PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE ALIMENTACION DE POR LO MENOS UN GENERADOR DE VAPOR DE UN REACTOR NUCLEAR CON AGUA A PRESION DURANTE LOS PERIODOS DE PARADA DEL REACTOR.

Procedimiento de alimentación de por lo menos un generador de vapor de un reactor nuclear con agua a presión, con agua de alimentación secundaria, comprendiendo el reactor nuclear un circuito primario

(2) en el cual circula agua primaria de enfriado del núcleo del reactor nuclear que asegura el calentamiento, en el generador de vapor (1),del agua de alimentación por contacto térmico, en el que se asegura la alimentación del generador de vapor (1) utilizando por lo menos un inyector-condensador (20) del cual se alimenta por lo menos una primera entrada (24a, 24b) con vapor de agua y una segunda entrada (25a) con agua de alimentación, siendo el agua a la salida (26) del inyector-condensador (20, 20'', 20'''') proporcionada a una presión y una temperatura elevada al generador de vapor, caracterizado porque, durante una fase en el curso de la cual se hace variar la temperatura y la presión del agua de enfriado entre unas condiciones de parada en caliente del reactor nuclear y unas condiciones que permiten poner en servicio un circuito de enfriado del reactor en parada, se proporciona el agua de alimentación a presión y a temperatura elevada al generador de vapor con un caudal modulado, por regulación de la alimentación con vapor y con agua de alimentación de por lo menos un inyector-condensador (20, 20'', 20'''').

Tipo: Resumen de patente/invención.

Solicitante: AREVA NP.

Nacionalidad solicitante: Francia.

Dirección: TOUR AREVA 1 PLACE DE LA COUPOLE,92400 COURBEVOIE.

Inventor/es: DAGARD,PHILIPPE.

Fecha de Publicación: .

Fecha Concesión Europea: 21 de Mayo de 2008.

Clasificación PCT:

  • SECCION G — FISICA > FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR > REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores... > G21C1/00 (Reactores)
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PROCEDIMIENTO Y DISPOSITIVO DE ALIMENTACION DE POR LO MENOS UN GENERADOR DE VAPOR DE UN REACTOR NUCLEAR CON AGUA A PRESION DURANTE LOS PERIODOS DE PARADA DEL REACTOR.