SU1222115A1 - Система аварийного охлаждени активной зоны реактора и локализации аварии атомной электростанции - Google Patents

Система аварийного охлаждени активной зоны реактора и локализации аварии атомной электростанции Download PDF

Info

Publication number
SU1222115A1
SU1222115A1 SU843722345A SU3722345A SU1222115A1 SU 1222115 A1 SU1222115 A1 SU 1222115A1 SU 843722345 A SU843722345 A SU 843722345A SU 3722345 A SU3722345 A SU 3722345A SU 1222115 A1 SU1222115 A1 SU 1222115A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
valve
localization
emergency
emergency cooling
power station
Prior art date
Application number
SU843722345A
Other languages
English (en)
Inventor
А.А. Свердлов
Д.А. Златин
Ю.Н. Ремжин
Б.К. Мальцев
Г.Н. Ноздрин
М.Л. Мармер-Вильнер
Original Assignee
Ленинградское Отделение Всесоюзного Государственного Научно-Исследовательского И Проектно-Изыскательского Института "Атомтеплоэлектропроект
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 Ленинградское Отделение Всесоюзного Государственного Научно-Исследовательского И Проектно-Изыскательского Института "Атомтеплоэлектропроект filed Critical Ленинградское Отделение Всесоюзного Государственного Научно-Исследовательского И Проектно-Изыскательского Института "Атомтеплоэлектропроект
Priority to SU843722345A priority Critical patent/SU1222115A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU1222115A1 publication Critical patent/SU1222115A1/ru

Links

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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Изобретение относитс  к атомным электростанци м (АЭС) с водо-вод - ными реакторами, а именно, к системам аварийного охлаждени  активной зоны реактора, обеспечива- 40ЩИМ безопасность атомных электростанций при авари х св занных с разрывом главного циркул ционного трубопровода реакторной установки.
Целью изобретени   вл етс  повышение надежности и упрощени  эксплуатации системы аварийного охлаждени  активной зоны реактора и локализации аварии АЭС путем огран ичени  поступлени  воздуха из герметичного помещени  реакторной , установки.
На чертеже представлена схема системы аварийного охлаждени  активной зоны реактора и локализации аварии АЭС.
Система содержит бак 1 аварийного запаса борного раствора, всасывающий трубопровод 2, на котором установлена задвижка 3 и обратный клапан А, св занный с насосом аварийного охлаждени  активной зоны реактора 5 и спринклерным насосом 6, задвижку 7, после которой установлен уровнемер 8 и дренаж 9 при мок 10 герметичного помещени  11 реакторной установки 12.
Система работает следующим образом .
Нормально вс  система аварийного охлаждени  активной зоны реактора и локализации аварии находитс под давлением бака 1 аварийного запаса борного раствора через вса- сьтающий трубопровод 2, открытую задвижку 3 и обратный клапан 4 до задвижки 7, котора  нормально закрыта.
В случае неплотности задвижки 7 вода из бака аварийного запаса борного раствора начинает перетекать в трубопровод над задвижкой. Наличие воды над задвижкой зафиксируетс  уровнемером 8, сигнал от которого поступит .на блочный щит управлени . После зтого оперативным персоналом провер етс  плотность задвижки 7 пут ем измерени  времени накоплени  заданного объем воды над задвижкой, дл  чего сначала через дренаж 9 сбрасываетс  объем воды, скопившийс  над задвижкой , а затем с помощью уровнемера
или дренажа фиксируетс  врем  накоплени  воды, что будет характеризовать расход воды через неплотность задвижки при заданном перепаде на задвижке, равном разности отметок уровн  в баке 1 аварийного запаса борного раствора и установки задвижки 7.
Зна  расход воды через задвиж- ку при заданном перепаде, можно определить расход воздуха при максимальном давлении в герметичном помещении.
Проектна  неплотность задвижек
5 такого назначени  очень высока и не превышает ,5 см воздуха в мийуту, что не оказывает существенного вли ни  на работоспособность системы.При определении критичес0 кой неплотности задвижки по воздуху учитываетс  также объем воды во всасывающем трубопроводе и врем  снижени  давлени  в объеме герметичного помещени  дл  ограничени  количества воздуха, попадающего во всасывающий трубопровод системы .
При разуплотнении первого контура реакторной установки 12 вода
0 к насосам 5, 6 будет поступать сначала из бака 1 аварийного запаса борного раствора и из всасывающего трубопровода 2 со стороны задвижки 7 за счет попадани  воздуха
5 из при мка 10 герметичного помещени  11 при повышении в нем давлени . При включении системы локализации аварии атомной электростанции давление в герметичном помещении упадет
0 вплоть до атмосферного и поступление воздуха из герметичного объема прекратитс , а вода в систему будет поступать только от бака аварийного запаса борного раствора.
5 Данные по допустимой неплотности задвижки по расходу воды, соответствующему допустимому расходу воздуха, определ ютс  в проекте системы и включаютс  в инструкцию
50 по эксплуатации.
Если величина неплотности задвижки в процессе эксплуатации превысит допустимую величину, должны быть прин ты меры по устранению 55 неплотности, причем врем  на устра- некие неисправности определ етс  расчетом надежности системы аварийного охлаждени  актинией aoithi
реактора и системы локализации аварии АЭС.
Данна  система повышает надежность систем аварийного охлаждени  активной зоны реактора и локализации аварии, обеспечивающих безопасность АЭС при разуплотнении главного циркул ционного контура, так как, во-первых, обеспечиваетс  контроль герметичности бака аварийного запаса борного раствора, возможность определени  конкретного места течи, контроль по месту уровн  в баке, ремонт бака в любой момент эксплуатации АЭС в том числе в послеаварийный период без облучени  обслуживающего персонала, во-вторых, задвижка при мка пола бокса герметичного помещени  реакторной установки нормально заРедактор О.Кол да
Составитель В.Перевеэенцев ТеХред л.Олейник
1530,
Тираж 351 Подписное
ВНИИПИ Государственного комитета СССР
по делам изобретений и открытий 113035, Москва, Ж-35, Раушска  наб., д. 4/5
Филиал ППП Патент, г. Ужгород, ул. Проектна , 4
крыта, неплотность задвнхки может возникнуть только при ее открытии- закрытии, которое осуществл етс  при периодическом испытании работоспособности задвижки , когда
неплотность может иметь место из-за неисправности приводного механизма или попадани  на уплотнительные поверхности твердых частиц продуктов коррозии или грата.
Учитыва  наличие в системе контрол  плотности задвижки и ограниченный период времени на обнаружение HjenrtoTHocTH и ее устранени  {по.
сравнению с продолжительностью работы АЭС в течение гЬда), веро тность совпадени  возникновени  аварий и неплотности задвижки мала и не оказывает вли ни  на надежность всей системы в целом.
Корректор А.Ференц

Claims (1)

  1. ς54) СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА И ЛОЙАЛИуровнещером и дренажом для определения критического расхода воздуха, соответствующего величине протечки воды через задвижку под воздействием гидростатического перепада между уровнем воды в баке аварийного запаса борного раствора и отметкой установки задвижки.
    8Ц 1222115
    1
    1222115
    1
SU843722345A 1984-04-06 1984-04-06 Система аварийного охлаждени активной зоны реактора и локализации аварии атомной электростанции SU1222115A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU843722345A SU1222115A1 (ru) 1984-04-06 1984-04-06 Система аварийного охлаждени активной зоны реактора и локализации аварии атомной электростанции

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU843722345A SU1222115A1 (ru) 1984-04-06 1984-04-06 Система аварийного охлаждени активной зоны реактора и локализации аварии атомной электростанции

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU1222115A1 true SU1222115A1 (ru) 1990-05-23

Family

ID=21111916

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU843722345A SU1222115A1 (ru) 1984-04-06 1984-04-06 Система аварийного охлаждени активной зоны реактора и локализации аварии атомной электростанции

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU1222115A1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Гуревич Д,Ф. и др. Арматура дерных энергетических установок, Н.: Атоьгаздат, 1978, Чертеж 210014,0445227.00001,000. Запорожска АЭС, Схема аварийного расхолаживани первого контура. 54)(57) СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА И ЛОМПИЗАЦИИ АВАРИИ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ, включающа бак аварийного запаса борного раствора, соединенный через всасывающий трубопровод с при мком герметичного помещени реакторной установки, задвижку при мка, отличающа с тем, что, с целью поЕьтени надежности и упрощени эксплуатации системы путем ограничени поступлени воздуха из герметичного помещени реакторной установки, трубопровод между при мком и задвижкой при мка снабжен ypoвнe poм и дренажом дп определени критического расхода воздуха, соответствующего величине протечки воды через задвижку под воздействием гидростатического перепада между уровнем воды в баке аварийного запаса борного раствора и отметкой установки задвижки. (Л 11 *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2538193B1 (en) Leak detection logic for closed-volume system
JPS6113128A (ja) 弁パツキンの漏れ監視装置
JP2020501106A (ja) 使用済み燃料プールからの液体漏れの監視システム
SU1222115A1 (ru) Система аварийного охлаждени активной зоны реактора и локализации аварии атомной электростанции
CN218760728U (zh) 漏油检测装置以及偏航制动器
CN105448367B (zh) 核电站主泵泄漏异常的处理方法
CN108874741A (zh) 一种基于sprt算法的中继阀泄漏故障检测方法
KR102010694B1 (ko) 수소냉각발전기수소가스누출감시장치
KR102571200B1 (ko) 펌프 및 밸브의 비정상 운전에 대한 영향 평가 방법
US10446279B2 (en) Boiling water type nuclear power plant
JP2016145726A (ja) 原子力発電所の非常用炉心冷却系
JPS6390795A (ja) 建屋内配管漏水検出装置
Olson et al. The fort st. vrain high temperature gas-cooled reactor III. Helium circulator auxiliaries
WO1999054886A1 (en) Shutdown cooling system safety feed system
CN214377696U (zh) 一种检测安全壳外余热排出系统管线破口的系统
CN114562365B (zh) 一种监测柴油机漏油漏水的控制方法
JPS5832356B2 (ja) 原子炉システムにおける封水装置
JPS6229995Y2 (ru)
JPS631276Y2 (ru)
JPS6342207Y2 (ru)
Borisov et al. Principles of construction and development of an automatic protection system for steam generators of fast reactors
Demireva et al. Main results of the analysis of internal flooding in the reactor building of Kozloduy NPP Unit 6
Demireva et al. Final results and improvement proposals of the analysis of internal flooding in the reactor building of Kozloduy NPP Unit 6
CN118424605A (zh) 一种逆止阀密封性试验方法和逆止阀检测系统
CN114061835A (zh) 一种核电站核岛阀门泄漏监测系统和方法