CN1086038A - 在核力蒸汽发电系统中的冷热水管道的设备 - Google Patents

在核力蒸汽发电系统中的冷热水管道的设备 Download PDF

Info

Publication number
CN1086038A
CN1086038A CN93107014A CN93107014A CN1086038A CN 1086038 A CN1086038 A CN 1086038A CN 93107014 A CN93107014 A CN 93107014A CN 93107014 A CN93107014 A CN 93107014A CN 1086038 A CN1086038 A CN 1086038A
Authority
CN
China
Prior art keywords
water
hot
steam
reactor vessel
driven generator
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.)
Granted
Application number
CN93107014A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1051398C (zh
Inventor
道格拉斯·厄尼斯·艾克罗司
米歇尔·马力欧·克立帝
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of CN1086038A publication Critical patent/CN1086038A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1051398C publication Critical patent/CN1051398C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/086Pressurised water reactors
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一台核反应堆蒸汽发电机,带有一个反应堆容 器,用来将水加热。在蒸汽发电机的最低部位上装有 一台抽水机。在蒸汽发电机与反应堆容器之间,水平 地装有冷水管,用来将水从蒸汽发电机送回反应堆容 器。冷水管的底部处在第一高度上,高于反应堆压力 容器的底部。有一条热水管,一端连接于蒸汽发电 机,另一端连接于反应堆的压力容器。此热水管的第 一段从蒸汽发电机不断向下延伸,到达蒸汽发电机与 反应堆容器之间的一个位置。热水管的底部处在第 二高度上,高于反应堆容器的底部。

Description

本发明涉及核反应堆,特别是增压的核力蒸汽发电系统中进出水管道的设置。
在增压的核力蒸汽发电装置内,水从压力容器内的反应堆堆芯流过,在这里受到加热。热水从堆芯流出,通过热水管,流入发电机容器,将此处的水加热,使其变成蒸汽,驱动汽轮机,发出电力。热水管送来的水降温以后,通过冷水管,返回到反应堆堆芯压力容器。在冷水管道内装有大型抽水机,将水从蒸汽发电机送回反应堆。
抽水机的使用,会引起若干不寻常的问题。抽水机又大又重,水必须从冷水管排掉,以保证抽水机能够拆移。在此期间,对于放射性堆芯,必须供给冷水,否则应将其移至可以冷却的地方。在不发电时,特别是当抽水机要进行计划外的维修时,操作费用将会增加。美国专利4,957,693提出一种装置,能使核反应堆系统内的冷水进行环流以消除余热(RHR)。
本发明的一个目的,是安装一种抽水机,使得在不拆除堆芯的情况下,便能进行维修,并且使得堆芯能够受到足够的冷却而不必在抽水机周围设置任何隔离阀门。
本发明的其它目的包括提供一种冷热水管的设置,以简化抽水机的工作过程。
根据本发明,冷水管和热水管与反应堆堆芯压力容器是分开连接的。这样一来,热水管的底部就决定压力容器内的最低水位。这一水位就是当抽水机拆移以后,水位也不可能再往下降,而剩余的冷却水仍继续流动。
根据本发明,冷水管的底部限定了容器内可能达到的最高水位。在这个水位下,水不可能从抽水机的开口溢出。
根据本发明,热水管呈弧形,沿水平方向通入反应堆容器,一端向上弯曲,与发电机的底部连接,其接合部位置比冷热水管都高。冷水管的底部处于介于热水管的水平部的中点和顶点之间的一水平面上。余热冷却管线接于热水管的底部,并在大致处于热水管底部的位置上返回容器。这样在抽水机拆移时,冷却水仍能流动。当这种冷却水流使得抽水机可被拆移时,热水管内的水位大致保持于管子中心线的水平。
根据本发明,冷却水流速的选择应能提供足够的流量,以防止发生浪涌现象,浪涌会在抽水机开动时使水从抽水机壳体中溢出。
根据本发明,冷却水管线不断向下倾斜至余热冷却抽水机的入口,以使管子回填,防止空气进入抽水机的入口。此抽水机就使水再循环,以消除堆芯的剩余热量。
本发明有许多特点和优点,其中之一是它很容易将抽水机直接安装在蒸汽发电机的下面,并且抽水机与发电机的运转都要容易得多。另一特点是可提供最佳余热冷却效果。通过下面的进一步阐述,熟悉之方面业务的人员将会更加明显地体会到本发明的其它目的、优点和特点。
图1是体现本发明的核力蒸汽发电系统非常简化的透视图;
图2是图1发电系统从“1”方向看的正视图,含有沿图1的2-2线剖开的反应堆堆芯容器的横剖面图。
图1系统含有两台蒸汽发电机10、12。反应堆堆芯压力容器14两侧均通过一根热水管16和两根冷水管18分别与两台发电机相连。抽水机20(在发电机下方)通过冷水管将水送入反应堆,在反应堆里加热后,通过热水管送给蒸汽发电机。部件22是一个增压器,用来将系统中的水灌满。
图2也是两台蒸汽发电机10、12,还有简化了的反应堆剖面图。这里显示了圆筒26里面的堆芯24。热水管16和冷水管18通过法兰盘28A,28B与反应堆相连。水从冷水管18向下流,经过圆筒26.1的外层,又向上流,通过堆芯,进入与热水管16相通的堆腔14.1。冷水管18的回水沿水平方向流入反应堆14,再从抽水机壳体20.2的侧边20.1流出,抽水机20位于这一壳体的下方。当抽水机开动的时候,反应堆14里面的最高水位(MAX)由冷水管的底部内壁18.1来确定。如果将抽水机20除去,水就不可能升高到超过这一水位,这样就防止了工作期间的失水。另一方面,热水管的底部低于冷水管,但高于堆芯一个适当的距离,保证了冷水的水位,也就防止了堆芯在工作期间的过热。然而,由于热水管16上面部份是一段朝上的弯管16.1(弧形管),所以在抽水机20除去以后,水不可能通过热水管16流出反应堆。这样布置的好处是热水管和冷水管不是在容器上截然分开。如果截然分开,则容器的成本费用将会增加。
余热抽水机30通过热交换器管道30.1与热水管16相连,而容器则通过水管30.2保持于或低于最低水位(MIN)(热水管16的底部)。当水位降低到开动抽水机20时,抽水机30开始运转使水环流,把余热带从堆芯带走。为了使得水在流出管道30.2时,不发生“浪涌”现象(如果发生浪涌,可能使水流入热水管16),热交换管道30.1的容积应当扩大,以便减缓流速,产生适当的“剩余冷却”。还有,如图所示,管道30.1、抽水机和管道30.2都要比热水管16低得多,从热水管16出来以后,一直持续往下走,不再有任何高的部位。这种结构使得管道能够自己把水充满,不让空气进入抽水机入口,这样就保证了在整个工作期间,有足够的水量从热水管16送入抽水机。

Claims (5)

1、一台核反应堆蒸汽发电机,其特征在于它包括:
一个反应堆容器,用于将水加热;
一台蒸汽发电机,其下方装有抽水机;
一条冷水管,水平地装在蒸汽发电机与反应堆容器之间,将水从蒸汽发电机送回反应堆容器,冷水管底部处于一位于反应堆容器内的反应堆堆芯之上的第一高度;一条热水管,一端连接于蒸汽发电机,另一端连接于反应堆容器,热水管有一从蒸汽发电机向下延伸至介于蒸汽发电机与反应堆容器之间位置的第一管段,在这个位置上,热水管的底部位于一反应堆堆芯底部之上的第二高度,热水管还有一从所述第二高度沿水平方向的所述位置延伸至与反应堆容器相连的第二管段;在外壳上接有一台抽水机,其位置低于第一、第二高度,用来通过冷水管对蒸汽发电机与反应堆容器之间的水进行抽送;
第一高度处在热水管中点与热水管顶部之间;
蒸汽发电机底部的高度高于第一、第二高度。
2、根据权利要求1所述的核反应堆蒸汽发电机,其特征在于它还包括:
一个余热回收系统,带有抽水机,其入口与第一管段相连,出口接至反应堆容器,此出口接合位置的高度等于或低于热水管与反应堆容器的接点高度,所述进水口包括一段进水管,此管不断向下倾斜,接到抽水机的进水口上。
3、一种对核反应堆蒸汽发电机进行调整的方法,其特征在于,该方法如下步骤:
一个从蒸汽发电机向反应堆容器回水的冷水管;
一个向蒸汽发电机供水的热水管;
一个从蒸汽发电机向冷水管送水的抽水机;
由一台抽水机和热交换管组成的余热交换器,使水在热水管与反应堆容器之间以第一流速运行;
其特征在于,该方法还包括如下步骤:
提高蒸汽发电机的底部,使其高于热水管和冷水管;
提高冷水管到反应堆容器的入口,使得冷水管的底部高于热水管的中点,低于热水管的顶部;
使冷水管从反应堆容器向蒸汽发电机底部的抽水机壳体水平延伸;
使热水管从反应堆容器水平延伸出第一段长度后,呈弧形向上,接至蒸汽发电机底部的入口。
4、根据权利要求3所述的方法,其特征在于,还包括下述步骤:
扩大热交换器的容积,以降低再循环速度,使其低于这样一个速度,即达到该速度时,当反应堆容器内的水位处于工作水位(此水位处于热水管中点与冷水管底部之间,在一个选定的高于反应堆容器内反应堆堆芯的高度)时,反应堆容器内由于水再循环而产生的搅动,便会将水送入冷水管;
将热交换器的出口接至反应堆容器,其接合点与工作水位等高或低于工作水位。
5、根据权利要求4所说的方法,其特征在于还包括下述步骤:
使余热交换器中的抽水机以及抽水机入口连接热水管的进口管道从热水管不断向下倾斜,抽水机装在最低点的位置上。
CN93107014A 1992-06-24 1993-06-12 核反应堆系统的管系及管道布置方法 Expired - Lifetime CN1051398C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US903,636 1986-09-04
US07/903,636 US5263067A (en) 1992-06-24 1992-06-24 Locating hot and cold-legs in a nuclear powered steam generation system

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1086038A true CN1086038A (zh) 1994-04-27
CN1051398C CN1051398C (zh) 2000-04-12

Family

ID=25417842

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN93107014A Expired - Lifetime CN1051398C (zh) 1992-06-24 1993-06-12 核反应堆系统的管系及管道布置方法

Country Status (6)

Country Link
US (1) US5263067A (zh)
JP (1) JP3137278B2 (zh)
KR (1) KR940001189A (zh)
CN (1) CN1051398C (zh)
GB (1) GB2268319B (zh)
IT (1) IT1263672B (zh)

Cited By (8)

* 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
CN102460597A (zh) * 2009-04-13 2012-05-16 希尔莱特有限责任公司 热电转化核反应堆生成的热量的方法和系统
CN104272397A (zh) * 2012-04-20 2015-01-07 纽斯高动力有限责任公司 用于核反应堆的蒸汽发生器
CN104380389A (zh) * 2012-07-24 2015-02-25 西屋电气有限责任公司 在核电站断电期间的非能动发电
US9691507B2 (en) 2009-04-13 2017-06-27 Terrapower, Llc Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
US9767934B2 (en) 2009-04-13 2017-09-19 Terrapower, Llc Method, system, and apparatus for the thermoelectric conversion of gas cooled nuclear reactor generated heat
US9799417B2 (en) 2009-04-13 2017-10-24 Terrapower, Llc Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
US12040097B2 (en) 2013-12-26 2024-07-16 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR0121554B1 (ko) * 1993-11-29 1997-11-22 임용규 원자력발전소 부분충수 장치와 그 운전방법
JP4504630B2 (ja) * 2003-03-20 2010-07-14 フラマトーム アエヌペ 原子炉の一次循環系の配管の部分を修理する方法及び交換する方法及び手段
US8964503B2 (en) * 2009-04-28 2015-02-24 Baker Hughes Incorporated Petrophysics-guided processing of LWD acoustic data
DE102010035955A1 (de) * 2010-08-31 2012-03-01 Westinghouse Electric Germany Gmbh Brennelementlagerbecken mit Kühlsystem

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4769209A (en) * 1986-01-10 1988-09-06 Westinghouse Electric Corp. Compact small pressurized water nuclear power plant
US4957693A (en) * 1989-01-03 1990-09-18 Westinghouse Electric Corp. Pressurized water nuclear reactor system with hot leg vortex mitigator
US5061432A (en) * 1990-03-05 1991-10-29 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for facilitating the servicing of inverted canned pump motors having limited access space and restricted access time especially in nuclear power plants

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102460597A (zh) * 2009-04-13 2012-05-16 希尔莱特有限责任公司 热电转化核反应堆生成的热量的方法和系统
US9691507B2 (en) 2009-04-13 2017-06-27 Terrapower, Llc Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
US9767934B2 (en) 2009-04-13 2017-09-19 Terrapower, Llc Method, system, and apparatus for the thermoelectric conversion of gas cooled nuclear reactor generated heat
US9799417B2 (en) 2009-04-13 2017-10-24 Terrapower, Llc Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat
US9892807B2 (en) 2009-04-13 2018-02-13 Terrapower, Llc Method, system, and apparatus for selectively transferring thermoelectrically generated electric power to nuclear reactor operation systems
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
CN104272397A (zh) * 2012-04-20 2015-01-07 纽斯高动力有限责任公司 用于核反应堆的蒸汽发生器
CN104272397B (zh) * 2012-04-20 2016-12-21 纽斯高动力有限责任公司 用于核反应堆的蒸汽发生器
US10147507B2 (en) 2012-04-20 2018-12-04 Nuscale Power, Llc Steam generator for a nuclear reactor
CN104380389A (zh) * 2012-07-24 2015-02-25 西屋电气有限责任公司 在核电站断电期间的非能动发电
US12040097B2 (en) 2013-12-26 2024-07-16 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet

Also Published As

Publication number Publication date
CN1051398C (zh) 2000-04-12
GB9312499D0 (en) 1993-08-04
GB2268319A (en) 1994-01-05
US5263067A (en) 1993-11-16
GB2268319B (en) 1996-05-22
JP3137278B2 (ja) 2001-02-19
ITPD930131A0 (it) 1993-06-14
JPH0666992A (ja) 1994-03-11
IT1263672B (it) 1996-08-27
ITPD930131A1 (it) 1994-12-14
KR940001189A (ko) 1994-01-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1086038A (zh) 在核力蒸汽发电系统中的冷热水管道的设备
US5575244A (en) Heat recovery boiler with induced circulation
CN201540040U (zh) 水力风机冷却塔
CN106050534A (zh) 循环水冷却塔落水势能发电系统
CN206450107U (zh) 锅炉尾气余热回收装置
CN102192819A (zh) 蒸汽发生器二次侧役前水压试验快速升温工艺
CN2370373Y (zh) 热交换器
CN201417020Y (zh) 锅炉烟尘下流式余热回收装置
CN112981016A (zh) 一种冶炼废渣的冷却系统及其冷却方法
CN213434379U (zh) 一种搪瓷釜降温装置
CN212958782U (zh) 一种背压式汽轮机疏水扩容器
CN213747936U (zh) 一种高温熔渣余热回收利用系统
CN205876588U (zh) 循环水冷却塔落水势能发电系统
CN209621560U (zh) 一种空压机余热回收供热水循环节水系统
CN209027307U (zh) 一种分体式、混合型电炉入口弯烟道
CN208203461U (zh) 塔式光热储能熔盐液力透平发电装置
CN213901662U (zh) 一种冷却循环节能系统
CN108386305A (zh) 塔式光热储能熔盐液力透平发电装置
CN110160372A (zh) 间冷塔的散热装置、循环水冷却组件及发电系统
CN217950571U (zh) 一种在运行水轮发电机组推力轴承备用冷却装置
CN221196533U (zh) 一种隔热效果好的排气弯管
CN210718717U (zh) 空冷机组凝结水系统
CN221571149U (zh) 熔炉储油箱废气余热回收再利用结构
CN108946848A (zh) 热能泵给水系统
CN218407691U (zh) 一种风机塔筒冷却循环装置

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
C53 Correction of patent of invention or patent application
COR Change of bibliographic data

Free format text: CORRECT: PATENTEE; FROM: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORPORATION TO: WESTINGHOUSE ELECTRIC CO., LTD.

CP01 Change in the name or title of a patent holder

Patentee after: Westinghouse Electric Corp.

Patentee before: Westinghouse Electric Corp.

EE01 Entry into force of recordation of patent licensing contract

Assignee: State Nuclear Technology Corporation

Assignor: Westinghouse technologies licensing Co

Contract record no.: 2011990001135

Denomination of invention: Locating hot and cold-legs in a nuclear powered steam generation system

Granted publication date: 20000412

License type: Common License

Open date: 19940427

Record date: 20111230

C17 Cessation of patent right
CX01 Expiry of patent term

Expiration termination date: 20130613

Granted publication date: 20000412