RU184861U1 - NUCLEAR STEAM PRODUCTION UNIT - Google Patents
NUCLEAR STEAM PRODUCTION UNIT Download PDFInfo
- Publication number
- RU184861U1 RU184861U1 RU2018112800U RU2018112800U RU184861U1 RU 184861 U1 RU184861 U1 RU 184861U1 RU 2018112800 U RU2018112800 U RU 2018112800U RU 2018112800 U RU2018112800 U RU 2018112800U RU 184861 U1 RU184861 U1 RU 184861U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear
- steam production
- boric acid
- reactor
- valve
- Prior art date
Links
- 238000004326 stimulated echo acquisition mode for imaging Methods 0.000 title 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 claims description 11
- 238000009434 installation Methods 0.000 abstract description 9
- 239000010755 BS 2869 Class G Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000002706 hydrostatic effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- 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
- 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)
Abstract
Ядерная паропроизводительная установка относится к ядерной технике и может быть использована на атомной электростанции.Повышение безопасности работы ядерной установки достигается благодаря тому, что запорный орган клапана 8 содержит седло 13, тарель 14 и упор 15, при этом упор 15 установлен с возможностью осевого перемещения относительно штока 10 и связан с пружиной 16. 2 ил.A nuclear steam production plant relates to nuclear engineering and can be used in a nuclear power plant. Improving the safety of a nuclear installation is achieved by the fact that the shutoff valve 8 includes a seat 13, a plate 14 and a stop 15, while the stop 15 is mounted with the possibility of axial movement relative to the rod 10 and connected with the spring 16. 2 ill.
Description
Полезная модель относится к ядерной технике и может быть использована на атомной электростанции.The utility model relates to nuclear engineering and can be used in a nuclear power plant.
Известна ядерная паропроизводительная установка, содержащая реактор, парогенератор, главный циркуляционный насос, всасывающий и напорный трубопроводы, емкость с раствором борной кислоты, трубопровод, соединяющий емкость с раствором борной кислоты с напорным трубопроводом, клапаны и затвор (см., например, а.с. СССР №2120673 по кл. G 21 С 7/00 за 1998 год).A nuclear steam production plant is known, comprising a reactor, a steam generator, a main circulation pump, a suction and pressure pipelines, a container with a boric acid solution, a pipe connecting a tank with a boric acid solution with a pressure pipe, valves and a shutter (see, e.g. USSR No. 2120673 according to class G 21
К недостаткам известной установки следует отнести высокое гидравлическое сопротивление затвора, создающее перепад давления между первым контуром и гидравлической емкостью, благодаря чему происходит разбавление раствора борной кислоты до концентрации, при которой невозможна остановка ядерного реактора в случае отказа механической аварийной защиты.The disadvantages of the known installation include the high hydraulic resistance of the shutter, which creates a pressure differential between the first circuit and the hydraulic reservoir, due to which the boric acid solution is diluted to a concentration at which it is impossible to stop the nuclear reactor in the event of a mechanical emergency protection failure.
Наиболее близким к предложенному техническому решению по технической сущности и достигаемому эффекту является ядерная паропроизводительная установка, содержащая реактор, парогенератор, главный циркуляционный насос, напорный и всасывающий трубопроводы, емкость с раствором борной кислоты, соединительные трубопроводы и клапан, включающий шток и запорный орган (см., например, патент РФ №2225045 по кл. G21С 9/02 за 2004 год).Closest to the proposed technical solution in terms of technical nature and the achieved effect is a nuclear steam production plant containing a reactor, a steam generator, a main circulation pump, pressure and suction pipelines, a container with boric acid solution, connecting pipelines and a valve including a stem and shut-off element (see , for example, RF patent No. 2225045 according to
К недостаткам описанной конструкции следует отнести невозможность пассивной подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора с целью отвода остаточных тепловыделений при возникновении различных ситуаций, требующих остановки реактора, например, при сверхнормативных авариях с полной потерей электроснабжения, при возникновении течей в результате разрывов трубопроводов первого контура и пр., что снижает безопасность работы ядерной установки.The disadvantages of the described construction include the impossibility of passively supplying a boric acid solution to the reactor core in order to remove residual heat during various situations requiring shutdown of the reactor, for example, in excess accidents with a complete loss of power supply, in the event of leaks due to ruptures of pipelines of the primary circuit and etc., which reduces the safety of the nuclear installation.
Задачей полезной модели является устранение перечисленных недостатков и повышение безопасности работы ядерной установки.The objective of the utility model is to eliminate these shortcomings and increase the safety of a nuclear installation.
Поставленная задача решается благодаря тому, что в известной ядерной паропроизводительной установке, содержащей реактор, парогенератор, главный циркуляционный насос, напорный и всасывающий трубопроводы, емкость с раствором борной кислоты, соединительные трубопроводы и клапан, включающий шток и запорный орган, по предложенной полезной модели запорный орган клапана содержит седло, тарель и упор, при этом упор установлен с возможностью осевого перемещения относительно штока и связан с пружиной.The problem is solved due to the fact that in the well-known nuclear steam production installation containing a reactor, a steam generator, a main circulation pump, a pressure and suction piping, a container with boric acid solution, connecting pipelines and a valve including a rod and a shut-off element, according to the proposed utility model, the shut-off element the valve comprises a seat, a plate and an emphasis, while the emphasis is mounted with the possibility of axial movement relative to the rod and is connected with the spring.
Описанное выполнение ядерной установки позволяет обеспечивать пассивную подачу раствора борной кислоты в активную зону реактора при аварийных ситуациях, что повышает безопасность работы ядерной установки.The described implementation of the nuclear installation allows for passive supply of a boric acid solution to the reactor core in emergency situations, which increases the safety of the nuclear installation.
Полезная модель поясняется чертежом, где на фиг. 1 схематично представлена предложенная установка, а на фиг. 2 - клапан гидроемкости с раствором борной кислоты.A utility model is illustrated in the drawing, where in FIG. 1 schematically shows the proposed installation, and in FIG. 2 - hydraulic valve with a solution of boric acid.
Ядерная паропроизводительная установка (фиг. 1) содержит реактор 1, парогенератор 2, главный циркуляционный насос 3, напорный 4 и всасывающий 5 трубопроводы первого контура, емкость 6 с раствором борной кислоты, соединительный трубопровод 7 и клапан 8. Клапан 8 (фиг. 2) содержит корпус 9, в котором размещен шток 10, связанный через рычаг 11 с электроприводом 12 и запорным органом, включающим седло 13, тарель 14 и упор 15, установленный с возможностью осевого перемещения относительно штока 10 и связанный с пружиной 16.The nuclear steam production plant (Fig. 1) contains a
В режиме нормальной эксплуатации ядерная установка осуществляет нагрев рабочего тела в реакторе 1, генерацию пара в парогенераторе 2 и дальнейшее использование пара, например, для выработки электроэнергии. При этом клапан 8 находится в закрытом состоянии в режиме ожидания под действием перепада давления, действующего на тарель 14.In normal operation, the nuclear installation heats the working fluid in the
В аварийной ситуации, например, при возникновении течи первого контура и при падении давления ниже 1,5 Мпа тарель 14 клапана 8 под действием пружины 16 приподнимается, обеспечивая подачу раствора борной кислоты из емкости 6 в реактор 1 под действием гидростатического столба жидкости, что снимает остаточные тепловыделения в испарительном режиме.In an emergency situation, for example, when a primary circuit leak occurs and when the pressure drops below 1.5 MPa, the
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018112800U RU184861U1 (en) | 2018-04-10 | 2018-04-10 | NUCLEAR STEAM PRODUCTION UNIT |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018112800U RU184861U1 (en) | 2018-04-10 | 2018-04-10 | NUCLEAR STEAM PRODUCTION UNIT |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU184861U1 true RU184861U1 (en) | 2018-11-13 |
Family
ID=64325354
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018112800U RU184861U1 (en) | 2018-04-10 | 2018-04-10 | NUCLEAR STEAM PRODUCTION UNIT |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU184861U1 (en) |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4073683A (en) * | 1970-05-19 | 1978-02-14 | Westinghouse Electric Corporation | Boron control system for a nuclear power plant |
RU2120673C1 (en) * | 1997-06-16 | 1998-10-20 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Nuclear steam-generating unit |
RU2192054C2 (en) * | 2000-05-04 | 2002-10-27 | Волков Вячеслав Алексеевич | Nuclear power plant |
RU2225045C2 (en) * | 2002-05-16 | 2004-02-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Nuclear steam generating unit |
GB2519920A (en) * | 2012-09-27 | 2015-05-06 | China Nuclear Power Eng Co Ltd | Combined active and passive emergency shutdown system and method |
-
2018
- 2018-04-10 RU RU2018112800U patent/RU184861U1/en active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4073683A (en) * | 1970-05-19 | 1978-02-14 | Westinghouse Electric Corporation | Boron control system for a nuclear power plant |
RU2120673C1 (en) * | 1997-06-16 | 1998-10-20 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Nuclear steam-generating unit |
RU2192054C2 (en) * | 2000-05-04 | 2002-10-27 | Волков Вячеслав Алексеевич | Nuclear power plant |
RU2225045C2 (en) * | 2002-05-16 | 2004-02-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Nuclear steam generating unit |
GB2519920A (en) * | 2012-09-27 | 2015-05-06 | China Nuclear Power Eng Co Ltd | Combined active and passive emergency shutdown system and method |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR101389276B1 (en) | Passive Safety System of Integral Reactor | |
KR101373676B1 (en) | Safety injection tank system pressurized with separated nitrogen gas tank | |
JP5027258B2 (en) | Nuclear power plant using nanoparticles in a closed circuit of an emergency system and associated method | |
CA2961043C (en) | Passive integral isolation valve | |
GB2540708A (en) | Passive safe cooling system | |
MX2013003220A (en) | Low pressure reactor safety systems and methods. | |
GB2535848A (en) | Secondary side passive waste heat removal system | |
CN111322437A (en) | Pressure reducing valve | |
RU152416U1 (en) | EMERGENCY HEAT REMOVAL SYSTEM | |
KR101463441B1 (en) | High concentration boron injection system and safety injection system having the same | |
RU184861U1 (en) | NUCLEAR STEAM PRODUCTION UNIT | |
US4239596A (en) | Passive residual heat removal system for nuclear power plant | |
CN112289472A (en) | Passive water replenishing system of steam generator for passive nuclear power plant | |
CN108447570B (en) | Marine reactor and secondary side passive waste heat discharging system thereof | |
CN209149827U (en) | A kind of secondary side residual heat removal system of active and passive combination | |
KR101224023B1 (en) | Residual heat removal and containment cooling system using passive auxiliary feed-water system for pressurized water reactor | |
KR20130099561A (en) | Emergency supplemental system for steam generator of pressurized water reactor | |
RU2649408C1 (en) | Reactor plant emergency cooling device | |
KR101697593B1 (en) | Nuclear power plant | |
Dragunov et al. | Prospects for development of VVER-type pressurized light-water reactor installations | |
JP2013224889A (en) | High pressure core injection system | |
CN216811805U (en) | Steam conversion device | |
RU2668235C1 (en) | Emergency cooling system | |
Marguet | Main Circuits | |
JP6533684B2 (en) | Compressed gas supply system and nuclear plant provided with the same |