SU1520600A1 - Nuclear reactor cooling system - Google Patents
Nuclear reactor cooling system Download PDFInfo
- 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
Links
Classifications
-
- 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
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
(Л(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)
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) |
-
1986
- 1986-05-22 SU SU867774194A patent/SU1520600A1/en active
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 |