- vandlingen av gasfasen till en vätskefas vid kondensation under dess passage genom injektorn. Strålpumpen är givet- vis en enfasanordning, eftersom vatten som injiceras in i det övriga vattnet endast innefattar en enda (vätske-)fas av H20. Ü I strålpumpen 100 drivs vatten under högt tryck från injektorn 60 och värmeväxlaren 53 genom ett munstycke ll7 hos pumpen under bildande av en sugeffekt, som tenderar att suga vatten genom ventilen 47. Munstycket ll7 ger en vattenström med hög hastighet för åstadkommande av ett lågt tryck i pumpen 100, vilket skapar den önskade sug- verkan. Pâ utmatningssidan av pumpen 100 finns en diffusor 119 utförd för att reducera flödeshastigheten och gradvis förstärka trycket under det att energiförlusterna minime- ras. Ytterligare information avseende sâdana pumpar finns att tillgå i Igor J. Karassik m.fl., Pump Handbook utgiven av McGraw Hill, publicerad 1976.
Funktionen initieras genom tillkoppling av ånga vid ventilen 33, varvid ånga som mottages från tryckkärlet ll I(fig. 1) strömmar genom ånginjektorerna 60 och 70 och ut- matas genom respektive backventiler 73 och 113. Introduk- tion av vatten i båda av dessa injektorer 60, 70 genom tillkoppling av ventilen 47 åstadkommer kondensation i respektive kondensationsområde.75 och lll, som ger ett lågt tryck i det efterföljande området därvid slutande backventilerna 73, ll3 och medgivande utmatning genom respektive backventiler 76, ll5. En del av det som utmatas av injektorn 60 matas tillbaka genom grenledningen 80 och strålpumpen 100. Detta ger vatten med högre tryck till sugkammaren 74 och förstärker utgångstrycknivån för den första injektorn 60. Effektiviteten hos den första injek- torn %0 bibehâlles genom kylning av det ångupphettade vattnet vid utgången från injektorn 60 med värmeväxlaren 53 innan vattnet tillföres sugkammaren 74 genom strålpumpen 455 352 l00. Utan värmeväxlaren S3 skulle den totala utgångs- trycknivån från den första injektorn 60 kunna reduceras.
Vatten från utloppet hos den första injektorn 60 överföres via röret eller ledningen 81 till värmeväxla- ren 88 och sedan genom en ledning 92 till en andra injek- tor 70. Kylning av vattnet medelst värmeväxlaren 88 med- ger den andra injektorn 70 att arbeta vid en acceptabelt hög effektivitetsnivå. Utloppsvattnet från den andra injektorn 70 tillföres ledningen 50 vid ett utgångstryck överstigande ca. 70 bar, vilket är tillräckligt för att övervinna mottrycket i reaktorn och för att medge injice- ring av ersättningsvatten däri.
Beskrivningen ovan hänför sig till en enda möjlig utföringsform av föreliggande uppfinning och kan modifie- ras av fackmannen inom området. Uppfinningen är emellertid ej avsedd att vara begränsad till den föredragna utförings- formen som visats och beskrivits. Tvärtom definierar patent- kraven uppfinningen och dessa är avsedda att täcka alla modifikationer som faller inom uppfinningens ram.

Claims (2)

455 352 10 Patentkrav
1. Kärnreaktoranläggning innefattande ett tryckkärl (11) innehållande en kärnreaktorhärd (15) för ångalstring och ett injektionssystem för tillförsel av vatten genom en till tryckkärlet ansluten returledning (50, 40), k ä n n e t e c k n a d av att injektionssystemet inne- fattar första och andra ångdrivna vatteninjektorer (60, 70) för matning av vatten, vilka var och en innefattar ett in- lopp och ett utlopp för vatten och är inrättad att öka vattentrycket mellan inlopp och utlopp, första lednings- organ (30) för tillförsel av ånga från nämnda kärl (11) till nämnda första injektor (60), andra ledningsorgan (81, 92) för att förbinda utloppet hos nämnda första injektor med inloppet hos den andra injektorn (70), varvid utloppet hos nämnda andra injektor är inrättat att mata vatten in i nämnda returledning (50, 40), första kylorgan (88) för kylning av vatten som passerar genom nämnda andra lednings- organ (81, 92), vilka första kylorgan står i termisk för-I bindelse med nämnda andra ledningsorgan, en strålpumpanord- ning (100) för att mottaga ingångsvatten från en källa för vatten och inrättad att dirigera detta till inloppet hos nämnda första injektor (60), varvid nämnda andra lednings- organ innefattar en grenledning (80) inrättad att avleda en del av det vatten som flyter från utloppet hos nämnda första injektor till nämnda strålpumpanordning (100), vil- ken del av vattnet är inrättad att medbringa vatten från nämnda källa för vatten för tillförsel till inloppet hos den första injektorn (60), samt andra kylorgan (53) för kylning av nämnda del av vattnet i grenledningen (80). från nämnda andra ledningsorgan (81), vilka organ står i termisk förbindelse med nämnda grenledning, varigenom förmågan hos nämnda injektionssystem att öka trycknivån för vattnet i nämnda returledning (50, 40) förbättras. 455 352 11
2. Sätt att i en för alstring av ånga avsedd kärn- reaktoranläggning, som innefattar ett tryckkärl inne- hållande en kärnreaktorhärd för ângalstring, tillföra vatten till nämnda tryckkärl genom en returledning, k ä n n e t e c k n a t av att det innefattar höjning av trycknivån hos vattnet från en källa för vatten i en första injektor, som drivs av ånga från nämnda tryckkärl, kylning av vattnet som avges från nämnda första injektor, höjning av trycknivån hos vattnet som från nämnda källa tillföres nämnda första injektor i en strålpump, som drivs av en första del av det kylda vattnet från nämnda första injektor, ytterligare höjning av trycknivân av den återstående delen av det kylda vattnet från nämnda första injektor i en andra injektor, som drivs av ånga från nämnda tryckkärl, samt vidareledning av det vatten som avges från nämnda andra injektor genom nämnda returledning till nämnda tryckkärl.
SE8204950A 1981-10-13 1982-08-30 Kernreaktoranleggning med ett vatteninjektionssystem i tva steg med mellankylning och stralpump samt sett for vatteninjektion SE455352B (sv)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/310,928 US4440719A (en) 1981-10-13 1981-10-13 Steam driven water injection

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE8204950D0 SE8204950D0 (sv) 1982-08-30
SE8204950L SE8204950L (sv) 1983-04-14
SE455352B true SE455352B (sv) 1988-07-04

Family

ID=23204654

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8204950A SE455352B (sv) 1981-10-13 1982-08-30 Kernreaktoranleggning med ett vatteninjektionssystem i tva steg med mellankylning och stralpump samt sett for vatteninjektion

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4440719A (sv)
JP (1) JPS5895295A (sv)
DE (1) DE3236778A1 (sv)
ES (1) ES515516A0 (sv)
IT (1) IT1154518B (sv)
SE (1) SE455352B (sv)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
KR880010431A (ko) * 1987-02-04 1988-10-08 미다 가쓰시게 원자로 플랜트
US4767594A (en) * 1987-05-19 1988-08-30 General Electric Company Control of reactor coolant flow path during reactor decay heat removal
US4847043A (en) * 1988-01-25 1989-07-11 General Electric Company Steam-assisted jet pump
DE3814860C2 (de) * 1988-05-02 1994-09-08 Siemens Ag Siedewasser-Kernreaktor mit Natur-Umlauf
EP0514914B1 (en) * 1991-05-22 1997-09-03 Kabushiki Kaisha Toshiba Steam injector system
IT1263612B (it) * 1993-02-19 1996-08-27 Cise Spa Iniettore a vapore per alte pressioni
US5398267A (en) * 1993-10-12 1995-03-14 Reinsch; Arnold O. W. Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors
ES2140520T3 (es) * 1994-04-13 2000-03-01 Finmeccanica Spa Un condensador de vapor con circulacion natural para sistemas de proteccion de reactores nucleares.
FR2746484B1 (fr) * 1996-03-25 1998-04-24 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'alimentation en eau sous pression de la source d'eau d'un injecteur a vapeur
RU2124147C1 (ru) * 1997-10-29 1998-12-27 Попов Сергей Анатольевич Способ работы насосно-эжекторной установки и установка для его осуществления
JP4834349B2 (ja) * 2005-08-18 2011-12-14 株式会社東芝 原子炉格納容器冷却設備
JP5006178B2 (ja) * 2007-12-21 2012-08-22 株式会社東芝 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント
US9460818B2 (en) * 2012-03-21 2016-10-04 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Low pressure reactor safety systems and methods
JP5853054B2 (ja) * 2013-06-19 2016-02-09 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート 原子炉格納構造物の冷却システム

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US334597A (en) * 1886-01-19 Steam-jet pump
US88620A (en) * 1869-04-06 Improvement in steam-pumps
US165843A (en) * 1875-07-20 Improvement in injectors
US270937A (en) * 1883-01-23 John desmond
US272463A (en) * 1883-02-20 norwood
US234157A (en) * 1880-11-09 Emil wohlers
US722696A (en) * 1902-08-18 1903-03-17 Walter W Green Boiler-feed attachment.
US1777239A (en) * 1927-12-09 1930-09-30 G & J Weir Ltd Ejector in series
US1810873A (en) * 1929-05-16 1931-06-16 G & J Weir Ltd Multistage steam-jet ejector
US2852922A (en) * 1953-07-30 1958-09-23 Rheem Mfg Co Jet pump
US2808195A (en) * 1954-03-29 1957-10-01 Schutte & Koerting Co Steam jet vacuum pump system
US3380649A (en) * 1965-10-19 1968-04-30 Gen Electric Reactor pumping system
US3431168A (en) * 1967-06-26 1969-03-04 Gen Electric Reactor cooling system
US3575807A (en) * 1968-01-29 1971-04-20 Gen Electric Steam cooled reactor operation
US4051892A (en) * 1974-12-16 1977-10-04 Arnold Otto Winfried Reinsch Heat dissipation system
US4280796A (en) * 1976-05-10 1981-07-28 Reinsch Arnold O W Flash jet coolant circulation system

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0231837B2 (sv) 1990-07-17
US4440719A (en) 1984-04-03
ES8501560A1 (es) 1984-11-16
IT1154518B (it) 1987-01-21
SE8204950L (sv) 1983-04-14
JPS5895295A (ja) 1983-06-06
ES515516A0 (es) 1984-11-16
DE3236778A1 (de) 1983-04-21
IT8223090A0 (it) 1982-09-01
SE8204950D0 (sv) 1982-08-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE455352B (sv) Kernreaktoranleggning med ett vatteninjektionssystem i tva steg med mellankylning och stralpump samt sett for vatteninjektion
US4674285A (en) Start-up control system and vessel for LMFBR
US4873829A (en) Steam power plant
US4687626A (en) Passive safety device for emergency steam dump and heat removal for steam generators in nuclear power reactors
US3968653A (en) Apparatus for the removal of after heat in a sodium-cooled fast reactor
GB1407531A (en) Steam power stations
JPH0216496A (ja) 停止冷却系熱交換器付き隔離復水器
US4278500A (en) Pressurized water reactor
GB1429970A (en) Thermal power plant
US3974029A (en) Nuclear reactors with auxiliary boiler circuit
US2952602A (en) Nuclear reactor vapour generating and power plant
US4767594A (en) Control of reactor coolant flow path during reactor decay heat removal
CA1326717C (en) Heating reactor system with an afterheat removal circuit and use of the latter for boiling water reactors and pressurized water reactors
EP0125924B1 (en) Start-up systems and start-up vessels for such systems
US4046628A (en) Nuclear reactors
US3507747A (en) Heat exchange apparatus for extracting heat from a nuclear fuel heat producer
GB2104710A (en) Standby heat removal system for a nuclear reactor using flow diodes
US5335252A (en) Steam generator system for gas cooled reactor and the like
EP0704860B1 (en) A steam condenser with natural circulation for nuclear reactor protection systems
EP3460203B1 (en) Steam turbine plant
JPH0447103A (ja) 火力発電プラント
JP3068288B2 (ja) 原子力発電プラントの補機冷却水システム
JPH0233845B2 (ja) Jokitaabinpurantonontenhoho
WO2021047697A1 (en) Long-term heat removal system from a containment
JPH0472471A (ja) 給水加熱器ドレンポンプアップ系統

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8204950-3

Effective date: 19930307

Format of ref document f/p: F