SU581892A3 - Ядерна энергетическа установка - Google Patents

Ядерна энергетическа установка

Info

Publication number
SU581892A3
SU581892A3 SU7402076425A SU2076425A SU581892A3 SU 581892 A3 SU581892 A3 SU 581892A3 SU 7402076425 A SU7402076425 A SU 7402076425A SU 2076425 A SU2076425 A SU 2076425A SU 581892 A3 SU581892 A3 SU 581892A3
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
tank
pressure
pipe
coolant
circuit
Prior art date
Application number
SU7402076425A
Other languages
English (en)
Inventor
Винклер Франц (Австрия)
Хельф Харальд (Фрг)
Original Assignee
Крафтверк Унион Аг (Фирма)
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
Priority claimed from DE19732357893 external-priority patent/DE2357893C2/de
Application filed by Крафтверк Унион Аг (Фирма) filed Critical Крафтверк Унион Аг (Фирма)
Application granted granted Critical
Publication of SU581892A3 publication Critical patent/SU581892A3/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Claims (2)

  1. (54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА торами (соединительные трубопроводы выполнены одинаково). Внутри напорного резервуара 1  дерного реактора расположена активна  зона 2, Сферическое дно 3 напорного резервуара образует под активной зоной напорный коллектор 4 внутреннего объема реактора. К объему подключен «холодный трубопровод 5 контура циркул ции . Теплоноситель по пути в коллектор 4 проходит кольцевое пространство 6 между стенкой резервуара I и виутреннёй опорной конструкцией 7 активной зоны 2. Над активной зоной расположена верхн   часть 8 внутреннего объема резервуара, св занного с «гор чим трубопроводом 9, через который от напорного резервуара поступает подогретый в активной зоне теплоноситель. К «холодной 5 и «гор чей 9 ветв м контура циркул ции подключено по одному питаюшему трубопроводу 10 и II, которые через возвратные клапаны 12 и 13 соединогш с емкост ми 14 и 14, содержащими объемы 15 и 15 охлаждающей среды, например борированной воды, а также газовую подушку 16 и 16. Емкости 14 и 14 соединены с питающими трубопроводами 10 и 11 через возвратные клапаны 17, а на соединительном трубопроводе 18 предусмотрен дроссель 19, определ ющий норму подачи воды в контур. Питающие трубопроводы 10 и 11 посредством двух дополнительных возвратных клапанов 20 и 21 св заны с трубопроводом 22, подсоединенным к насосу основной системы аварийного охлаждени  (на чертеже не показана), котора  начинает работать, если исчерпан запас воды в емкост х 14 и 14 или при их отключении. Устройство работает следующим образом. В случае аварийной утечки из тракта циркул ции первого контура питающие трубопроводы 10 и 11 подключаютс  через возвратные клапаны 12 и 13 к аварийному источнику охлаждающей среды, например борированной воды. Вследствие падени  давлени  в главном контуре циркул ции теплоносител , охлаждающа  среда через открытые клапаны 12 и 17 (дл  одной ветви) поступает по трубопроводу 10 в «холодную 5, а по трубопроводу 11 в «гор чую 9 feeTBH контура. Подключенна  к «холодному трубопроводу 5 через трубопровод 10 емкость 14 находитс  под более высоким давлением , чем емкость 14, котора  производит подачу охлаждающей среды через трубопровод 11. Емкость 14, и  которой охлаждающа  среда поступает в «гор чую ветвь 9 контура циркул ции, при более низком давлении должна иметь более высокую норму подачи среды и вводитс  в действие через определенный промежуток времени. Подаваема  нз нее охлаждающа  среда позвол ет конденсировать пар, образующийс  виутри резервуара высокого давлени . Необходимое соотношение расходов охлаждающей среды нз емкостей может быть установлено путем подбора сопротивлени  потоку соединительных трубопроводов, а также величины давлени  в емкости. В случае полного расходовани  запаса охлаждающей воды в емкост х 14 н 14 или их отключени  охлаждеиие в случае аварийной ситуации производитс  посредством трубопровода 22, подключенного к специальной системе аварийного охлаждени , (на чертеже не показана ). Така  конструкци  позвол ет более рационально использовать объем охлаждающей среды , предназначенной дл  подачи в активную зону реактора, при возникновении утечки из контура циркул ции теплоносител . Формула изобретени  Ядерна  энергетическа  установка, включающа  реактор, охлаждаемый водой под давлением , содержащий напорный резервуар с активной зоной, трубопровод «гор чего теплоносител , подключенный к напорному резервуару выще активной зоны реатора трубопровод «холодного теплоносител , подключенный к напорному резервуару ниже активной зоны реактора , а также емкости с аварийным запасом охлаждающей среды, ррисоединенные к тракту циркул ции теплоносител , отличающа с  тем, что, с целью повыщени  эффективности аварийного охлаждени  активиой зоны реактора, одна емкость подключена к трубопроводу «гор чего теплоносител , а друга - к трубопроводу «холодного теплоносител . Источники информации, прин тые во внимание при экспертизе: 1.Патент ФРГ № 1156516, кл. 21 g 21/22, 1964.
  2. 2.VGBKernkraftwerksseminar, 1940., с. 42.
    /ff.
    12
    0
    /J
    I
    0 0
    r r
    jr
    Фие.2
SU7402076425A 1973-11-20 1974-11-19 Ядерна энергетическа установка SU581892A3 (ru)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19732357893 DE2357893C2 (de) 1973-11-20 Druckwasserreaktor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU581892A3 true SU581892A3 (ru) 1977-11-25

Family

ID=5898606

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU7402076425A SU581892A3 (ru) 1973-11-20 1974-11-19 Ядерна энергетическа установка

Country Status (10)

Country Link
US (1) US4046626A (ru)
JP (1) JPS5826000B2 (ru)
BE (1) BE822281A (ru)
CH (1) CH572655A5 (ru)
ES (1) ES432110A1 (ru)
FR (1) FR2251884B1 (ru)
GB (1) GB1465660A (ru)
IT (1) IT1025779B (ru)
SE (1) SE411972B (ru)
SU (1) SU581892A3 (ru)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5834797B2 (ja) * 1977-11-14 1983-07-28 日本原子力研究所 加圧水型原子炉の非常用炉心冷却系注入方法
FR2504305B1 (fr) * 1981-04-17 1985-06-21 Framatome Sa Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
DE3266769D1 (en) * 1981-06-09 1985-11-14 Ivor Taylor Rowlands Nuclear power plant
FR2514933A1 (fr) * 1981-10-16 1983-04-22 Framatome Sa Dispositif d'injection de securite d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4654190A (en) * 1984-04-05 1987-03-31 Westinghouse Electric Corp. Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant
JPS6238393A (ja) * 1985-08-14 1987-02-19 株式会社日立製作所 非常用炉心冷却方法及び装置
US5180543A (en) * 1989-06-26 1993-01-19 Westinghouse Electric Corp. Passive safety injection system using borated water
JP2909247B2 (ja) * 1991-04-26 1999-06-23 三菱重工業株式会社 蓄圧器
US5329564A (en) * 1993-04-30 1994-07-12 The Babcock & Wilcox Company Passive cooling system for a nuclear reactor
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors
US5519743A (en) * 1994-09-02 1996-05-21 Westinghouse Electric Corporation Primary coolant system of a nuclear power plant for providing coolant to a primary loop
KR101389836B1 (ko) * 2012-08-16 2014-04-29 한국원자력연구원 분리형 안전주입탱크

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3528884A (en) * 1967-09-28 1970-09-15 Westinghouse Electric Corp Safety cooling system for a nuclear reactor
US3649451A (en) * 1968-09-23 1972-03-14 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor containment system
US3865688A (en) * 1970-08-05 1975-02-11 Frank W Kleimola Passive containment system
BE788187A (fr) * 1971-09-01 1973-02-28 Babcock & Wilcox Co Systeme de proctection pour reacteurs nucleaires
BE795482A (fr) * 1972-02-19 1973-05-29 Siemens Ag Systeme de refroidissement de reacteur nucleaire
DE2217398A1 (de) * 1972-04-11 1973-10-25 Siemens Ag Kernreaktor
DE2316007C3 (de) * 1973-03-30 1980-07-10 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor und Verfahren zu seiner Notkühlung

Also Published As

Publication number Publication date
FR2251884B1 (ru) 1980-12-26
JPS5826000B2 (ja) 1983-05-31
ES432110A1 (es) 1977-06-16
FR2251884A1 (ru) 1975-06-13
DE2357893B1 (de) 1975-05-07
DE2357893A1 (ru) 1975-05-07
CH572655A5 (ru) 1976-02-13
GB1465660A (en) 1977-02-23
SE7413857L (ru) 1975-05-21
BE822281A (fr) 1975-03-14
SE411972B (sv) 1980-02-11
JPS5083691A (ru) 1975-07-07
US4046626A (en) 1977-09-06
IT1025779B (it) 1978-08-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SU581892A3 (ru) Ядерна энергетическа установка
ES2108224T3 (es) Mitigacion de las rupturas de tubos de generadores de vapor en un reactor de agua presurizada con sistemas pasivos de seguridad.
CN105957567B (zh) 一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统
US3395076A (en) Compact nuclear reactor heat exchanging system
CN108766592A (zh) 一种闪蒸驱动的全自然循环一体化压水堆
US20230223160A1 (en) Reactor secondary side passive residual heat removal system
CN116045262A (zh) 一种产生工业蒸汽的高压储热系统及其使用方法
GB792972A (en) Control of atomic power reactors
US4299660A (en) Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor
GB1177533A (en) Steam Generator for an Atomic Power Generating Plant.
CN110726132B (zh) 一种低功率工况下核电站蒸汽发生器供水的方法及系统
CN115240880B (zh) 一种可实现持续排热的非能动余热排出系统及方法
CN207250149U (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统
GB1491232A (en) Nuclear reactors
GB897483A (en) Improvements in or relating to nuclear reactors
CN105509121B (zh) 低温核供热堆二回路热能分配平衡换热系统
CN105509122B (zh) 低温核供热堆城市管网系统
RU96115308A (ru) Аварийная система питания и борирования для реактора, охлаждаемого водой под давлением, и способ эксплуатации такой аварийной системы питания и борирования
CN212960891U (zh) Lng浮式再生化装置
SU971015A1 (ru) Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора
CN215981984U (zh) 一种水浴加热天然气综合利用系统
CN216243607U (zh) 一种分馏塔液氮回收系统
GB820579A (en) Improvements in and relating to nuclear reactors
CN112382420B (zh) 一种基于水冷器的非能动余热排出系统
SU1072644A1 (ru) Ядерна энергетическа установка водо-вод ного типа