SU529679A1 - Ядерна энергетическа установка - Google Patents
Ядерна энергетическа установка Download PDFInfo
- Publication number
- SU529679A1 SU529679A1 SU731868941A SU1868941A SU529679A1 SU 529679 A1 SU529679 A1 SU 529679A1 SU 731868941 A SU731868941 A SU 731868941A SU 1868941 A SU1868941 A SU 1868941A SU 529679 A1 SU529679 A1 SU 529679A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- circuit
- reactor
- pumps
- heat
- nuclear
- 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
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, содержаща дерный реактор и, по крайней мере, два контура охлаждени с теплообменниками-парогенераторами, насосами и арматурой, отличающа с тем, что,с целью обеспечени отвода остаточного тепла реактора в течение времени, необходимого дл включени в работу резервных источников аварийного электропитани и аварийных насосов, первый контур с'помощью трубопровода соединен, по крайней мере, с одним теплообменником-парогенератором второго контура при помощи устройства, включающего в себ два или более обратных клапана с отводом их проточек и изолирующего в нормальных эксплуатационных режимах тракт первого контура от второго.SS(ЛсСПts5CD 05 ^ СО
Description
Изобретение относитс к дерным энергетическим установкам с устрой вом дл отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносител первого контура. Известна дерна энергетическа установка., снабженна устройством дл отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносител пер вого контура, содержаща гидроакку мул торы и аварийные насосы дл от вода тепла, сообщающиес с первым контуром дерного реактора ij . Аварийные насосы привод тс в дейс вие OTi резервных источников электро питани , Недостатком известной дерной энергетической установки вл ютс большие габариты гидроаккумул торо имеющих объем, coизмepИIvlый с объемом первого контура установки, а также наличие развитой газовой сис темы, необходимой дл поддержани гидроаккумул торов в посто нной го товности , Известна также дерна энергетическа установка, включающа дерный реактор, соединенные трубопроводы , парогенераторы, циркул ционные , насосы, предусмотрены устройства дл отвода остаточного тепла при аварии с потерей теплоносител первого контура, которые представл ют собой емкости с запасом воды,присоединенные к реактору или к трубопро водам первого контура, и насосы дл отвода остаточного тепла, сообщающиес с первым контуром 2 . Недостатком данной установки вл етс относительно большой интер вал времени пока включатс аварийные насосы дл отвода остаточного тепловыделени , что может привести к перегреву тепловыдел ющих элементов активной зоны. Наиболее близкой к изобретению вл етс дерна энергетическа установка, содержаща дерный реактор и, по крайней мере, два контура охлаждени с теплообменниками-парогенераторами , насосами и арматурой з . Однако в этом устройстве отсутствует отвод остаточного тепла реак тора в течение времени, необходимого дл включени в работу резервных источников аварийного электропитани и аварийных насосов. Цель изобретени - обеспечить от вод остаточного тепла реактора в те чение времени, необходимого.дл вкл чени в работу резервных источников аварийного электропитани и аварийных насосов. Это достигаетс тем, что первый контур с помощью трубопровода соединен , по крайней мере, с одним теплообменником второго контура через устройство, включающее в себ два или более обратных клапана с отводом их проточек и изолирующее в нормальных эксплуатационных режимах тракт первого контура от второго. На фиг, 1 изображена дерна энергетическа установка, общий вид с частичными разрезами теплообменников-парогенераторов; на фиг, 2 - то же, план, Ядерна энергетическа установка содержит дерный реактор 1 с водой под давлением и три петли первого контура охлаждени реактора. Кажда петл вкпючает циркул ционный насос 2, теплообменник-парогенератор 3, трубопроводы: 4 - подвод щий теплоноситель к дерному реактору и 5 отвод щий . По крайней мере одна петл содержит также трубопровод 6, соедин ющий корпус теплообменникапарогенератора , в котором находитс теплоноситель второго контура, с подвод щим теплоноситель к реактору трубопроводом. 4, На трубопроводе 6 смонтировано устройство, включающее в себ обратные клапаны 7 и 8. На участке трубопровода между клапанами предусмотрен контур протечек (не ; показан), обеспечивающий поддержание давлени на этом участке трубопровода более низким, чем давление во втором контуре теплообменника-парогенератора , благодар чему исключаетс попадание активного теплоносител первого контура во второй контур. При нормальной эксплуатации тепло , генерируемое в реакторе, передаетс теплоносителю первого контура , который по трубопроводу 5 поступает в теплообменник-парогенератор 3, где отдает тепло теплоносителю второго контура. Охлажденный в теплообменнике-парогенераторе теплоноситель первого контура насосом 2 подаетс по трубопроводу 4 в реактор 1, При авари х с потерей теплоносител первого контура давление в первом контуре падает ниже давлени во втором (парогенерирующем) контуре теплообменника-парогенератора, под действием перепада давлени обратные клапаны 7 и 8 открываютс . Поскольку теплообменники-парогенераторы , расположены выше реактора теплоноситель второго контура из теплоносител -парогенератора 6 через трубопровод 4 самотеком поступает в реактор 1. Запас теплоносител во втором (парогенерирующем) контуре достаточен дл отвода остаточного тепла реактора в течение времени.
необходимого дл включени в работу резервных источников электропитани и аварийньк насосов. По сигналу снижени давлени во втором контуре срабатьшают стопорные клапаны, отсека , пар от турбин.
Claims (1)
- ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, содержащая ядерный реактор и, по крайней мере, два контура охлаждения с теплообменниками-парогенераторами, насосами и арматурой, отличающаяся тем, что, с целью обеспечения отвода остаточного тепла реактора в течение времени, необходимого для включения в работу резервных источников аварийного электропитания и аварийных насосов, первый контур с'помощью трубопровода соединен, по крайней мере, с одним теплообменником-парогенератором второго контура при помощи устройства, включающего в себя два или более обратных клапана с отводом их проточек и изолирующего в нормальных эксплуатационных режимах тракт первого контура от второго.Y=7 tzzZ ,зФиг.1 (Л сSСО о Ч со
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU731868941A SU529679A1 (ru) | 1973-01-11 | 1973-01-11 | Ядерна энергетическа установка |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU731868941A SU529679A1 (ru) | 1973-01-11 | 1973-01-11 | Ядерна энергетическа установка |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU529679A1 true SU529679A1 (ru) | 1984-07-15 |
Family
ID=20538374
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU731868941A SU529679A1 (ru) | 1973-01-11 | 1973-01-11 | Ядерна энергетическа установка |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
SU (1) | SU529679A1 (ru) |
-
1973
- 1973-01-11 SU SU731868941A patent/SU529679A1/ru active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103903659B (zh) | 浮动核电站非能动余热排出*** | |
US3968653A (en) | Apparatus for the removal of after heat in a sodium-cooled fast reactor | |
CN107403650B (zh) | 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出*** | |
JP6305936B2 (ja) | 水中発電モジュール | |
KR20140112198A (ko) | 해상 소형 원전용 안전 시스템 | |
RU2713747C1 (ru) | Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки | |
CN210837199U (zh) | 余热排出***与核电*** | |
RU2607473C2 (ru) | Модуль для производства электрической энергии | |
RU2607474C2 (ru) | Погружной модуль для производства энергии | |
SU529679A1 (ru) | Ядерна энергетическа установка | |
CN110726132B (zh) | 一种低功率工况下核电站蒸汽发生器供水的方法及*** | |
CN109712726B (zh) | 一种海洋核动力平台反应堆余热排出*** | |
GB1491232A (en) | Nuclear reactors | |
CN112700893A (zh) | 余热排出***与方法及核电*** | |
JP6305937B2 (ja) | 潜水または水中発電モジュール | |
RU96115308A (ru) | Аварийная система питания и борирования для реактора, охлаждаемого водой под давлением, и способ эксплуатации такой аварийной системы питания и борирования | |
JP2020531799A (ja) | パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置 | |
RU2606207C2 (ru) | Погружной модуль для производства электрической энергии | |
KR100448876B1 (ko) | 원자력발전소의 비상급수 시스템 | |
RU2668235C1 (ru) | Система аварийного расхолаживания | |
RU2102800C1 (ru) | Энергетическая установка | |
RU2002321C1 (ru) | Система пассивного отвода остаточных тепловыделений дерного реактора | |
CN217950570U (zh) | 储水*** | |
RU2040051C1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
SU1162332A1 (ru) | Система охлаждени дизель-генераторной станции сейсмостойкой атомной электростанции |