SU910067A1 - Система аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора - Google Patents
Система аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора Download PDFInfo
- Publication number
- SU910067A1 SU910067A1 SU802990398A SU2990398A SU910067A1 SU 910067 A1 SU910067 A1 SU 910067A1 SU 802990398 A SU802990398 A SU 802990398A SU 2990398 A SU2990398 A SU 2990398A SU 910067 A1 SU910067 A1 SU 910067A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- reactor
- circulation
- pipe
- water
- valves
- 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)
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
Description
Изобретение относитс к области атомного энергетического машинострое НИН, а конкретно к системам ограничени последствий возможных аварий на атомных станци х с водоохлаждае-. мыми корпусными реакторами.
Известны системы локализации возможных аварий на атомных электростанци х с водовод ными реакторами, например,, при полном разрыве трубопроводов главных циркул ционных петель , содер ащие гидроег кости с за-пасом охлаждающей воды и трубопро- , вод, соедин ющий гидроемкости с главным циркул ционным контуром С 13.
Известна система ограничени последствий аварии на атомной электростанции , содержаща герметичное ограждение оборудовани первого : контура, линию вентил ции, канал дл выброса- малоактивной паровоздушной смеси, устройство дл конденсации образующегос при вскипании теплоносител пара, которое ,размещено,во входном участке канала и заполн ет все сечение этого участка 2. :
.Недостатками да-нных систем вл ютс необходимость, поддержани в посто нном резерве циркул ционных насосов дл обеспечени подачи охлаждающей воды в промежуточный циркул ционный контур, цричем в большинстве случаев насосы должны быть продублированы и должны иметь приводы различных типов. Работа схемы с принудительной циркул цией в случае выхода из стро циркул ционного насоса вл етс ненадежной.
Прототипом данного изобретени вл етс система аварийного расхаПаживани водоохлаждаемого реактора, содержаща реактор, контур циркул ции с сетевыми теплообменниками и циркул ционными насосами, со всасывающими трубопроводами, аппарат сжигани гремучей смеси, подключенный К первому контуру реактора, и теплообменник - испаритель с подъемным и опускным трубопроводами, подклю20 /ченными. к контуруциркул ции, причем на опускном трубопроводе установлен обратный клапан СЗJ.
Claims (3)
- Недостатком такой системы вл етс невозможность ее использовани на однофазной среде, например, дл расхолаживани промежуточного контура атомных станций теплоснабжени из-за того, что на однофазной среде . мал движущийс напор. Целью изобретени вл етс повышение надежности. Указанна цель достигаетс тем, что,в известной системе аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора , содержащей реактор, контур циркул ции с сетевыми теплообменник ми и циркул ционными насосами, со всасывающими трубопроводами, аппарат сжигани гремучей смеси, подклю ченный к первому контуру реактора, и теплообменник - испаритель с подъемным и опусйным трубопроводами подключенными к контуру циркул ции, причём на опускном трубопроводе установлен обратный клапан, опускно трубопровод выше обратного клапана посредством трубопровода с регулирующим и запорным клапанами соединен со всасывающим трубопроводом циркул ционного насоса,-причем аппарат сжигани гремучей смеси через запорную арматуру подключен к подъемному и опускному трубопроводам теплообменника-испарител . Система аварийного расхолаживани представлена на чертеже, Она содержит реактор 1 со встроенными в корпус теплообменниками 2, сетевые теплообменники 3, циркул ционные насосы 4, соедин ющий их циркул ционный контур 5, теплооб- . менник-испаритель б с подъемным 7 и опускным 8 трубопроводами, соедин ющими его с циркул ционным контуром 5, На трубопроводах 7 и 8 уста новлены запорна арматура 9 и обратный клапан 10, на опускном трубо проводе 8 выше обратного клапана 10 установлен трубопровод 11, соедин ю щий опускной трубопровод 8 со всасывающим трубопроводом питательного насоса 4, На трубопроводе 11 установлены запорный 12 и регулирующий 13 клапа ны, К первому контуру реактора трубо проводом 14 подключен аппарат 15 дл сжигани гремучей смеси, из которого трубопроводом 16 осуществл етс слив конденсата в реактор. На трубопроводах 14 и 16 установлены запорные клапаны 17, Трубопроводами 18 и 19 с запорными клапанами 20 аппарат 15 подключен к подъемному трубопроводу 7 и опускному трубопро воду 8, В статике вс система находитс в разогретом состр нии за счет вклю чени трубопровода 11 с отрегулированным расходом воды через клапан 13 дл отвода тепла из аппарата 15, Система аварийного расхолаживани включаетс в работу автоматически при остановке циркул ционного насоса 4 за счет открыти обратного кла пана 10, сигнал об открытии которог приходит на главный щит управлени реакторной установкой, К промежуточному контуру 5 подключаютс - теплообменник-испаритель б и аппарат 15 дл сжигани гремучей смеси, которые обеспечивают естественную циркул цию воды в промежуточном контуре и отвод тепла из реактора и аппарата 15 дл сжигани гремучей смеси. Посто нное поддержание все1 системы в разогретом состо нии и наличие циркул ции воды через трубопровод 11 и через аппарат дожигани гремучей смеси при работающем циркул ционном насосе 4 позвол ет иметь заданную разность температуры воды в подъемном 7 и опускном 8 трубопроводах дл создани необходимого движущего напора на однофазной среде, В этом заключаетс организаци рабочего процесса предлагаемой системы аварийного расхолаживани реактора с промежуточным циркул ционным контуром , Поскольку на атомных станци х с водоохлаждаемыми реакторами устанавливаетс не менее трех циркул ционных петель, поэтому установка на каждой из них описанной системы аварийного расхолаживани и обеспечение независимой их работы в аварийных ситуаци х обеспечит надежное расхолаживание реактора, причем теплова мощность каждой из них может соответствовать остаточной тепловой мощности реактора после срабатывани СУЗ, Это позволит иметь не менее , чем тройной запас по мощности и гарантирует отвод тепла от реактора даже в том случае, если из трех независимых систем сработает только один, Создание описанной системы не требует установки резервных насосов дл принудительной циркул ции воды в промежуточном контуре и обеспечивает расхолаживание реактора при естественной циркул ции воды. Экономический эффект от внедрени предлагаемой системы аварийного расхолаживани достигаетс за счет сокращени эксплуатационных и капитальных затрат на установку резервных насосов и их обслуживание, а также за счет повышени эксплуатационной надежности реакторной установки . Формула изобретени Система аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора, содержаща реактор, контур циркул ции с сетевыми теплообменниками и циркул ционными насосами, с всасывающими трубопроводами, аппа)рат сжигани гремучей смеси, подключенный к первому контуру реактора, и теплообменник-испаритель с подъемным и опускным трубопроводами, подключенн ми к контуру циркул ции, причем на опускном трубопроводе установлен обратный клапан, о т л и ч а ю- щ. а с тем, что, с целью повышени надежности системы, опускной трубопровод выше обратного клапана посредством трубопровода с регулирующи и запорным клапанами соединен со всасывающим трубопроводом циркул ционного насоса, причем аппарат сжи гани гремучек смеси через запорную арматуру подключен к подъемному и опускному трубопроводам теплообменни ка-испарител , Источники информации, прин тые во внимгшие при Э1кспертиэе 1.Маргулова Т.К. Атомные электрические станции ЭЙ, 1976, с. 191,192,
- 2.Авторское свидетельство СССР 449655, кл. G 21 С 9/00, 1970.
- 3. Система аварийного расхолаживани действующей АЭС Тундренмигнег ФРГ, 11, 1965, с, .
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU802990398A SU910067A1 (ru) | 1980-10-10 | 1980-10-10 | Система аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU802990398A SU910067A1 (ru) | 1980-10-10 | 1980-10-10 | Система аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU910067A1 true SU910067A1 (ru) | 1982-11-07 |
Family
ID=20920920
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU802990398A SU910067A1 (ru) | 1980-10-10 | 1980-10-10 | Система аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
SU (1) | SU910067A1 (ru) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4126630A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-02-18 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
DE4126629A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-03-11 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
DE4307543A1 (de) * | 1993-03-10 | 1994-09-15 | Siemens Ag | Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
-
1980
- 1980-10-10 SU SU802990398A patent/SU910067A1/ru active
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4126630A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-02-18 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
DE4126629A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-03-11 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
US5414743A (en) * | 1991-08-12 | 1995-05-09 | Siemens Aktiengesellschaft | Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors |
US5428652A (en) * | 1991-08-12 | 1995-06-27 | Siemens Aktiengesellschaft | Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors |
DE4307543A1 (de) * | 1993-03-10 | 1994-09-15 | Siemens Ag | Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
US5579355A (en) * | 1993-03-10 | 1996-11-26 | Siemens Aktiengesellschaft | Heat dissipation system for a nuclear reactor, in particular a pressurized water reactor |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2153201C2 (ru) | Ядерный реактор, содержащий запасную систему охлаждения, и способ охлаждения | |
US5043136A (en) | Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
CA1183614A (en) | Device for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core | |
CA2409004C (en) | Cooling system | |
US5790619A (en) | Drain system for a nuclear power plant | |
JO3697B1 (ar) | نظام لإزالة حرارة سلبية من مفاعل مضبوط ضغط الماء من خلال مولد البخار | |
SU910067A1 (ru) | Система аварийного расхолаживани водоохлаждаемого реактора | |
US4231328A (en) | Automatic steam generator feedwater realignment system | |
US3236297A (en) | Heat removal system | |
US11488733B2 (en) | Method and system for bringing a nuclear power plant into a safe state after extreme effect | |
RU2018984C1 (ru) | Высокотемпературный ядерный реактор | |
CZ33250U1 (cs) | Systém dlouhodobého odvodu tepla z hermetické zóny | |
CA3066162C (en) | Method and system for bringing a nuclear power plant into a safe state after extreme effect | |
RU96115308A (ru) | Аварийная система питания и борирования для реактора, охлаждаемого водой под давлением, и способ эксплуатации такой аварийной системы питания и борирования | |
KR0121554B1 (ko) | 원자력발전소 부분충수 장치와 그 운전방법 | |
US3811789A (en) | Rotodynamic fluid machines | |
KR100448876B1 (ko) | 원자력발전소의 비상급수 시스템 | |
RU2776024C1 (ru) | Способ пассивного расхолаживания реакторной установки с реактором под давлением | |
SU1162332A1 (ru) | Система охлаждени дизель-генераторной станции сейсмостойкой атомной электростанции | |
RU2762391C1 (ru) | Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны | |
CN216953017U (zh) | 一种适用于循环流化床机组冷渣器稳定运行的凝结水系统 | |
RU2668235C1 (ru) | Система аварийного расхолаживания | |
KR200288870Y1 (ko) | 중온수 배관장치의 열교환기구조 | |
SU957660A1 (ru) | Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС | |
SU1072644A1 (ru) | Ядерна энергетическа установка водо-вод ного типа |