SU1503047A1 - Система аварийного расхолаживани исследовательского дерного реактора - Google Patents

Система аварийного расхолаживани исследовательского дерного реактора Download PDF

Info

Publication number
SU1503047A1
SU1503047A1 SU874308821A SU4308821A SU1503047A1 SU 1503047 A1 SU1503047 A1 SU 1503047A1 SU 874308821 A SU874308821 A SU 874308821A SU 4308821 A SU4308821 A SU 4308821A SU 1503047 A1 SU1503047 A1 SU 1503047A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
emergency cooling
reactor
tank
coolant
pipeline
Prior art date
Application number
SU874308821A
Other languages
English (en)
Inventor
Вячеслав Иванович Андреев
Сергей Алексеевич Зверев
Валерий Николаевич Упырев
Original Assignee
Предприятие П/Я А-1758
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 Предприятие П/Я А-1758 filed Critical Предприятие П/Я А-1758
Priority to SU874308821A priority Critical patent/SU1503047A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU1503047A1 publication Critical patent/SU1503047A1/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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относитс  к  дерной технике. Целью изобретени   вл етс  повышение безопасности эксплуатации активной зоны за счет снижени  амплитуды колебаний температур твэлов при съеме остаточного энерговыделени  в режиме аварийного расхолаживани  и уменьшение объема бака путем повышени  равномерности расхода теплоносител  через активную зону реактора в процессе расхолаживани . Система содержит бак аварийного охлаждени  1, расположенный ниже уровн  теплоносител  в бассейне 2 реактора. Нижн   часть бака 1 сообщена трубопроводом 5 с подзонным пространством 7, образованным разделительной перегородкой 9 и днищем бассейна 2 реактора, а верхн   - с пространством над уровнем теплоносител  в бассейне посредством дыхательного патрубка 3. Кроме того, верхн   часть бака аварийного охлаждени  1 сообщена дополнительным трубопроводом 4 с подзонным пространством 7, а на трубопроводе 5 установлен ограничитель расхода 6. 2 ил.

Description

/
СП
о со
-J
5
31503
Изобретение относитс  к  дерной технике и может быть использовано дл  усопершенствовани  систем аварийного расхолаживани  исследователь ских  дерных реакторов бассейнового типа,
Цель изобретени  - повышение безопасности эксплуатации активной зоны за счет снижени  амплитуды коле- баний температур твэлов при съеме остаточного энерговыделени  в режиме аварийного расхолаживани  ч уменьшение объема бака путем повышени  равномерности расхода теплоносител  через активную зону реактора в процессе расхолаживани .
На фиг. 1 изображена принципиальна  схема системы аварийного расхолаживани  исследовательского  дерного реактора бассейнового типа; на фиг . 2 - графики изменени  расхода теплоносител  через активную зону в процессе заполнени  бака.
Система аварийного расхолаживани  содержит бак 1 аварийного охлаждени , который соединен с пространством над уровнем теплоносител  в бассейне 2 реактора при помощи дыхательного патрубка 3, а также при помощи дополнительного трубопровода 4 и трубопровода 5, снабженного ограничителем 6 расхода (например, клапан, регулируемый дроссель и т.п.), соединенных с подзонным пространством 7 реактора. В бассейне 2 реактора размещена активна  зона 8, установленна  на разделительной перегородке 9, снабженной клапаном 10 естественной циркул ции. Подзонное пространство 7 сообщаетс  трубопроводом 11, циркул ционными насосами 12 и трубопроводом 13 с бассейном 2 реактора.
Система аварийного расхолаживани  работает следующим образом.
При эксплуатации реактора на мощности работают циркул ционные насосы 12 первого контура, обеспечива  требуемый расход теплоносител  через активную зону 8, при этом ограничитель 6 расхода открыт. В рабочем режиме теплоноситель циркулирует по замкнутому контуру: активна  зона 8 - под- зонное пространство 7 - трубопровод 11 - циркул ционный насос 12 - трубо провод 13 - бассейн 2 - активна  зона 8. Так как бак 1 аварийного охлаждени  соединен с подзонным пространством 7 реактора посредством
0
5
0
5 0
5
д
0
трубопровода 4, то он будет опорожнен . В аварийной ситуации, св занной с прекращением работы циркул ционных насосов 12 первого контура, давление в подзонном пространстве растет. При зтом теплоноситель начинает поступать в бак 1 до тех пор , пока он не будет заполнен, а уровень теплоносител  в бассейне 2 реактора не сравн етс  с уровнем теплоносител  в дыхательном патрубке 3, после чего клапан 10 естественной циркул ции открываетс , и охлаждение активной зоны 8 осуществл етс  естественной конвекцией теплоносител .
Графики изменени  расхода теплоносител  через активную зону в процессе заполнени  бака приведены на фиг.2, где лини  14 - изменение расхода теплоносител  дл  бака, соединенного трубопроводом с подзонным пространством в нижней части, лини  15 - изменение расхода теплоносител  дл  бака, соединенного трубопроводом с подзонным пространством в верхней его части. Из графиков видно, что предлагаема  система по сравнению с известной позвол ет увеличить врем  расхолаживани ,а при том же времени расхолаживани , как и у известной системы, позвол ет уменьшить объем бака (на величину, равную заштрихованной площади на фиг. 2), так как в предлагаемой системе аварийного расхолаживани  равномерность расхода теплоносител  в процессе расхолаживани  (при габаритах бака, равных габаритам бака прототипа) вы- те, а врем  расхолаживани  больше (tj tj, где tj- врем  расхолаживани  дл  известной системы; tj - врем  расхолаживани  дл  предлагаемой системы.

Claims (1)

  1. Формула изобретени 
    Система аварийного расхолаживани  исследовательского  дерного реактора , содержаща  бак аварийного охлаждени , расположенный ниже уровн  теплоносител  в бассейне реактора , часть которого сообщена трубопроводом с подзонным пространством реактора, образованным разделительной перегородкой и днищем бассейна реактора, а верхн   - с пространством над уровнем теплоносител  в бассейне посредством дыхательного патрубка , отличающа с  тем, что, с целью повышени  безопасности эксплуатации активной зоны за счет снижени  амплитуды колебаний температур твэлов при съеме остаточного энерговыделени  в режиме аварийного расхолаживани  и уменьшени  объема бака путем повышени  равномерности расхода теплоносител  через активную зону реактора в процессе расхолаживани , верхн   часть бака аварийного охлаждени  сообщена дополнительным трубопроводом с ПОДЗОННЬ1М пространством, а на трубопроводе, соединенном с нижней частью бака аварийного охлаждени , установлен ограничитель расхода.
    10
    Фие. 2
SU874308821A 1987-09-22 1987-09-22 Система аварийного расхолаживани исследовательского дерного реактора SU1503047A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU874308821A SU1503047A1 (ru) 1987-09-22 1987-09-22 Система аварийного расхолаживани исследовательского дерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU874308821A SU1503047A1 (ru) 1987-09-22 1987-09-22 Система аварийного расхолаживани исследовательского дерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU1503047A1 true SU1503047A1 (ru) 1989-08-23

Family

ID=21328786

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU874308821A SU1503047A1 (ru) 1987-09-22 1987-09-22 Система аварийного расхолаживани исследовательского дерного реактора

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU1503047A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2628093C1 (ru) * 2016-08-15 2017-08-17 Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") Система очистки и расхолаживания теплоносителя ядерного реактора

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Отчет ИАЭ. Инв. 60155, 1985. Авторское свидетельство СССР М 764533, кл. G 21 С 1/100, 1980. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2628093C1 (ru) * 2016-08-15 2017-08-17 Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") Система очистки и расхолаживания теплоносителя ядерного реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3088812A (en) Submerged exhaust combustion unit
RU2125744C1 (ru) Система для пассивной диссипации тепла из внутреннего объема защитной конструкции ядерного реактора
EP3101658B1 (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
KR880004491A (ko) 자연 방열형 원자로 격납용기
US3393127A (en) Thermosiphon deep pool reactor
US5353318A (en) Pressure suppression system
EP0388083B1 (en) Steam generator for sodium-cooled reactors
SU499845A3 (ru) Ядерный реактор
WO2024131546A1 (zh) 一种核反应堆
US4246069A (en) Heat-generating nuclear reactor
SU1503047A1 (ru) Система аварийного расхолаживани исследовательского дерного реактора
GB792972A (en) Control of atomic power reactors
FR1508471A (fr) Générateur de vapeur ou bouilleur pour installation nucléaire génératrice de puissance
JP2934341B2 (ja) 原子炉格納容器冷却設備
US3498881A (en) Apparatus for nuclear reactor control
GB1491232A (en) Nuclear reactors
JPS6416991A (en) Nuclear reactor container
US3231473A (en) Nuclear reactor control system
KR100238459B1 (ko) 가압경수로의콘크리트격납용기용피동격납용기냉각시스템
JPH04157396A (ja) 自然冷却型格納容器
JPS63150415A (ja) 水冷内燃機関の冷却装置
JP3028842B2 (ja) 原子炉格納容器
US2929767A (en) Convection reactor
FR2314560A1 (fr) Installation nucleaire pour un reseau de chauffage urbain
SU292326A1 (ru) Ядерный реактор, охлаждаемый жидкостью