(54) ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА торами (соединительные трубопроводы выполнены одинаково). Внутри напорного резервуара 1 ядерного реактора расположена активная зона 2, Сферическое дно 3 напорного резервуара образует под активной зоной напорный коллектор 4 внутреннего объема реактора. К объему подключен «холодный трубопровод 5 контура циркуляции. Теплоноситель по пути в коллектор 4 проходит кольцевое пространство 6 между стенкой резервуара I и виутреннёй опорной конструкцией 7 активной зоны 2. Над активной зоной расположена верхняя часть 8 внутреннего объема резервуара, связанного с «горячим трубопроводом 9, через который от напорного резервуара поступает подогретый в активной зоне теплоноситель. К «холодной 5 и «горячей 9 ветвям контура циркуляции подключено по одному питаюшему трубопроводу 10 и II, которые через возвратные клапаны 12 и 13 соединогш с емкостями 14 и 14, содержащими объемы 15 и 15 охлаждающей среды, например борированной воды, а также газовую подушку 16 и 16. Емкости 14 и 14 соединены с питающими трубопроводами 10 и 11 через возвратные клапаны 17, а на соединительном трубопроводе 18 предусмотрен дроссель 19, определяющий норму подачи воды в контур. Питающие трубопроводы 10 и 11 посредством двух дополнительных возвратных клапанов 20 и 21 связаны с трубопроводом 22, подсоединенным к насосу основной системы аварийного охлаждения (на чертеже не показана), которая начинает работать, если исчерпан запас воды в емкостях 14 и 14 или при их отключении. Устройство работает следующим образом. В случае аварийной утечки из тракта циркуляции первого контура питающие трубопроводы 10 и 11 подключаются через возвратные клапаны 12 и 13 к аварийному источнику охлаждающей среды, например борированной воды. Вследствие падения давления в главном контуре циркуляции теплоносителя, охлаждающая среда через открытые клапаны 12 и 17 (для одной ветви) поступает по трубопроводу 10 в «холодную 5, а по трубопроводу 11 в «горячую 9 feeTBH контура. Подключенная к «холодному трубопроводу 5 через трубопровод 10 емкость 14 находится под более высоким давлением, чем емкость 14, которая производит подачу охлаждающей среды через трубопровод 11. Емкость 14, ия которой охлаждающая среда поступает в «горячую ветвь 9 контура циркуляции, при более низком давлении должна иметь более высокую норму подачи среды и вводится в действие через определенный промежуток времени. Подаваемая нз нее охлаждающая среда позволяет конденсировать пар, образующийся виутри резервуара высокого давления. Необходимое соотношение расходов охлаждающей среды нз емкостей может быть установлено путем подбора сопротивления потоку соединительных трубопроводов, а также величины давления в емкости. В случае полного расходования запаса охлаждающей воды в емкостях 14 н 14 или их отключения охлаждеиие в случае аварийной ситуации производится посредством трубопровода 22, подключенного к специальной системе аварийного охлаждения, (на чертеже не показана). Такая конструкция позволяет более рационально использовать объем охлаждающей среды, предназначенной для подачи в активную зону реактора, при возникновении утечки из контура циркуляции теплоносителя. Формула изобретения Ядерная энергетическая установка, включающая реактор, охлаждаемый водой под давлением, содержащий напорный резервуар с активной зоной, трубопровод «горячего теплоносителя, подключенный к напорному резервуару выще активной зоны реатора трубопровод «холодного теплоносителя, подключенный к напорному резервуару ниже активной зоны реактора, а также емкости с аварийным запасом охлаждающей среды, ррисоединенные к тракту циркуляции теплоносителя, отличающаяся тем, что, с целью повыщения эффективности аварийного охлаждения активиой зоны реактора, одна емкость подключена к трубопроводу «горячего теплоносителя, а другая- к трубопроводу «холодного теплоносителя. Источники информации, принятые во внимание при экспертизе: 1.Патент ФРГ № 1156516, кл. 21 g 21/22, 1964. 2.VGBKernkraftwerksseminar, 1940., с. 42.
/ff.
12
0
/J
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
АВАРИЙНАЯ СИСТЕМА ПИТАНИЯ И БОРИРОВАНИЯ ДЛЯ РЕАКТОРА, ОХЛАЖДАЕМОГО ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ, И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТАКОЙ АВАРИЙНОЙ СИСТЕМЫ ПИТАНИЯ И БОРИРОВАНИЯ | 1994 |
|
RU2150153C1 |
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, СОДЕРЖАЩИЙ ЗАПАСНУЮ СИСТЕМУ ОХЛАЖДЕНИЯ, И СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ | 1994 |
|
RU2153201C2 |
УСТРОЙСТВО АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2231144C2 |
Система аварийного охлаждения активной зоны водо-водяного реактора | 1981 |
|
SU971015A1 |
БАРАБАН-СЕПАРАТОР ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1989 |
|
RU1635669C |
АВАРИЙНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2016 |
|
RU2650504C2 |
СИСТЕМА ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ | 2021 |
|
RU2761108C1 |
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА | 2007 |
|
RU2348994C1 |
СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1992 |
|
RU2077744C1 |
СПОСОБ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛОМАССООБМЕНА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО РЕАЛИЗАЦИИ (ВАРИАНТЫ) | 2016 |
|
RU2631120C1 |
I
0 0
r r
jr
Фие.2
Авторы
Даты
1977-11-25—Публикация
1974-11-19—Подача