SU971015A1 - Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора - Google Patents
Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- SU971015A1 SU971015A1 SU813255639A SU3255639A SU971015A1 SU 971015 A1 SU971015 A1 SU 971015A1 SU 813255639 A SU813255639 A SU 813255639A SU 3255639 A SU3255639 A SU 3255639A SU 971015 A1 SU971015 A1 SU 971015A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- water
- reactor
- volume
- valve
- steam generator
- 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
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА, содержаща парогенератор. емкость аварийного охлаждени , вод ной объем которой соединен через арматуру с первым контуром реактора, отличающа с тем, что, с целью повышени надежности путем упрощени схемы, вод ной объем парогенератора соединен через арматуру с распределительным коллектором, установленным внутри вод ного объема емкости аварийного охлаждени , паровой объем которой соединен через ограничитель потока с паровым объемом парогенератора.
Description
СО Изобретение относитс к дерным энергетическим установкам с реакторами с водой под давлением, имеющим систему аварийного охлаждени активной зоны. Известна система аварийного охла5кдени активной зоны водо-вод ного реактора, содержаща парогенератор , вод ной объем которого соеди нен с первым контуром реактора труб проводом с двум обратными клапанами lj . На участке трубопровода между клапанами организован отвод протечки , В нормальных услови х обратные клапаны изолируют первый контур.от второго, а, когда давление в первом контуре станет ниже давлени во вто ром, они открываютс , и вода из пар генераторов поступает в первый контур и охлаждает его. Недостатком указанного технического решени вл етс то, что удерживает давление теплоносител первого контура только первый от реактора обратный клапан, прижатый давлением среды первого контура. Если между клапанами будет отвод протечек , то все последующие клапаны будут открыты давлением воды второго контура, таким образом между теплоносителем первого контура и второго контура по данному техническому решению будет только один обратный клапан. Если поддерживать давление между клапанами выше давлени во втором контуре, то ввиду низких герметизирующих свойств об атных клапанов, теплоноситель первого контура будет попадать в парогенератор , загр зн воду и пар пароген ратора. Еще одним недостатком указанного технического решени вл етс то, что при аварийном разуплотнении пер вого контура вода из парогенераторов , не содержаща раствора бора, поступает в активную зону, что може привести к недопустимому увеличению ее реактивности, а это в свою очере усугубл ет протекание аварийного пр цесса. Известна система аварийного охла дени активной зоны водо-вод ного реактора, прин та за прототип, содержаща парогенератор, емкость аварийного охлаждени , вод ной объе которой соединен через арматуру с первым контуром реактора 2j , Верхн часть емкости заполнена газом/, давление которого ниже давлени первого контура (составл ет примерно 1/3-1/2 давлени первого контура), а нижн часть заполнена раствором борированной воды, К емкости подсоединены трубопроводы от системы заполнени борированной вод и от системы заполнени азотом высо кого давлени . При аварийном разуплотнении первого контура давление теплоносител в нем начинает падать. Когда давление в первом контуре станет меньше, чем в емкости аварийного охлаждени , то открываютс обратные клапаны, и борированна вода выдавливаетс азотом из емкости аварийного охлаждени в первый контур. Недостатками указанного технического решени вл ютс неполное использование объема емкости, так как значительна их часть зан та газом; наличие специальной сложной газовой системы с оборудованием дл поддержани давлени и емкостей дл сброса газа в случае повышени давлени в емкости аварийного охлаждени ; необходимость установки на трубопроводах , соедин ющих емкость аварийного охлаждени с первым контуром быстродействующей арматуры дл исключени попадани азота в реактор после опорожнени емкости; возможность хрупкого разрушени корпуса реактора вследствие мгновенного заброса большого количества холодной воды На гор чие стенки.корпуса в районе активной зоны, где металл корпуса имеет повышенную температуру хрупкости вследствие облучени нейтронами ,. Целью изобретени вл етс повышение надежности системы путем упрощени схемы. Цель достигаетс тем, что в известной системе аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора, содержащей парогенератор, емкость-аварийного охлаждени , вод ной объем которой соединен через арматуру с первым контуром реактора, вод ной объем парогенератора соединен через арматуру с распределительным коллектором, установленным внутри вод ного объема емкости аварийного охлаждени , паровой объем которой соединен через ограничитель потока с паровым объемом парогенератора . На чертеже показана предлагаема система. Она содержит водо-вод ной реактор 1 с активной зоной 2, парогенератор 3, соединенный с реактором подвод щими трубопроводами 4 и отвод щими .трубопроводами 5, На подвод щих трубопроводах ,4 установлены циркул ционные насосы 6. Первый контур соединен с вод ным объемом парогенератора 3 трубопроводом 7, на котором установлена отсечна арматура 8, выполненна в виде разрывной мембраны, и отсечна арматура 9, выполненна в виде обратного клапана. На трубопроводе 7 между отсечными арматурами 8 и 9 установлена емкость аварийного охлаждени активной зоны 10,
Один конец трубопровода 7 подсоединен к вод ному объему емкости аварийного охлаждени активной зоны 10, а другой его конец - к распределительному коллектору 11, расположенному внутри вод ного объема емкости аварийного охлаждени 10. Паровой объем емкости аварийного охлаждени 10 соединен с паровым объемом парогенератора 3 линией 12, на которой установлен ограничитель потока 13. Между отсечной арматурой 8 и реактором 1 на трубопроводе 7 установлена задвижка 14, а у самой отсечной арматуры 8 установлен байпас с вентилем 15.
Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора работает следующим образом. При нормальных услови х работы в первом контуре циркулирует теплоноситель, перекачиваемый циркул ционными насосами 6 через реактор 1, активную зону 2, подвод щие 4 и отвод щие 5 трубопроводы. В парогенераторе 3 теплоноситель отдает тепловую энергию воде второго контура.
Емкость аварийного охлаждени активной зоны заполнена водой с концентрированным раствором бора. Задвижка 14 при этом открыта, а вентиль 15 закрыт. Отсечна арматура 8 выполненна в виде разрывной мембраны , герметично изолирует первый контур от емкости аварийного охлаждени активной зоны 10, при этом разрыв мембраны должен происходить к реактору 1. Лини 12, соедин юща паровой объем парогенератора 3 с верхом емкости аварийного охлаждени активной зоны, выравнивает в них давление, превраща их в совокупности с трубопроводом 7 между ними в сообщающиес сосуды. Отсечна арматура 9, выполненна в виде обратного клапана (пропуск от парогенератора к реактору), перекрывает
конвективные и диффузионные токи между ними.
При закрытой задвижке 14 и открытом вентиле 15 провод т гидроиспыт-ание второго контура парогенератора 3
iCOBMecTHO с емкостью аварийного охлаждени Активной зоны 10 и соеди-, н ющим их трубопроводом 7.
При закрытом вентиле 15 и открытой задвижке 14 провод т гидроиспы0 тание первого контура.
При аварийном разуплотнении первого контура давление в нем начинает падать. При давлении меньшем, чем давление во втором контуре, разрываетс мембрана в сторону реактора 1 на отсечной арматуре 8, открываетс клапан на отсечной арматуре 9 и вода из парогенератора 3 поступает в распределительный коллектор 11,
0 смешиваетс с борированной водой
емкости аварийного охлаждени активной Зоны 10 и по трубопроводу 7 поступает в реактор i. Ограничитель потока 13 преп тствует поступлению па-5 Ра из парового пространства парогенератора в емкость аварийного охлаждени активной зоны.
Предложенное техническое устройство полнее использует объем емкосQ ти аварийного охлаждени , исключает попадание холодной воды на корпус реактора, ликвидирует сложное газовое хоз йство в системе аварийного охлаждени активной зоны, исключает попадание газовых пузырей в первый контур. По сравнению с прототипом устройство повышает надежность и эффективность охлаждени активной зоны, так как залив зоны производ т не чис.той водой, а борированной.
0 Предложенное техническое решение исключает попадание теплоносител первого контура в воду парогенераторов . Все это в Совокупности повышает эффективность аварийного охлаждени активной зоны.
Claims (1)
- СИСТЕМА АВАРИЙНОГО ОХЛАЖ- . ЛЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА, содержащая парогенератор, емкость аварийного охлаждения, водяной объем которой соединен через арматуру с первым контуром реактора, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности путем упрощения схемы, водяной объем парогенератора соединен через арматуру с распределительным коллектором, установленным внутри водяного объема емкости аварийного охлаждения, паровой объем которой соединен через ограничитель потока с паровым объемом парогенератора.i'loizo’ns
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU813255639A SU971015A1 (ru) | 1981-03-04 | 1981-03-04 | Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU813255639A SU971015A1 (ru) | 1981-03-04 | 1981-03-04 | Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SU971015A1 true SU971015A1 (ru) | 1984-06-30 |
Family
ID=20945853
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU813255639A SU971015A1 (ru) | 1981-03-04 | 1981-03-04 | Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| SU (1) | SU971015A1 (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 |
| RU2626620C1 (ru) * | 2016-07-25 | 2017-07-31 | Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" | Аварийная система подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора аэс |
| RU2646859C2 (ru) * | 2016-08-15 | 2018-03-12 | Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного отвода тепла |
-
1981
- 1981-03-04 SU SU813255639A patent/SU971015A1/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Авторское свидетельство СССР 529679, кл. С 21 С 15/18, 1977. . 2. Патент US № 3847735, кл. 176-38, 1979. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE4126630A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-02-18 | 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 |
| RU2626620C1 (ru) * | 2016-07-25 | 2017-07-31 | Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" | Аварийная система подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора аэс |
| RU2646859C2 (ru) * | 2016-08-15 | 2018-03-12 | Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") | Система аварийного отвода тепла |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103383865B (zh) | 用于核反应堆的被动应急给水系统 | |
| US3115450A (en) | Nuclear reactor containment apparatus | |
| US6795518B1 (en) | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same | |
| US5309487A (en) | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems | |
| CN104299655B (zh) | 冷却核反应堆的方法 | |
| US7983376B2 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
| US4587079A (en) | System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core | |
| CN107403650B (zh) | 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统 | |
| CN101719386A (zh) | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 | |
| CN107644693B (zh) | 船用反应堆及直流蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统 | |
| US20240029904A1 (en) | Integrated passive reactor | |
| US20230197300A1 (en) | Passive waste heat removal system on secondary side of marine environmental reactor | |
| US20230223160A1 (en) | Reactor secondary side passive residual heat removal system | |
| US4983353A (en) | Novel passive approach to protecting the primary containment barrier formed by the intermediate heat exchanger from the effects of an uncontrolled sodium water reaction | |
| CN203366766U (zh) | 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放系统 | |
| SU971015A1 (ru) | Система аварийного охлаждени активной зоны водо-вод ного реактора | |
| US3506539A (en) | Nuclear reactors | |
| CN207250149U (zh) | 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统 | |
| CN115274150B (zh) | 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法 | |
| CN85100182A (zh) | 采用双层压力壳的核电站轻水堆 | |
| CN208271569U (zh) | 船用反应堆及其二次侧非能动余热排出系统 | |
| RU96115308A (ru) | Аварийная система питания и борирования для реактора, охлаждаемого водой под давлением, и способ эксплуатации такой аварийной системы питания и борирования | |
| JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| US5943384A (en) | Depressurization system for pressurized steam operated plant | |
| RU2108630C1 (ru) | Энергетическая установка |