CN101714413B - 高温气冷堆蒸汽发电系统及方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种高温气冷堆蒸汽发电系统，其包括：首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的若干核蒸汽供应系统、高压缸(21)、低压缸(22)、凝汽器(23)、凝结水泵(24)、低压加热器(25)、除氧器(26)、给水泵(27)和高压加热器(28)。上述技术方案一方面保证了反应堆的固有安全性，利用这种固有安全性使得系统得到了简化；另一方面通过批量复制、共享辅助系统、规模效应，保证了蒸汽机系统和整个电站其它系统的规模经济性。

Description

高温气冷堆蒸汽发电系统及方法
技术领域
本发明涉及核电领域，特别是涉及一种高温气冷堆蒸汽发电系统及方法。
背景技术
作为清洁、安全、环保的能源，核能发电对于缓解能源安全和全球气候变化问题都具有重要意义。虽然经过了美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站事故挫折，人们仍然在积极开发更安全、经济性更好的核能发电技术。目前，第三代核电技术已经基本成熟。
正在研发的第四代核能系统中，高温气冷堆可以实现很高的出口温度，具有高发电效率和高品位热能供应能力，从而引起人们广泛关注。高温气冷堆采用陶瓷型包覆颗粒燃料元件，氦气作为冷却剂，石墨作为慢化剂，堆芯出口温度可以达到700℃至950℃。高温气冷堆是一种安全性能好的堆型，原因如下：1)优异的燃料元件性能；2)石墨堆芯的热容量大；3)全范围的负反应性温度系数；4)冷却剂氦气为惰性气体，化学稳定性好，不会发生相变。
国际上高温气冷堆的发展起始于上世纪六十年代初，在英国、德国和美国相继建成了三座实验堆，到七十年代美国和德国分别建成和运行了两座电功率为330MW和300MW的原型电站。早期的高温气冷堆在失去冷却剂的事故条件下，若不采取专门措施，堆芯最高温度可能达到2000℃以上，因此需要专设应急堆芯冷却系统防止燃料元件过热损坏。
为进一步提高反应堆的安全性，“模块式”高温气冷堆的概念应运而生。模块式高温气冷堆特指具有固有安全特性、单堆功率规模较小的高温气冷堆。这种反应堆的基本特点是：在任何事故条件下反应堆堆芯的剩余发热均能够通过非能动的方式载出，堆芯燃料最高温度不会超过允许的限值。由于避免了堆芯熔化的可能，即使发生很低概率的超设计基准事故，核电厂厂外的放射性剂量仍在限值范围内，技术上可以不用采取厂外应急计划。
根据燃料元件的形状不同，高温气冷堆被分为球床堆与柱状堆。前者把包覆颗粒燃料与石墨基体一起压制成直径6厘米的燃料球，形成能流动的球床堆芯，实现不停堆在线更换核燃料。后者把包覆颗粒燃料与石墨一起压制成圆柱状芯块，然后再放入六角形棱柱形燃料组件中，形成固定型的棱柱状堆芯。
相对于柱状堆，球床式高温气冷堆具有如下特点：1)不停堆装卸燃料元件，电站可用率高；2)堆芯过剩反应性小，便于反应性控制，中子经济性高；3)卸料燃耗均匀，卸料燃耗高，燃料利用率高；4)正常运行时燃料颗粒温度低，易于进一步提高反应堆出口温度。
作为面向发电上网的商业化电站，不仅要有足够的安全性，在经济性方面也要体现出足够的竞争力。模块式高温气冷堆在经济性方面的限制主要来自安全性考虑。模块式高温气冷堆的固有安全性要求事故后衰变余热能够采用非能动方式导出堆芯，保证燃料最高温度不超过设计限值，在技术上对单个堆芯的功率密度和总功率提出了限制。
如何在较小的单堆功率限制下实现更好的经济性，成为高温气冷堆核电站设计和商业化推广过程中必须考虑的问题。
发明内容
本发明的目的是提供一种能够克服现有技术缺陷，在保证安全性的同时实现经济性的高温气冷堆蒸汽发电系统及方法。
为达到上述目的，提供一种依照本发明实施方式的高温气冷堆蒸汽发电系统，其包括：首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的若干个并联连接的核蒸汽供应系统、高压缸、低压缸、凝汽器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵和高压加热器；所述核蒸汽供应系统包括所述核蒸汽供应系统包括分别设置在两个压力容器内的反应堆和蒸汽发生器，所述反应堆和蒸汽发生器之间由热气导管相连，在所述蒸汽发生器的壳体上部设置有主氦风机。
优选地，所述高温气冷堆蒸汽发电系统在所述高压缸和低压缸之间依次连接蒸汽再热器和中压缸。
优选地，所述高压加热器的出口与所述蒸汽再热器的初步加热段连接，且所述蒸汽发生器的入口与所述蒸汽再热器的初步加热段连接。
优选地，所述高压缸的出口与蒸汽发生器的再加热部分连接。
优选地，所述高压缸分别与再热器以及中压缸连接，所述中压缸的出口与再热器连接，所述再热器与所述低压缸连接。
优选地，所述反应堆具有设计为可流动的球床结构的堆芯，燃料元件位于所述堆芯内并可由堆芯的顶部流向堆芯的底部。
优选地，所述反应堆具有固定布置的棱柱状结构的堆芯，燃料元件位于所述堆芯内。
优选地，所述燃料元件采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件。
优选地，所述蒸汽发生器为直流式蒸汽发生器，采用螺旋管结构。
优选地，所述热气导管采用环状结构，外环为用于使氦气由蒸汽发生器流向反应堆的冷氦气流道，内环为用于使氦气由反应堆流向蒸汽发生器的热氦气流道。
本发明还提供了一种高温气冷堆蒸汽发电方法，其包括步骤：
S1，利用若干个并联连接的核蒸汽供应系统产生蒸汽；所述核蒸汽供应系统包括分别设置在两个压力容器内的反应堆和蒸汽发生器，所述反应堆和蒸汽发生器之间由热气导管相连，在所述蒸汽发生器的壳体上部设置有主氦风机。
S2，将所述蒸汽并联后依次送入高压缸和低压缸做功以驱动发电机；
S3，做完功的湿蒸汽进入凝汽器放热，之后依次经过凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵和高压加热器进入蒸汽发生器，完成一个热力循环；
S4，重复执行步骤S1-S3。
优选地，在步骤S2中，将蒸汽送入高压缸做功后，从所述高压缸流出来的蒸汽进入蒸汽再热器加热，之后先后进入中压缸和低压缸做功。
优选地，在步骤S3中，做完功的湿蒸汽在进入蒸汽发生器之前要进入到蒸汽再热器的初步加热段加热。
优选地，在步骤S2中，将蒸汽送入高压缸做功后，从所述高压缸流出来的蒸汽进入蒸汽发生器的再加热部分进行加热，之后先后进入中压缸和低压缸做功。
优选地，在步骤S2中，将蒸汽送入高压缸做功后，从所述高压缸流出来的一部分蒸汽进入再热器直接进行加热，从高压缸流出来的另一部分蒸汽先进入中压缸做功，然后利用再热器对其出口蒸汽进行加热，最后将直接加热以及先经中压缸做功然后再加热的蒸汽送入低压缸做功。上述技术方案具有如下优点：以一个反应堆堆芯、压力容器配一个蒸汽发生器为一个标准模块，形成核蒸汽供应系统(NSSS)模块。NSSS模块经过复制，共同为一台大型蒸汽轮机发电系统提供蒸汽，即多个NSSS模块配一个汽轮机，实现“多NSSS模块带一机”的配置模式。较小规模的单个模块可减少制造难度，NSSS模块由于批量复制而降低了造价。另外，NSSS模块共享一些辅助系统，提高辅助系统的利用率，进一步降低了成本。在一个厂址内还可以配置多个“多NSSS模块带一机”的发电机组，进一步共享电厂辅助设施，降低建造和运营成本。这样，一方面保证反应堆的固有安全性，利用这种固有安全性对系统进行简化；另一方面通过批量复制、共享辅助系统、规模效应，保证汽机系统和整个电站其它系统的规模经济性。
附图说明
图1是具有本发明实施方式的核蒸汽供应系统(NSSS)模块的蒸汽发电系统；
图2是依据本发明实施方式的核蒸汽供应系统(NSSS)模块的结构示意图；
图3是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的一个实施例的结构示意图；
图4是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的另一个实施例的结构示意图；
图5是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的又一个实施例的结构示意图；
图6是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的再一个实施例的结构示意图；
图7是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的再一个实施例的结构示意图。
其中，1：反应堆；2：堆芯；3：冷氦气流道；4：热氦气流道；5：堆芯顶部；6：堆芯底部；7：高温高压蒸汽；8：二回路水；9：蒸汽发生器；10：主氦风机；11：NSSS模块；12：核电站辅助系统；13：蒸汽动力系统；14：发电机；15：蒸汽再热器；21：高压缸；22：低压缸；23：凝汽器；24：凝结水泵；25：低压加热器；26：除氧器；27：给水泵；28：高压加热器；29：中压缸；30：再热器；32：热气导管；33：燃料元件。
具体实施方式
下面结合附图和实施例，对本发明的具体实施方式作进一步详细描述。以下实施例用于说明本发明，但不用来限制本发明的范围。
如图1所示为具有本发明的核蒸汽供应系统(NSSS)模块的蒸汽发电系统。以一个反应堆堆芯、压力容器配一个蒸汽发生器为一个标准模块，形成核蒸汽供应系统(NSSS)模块。多个NSSS模块11，共享核电站辅助系统12，一起为蒸汽动力系统13提供蒸汽，推动发电机14进行发电。核电站辅助系统12主要包括：燃料装卸与贮存系统、一回路压力泄放系统、氦净化与氦辅助系统、气体采样与分析系统、余热排出系统、蒸汽发生器事故排放系统、设备冷却水系统、反应堆厂房通风和空调系统、液体废物处理系统、固体废物处理与存放系统、核岛消防系统等。
图2是依据本发明实施方式的核蒸汽供应系统(NSSS)模块的结构示意图。在NSSS模块11中，反应堆1与蒸汽发生器9分别设置在两个压力容器内，其间用热气导管32相连接，构成“肩并肩”的布置方式。反应堆1的压力容器、蒸汽发生器9的壳体与热气导管32的壳体组成一回路压力边界，并安装在一个混凝土屏蔽舱室内。热气导管32采用环状结构，内环为热氦气流道4，流动方向为从反应堆1向蒸汽发生器9。外环为冷氦气流道3，流动方向为从蒸汽发生器9到反应堆1。在蒸汽发生器9的壳体上部布置了主氦风机10。在反应堆1中被加热的高温氦气在蒸汽发生器9中加热二回路水8，产生高温高压蒸汽7，送到蒸汽动力系统13。蒸汽发生器9为直流式蒸汽发生器，采用螺旋管结构。
反应堆堆芯2设计为可流动的球床结构，球形燃料元件33自上向下流动。所述反应堆堆芯2也可以为固定布置的棱柱状结构，燃料元件33位于所述堆芯2内。采用全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件33，从堆芯顶部5装入，从堆芯底部6的卸料管卸出，卸出的燃料元件33逐个进行燃耗测量，已达到卸料燃耗的燃料元件33被排出堆外贮存，未达到卸料燃耗的燃料元件则被重新装入堆芯2，实现燃料元件多次循环。
图3是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的一个实施例的结构示意图。所述为蒸汽动力系统提供蒸汽的系统包括：首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的核蒸汽供应系统、高压缸21、低压缸22、凝汽器23、凝结水泵24、低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28，其中所述核蒸汽供应系统为上面所述根据本发明实施方式的核蒸汽供应系统。
本发明的该实施例，为蒸汽直接发电循环方案。多个NSSS模块11产生的蒸汽经过并联后，先后进入高压缸21和低压缸22做功，驱动发电机14。做完功的湿蒸汽在凝汽器23中放热，经过凝结水泵24，再经过低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28后，被送入蒸汽发生器9，完成一个热力循环。
图4是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的另一个实施例的结构示意图。所述为蒸汽动力系统提供蒸汽的系统包括首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的核蒸汽供应系统、高压缸21、低压缸22、凝汽器23、凝结水泵24、低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28，在所述高压缸21和低压缸22之间依次连接蒸汽再热器15和中压缸29，其中所述核蒸汽供应系统为上面所述根据本发明实施方式的核蒸汽供应系统。
本发明的该实施例，为专用再热核蒸汽供应系统模块提供再热蒸汽发电循环方案。专门设置一个或多个再热核蒸汽供应系统模块11，配备蒸汽再热器15，对蒸汽进行再热。多个NSSS模块11产生的蒸汽经过并联后，先进入高压缸21做功，从高压缸21流出的蒸汽，进入专设的蒸汽再热器15得到加热，然后先后进入中压缸29和低压缸22做功，驱动发电机14。做完功的湿蒸汽在凝汽器23中放热，经过凝结水泵24，再经过低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28后，被送入蒸汽发生器9，完成一个热力循环。
图5是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的又一个实施例的结构示意图。所述为蒸汽动力系统提供蒸汽的系统包括首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的核蒸汽供应系统、高压缸21、低压缸22、凝汽器23、凝结水泵24、低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28，在所述高压缸21和低压缸22之间依次连接蒸汽再热器15和中压缸29，所述高压加热器28的出口与所述蒸汽再热器15的初步加热段连接，且所述蒸汽发生器9的入口与所述蒸汽再热器15的初步加热段连接，其中所述核蒸汽供应系统为上面所述根据本发明实施方式的核蒸汽供应系统。
本发明该实施例为上一个实施例的改进型。专门设置一个或多个再热核蒸汽供应系统模块11，配备的蒸汽再热器15，除对蒸汽进行再热外，还可对给水进行初步加热。得到初步加热后的给水进入蒸发NSSS模块11得到进一步加热。多个NSSS模块11产生的蒸汽经过并联后，先进入高压缸21做功，从高压缸21流出的蒸汽，进入专设的蒸汽再热器15得到加热，然后先后进入中压缸29和低压缸22做功，驱动发电机14。做完功的湿蒸汽在凝汽器23中放热，经过凝结水泵24，再经过低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28后，被送入蒸汽再热器15的初步加热段，完成一个热力循环。
图6是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的再一个实施例的结构示意图。所述为蒸汽动力系统提供蒸汽的系统包括：首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的核蒸汽供应系统、高压缸21、低压缸22、凝汽器23、凝结水泵24、低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28，所述高压缸21的出口与蒸汽发生器9的再加热部分连接，其中所述核蒸汽供应系统为上面所述根据本发明实施方式的核蒸汽供应系统。
本发明的该实施例，为堆内再热蒸汽发电循环方案。多个NSSS模块11产生的蒸汽经过并联后，先进入高压缸21做功，从高压缸21流出的蒸汽，再次进入蒸汽发生器9的再热器部分得到加热，然后先后进入中压缸29和低压缸22做功，驱动发电机14。做完功的湿蒸汽在凝汽器23中放热，经过凝结水泵24，再经过低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28后，被送入蒸汽发生器9，完成一个热力循环。
图7是本发明的高温气冷堆蒸汽发电系统的再一个实施例的结构示意图。所述为蒸汽动力系统提供蒸汽的系统包括：首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的核蒸汽供应系统、高压缸21、低压缸22、凝汽器23、凝结水泵24、低压加热器25、除氧器26、给水泵27和高压加热器28，所述高压缸21分别与再热器30以及中压缸29连接，所述中压缸29的出口与再热器30连接，所述再热器30与所述低压缸22连接，其中所述核蒸汽供应系统为上面所述根据本发明实施方式的核蒸汽供应系统。再热器15为氦气-蒸汽再热器，再热器30为蒸汽-蒸汽再热器。
本发明的该实施例为堆外再热蒸汽发电循环方案。多个NSSS模块11产生的蒸汽经过并联后，先进入高压缸21做功，从高压缸21流出的蒸汽中，一部分进入中压缸29做功，另一部分进入再热器30，对中压缸29的出口蒸汽进行加热。被加热的蒸汽再进入低压缸22做功，驱动发电机14。作完功的湿蒸汽在凝汽器23中放热，经过凝结水泵24，再经过低压加热器25、除氧器26、高压水泵27和高压加热器28后，被送入蒸汽发生器9，完成一个热力循环。
模块式球床高温气冷堆在经济性方面的优势主要体现在：1)堆芯出口温度高，发电效率相应较高；2)不停堆装卸燃料，较高的电站可用率；3)不需要应急堆芯冷却系统，系统简化；4)模块化制造；5)若采用按照本发明所推荐的多个核蒸汽供应系统(NSSS)模块带一机方案，提高机组功率规模，可进一步提高经济性。
模块式高温气冷堆单个NSSS模块热功率一般在200-600MW之间，对应电功率一般为十几万千瓦，而蒸汽透平发电机组的电功率可高达百万千瓦级。根据蒸汽透平的输入功率需要，由数个NSSS模块并联匹配一台汽轮机组，即采用“多NSSS模块带一机”，以实现模块式高温气冷堆与大功率蒸汽机组的匹配。通过NSSS模块批量复制的形式，实现规模效应。
充分利用高温气冷堆的“高温”特性，实现超临界蒸汽循环，提高发电效率。高温气冷堆技术与目前已经普遍应用的蒸汽动力循环超临界发电技术相结合，是最可能实现的超临界循环核电站。高温气冷堆作为一个高质量的“锅炉”，可以提供超过900℃的热源，可与超临界蒸汽动力循环技术耦合，实现超过其它堆型的发电效率。即使与同容量的常规化石燃料电站相比，由于高温气冷堆一回路是闭式的，不存在尾烟损失，有潜力实现比超临界火电站更高的效率。
由以上实施例可以看出，本发明实施例通过采用以一个反应堆堆芯、压力容器配一个蒸汽发生器为一个标准模块，形成核蒸汽供应系统(NSSS)模块。NSSS模块经过复制，共同为一台大型蒸汽轮机发电系统提供蒸汽，即多个NSSS模块配一个汽轮机，实现“多NSSS模块带一机”的配置模式。较小规模的单个模块可减少制造难度，NSSS模块由于批量复制而降低了造价。另外，NSSS模块共享一些辅助系统，提高辅助系统的利用率，进一步降低了成本。在一个厂址内还可以配置多个“多NSSS模块带一机”的发电机组，进一步共享电厂辅助设施，降低建造和运营成本。这样，一方面保证反应堆的固有安全性，利用这种固有安全性对系统进行简化；另一方面通过批量复制、共享辅助系统、规模效应，保证汽机系统和整个电站其它系统的规模经济性。
以上所述仅是本发明的优选实施方式，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明技术原理的前提下，还可以做出若干改进和变型，这些改进和变型也应视为本发明的保护范围。

Claims (15)

1.一种高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述高温气冷堆蒸汽发电系统包括：首尾顺次连接以形成闭合蒸汽回路的若干个并联连接的核蒸汽供应系统、高压缸(21)、低压缸(22)、凝汽器(23)、凝结水泵(24)、低压加热器(25)、除氧器(26)、给水泵(27)和高压加热器(28)；所述核蒸汽供应系统包括分别设置在两个压力容器内的反应堆(1)和蒸汽发生器(9)，所述反应堆(1)和蒸汽发生器(9)之间由热气导管(32)相连，在所述蒸汽发生器(9)的壳体上部设置有主氦风机(10)。
2.如权利要求1所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述高温气冷堆蒸汽发电系统在所述高压缸(21)和低压缸(22)之间依次连接蒸汽再热器(15)和中压缸(29)。
3.如权利要求2所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述高压加热器(28)的出口与所述蒸汽再热器(15)的初步加热段连接，且所述蒸汽发生器(9)的入口与所述蒸汽再热器(15)的初步加热段连接。
4.如权利要求1所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述高压缸(21)的出口与蒸汽发生器(9)的再加热部分连接。
5.如权利要求1所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述高压缸(21)分别与再热器(30)以及中压缸(29)连接，所述中压缸(29)的出口与再热器(30)连接，所述再热器(30)与所述低压缸(22)连接。
6.如权利要求1所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述反应堆(1)具有设计为可流动的球床结构的堆芯(2)，燃料元件(33)位于所述堆芯(2)内并可由堆芯(2)的顶部(5)流向堆芯(2)的底部(6)。
7.如权利要求1所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述反应堆(1)具有固定布置的棱柱状结构的堆芯(2)，燃料元件(33)位于所述堆芯(2)内。
8.如权利要求6或7所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述燃料元件(33)采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件。
9.如权利要求1所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述蒸汽发生器(9)为直流式蒸汽发生器，采用螺旋管结构。
10.如权利要求1所述的高温气冷堆蒸汽发电系统，其特征在于，所述热气导管(32)采用环状结构，外环为用于使氦气由蒸汽发生器(9)流向反应堆(1)的冷氦气流道(3)，内环为用于使氦气由反应堆(1)流向蒸汽发生器(9)的热氦气流道(4)。
11.一种高温气冷堆蒸汽发电方法，其特征在于，所述方法包括步骤：
S1，利用若干个并联连接的核蒸汽供应系统产生蒸汽；所述核蒸汽供应系统包括分别设置在两个压力容器内的反应堆(1)和蒸汽发生器(9)，所述反应堆(1)和蒸汽发生器(9)之间由热气导管(32)相连，在所述蒸汽发生器(9)的壳体上部设置有主氦风机(10)。
S2，将所述蒸汽并联后依次送入高压缸(21)和低压缸(22)做功以驱动发电机(14)；S3，做完功的湿蒸汽进入凝汽器(23)放热，之后依次经过凝结水泵(24)、低压加热器(25)、除氧器(26)、给水泵(27)和高压加热器(28)进入蒸汽发生器(9)，完成一个热力循环；
S4，重复执行步骤S1-S3。
12.如权利要求11所述的高温气冷堆蒸汽发电方法，其特征在于，在步骤S2中，将蒸汽送入高压缸(21)做功后，从所述高压缸(21)流出来的蒸汽进入蒸汽再热器(15)加热，之后先后进入中压缸(29)和低压缸(22)做功。
13.如权利要求12所述的高温气冷堆蒸汽发电方法，其特征在于，在步骤S3中，做完功的湿蒸汽在进入蒸汽发生器(9)之前要进入到蒸汽再热器(15)的初步加热段加热。
14.如权利要求11所述的高温气冷堆蒸汽发电方法，其特征在于，在步骤S2中，将蒸汽送入高压缸(21)做功后，从所述高压缸(21)流出来的蒸汽进入蒸汽发生器(9)的再加热部分进行加热，之后先后进入中压缸(29)和低压缸(22)做功。
15.如权利要求11所述的高温气冷堆蒸汽发电方法，其特征在于，在步骤S2中，将蒸汽送入高压缸(21)做功后，从所述高压缸(21)流出来的一部分蒸汽进入再热器(30)直接进行加热，从高压缸(21)流出来的另一部分蒸汽先进入中压缸(29)做功，然后利用再热器(30)对其出口蒸汽进行加热，最后将直接加热以及先经中压缸做功然后再加热的蒸汽送入低压缸(22)做功。
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RU2012126055/07A RU2515496C2 (ru) 2009-12-23 2010-01-20 Система и способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора
EP10838490.0A EP2518733B1 (en) 2009-12-23 2010-01-20 High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method
BR112012015552-0A BR112012015552B1 (pt) 2009-12-23 2010-01-20 sistema e método de geração de vapor em um reator de alta temperatura refrigerado a gás
KR1020127016026A KR101454089B1 (ko) 2009-12-23 2010-01-20 고온 가스 냉각로 증기 발전 시스템 및 방법
HUE10838490A HUE039708T2 (hu) 2009-12-23 2010-01-20 Magas hõmérsékletû gázhûtéses reaktor gõzfejlesztõ rendszer és eljárás
JP2012545049A JP5645283B2 (ja) 2009-12-23 2010-01-20 高温ガス冷却原子炉の蒸気発電システム及び方法
PL10838490T PL2518733T3 (pl) 2009-12-23 2010-01-20 Układ i sposób generowania pary z wysokotemperaturowym reaktorem chłodzonym gazem
US13/519,109 US9111652B2 (en) 2009-12-23 2010-01-20 High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method
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Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102208217B (zh) * 2011-05-19 2013-06-05 清华大学 一种用于高温气冷堆主氦风机检修的密封结构
CN102332314B (zh) * 2011-10-11 2013-08-07 清华大学 水冷壁
CN102506409B (zh) * 2011-10-19 2013-10-02 清华大学 气冷堆蒸汽发生器高温蒸汽连接管的结构布置
CN103498816B (zh) * 2013-09-30 2016-02-24 清华大学 高温气冷堆主氦风机承压法兰结构
CN104751923A (zh) * 2015-03-31 2015-07-01 北京三超核科学技术研究院有限公司 一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统
CN105788689A (zh) * 2016-01-21 2016-07-20 新核（北京）能源科技有限公司 一种低温井式核供热堆供热系统
CN106297925A (zh) * 2016-07-28 2017-01-04 董哲 一种多模块式高温气冷堆核电站的给水方案、动态模型与调控方法
CN107808063A (zh) * 2017-11-22 2018-03-16 国网福建省电力有限公司 一种用于电力系统分析的高温气冷堆仿真建模方法
CN111441754A (zh) * 2019-01-17 2020-07-24 中国石油化工股份有限公司 基于小型气冷堆的核能制汽采油系统
CN109973981A (zh) * 2019-04-03 2019-07-05 哈尔滨锅炉厂有限责任公司 200mw等级的高效亚临界锅炉
CN111768883A (zh) * 2020-07-21 2020-10-13 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆核电站冷试期间一回路舱室加热系统及方法
CN113205894B (zh) * 2021-04-29 2022-08-02 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆一回路装置
RU2767298C1 (ru) * 2021-08-11 2022-03-17 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах
CN114215617A (zh) * 2021-11-03 2022-03-22 华能核能技术研究院有限公司 一种高温气冷堆核能发电、制氢和供暖三联产系统及方法
CN114203316B (zh) * 2021-11-08 2022-10-21 华能核能技术研究院有限公司 高温气冷堆非热平衡工况下反应堆功率测量方法及其系统
CN114496319B (zh) * 2021-12-08 2023-05-16 华能核能技术研究院有限公司 高温气冷堆机组的运行状态的确定方法及装置
CN114758800B (zh) * 2022-05-17 2023-05-12 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆紧急停堆后堆芯冷却方法及系统

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102009017130A1 (de) * 2008-04-18 2009-10-22 Psk Metall- Und Anlagenbau Gmbh Destillationsanlage zur Gewinnung ätherischer Öle und Destillationsreaktor für eine Destillationsanlage

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE627673A (zh) * 1962-01-30
US3398720A (en) * 1966-09-26 1968-08-27 Combustion Eng Once-through steam generator having a central manifold and tube bundles of spiral tube construction
US3850794A (en) * 1969-05-01 1974-11-26 Siemens Ag Gas-cooled nuclear reactor
US3724212A (en) * 1969-11-26 1973-04-03 Wheeler Foster J Brown Boilers Power plants
US3941187A (en) * 1971-07-14 1976-03-02 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
US3935064A (en) * 1972-06-19 1976-01-27 Belgonucleaire Fuel assembly for gas-cooled nuclear reactors
GB1427620A (en) * 1973-06-01 1976-03-10 Nuclear Power Co Whetstone Ltd Nuclear reactors
US4007595A (en) * 1975-09-30 1977-02-15 Westinghouse Electric Corporation Dual turbine power plant and a reheat steam bypass flow control system for use therein
US4007597A (en) * 1975-09-30 1977-02-15 Westinghouse Electric Corporation Power plant and system for accelerating a cross compound turbine in such plant, especially one having an HTGR steam supply
US4113563A (en) * 1976-01-06 1978-09-12 Westinghouse Electric Corp. Fuel arrangement for high temperature gas cooled reactor
DE2639877A1 (de) * 1976-09-04 1978-03-09 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasturbinen-kraftanlage mit geschlossenem gaskreislauf
DE3016402A1 (de) * 1980-04-29 1981-11-05 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise
SU897037A1 (ru) * 1980-06-06 1999-03-27 Н.Н. Пономарев-Степной Ядерная энергетическая установка
DE3345457A1 (de) * 1983-12-15 1985-06-27 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Behaeltersystem fuer einen hochtemperaturkernreaktor
JP2745766B2 (ja) * 1990-03-26 1998-04-28 富士電機株式会社 ペブルベッド型高温ガス炉
JPH08171000A (ja) 1994-12-19 1996-07-02 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラント
JPH09209714A (ja) * 1996-01-31 1997-08-12 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉冷却材加熱蒸気発生器を備えた複合発電装置
JP2001074881A (ja) 1999-09-07 2001-03-23 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 蒸気加熱装置及び原子力発電設備
JP3780884B2 (ja) * 2001-08-31 2006-05-31 株式会社日立製作所 蒸気タービン発電プラント
FR2838555B1 (fr) * 2002-04-12 2006-01-06 Framatome Anp Procede et dispositif de production d'electricite a partir de la chaleur produite dans le coeur d'au moins un reacteur nucleaire a haute temperature
US7403585B2 (en) * 2004-07-01 2008-07-22 Battelle Energy Alliance, Llc Optimally moderated nuclear fission reactor and fuel source therefor
WO2006137845A1 (en) * 2004-09-01 2006-12-28 Massachusetts Institute Of Technology Bi-disperse pebble-bed nuclear reactor
US20060210011A1 (en) * 2005-03-16 2006-09-21 Karam Ratib A High temperature gas-cooled fast reactor
JP2009204184A (ja) 2008-02-26 2009-09-10 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 多管円筒式の熱交換器

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102009017130A1 (de) * 2008-04-18 2009-10-22 Psk Metall- Und Anlagenbau Gmbh Destillationsanlage zur Gewinnung ätherischer Öle und Destillationsreaktor für eine Destillationsanlage

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JP特开2009-204184A 2009.09.10
尹清辽等.模块式高温气冷堆超临界蒸汽发生器设计.《原子能科学技术》.2006,第40卷(第6期), *
陈夷华等.高温气冷堆回热循环及透平机组的初步研究.《原子能科学技术》.2003,第37卷(第5期), *
陈夷华等.高温气冷堆联合循环发电的初步分析.《核科学与工程》.2002,第22卷(第3期), *

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BR112012015552B1 (pt) 2019-11-12
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HUE039708T2 (hu) 2019-01-28
JP5645283B2 (ja) 2014-12-24
KR101454089B1 (ko) 2014-10-22
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KR20120086358A (ko) 2012-08-02
RU2515496C2 (ru) 2014-05-10

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