CN101351850B - 核反应堆的一回路 - Google Patents

核反应堆的一回路 Download PDF

Info

Publication number
CN101351850B
CN101351850B CN2006800501935A CN200680050193A CN101351850B CN 101351850 B CN101351850 B CN 101351850B CN 2006800501935 A CN2006800501935 A CN 2006800501935A CN 200680050193 A CN200680050193 A CN 200680050193A CN 101351850 B CN101351850 B CN 101351850B
Authority
CN
China
Prior art keywords
loop
return
sleeve
pipeline
additional pipeline
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
CN2006800501935A
Other languages
English (en)
Other versions
CN101351850A (zh
Inventor
G·巴鲁瓦
J-G·阿利博
T·米勒
C·迪梅
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva Nuclear Power
Original Assignee
Areva Nuclear Power
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Areva Nuclear Power filed Critical Areva Nuclear Power
Publication of CN101351850A publication Critical patent/CN101351850A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN101351850B publication Critical patent/CN101351850B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01FMIXING, e.g. DISSOLVING, EMULSIFYING OR DISPERSING
    • B01F23/00Mixing according to the phases to be mixed, e.g. dispersing or emulsifying
    • B01F23/40Mixing liquids with liquids; Emulsifying
    • B01F23/45Mixing liquids with liquids; Emulsifying using flow mixing
    • B01F23/451Mixing liquids with liquids; Emulsifying using flow mixing by injecting one liquid into another
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/032Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01FMIXING, e.g. DISSOLVING, EMULSIFYING OR DISPERSING
    • B01F23/00Mixing according to the phases to be mixed, e.g. dispersing or emulsifying
    • B01F23/40Mixing liquids with liquids; Emulsifying
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01FMIXING, e.g. DISSOLVING, EMULSIFYING OR DISPERSING
    • B01F25/00Flow mixers; Mixers for falling materials, e.g. solid particles
    • B01F25/30Injector mixers
    • B01F25/31Injector mixers in conduits or tubes through which the main component flows
    • B01F25/313Injector mixers in conduits or tubes through which the main component flows wherein additional components are introduced in the centre of the conduit
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01FMIXING, e.g. DISSOLVING, EMULSIFYING OR DISPERSING
    • B01F25/00Flow mixers; Mixers for falling materials, e.g. solid particles
    • B01F25/40Static mixers
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F15FLUID-PRESSURE ACTUATORS; HYDRAULICS OR PNEUMATICS IN GENERAL
    • F15DFLUID DYNAMICS, i.e. METHODS OR MEANS FOR INFLUENCING THE FLOW OF GASES OR LIQUIDS
    • F15D1/00Influencing flow of fluids
    • F15D1/02Influencing flow of fluids in pipes or conduits
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/22Structural association of coolant tubes with headers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/02Arrangements of auxiliary equipment
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Fluid Mechanics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Pipeline Systems (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)

Abstract

本发明涉及核反应堆的一回路(10),包括:一回路管道(30),其限定内部空间(32),所述核反应堆的一次冷却流体在所述内部空间中循环,所述一次流体从所述一回路管道(30)的上游向下游循环;附加管道(26),其连接在所述一回路管道(30)上,所述附加管道(26)限定与所述一回路管道(30)的内部空间(32)连通的内部空间;套筒(36),其具有连接于所述附加管道(26)的第一端部(50)、和位于所述一回路管道(30)的内部空间(32)中的第二自由端部(52)。根据本发明,所述套筒(36)的第二端部(52)由自由的周缘(53)限定,所述周缘(53)至少具有上游及下游区部(56,58),所述上游区部和下游区部分别朝向所述一回路管道(30)的上游和下游,所述上游区部(56)相比于所述下游区部(58),从所述一回路管道(30)更深入地进入到所述内部空间(32)中。

Description

核反应堆的一回路
技术领域
本发明一般涉及核反应堆。
更确切的说,根据第一方面,本发明涉及核反应堆的一回路,其包括:
一回路管道,其限定内部空间,所述核反应堆的一次冷却流体在所述内部空间中循环,所述一次流体从所述一回路管道的上游向下游循环;
附加管道,其连接在所述一回路管道上,所述附加管道限定与所述一回路管道的内部空间连通的内部空间;
套筒,其至少部分地延伸在所述附加管道的内部,所述套筒具有连接于所述附加管道的第一端部、和位于所述一回路管道的内部空间中的第二自由端部。
背景技术
文献FR-A-2561030述及这种回路。该回路包括贴近所述一回路管道而中止的套筒。套筒也可呈略微缩进地中止,或进入其中一段较小的深度。
上述附加管道通常用于将容量控制反应堆(RCV)回路的充载部分连接在一回路上。该管道连接在一回路的冷支路上,即连接在该回路的位于核反应堆容器上游的、且使一次流体的循环泵连接于容器入口之一的部分上。附加管道可使来自容量控制反应堆的液体载料(charges deliquide)注入到所述一回路中,以调节在其中循环的一次液体量增大,或改变一回路的化学变化过程。
被注入的液体载料比在一回路中循环的一次液体更冷。因此,与来自容量控制反应堆回路的液体与一次液体之间的混合区域内的一回路管道,在由充载线注入到一回路内时,经受大幅度的温度变化。另外,附加管道在一回路管道上的分接头经受较大的热波动,所述热波动发生在当载料和冷支路之间的温差较大的时候。这些扰动可引起一回路管道的该区域疲劳,这可能增大分接头处发生泄漏或断裂的危险性。
发明内容
在本文中,本发明旨在提出核反应堆的一回路,其中,附加管道在一回路管道上的分接头(piquage)处的疲劳和泄漏危险大为减少甚至消除。
为此,本发明提出上述类型的一回路,其特征在于,所述套筒的端部由自由的周缘限定,所述周缘至少具有上游区部及下游区部,所述上游区部和下游区部分别朝向所述一回路管道的上游和下游,所述上游区部比起所述下游区部,从所述一回路管道更深入地进入到所述内部空间中。
所述一回路也可单独地或根据所有可能的技术组合具有以下或多个特征:
所述上游及下游区部分别以第一平均进入深度和第二平均进入深度进入到所述内部空间中,第一深度比第二深度大所述附加管道的最大直截面尺寸的至少10%;
所述第一平均进入深度大于所述套筒在其自由端部处的最大直截面尺寸的50%;
所述周缘具有倾斜型面;
所述周缘具有雉堞形型面;
所述上游区部延伸在所述周缘的至少30%上;
所述套筒包括终止于所述自由端部的窄部,所述窄部的通过截面小于所述附加管道的通过截面;
所述窄部延伸在形成于所述套筒中的收缩部与所述第二自由端部之间,所述收缩部布置于所述套筒在所述附加管道上的接合区域内;以及
所述附加管道的最大通过截面尺寸为所述窄部的最大通过截面尺寸的1.7倍至3倍。
根据第二实施例,本发明涉及压水核反应堆,其包括:
容器,所述容器用于容纳核燃料组件,该容器配设有至少一入口和一出口,
一回路,所述一回路包括与所述容器的入口相连接的至少一冷支路和与所述容器的出口相连接的一热支路,
其特征在于,所述一回路是如上所述的一回路。
核反应堆也可单独地或根据所有可能的技术组合具有以下的一个或多个特征:
所述附加管道连接于回路,该回路适于通过所述附加管道将液体载料注入到一回路管道中,所述附加管道连接在所述一回路的冷支路中;以及
反应堆包括稳压器,所述稳压器适于有控制地改变一次流体在所述一回路中的压力,所述附加管道使所述稳压器与所述一回路管道连通,并且该附加管道连接在所述一回路的热支路上。
附图说明
下面,根据参照附图和作为非限制性实施例给出的说明,本发明的其它特征和优越性将得到更好的理解,附图如下:
图1是按本发明的压水核反应堆的一回路部分的总示意图;
图2是图1的一细部II的放大剖面图,其示出与容量控制反应堆回路相连接的充载管道(tuyauterie de charge)与所述一回路管道之间的界接部;
图3是沿图2中的箭头III方向所示的充载管道的保护套筒的纵剖面图;以及
图4是本发明的实施变型中所述套筒的自由端部的放大图,是在与图2上相同的平面中的剖面图。
具体实施方式
图1上局部示出的核反应堆1包括容纳核燃料组件的容器2、蒸汽发生器4、主泵6、稳压器8和一回路10。容器2配设有至少一入口12和一出口14。所述一回路10包括使容器2的出口14与蒸汽发生器4相连接的热支路16、使蒸汽发生器4与主泵6相连接的U形支路18、以及使泵6与容器2的入口12相连接的冷支路20。
一回路10容纳呈闭路循环的一次流体,通常是水。一次流体由主泵6一直压送至容器2,并穿过该容器同时因与核燃料组件接触而变热,然后将其热量传递给在二回路(未示出)中循环的二次流体并进入蒸汽发生器4中。
稳压器8主要由密封加工壳(enveloppe chaudronnée)21形成,所述壳通过连接在热支路16上的管道22与该热支路16的内部空间连通。壳21局部地被充载有所述一次流体,在该壳21顶部的上空间由压力下的水蒸汽占据,所述水蒸汽与一次流体处于流体静力平衡状态。稳压器8还包括用于有控制地改变壳21的顶部中的水蒸汽压力的部件(未示出),以便调节回路10中的一次流体压力。
反应堆也包括回路24,其被称为化学和容量控制反应堆(RCV)回路,示意地示于图1。容量控制反应堆回路适于通过将流体载料注入到一回路中或者从该回路排出流体载料,来有控制地改变在回路10中循环的一次流体量。为此,一回路10包括充载管道26,该充载管道连接于容量控制反应堆回路24并连接在一回路10的冷支路20上。
一回路10也包括排出管道28,所述排出管道连接于一回路10的U形支路18的低位点。
充载管道26与一回路的冷支路20之间的界接部示于图2。冷支路20包括圆柱形的一回路管道30,其限定一次流体在其中循环的内部空间32,所述流体从所述一回路管道的上游即从泵6、朝一回路管道的下游即朝容器2的入口12循环。一回路管道30的中央轴线C’在图2上呈水平状态。所述回路也包括使充载管道26与一回路管道30相连接的分接头34以及内部保护套筒36。
分接头34焊接在管道30的孔中,且在内部限定通道38,所述通道38从管道30的内部空间32基本垂直地进行连通。通道38基本上呈圆柱形。它使充载管道26的内部空间与一回路管道30的内部空间32连通。
充载管道26包括主要部分40和中间部分42,所述主要部分40基本上呈圆柱形且其内径小于通道38的内径,而所述中间部分42间置在主要部分40和分接头34之间。
中间部分42、主要部分40和通道38共轴于中央垂直的轴线C,该轴线垂直于一回路管道30的轴线C’,或者相对垂直于一回路管道30的轴线的垂直轴线倾斜30°。
中间部分42包括:圆柱形的上部区段44,其焊接于主要部分40;圆柱形的下部区段46,其焊接于分接头34;以及截锥形的中间区段48,其连接上部区段和下部区段,且所具有的形状为从上部区段向下部区段扩大。
套筒36大体上呈圆柱形,具有中央轴线C。该套筒具有第一端部50,所述第一端部连接于充载管道26的内外表面。该第一端部50由于截锥形区段48的内部分具有厚度增大部分。套筒36从该第一端部50基本笔直地延伸直至第二自由端部52,所述第二端部52位于所述一回路管道30的内部空间32中。因此,套筒36在区段46和内部通道38内延伸。该套筒的外径相对于区段46和内部通道38减小,致使环形区域54限定在一方面套筒36、与另一方面区段46及分接头34之间。该区域54朝图2的下部开口,且通到一回路管道30的内部空间32中。它朝图2的上部由套筒36与分接头34之间的接合区域封闭。
套筒的第二端部52由具有倾斜型面的自由周缘53限定。如图2和3所示,该周缘具有上游区部56和下游区部58,这些区部分别朝向一回路管道30的上游和下游。一次流体的循环方向由图2中的箭头F示出。
因为周缘53加工成斜面,所以周缘的上游区部56相比于下游区部58,更加深入地进入到一回路管道的内部空间32中。
这里,周缘53的一点与通到所述内部空间32中的通道38的开口之间的间隔距离被称为该点的进入深度,该距离相对于一回路管道30的中央轴线C’基本上呈径向。
在这里所示的实施例中,套筒的周缘53位于倾斜平面P中(图2)。该平面的法线相对于所述套筒的轴线C形成约20°的角α。平面P朝上游倾斜,以致最深入地进入到内部空间32中的周缘53的点P最大是位于最上游的点。最浅地进入的周缘53的点P 最小是位于最下游的点,其与点P 完全呈径向相对。
在本实施例中,在点P最大处的进入深度p最大基本等于套筒36的内径。在点P最大处的进入深度与点P最小处的进入深度p最小之差约为套筒36下部的外径的30%。
如果考虑上游区部56对应朝向一回路管道30上游的周缘53的一半,并且如果下游区部58对应朝向一回路管道30下游的周缘53的一半,那么,在这种情况下,上游区部56的平均进入深度约比下游区部58的平均进入深度要大15%。
周缘53可具有其它型面,例如图4所示的雉堞形型面。该周缘的上游区部56和下游区部58每个都覆盖该周缘的周边的一半。每个区部都具有基本恒定的进入深度,上游区部56和下游区部58之间的进入深度之差这里约为套筒36外径的25%。
周缘53可具有多种其它型面。优选地,上游区部56在自由边缘53的至少30%的周边上延伸。
同样优选地,上游区部56的平均进入深度比下游区部58的平均进入深度要大所述充载管道26的最大直截面(section droite)尺寸的至少10%,这里其对应充载管道26的内径。
同样优选地,上游区部56的平均进入深度大于套筒36在其自由端部52处的最大直截面尺寸的50%,这里其对应套筒36的内径。
根据本发明的另一可选方面,如图2所示,套筒36从其第一端部50起包括:形成收缩部的收敛区段60;然后是具有恒定内截面的窄部62,其一直延伸至第二端部52。套筒36的内径沿收敛区段60逐渐减小。在第一端部50处,套筒36的内径等于主要部分40的内径。管道26在其主要部分40处的直径、与窄部62的最大内截面尺寸——这里即是其内径——之比为1.7至3。
上述一回路具有多种优越性。
当液体载料通过充载管道26被注入到一回路管道30内时,套筒的自由边缘的上游区部56阻止热的一次液体上升到套筒36内。
实际上,该上游区部56比周缘53的其余部分更加深入地进入到一回路管道的内部空间32中。
在没有这种区部时,热的一次液体的小涡流可上升到套筒36内,尤其是当通过充载管道26和套筒36的液体流量较小时。周缘53的上游区部56使这些小涡流朝一回路管道30的中央偏斜,从而限制这些小涡流进入到套筒36内的危险性。
由注入到一回路管道中的液体载料保持更冷的充载管道26部分不会暴露于从一回路管道上升的热液体的小涡流。
因此,它们不会承受热循环且不会暴露于由此产生的作用。因此,充载管道26的分接头处的泄漏危险得以减小。
此外,套筒36深入地进入到一回路管道30内一段深度,该深度大于套筒在其自由端部处的最大直截面尺寸的50%。这使得被注入的流体与一次流体之间的混合区域朝向管道30的中央移开。一回路管道30的位于混合区域的部分、还有分接头34,因此承受较小幅度的温度变化。
套筒36具有窄部62,所述窄部62的通过截面小于附加管道26的通过截面,这样可加快被注入流体流到一回路管道内。流体的速度有助于混合区域进一步远离一回路管道的壁和分接头。
此外,在所述套筒的第一端部50处、即在套筒36接合在充载管道26上的部位处,形成所述套筒的收敛区段60,这可在该部位形成厚度大的周边壁,如图2所示。有利地,这样可提高套筒36与充载管道26之间的连接的机械强度。实际上,一次流体在管道30中的循环形成套筒36的振动,这尤其是因为该套筒深入地进入到一回路管道30的内部。这些振动从套筒36的自由端部52一直传递到套筒36与充载管道26之间的连接点。因此,增大连接部位的材料厚度,可提高在该部位的耐振性,并因而延长套筒36、充载管道26和分接头34的使用寿命。
上面已述及与容量控制反应堆回路相连接的充载管道26与一回路管道30之间的界接区域的结构。有利地,该结构可移置于管道22和一回路的热支路16之间的界接部。如前所述,管道22与稳压器的壳21及回路的热支路16连通。在某些情况下,从稳压器8到达的非常热的流体与在热支路16中循环的一次流体之间的混合,在热支路16上于管道22的分接头处形成热应力。使用如以上所描述的套筒36,可改善管道22的分接头处的热状况和机械性能。
上述一回路可具有多种实施例。
套筒36可不具有圆形的内截面,而是具有卵形的或任何其它形状的内截面。形成收缩部的收敛区段60可以不布置在套筒的第一端部50,而是朝第二端部52偏移到该套筒的任意位点。套筒36也可不包括收敛区段60。
图2示出充载管道26和套筒36,其相对于所述一回路管道30的中央轴线C’垂直延伸。管道26、分接头34和套筒36也可相对管道30的中央轴线C’倾斜。

Claims (12)

1.核反应堆的一回路(10),包括:
一回路管道(30),其限定内部空间(32),所述核反应堆的一次冷却流体在所述内部空间中循环,所述一次冷却流体从所述一回路管道(30)的上游向下游循环;
附加管道(26),其连接在所述一回路管道(30)上,所述附加管道(26)限定与所述一回路管道(30)的所述内部空间(32)连通的另一内部空间;
套筒(36),其具有连接于所述附加管道(26)的第一端部(50)、和位于所述一回路管道(30)的所述内部空间(32)中的第二自由端部(52);
其特征在于,所述套筒(36)的第二自由端部(52)由自由的周缘(53)限定,所述周缘(53)至少具有上游区部(56)及下游区部(58),所述上游区部和下游区部分别朝向所述一回路管道(30)的上游和下游,所述上游区部(56)相比于所述下游区部(58),从所述一回路管道(30)更深入地进入到该一回路管道的所述内部空间(32)中。
2.根据权利要求1所述的一回路,其特征在于,所述上游区部(56)及下游区部(58)分别以第一平均进入深度和第二平均进入深度进入到所述一回路管道(30)的所述内部空间(32)中,所述第一平均进入深度比所述第二平均进入深度大所述附加管道(26)的最大直截面尺寸的至少10%。
3.根据权利要求2所述的一回路,其特征在于,所述第一平均进入深度大于所述套筒(36)在其第二自由端部(52)处的最大直截面尺寸的50%。
4.根据权利要求1至3中任一项所述的一回路,其特征在于,所述周缘(53)具有倾斜型面。
5.根据权利要求1至3中任一项所述的一回路,其特征在于,所述周缘(53)具有雉堞形型面。
6.根据权利要求1至3中任一项所述的一回路,其特征在于,所述上游区部(56)延伸在所述周缘(53)的至少30%上。
7.根据权利要求1至3中任一项所述的一回路,其特征在于,所述套筒(36)包括终止于所述第二自由端部(52)的窄部(62),所述窄部(62)的通过截面小于所述附加管道(26)的通过截面。
8.根据权利要求7所述的一回路,其特征在于,所述窄部(62)延伸在形成于所述套筒(36)中的收缩部(60)与所述第二自由端部(52)之间,所述收缩部(60)布置于所述套筒(36)在所述附加管道(26)上的接合区域内。
9.根据权利要求7所述的一回路,其特征在于,所述附加管道(26)的最大通过截面尺寸为所述窄部(62)的最大通过截面尺寸的1.7倍至3倍。
10.压水核反应堆,其包括:
容器(2),所述容器用于容纳核燃料组件,该容器(2)配设有至少一入口(12)和一出口(14),
一回路(10),所述一回路包括与所述容器(2)的入口(12)相连接的至少一冷支路(20)和与所述容器(2)的出口(14)相连接的一热支路(16),
其特征在于,所述一回路(10)是根据前述权利要求中任一项所述的一回路。
11.根据权利要求10所述的压水核反应堆,其特征在于,所述附加管道(26)连接于回路(24),该回路(24)适于通过所述附加管道(26)将液体注入到一回路管道(30)中,所述附加管道(26)连接在所述一回路(10)的冷支路(20)中。
12.根据权利要求10所述的压水核反应堆,其特征在于,所述压水核反应堆包括稳压器(8),所述稳压器(8)适于有控制地改变一次冷却流体在所述一回路(10)中的压力,所述附加管道(26)使所述稳压器(8)与所述一回路管道(30)连通,并且该附加管道连接在所述一回路(10)的热支路(16)上。
CN2006800501935A 2005-11-18 2006-11-14 核反应堆的一回路 Expired - Fee Related CN101351850B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0511724 2005-11-18
FR0511724A FR2893755B1 (fr) 2005-11-18 2005-11-18 Circuit primaire de reacteur nucleaire.
PCT/FR2006/002520 WO2007057559A1 (fr) 2005-11-18 2006-11-14 Circuit primaire de reacteur nucleaire

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN101351850A CN101351850A (zh) 2009-01-21
CN101351850B true CN101351850B (zh) 2011-09-14

Family

ID=36579814

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2006800501935A Expired - Fee Related CN101351850B (zh) 2005-11-18 2006-11-14 核反应堆的一回路

Country Status (12)

Country Link
US (1) US8660229B2 (zh)
EP (1) EP1949385B1 (zh)
JP (1) JP5607883B2 (zh)
KR (1) KR101429928B1 (zh)
CN (1) CN101351850B (zh)
AT (1) ATE520128T1 (zh)
BR (1) BRPI0620504A2 (zh)
CA (1) CA2627525C (zh)
FR (1) FR2893755B1 (zh)
PL (1) PL1949385T3 (zh)
WO (1) WO2007057559A1 (zh)
ZA (1) ZA200804535B (zh)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101620892B (zh) * 2009-07-30 2012-02-08 华北电力大学 一种大功率压水堆核电站一回路系统结构设计
FR2972244B1 (fr) * 2011-03-04 2015-07-17 Areva Np Procede de reparation d'un pressuriseur et outillage pour la mise en oeuvre du procede
FR2985361B1 (fr) * 2011-12-29 2014-03-07 Areva Np Circuit primaire de reacteur nucleaire, avec un piquage equipe d'une manchette thermique
FR3081252B1 (fr) * 2018-05-16 2020-07-10 Societe Technique Pour L'energie Atomique Reacteur nucleaire et cuve de reacteur nucleaire equipee d'un clapet non ejectable

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1994000226A1 (en) * 1992-06-25 1994-01-06 Vattenfall Utveckling Ab Device for mixing two fluids having different temperature
US5785361A (en) * 1996-03-21 1998-07-28 General Electric Company Feedwater nozzle thermal sleeve
CN1242579A (zh) * 1998-07-01 2000-01-26 Abb燃烧工程核力公司 核反应器中使用的可变转速泵
US6708651B1 (en) * 2003-05-05 2004-03-23 Babcock & Wilcox Canada Ltd. Feedwater apparatus

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4168071A (en) * 1978-03-17 1979-09-18 General Electric Company Thermal isolator
JPS5939331A (ja) * 1982-08-28 1984-03-03 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 結合配管の混合促進構造
JPS59208296A (ja) * 1983-05-13 1984-11-26 東京電力株式会社 配管継手
JPS60116998A (ja) * 1983-11-30 1985-06-24 株式会社日立製作所 配管継手
FR2561030B1 (fr) * 1984-03-08 1986-10-31 Framatome Sa Procede de remplacement d'une manchette montee a l'interieur d'un conduit et dispositifs de mise en oeuvre de ce procede
JPS62134996U (zh) * 1986-02-19 1987-08-25
JPH06317695A (ja) * 1993-05-07 1994-11-15 Hitachi Ltd 混合流配管構造
JPH0727300A (ja) * 1993-07-14 1995-01-27 Hitachi Ltd 混合流配管構造
JPH07243596A (ja) * 1994-03-09 1995-09-19 Hitachi Ltd 混合流配管構造
JPH09304583A (ja) * 1996-05-17 1997-11-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 流体混合装置
JP2004270738A (ja) * 2003-03-05 2004-09-30 Toshiba Corp 分岐配管および高温流体供給方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1994000226A1 (en) * 1992-06-25 1994-01-06 Vattenfall Utveckling Ab Device for mixing two fluids having different temperature
US5785361A (en) * 1996-03-21 1998-07-28 General Electric Company Feedwater nozzle thermal sleeve
CN1242579A (zh) * 1998-07-01 2000-01-26 Abb燃烧工程核力公司 核反应器中使用的可变转速泵
US6708651B1 (en) * 2003-05-05 2004-03-23 Babcock & Wilcox Canada Ltd. Feedwater apparatus

Also Published As

Publication number Publication date
CA2627525A1 (fr) 2007-05-24
BRPI0620504A2 (pt) 2011-11-16
PL1949385T3 (pl) 2012-01-31
CN101351850A (zh) 2009-01-21
US20090141848A1 (en) 2009-06-04
KR20080068917A (ko) 2008-07-24
FR2893755B1 (fr) 2008-02-08
EP1949385A1 (fr) 2008-07-30
ATE520128T1 (de) 2011-08-15
JP5607883B2 (ja) 2014-10-15
FR2893755A1 (fr) 2007-05-25
US8660229B2 (en) 2014-02-25
ZA200804535B (en) 2009-02-25
CA2627525C (fr) 2015-06-02
KR101429928B1 (ko) 2014-08-13
WO2007057559A1 (fr) 2007-05-24
EP1949385B1 (fr) 2011-08-10
JP2009516185A (ja) 2009-04-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN101351850B (zh) 核反应堆的一回路
US2652069A (en) Distributing and venting header
CN102282628A (zh) 反应堆容器冷却剂偏转屏障
US4416222A (en) Hot water heater circuitry
EP3273174B1 (en) Liquid heating device
CN107636769A (zh) 核反应堆、尤其是紧凑型的液态金属冷却核反应堆
US3437077A (en) Once-through vapor generator
US5054437A (en) Storage tank for water heaters and the like with collector outlet dip tube
US3991720A (en) J tube discharge or feedwater header
US3683866A (en) Superheating steam generator
US4870927A (en) Device for preventing thermal stratification in a steam generator feed pipe
US20170205114A1 (en) Water heater with thermally isolating preheater and method of use
US2437453A (en) Electrical heating apparatus for
US4462340A (en) Arrangement for preventing the formation of cracks on the inside surfaces of feedwater line nozzles opening into pressure vessels
US1047389A (en) Heater.
SE439211B (sv) Anordning for kylning av ett vermealstrande organ
JP2017522537A (ja) 脱気器(オプション)
KR20170000078A (ko) 보일러의 온수탱크
EP4130582A1 (en) A system and method for achieving stratification in a hot water tank
DK3026385T3 (en) CONFIGURABLE PIPE FOR INJECTION OR EXTRACTING A FLUID IN A CONTAINER
US3739752A (en) Boiler drum structure for rapid temperature changes
KR101750950B1 (ko) 연료유 저장탱크의 이중배관 장치
CN215113277U (zh) 热水存储器
US592891A (en) Louis edmond solignac
KR102229868B1 (ko) 수직 폐열 증기 발생기

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20110914