SU1520600A1 - Nuclear reactor cooling system - Google Patents

Nuclear reactor cooling system Download PDF

Info

Publication number
SU1520600A1
SU1520600A1 SU867774194A SU7774194A SU1520600A1 SU 1520600 A1 SU1520600 A1 SU 1520600A1 SU 867774194 A SU867774194 A SU 867774194A SU 7774194 A SU7774194 A SU 7774194A SU 1520600 A1 SU1520600 A1 SU 1520600A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
nuclear reactor
inlet
ejector
nuclear
collector
Prior art date
Application number
SU867774194A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Далибор Сыкора
Илона Сыкорова
Original Assignee
Энергопроект, П.И.О., (Инопредприятие)
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 Энергопроект, П.И.О., (Инопредприятие) filed Critical Энергопроект, П.И.О., (Инопредприятие)
Priority to SU867774194A priority Critical patent/SU1520600A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU1520600A1 publication Critical patent/SU1520600A1/en

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, а более конкретно к  дерным энергетическим установкам. Целью изобретени   вл етс  повышение надежности системы охлаждени   дерного реактора при снижении уровн  теплоносител  ниже нижних патрубков  дерного реактора. Теплоноситель, пройд  через активную зону 6  дерного реактора 5, поступает на вход эжектора 13 по эжектируемой среде под действием эжектирующего потока, поступающего с выхода циркул ционного насоса, вход которого подключен к холодному коллектору 7 парогенератора 1. С выхода эжектора 13 теплоноситель поступает в горный коллектор 2 парогенератора 1. Вход эжектора 13 по эжектируемой среде снабжен обратным клапаном, центросимметричным розеточным коллектором и расположен над активной зоной  дерного реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.The invention relates to nuclear technology, and more specifically to nuclear power installations. The aim of the invention is to improve the reliability of the cooling system of the nuclear reactor while reducing the level of the coolant below the lower branch pipes of the nuclear reactor. The heat carrier passing through the core 6 of the nuclear reactor 5 enters the inlet of the ejector 13 via the ejected medium under the action of the ejecting stream coming from the outlet of the circulation pump, the inlet of which is connected to the cold collector 7 of the steam generator 1. From the outlet of the ejector 13, the coolant enters the mountain collector 2 steam generators 1. The ejector inlet 13 through the ejected medium is equipped with a check valve, a centrosymmetric rosette collector and is located above the core of the nuclear reactor. 2 hp f-ly, 1 ill.

Description

1one

(89)CS 250112 OS PV 7858-84/16,10.84(89) CS 250112 OS PV 7858-84 / 16,10.84

(48)30.12.86(48) 12/30/86

(21)7774194/24-25(21) 7774194 / 24-25

(22)22.05.86(22) 05.22.86

(46) 07.11.89. Бюл. № 41(46) 11/07/89. Bul № 41

(71)Энергопроект п.и.о. (CS)(71) Energoprojekt p.and.o. (CS)

(72)Далибор Сыкора и Илона Сыкорова (CS)(72) Dalibor Sykora and Ilona Sykorova (CS)

(53) 621.039.5(088.8)(53) 621.039.5 (088.8)

(54) СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА(54) NUCLEAR REACTOR COOLING SYSTEM

(57) Изобретение относитс  к  дерной технике, а более конкретно к  дерным энергетическим установкам. Целью изобретени   вл етс  повьшение надежности системы охлаждени   дерного ре-(57) The invention relates to nuclear technology, and more specifically to nuclear power installations. The aim of the invention is to increase the reliability of the nuclear cooling system.

актора при снижении уровн  теплоносител  ниже нижних патрубков  дерного реактора. Теплоноситель, пройд  через активную зону 6  дерного реактора 5, поступает на вход эжектора 13 по эжектируемой среде под действием эжектирующего потока, поступающего с выхода циркул ционного насоса, вход которого подключен к холодному коллектору 7 парогенератора 1. С выхода эжектора 13 теплоноситель поступает в горный коллектор 2 парогенератора 1. Вход эжектора 13 по эжектируемой среде снабжен обратным клапаном, центросимметричным розеточным коллектором и расположен над активной зоной  дерного реактора. 2 з.п, ф-лы, 1 ил.actor at a decrease in the level of the coolant below the lower nozzles of the nuclear reactor. The heat carrier passing through the core 6 of the nuclear reactor 5 enters the inlet of the ejector 13 via the ejected medium under the action of the ejecting stream coming from the outlet of the circulation pump, the inlet of which is connected to the cold collector 7 of the steam generator 1. From the outlet of the ejector 13, the coolant enters the mountain collector 2 steam generators 1. The ejector inlet 13 through the ejected medium is equipped with a check valve, a centrosymmetric rosette collector and is located above the core of the nuclear reactor. 2 z.p, f-ly, 1 ill.

ii

(L

W-VW-V

ел toate to

оabout

ОдOd

Изобретение относитс  к  дерной технике, а более конкретно к  дерным энергетическим установкам (ЯЭУ).The invention relates to nuclear technology, and more specifically to nuclear power installations (NPI).

Известна система охлаждени   дерного реактора, содержаща  парогенератор нодключенный через главный циркул ционный насос к  дерному реактору (Ганчев Б,Г. и др. Ядерные энергетические установки,-М.: Энергоатомиз- дат, 1983, с. 20. рис. 1,4). Недостатком известной системы  вл етс  неравномерное охлаждение активной зоны.A known cooling system for a nuclear reactor containing a steam generator connected through a main circulation pump to a nuclear reactor (Ganchev B, G. and others. Nuclear power plants, M .: Energoatomizdat, 1983, p. 20. Fig. 1.4) . A disadvantage of the known system is uneven core cooling.

Наиболее близкой к изобрете:нию по своей технической сущности и достигаемому результату  вл етс  известна  система охлаждени   дерного реактора, содержаща  парогенератор, соединенньй через главный циркул ционный насос с  дерньм реактором, включающим активную зону (Ганчев и др. Ядерные энергетические установки.-М.: Энергоатом- издат, J983, с. 4J6, рис. 10.3).The closest to the invention: in its technical essence and the achieved result is a known nuclear reactor cooling system containing a steam generator connected through a main circulation pump to a derny reactor including a core (Ganchev et al. Nuclear power plants. -M .: Energoatom-izdat, J983, pp. 4J6, Fig. 10.3).

Недостатком данной известной системы  вл етс  низка  надежность охлаждени   дерного реактора при снижении уровн  теплоносител  ниже нижних патрубков  дерного реактора.The disadvantage of this known system is the low reliability of cooling the nuclear reactor while reducing the level of the coolant below the lower nozzles of the nuclear reactor.

Цель изобретени  - повыщение надежности , системы охлаждени   дерного реактора при снижении уровн  теплоносител  ниже нижних патрубков  дерного реактора.The purpose of the invention is to increase the reliability of the cooling system of the nuclear reactor while reducing the level of the coolant below the lower branch pipes of the nuclear reactor.

На чертеже представлена схема системы охла дцени   дерного реактора .The drawing shows the scheme of the cooling system of a nuclear reactor.

Система охлаждени   дерного реактора содержит парогенератор 9, который гор чим коллектором 8 через гор чий трубопровод 14 с арматурой 15 Подключен к выходу  дерного реактора 2 с активной зоной 1, а холодным коллектором 10 через холодньй трубопровод 12 с арматурой 16 - к входу (ниж- ним патрубкам)  дерного реактора 2, циркул ционный насос 4, вход которого через всасываннций трубопровод 3 подключен к холодному коллектору 10 парогенератора 9, а выход через напорный трубопровод 5 - к входу эжектора 18 по эжектирующему потоку. Эжектор 18. входом по эжектируемой среде расположен (как можно ниже) над активной зоной 1  дерного реактора 2. Выход эжектора 18 через напорный трубопровод 5 соединен с гор чим коллек тором 8 парогенератора 9. Холодный коллектор 10 парогенератора 9 снабжеThe cooling system of the nuclear reactor contains a steam generator 9, which by a hot collector 8 through a hot pipe 14 with fittings 15 is connected to the outlet of a nuclear reactor 2 with an active zone 1, and a cold collector 10 through a cold pipe 12 with fittings 16 to the inlet (bottom) branch pipes of the nuclear reactor 2, the circulation pump 4, whose inlet through suction pipe 3 is connected to the cold collector 10 of the steam generator 9, and the outlet through the discharge pipe 5 to the inlet of the ejector 18 through the ejecting flow. Ejector 18. The inlet through the ejected medium is located (as low as possible) above the active zone 1 of the nuclear reactor 2. The outlet of the ejector 18 through the discharge pipe 5 is connected to a hot collector 8 of the steam generator 9. The cold collector 10 of the steam generator 9 is supplied

1520600&1520600 &

пробкой 13 с переливной трубой IIplug 13 with overflow pipe II

00

5five

00

5five

д 0d 0

3535

4040

5050

дл  залива первичной стороны napoi e- нератора 9 при расхолаживании  дерного реактора с низким уровнем теплоносител . Эжектор 18 может быть размещен над активной зоной посредством несущего троса и центральной подвески.for filling the primary side of the napoi e- reactor 9 while cooling the nuclear reactor with a low level of heat carrier. The ejector 18 may be placed above the active zone by means of a carrying cable and a central suspension.

Вход эжектора 18 по эжектируемой среде снабжен обратным клапаном (дл  надежного пуска) и соединен с центросимметричным розеточным коллектором 19, который снабжен фиксирующими опорами 20.The inlet of the ejector 18 through the ejected medium is provided with a non-return valve (for a reliable start) and connected to a centrosymmetric rosette collector 19, which is provided with locking supports 20.

Система работает следующим образом .The system works as follows.

Теплоноситель, пройд  через активную зону 1  дерного реактора 2, поступает на вход эжектора 1В по эжектируемой среде под действием эжектирующего потока, поступающего по напорному трубопроводу 5 с выхода циркул ционного насоса 4. После смешени  в эжекторе 18 теплоноситель с его выхода поступает в гор чий коллектор 8 парогенератора 9 на охлаждение . Холодный теплоноситель из холодного коллектора 10 парогенератора 9 поступает на вход циркул ционного насоса 4 по всасывающему трубопроводу 3 и через холодный трубопровод 12 и арматуру 16 - на вход  дерного реактора 2 (арматура 15 на гор чем трубопроводе 14 закрыта), где-он отбирает тепло от активной зоны 1. Применение центросимметричного розеточ- ного коллектора 19 в пространстве нагретого теплоносител  над активной зоной позвол ет повысить равномерность расхода теплоносител  через расхолаживаемую активную зону.The heat carrier passing through the core 1 of the nuclear reactor 2 enters the inlet of the ejector 1B via the ejected medium under the action of the ejecting stream flowing through the pressure pipe 5 from the outlet of the circulation pump 4. After mixing in the ejector 18, the coolant from its output enters the hot collector 8 steam generator 9 for cooling. The cold coolant from the cold collector 10 of the steam generator 9 enters the inlet of the circulation pump 4 through the suction pipe 3 and through the cold pipe 12 and the valve 16 to the inlet of the nuclear reactor 2 (the valve 15 on the hot pipe 14 is closed), where it takes heat from active zone 1. The use of a centrosymmetric rosette collector 19 in the space of the heated coolant over the active zone allows to increase the uniformity of the flow of the coolant through the cooling core.

Claims (1)

1. Система охлаждени   дерного реактора, содержаща  парогенератор, соединенный через главный циркул ционный насос с  дерным реактором, отличающа с  тем, что введены эжектор и циркул ционный насос , вход которого подключен к холодному коллектору парогенератора, а выход - к входу эжектора по эжектирующему потоку, причем выход эжекто5 152060061. A nuclear reactor cooling system comprising a steam generator connected via a main circulation pump to a nuclear reactor, characterized in that an ejector and a circulation pump are introduced, the inlet of which is connected to the cold collector of the steam generator and the output to the ejector inlet through an ejecting flow, moreover, the output of ejecto5 15206006 pa подключен к гор чему коллекторуэжектора по эжектнруемой среде устапарогенератора , при этом вход эжек-новлен обратный клапан,pa is connected to a hot ejector on an ejected medium of the steam generator, while the inlet is a check valve, тора по эжектируемой среде располо-3. Система по пп, 1 и 2, о т л над активной зоной  дерного ре-чающа с  тем, что вход эжекактора .тора по эжектируемой среде снабженtorus on the ejected medium is located-3. The system of PP, 1 and 2, OTL above the active nuclear zone, indicating that the inlet of the ejector. 2,1 Система по п. 1, о т л и - центросимметричным розеточным коллекчающа с  тем, что на. входетором.2.1 The system of claim 1, about tl and centrosymmetric rosettes, is sochapan with that on. by the inputor.
SU867774194A 1986-05-22 1986-05-22 Nuclear reactor cooling system SU1520600A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU867774194A SU1520600A1 (en) 1986-05-22 1986-05-22 Nuclear reactor cooling system

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU867774194A SU1520600A1 (en) 1986-05-22 1986-05-22 Nuclear reactor cooling system

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU1520600A1 true SU1520600A1 (en) 1989-11-07

Family

ID=21616476

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU867774194A SU1520600A1 (en) 1986-05-22 1986-05-22 Nuclear reactor cooling system

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU1520600A1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS57157004A (en) Combined electric power generator
JPS60500399A (en) Continuous boiling equipment for wort
GB1408952A (en) Vapour generators
SU1520600A1 (en) Nuclear reactor cooling system
US2872999A (en) Deaerating feedwater heater
ES8609797A1 (en) Start-up systems and start-up vessels for such systems.
GB1196336A (en) Central Heating
JPS5641406A (en) Warming system for drainage of power generation equipment
SU1258224A1 (en) Nuclear channel-type reactor with boiling heat-transfer agent
ES432248A1 (en) Steam generator
JPS57161484A (en) Heat exchanger
GB1409560A (en) Vapour generators
RU2078285C1 (en) Boiler with fluidized bed
SU1179082A1 (en) Steam-to-liquid heat exchanger
SU1072644A1 (en) Nuclear water-moderated water-cooled power plant
SU1206552A1 (en) Surface heat exchanger
SU505027A1 (en) Steam vaime compensation system
JPS5495804A (en) Cold corrosion preventing method of forced circulating boiler equipment
SU1165846A1 (en) Method of thermal deareation
RU1635669C (en) Nuclear reactor separating drum
SU611927A1 (en) Ferment solution concentrating apparatus
FR2370857A1 (en) Steam power plant for nuclear power system - has feed water cooler preventing steam formation at feed water inlet
SU1413301A1 (en) Combined water heater
SU1523831A1 (en) Boiler unit
RU1351448C (en) Boiling nuclear reactor for superheating foam