Изобретение относитс к дерным энергетическим установкам с устрой вом дл отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносител первого контура. Известна дерна энергетическа установка., снабженна устройством дл отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносител пер вого контура, содержаща гидроакку мул торы и аварийные насосы дл от вода тепла, сообщающиес с первым контуром дерного реактора ij . Аварийные насосы привод тс в дейс вие OTi резервных источников электро питани , Недостатком известной дерной энергетической установки вл ютс большие габариты гидроаккумул торо имеющих объем, coизмepИIvlый с объемом первого контура установки, а также наличие развитой газовой сис темы, необходимой дл поддержани гидроаккумул торов в посто нной го товности , Известна также дерна энергетическа установка, включающа дерный реактор, соединенные трубопроводы , парогенераторы, циркул ционные , насосы, предусмотрены устройства дл отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносител первого контура, которые представл ют собой емкости с запасом воды,присоединенные к реактору или к трубопро водам первого контура, и насосы дл отвода остаточного тепла, сообщающиес с первым контуром 2 . Недостатком данной установки вл етс относительно большой интер вал времени пока включатс аварийные насосы дл отвода остаточного тепловыделени , что может привести к перегреву тепловыдел ющих элементов активной зоны. Наиболее близкой к изобретению вл етс дерна энергетическа установка, содержаща дерный реактор и, по крайней мере, два контура охлаждени с теплообменниками-парогенераторами , насосами и арматурой з . Однако в этом устройстве отсутствует отвод остаточного тепла реак тора в течение времени, необходимого дл включени в работу резервных источников аварийного электропитани и аварийных насосов. Цель изобретени - обеспечить от вод остаточного тепла реактора в те чение времени, необходимого.дл вкл чени в работу резервных источников аварийного электропитани и аварийных насосов. Это достигаетс тем, что первый контур с помощью трубопровода соединен , по крайней мере, с одним теплообменником второго контура через устройство, включающее в себ два или более обратных клапана с отводом их проточек и изолирующее в нормальных эксплуатационных режимах тракт первого контура от второго. На фиг, 1 изображена дерна энергетическа установка, общий вид с частичными разрезами теплообменников-парогенераторов; на фиг, 2 - то же, план, Ядерна энергетическа установка содержит дерный реактор 1 с водой под давлением и три петли первого контура охлаждени реактора. Кажда петл вкпючает циркул ционный насос 2, теплообменник-парогенератор 3, трубопроводы: 4 - подвод щий теплоноситель к дерному реактору и 5 отвод щий . По крайней мере одна петл содержит также трубопровод 6, соедин ющий корпус теплообменникапарогенератора , в котором находитс теплоноситель второго контура, с подвод щим теплоноситель к реактору трубопроводом. 4, На трубопроводе 6 смонтировано устройство, включающее в себ обратные клапаны 7 и 8. На участке трубопровода между клапанами предусмотрен контур протечек (не ; показан), обеспечивающий поддержание давлени на этом участке трубопровода более низким, чем давление во втором контуре теплообменника-парогенератора , благодар чему исключаетс попадание активного теплоносител первого контура во второй контур. При нормальной эксплуатации тепло , генерируемое в реакторе, передаетс теплоносителю первого контура , который по трубопроводу 5 поступает в теплообменник-парогенератор 3, где отдает тепло теплоносителю второго контура. Охлажденный в теплообменнике-парогенераторе теплоноситель первого контура насосом 2 подаетс по трубопроводу 4 в реактор 1, При авари х с потерей теплоносител первого контура давление в первом контуре падает ниже давлени во втором (парогенерирующем) контуре теплообменника-парогенератора, под действием перепада давлени обратные клапаны 7 и 8 открываютс . Поскольку теплообменники-парогенераторы , расположены выше реактора теплоноситель второго контура из теплоносител -парогенератора 6 через трубопровод 4 самотеком поступает в реактор 1. Запас теплоносител во втором (парогенерирующем) контуре достаточен дл отвода остаточного тепла реактора в течение времени.The invention relates to nuclear power plants with a device for removing residual heat in the event of an accident with loss of the primary coolant. The known turf power plant, equipped with a device for removing residual heat in an accident with loss of the heat carrier of the first circuit, contains hydraulic accumulators and emergency pumps for water and heat, which is connected to the first circuit of the nuclear reactor ij. Emergency pumps are driven by OTi backup power sources. A disadvantage of the known nuclear power plant is the large dimensions of the hydroaccumulator toro having a volume that is comparable to the volume of the primary circuit of the installation, as well as the presence of an advanced gas system necessary to maintain the hydroaccumulators in constant readiness. Also known is the turf power plant, which includes the nuclear reactor, connected pipelines, steam generators, circulators, pumps, devices for Residual heat in the event of an accident with loss of the primary coolant, which are water tanks connected to the reactor or to the primary pipelines, and residual heat removal pumps communicating with the first circuit 2. The disadvantage of this installation is a relatively long time interval while emergency pumps are turned on to remove residual heat generation, which can lead to overheating of heat generating elements of the core. Closest to the invention is a turf power plant comprising a nuclear reactor and at least two cooling circuits with heat exchangers-steam generators, pumps and fittings. However, this device does not remove the residual heat of the reactor for the time required to put the backup sources of emergency power and emergency pumps into operation. The purpose of the invention is to provide from the residual heat water of the reactor for the time required for the operation of backup sources of emergency power supply and emergency pumps. This is achieved by connecting the first circuit with at least one heat exchanger of the second circuit through a device that includes two or more check valves with their recess and isolates the primary circuit path from the second in normal operating conditions. Fig. 1 shows a turf energy plant, a general view with partial cuts of heat exchangers-steam generators; FIG. 2 is the same plan. The nuclear power plant comprises a nuclear reactor 1 with pressurized water and three loops of the primary reactor cooling circuit. Each loop includes a circulation pump 2, a heat exchanger-steam generator 3, piping: 4 - supplying coolant to the nuclear reactor and 5 exhaust. At least one loop also contains a pipeline 6 connecting the casing of the heat exchanger of the steam generator, in which the secondary coolant is located, with the coolant supply pipe to the reactor. 4, A device is mounted on line 6, including check valves 7 and 8. A leakage circuit (not; shown) is provided in the pipeline section between the valves, ensuring that the pressure in this section of the pipeline is lower than the pressure in the second circuit of the heat exchanger-steam generator, whereby the active coolant of the first circuit is prevented from entering the second circuit. During normal operation, the heat generated in the reactor is transferred to the primary coolant, which through line 5 enters the heat exchanger-steam generator 3, where it gives off heat to the secondary coolant. The primary coolant cooled in the heat exchanger-steam generator is pumped through line 4 to reactor 1. In case of accidents with loss of the primary primary coolant, the pressure in the first circuit drops below the pressure in the second (steam generating) circuit of the heat exchanger-steam generator, due to differential pressure, check valves 7 and 8 is opened. Since the heat exchangers-steam generators are located above the reactor, the secondary coolant from the heat carrier of the steam generator 6 through line 4 flows by gravity to the reactor 1. The coolant reserve in the second (steam generating) circuit is sufficient to remove the residual heat of the reactor over time.
необходимого дл включени в работу резервных источников электропитани и аварийньк насосов. По сигналу снижени давлени во втором контуре срабатьшают стопорные клапаны, отсека , пар от турбин.necessary for the commissioning of backup power sources and emergency pumps. On the signal of pressure reduction in the second circuit, shut-off valves, a compartment, steam from turbines operate.