KR870000716A - 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템 - Google Patents

가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템 Download PDF

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KR870000716A
KR870000716A KR1019860005009A KR860005009A KR870000716A KR 870000716 A KR870000716 A KR 870000716A KR 1019860005009 A KR1019860005009 A KR 1019860005009A KR 860005009 A KR860005009 A KR 860005009A KR 870000716 A KR870000716 A KR 870000716A
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알렌 숴브 죤
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알랜 제이 메이링거
웨스팅하우스 일렉트릭 코오포레이숀
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Abstract

내용 없음.

Description

가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템
본 내용은 요부공개 건이므로 전문내용을 수록하지 않았음
제1도는 본 발명에 따라 가압수형 원자로 발전소용 압력제어 시스템의 개요도.
제2도는 압력기 릴리이프 탱크 내에 2단식 스퍼저의 평면 개요도.
제3도는 제거된 체크 밸브 장치와 함께 액체 냉각제내에 2단식 스퍼저를 예시하는 제2도의 선 Ⅲ-Ⅲ의 단면도.
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명
3 : 압력제어 시스템 5 : 가압기
7 : 히이터 7 : 스프레이 노즐
9 : 서어지선 11,15,19,23 : 선
13 : 출럭동작 릴리이프 밸브 17 : 안전 릴리이프 밸브
25 : 가압기 릴리이프 탱크 27 : 스퍼저
31 : 1차 도관 33,41 : 오리피스
37 : 2차 도관 39 : 1차 도관의 종단
45 : 커플링 49 : 밸브장치
51 : 밸브 시이트 53 : 클로우저 소자
55 : 바이어스 스프링

Claims (7)

  1. 가압기(3), 물 스프레이어(7), 히이터(5), 출력동작 릴리이프 밸브(13), 안전밸브(17), 액체 냉각제를 포함하고 가압기(3)로부더 물과 증기를 방출하기 위하여 가압기 릴리이프 탱크(25)내에 스퍼지를 가지는 가압기 릴리이프 탱크(25)로 구성되는 가압수형 원자로 발전소용 압력제어 시스템(1)에 있어서, 상기 스피저(27)는; 액체 냉각재 사이에서 가압기 릴리이프 탱크(25) 내에서 종결되고 오리피스로부터 유체를 배출하기 위하여 1차 도관내에서 오리피스(33)를 가지는 1차 도관(31)을 포함하며; 2차 도관(37)은 상기 1차 도관(31)의 종단에 부착되고, 오리피스로부터 유체를 배출하기 위하여 2차 도관내에서 오리피스(41)를 가지며; 장치는 상기 2차 도관(37)과 연결되고, 상기 2차 도관(37)을 통해 유체를 배출하는 것을 허용하는 상기 2차 도관((31)의 기정된 압력에 반응하는 것을 특징으로 하는 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템.
  2. 제1항에 있어서, 상기 1차 도관(31)의 오리피스(33)는 상기 액체 냉각제 사이에서 제1깊이에 있고, 상기 2차 도관(37)의 오리피스(41)는 보다 더큰 깊이에 있는 것을 특징으로 하는 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템.
  3. 제2항에 있어서, 상기 2차 도관(37)의 오리피스(41)를 통한 유동의 전체 면적은 상기 1차 도관(31)의 오리피스(33)를 통한 유동전체 면적보다 더 큰 것을 특징으로 하는 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템.
  4. 제3항에 있어서, 상기 2차 도관(37)의 오리피스(41)는 상기 1차도관(31)의 오리피스(33)직경보다 더큰 직경을 가지는 것을 특징으로 하는 가압수형 원자력 밭전소용 압력제어 시스템.
  5. 제1항에서 4항중 어느 한 항에 있어서, 상기 2차도관(37)은 상기 1차 도관(31)에 대하여 뒤로 뻗은 두개 다리 부분(63)을 가지는 두갈래로 나뉜도관(59,61)인 것을 특징으로 하는 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템.
  6. 제1항에 있어서, 상기 압력 반응장치는 상기 1차 및 2차 도관 사이에 배치된 밸브(49)이고개 방하기 위하여 밸브를 통해 기정된 압력차동에 반응하고, 그 결과로써 상기 1차 및 2차 도관(31,37) 사이에 통신을 제공하는 것을 특징으로 하는 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템.
  7. 제6항에 있어서, 상기 스프링 바이어스 밸브(49)는 약 3.5kg/cm2의 압력차동에 반응하는 것을 특징으로 하는 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템.
    ※ 참고사항 : 최초출원 내용에 의하여 공개하는 것임
KR1019860005009A 1985-06-26 1986-06-23 가압수형 원자력 발전소용 압력제어 시스템 Withdrawn KR870000716A (ko)

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