SU957660A1 - Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС - Google Patents
Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС Download PDFInfo
- Publication number
- SU957660A1 SU957660A1 SU803225282A SU3225282A SU957660A1 SU 957660 A1 SU957660 A1 SU 957660A1 SU 803225282 A SU803225282 A SU 803225282A SU 3225282 A SU3225282 A SU 3225282A SU 957660 A1 SU957660 A1 SU 957660A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- pipeline
- generator
- casing
- power plant
- steem
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
СИСТЕМА АВАРИЙНОЙ ПОДАЧИ ПИТАТЕЛЬНОЙ ВОДЫ В ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС, содержаща аварийные питательные насосы, которые со стороны нагнетани соединены трубопроводами с парогенераторами, отличающа с тем, что, с целью повышени эффективности работы системы, на участке трубопровода, примыкающем к парогенератору, установлен кожух, внутри которого размещены две термопары , причем одна термопара укреплена между трубопроводом и кожухом, а друга - на поверхности трубопровода .
Description
ел
Од Од
Изобретение относитс к области теплоэнергетики и может найти применение в системах безопасности атомных электростанций (АЭС).
Известна система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС, содержаща аварийные питательные насосы (АПН), стороны нагнетани которых соединены трубопроводами с парогенераторами. В схеме использованы три параллельных АПН, каждый из которых по производительности может обеспечить отвод остаточного тепла реактора.
В соответствии с нормами безопасности резервирование должно исходить из необходимости обеспечени отвода остаточного тепла реактора через 2-й контур при любом отказе элемента нормальной эксплуатации, сопровождаемом зависимыми отказами элементов системы безопасности, и одном независимом отказе активного элемента системы безопасности. Это требование может быть выполнено при наличии трех АПН, каждый из которых по своей производительности обеспечивает отвод остаточных тепловьщелений реактора при условии невозможности по влени длительно необнаруженных отказов. Однако по вление рвища в трубопроводе подачи аварийной питательной воды на участке от обратного клапана до парогенератора не может быть обнаружено при периодической проверке системы, если размер свища таков, что при нормальной работе блока через свищ пойдет неболь .шой расиод пара из парогенератора,который не может быть обнаружен существующими приборами. Однако в случае аварии через такой свищ уйдет в З- раз больше питательной воды и отвод остаточных тепловьщелений может быть нарушен в случае по влени одного независимого отказа активного элемента системы.
Наиболее близкой к изобретению вл етс система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС, содержаща аварийные питательные насосы, которые со стороны нагнетани соединены трубопроводами с парогенераторами . Известна система обеспечивает требование безопаснсоти, но при значительном усложении из-за увеличени степени резервировани ,АПН.
Целью насто щего изобретени вл етс повьпиение эффективности работы системы.
Поставленна цель достигаетс тем, что в системе аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС, содержащей аварийные питательные насосы , которые со стороны нагнетани
0 соединены трубопроводами с парогенераторами , на участке трубопровода, примыкающем к парогенератору, установлен кожух, внутри которого размещены две термопары, причем одна термопара
5 укреплена между трубопроводом и кожухом , а друга - на поверхности трубопровода .
На чертеже показана система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС.
В состав сиртемы входит аварийный питательный насос Г, сторона нагнетани которого соединена трубопроводом 2 с парогенератором 3. На участке
5 трубопровода 2, примыкающем к парогенератору 3, установлен кожух 4, внутри которого размещены две термопары 5 и 6, причем термопара 5 установлена между кожухом и трубопроводом, а термопара 6 на поверхности трубопровода. На трубопроводе 2 установлена арматура 7, а всос насоса 1 соединен со своим баком запаса воды 8. Кожух 4 покрыт теплоизол цией и
5 выполнен с подъемом к парогенератору. При нормальной эксплуатации в подъемном участке трубопровода скапливаетс холодный конденсат. При по влении даже небольшого свища на участке трубопровода 2, расположенном дальше по ходу воды от парогенератора 3, чем термопара,6, последн зафиксирует повьш1ение температуры стенки трубопровода 2, так как по-нему пойдет пар
5 в направлении, противоположном нормальному движению воды: от парогенератора 3 к свищу.
При по влении свища на участке .трубопровода 2, расположенном внутри кожуха 4 ближе к парогенератору 3, повышение температуры будет зафиксировано термопарой 5. В обоих случа х исключаетс по вление длительно необнаруженных отказов пассивного элемента системы безопасности.
Насто щее изобретение позвол ет существенно упростить систему,способствует снижению капитальных затрат и повышению безопасности АЭС.
IX ЛгХХМ ЛАЛА/V f
fe
ХХХХХХУУХХА/У
Claims (1)
- СИСТЕМА АВАРИЙНОЙ ПОДАЧИ ПИТАТЕЛЬНОЙ ВОДЫ В ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС, содержащая аварийные питательные насосы, которые со стороны нагнетания соединены трубопроводами с парогенераторами, отличающаяся тем, что, с целью повышения эффективности работы системы, на участке трубопровода, примыкающем к парогенератору, установлен кожух, внутри которого размещены две термопары, причем одна термопара укреплена между трубопроводом и кожухом, а другая - на поверхности трубопровода.мУ?со СП М ОдОд
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU803225282A SU957660A1 (ru) | 1980-12-31 | 1980-12-31 | Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU803225282A SU957660A1 (ru) | 1980-12-31 | 1980-12-31 | Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU957660A1 true SU957660A1 (ru) | 1988-11-07 |
Family
ID=20934667
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU803225282A SU957660A1 (ru) | 1980-12-31 | 1980-12-31 | Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
SU (1) | SU957660A1 (ru) |
-
1980
- 1980-12-31 SU SU803225282A patent/SU957660A1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
KKW Three Mile Island 2, Energieversorgung, 1980,, s.5. KKW Miilheim Karlich, Energieversorgung 1980, s. 5. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20120307956A1 (en) | Nuclear reactor system having natural circulation of primary coolant | |
WO2019004854A1 (en) | TANK MIXING UNIT OF A REACTOR VOLUME CONTROL SYSTEM | |
US5791147A (en) | Power plant performance management systems and methods | |
SU957660A1 (ru) | Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы АЭС | |
KR860001441A (ko) | 모델 증기 발생기 | |
US4138319A (en) | Nuclear reactor installation with a light-water reactor | |
JPS6027882B2 (ja) | 蒸気発生器用給水の自動的再配列装置 | |
US20160042817A1 (en) | Emergency Cooling System for Improved Reliability for Light Water Reactors | |
JPH0463357B2 (ru) | ||
Pejovic et al. | Guidelines to hydraulic transient analysis of pumping systems | |
US3372677A (en) | Total energy conservation system | |
US4583369A (en) | System for detecting tubing rupture in feedwater heaters of steam power plant | |
RU2002321C1 (ru) | Система пассивного отвода остаточных тепловыделений дерного реактора | |
US3291695A (en) | Device for reducing the overpressures caused by failures of the heat exchanger in two loops pressurized organic cooled nuclear reactor plant | |
Kutbi et al. | Selection for desalination processes for dual-purpose nuclear plants | |
RU2668235C1 (ru) | Система аварийного расхолаживания | |
Adamov et al. | Inherently safe pool-type reactor as a generator of low-grade heat for district heating, air conditioning and salt water desalination | |
CN116230265A (zh) | 压水堆二回路供汽系统 | |
RU2152088C1 (ru) | Система газоудаления из-под крышки реактора реакторной установки водо-водяного типа | |
RU2120673C1 (ru) | Ядерная паропроизводительная установка | |
RU2040051C1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
JP2736192B2 (ja) | 蒸気供給設備 | |
SU1072644A1 (ru) | Ядерна энергетическа установка водо-вод ного типа | |
CN105741890A (zh) | 压水堆非能动保护系统以及压差自力阀 | |
RU2107344C1 (ru) | Система газоудаления из главного циркуляционного насоса реакторной установки водо-водяного типа |