CS196624B1 - Vapour generator for the nuclear power and heating plants - Google Patents

Vapour generator for the nuclear power and heating plants Download PDF

Info

Publication number
CS196624B1
CS196624B1 CS765011A CS501176A CS196624B1 CS 196624 B1 CS196624 B1 CS 196624B1 CS 765011 A CS765011 A CS 765011A CS 501176 A CS501176 A CS 501176A CS 196624 B1 CS196624 B1 CS 196624B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
medium
steam generator
steam
circuit
heat exchange
Prior art date
Application number
CS765011A
Other languages
Czech (cs)
Inventor
Oldrich Manek
Vaclav Masek
Vladimir Motejl
Jaroslav Riman
Premysl Fojtl
Original Assignee
Oldrich Manek
Vaclav Masek
Vladimir Motejl
Jaroslav Riman
Premysl Fojtl
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 Oldrich Manek, Vaclav Masek, Vladimir Motejl, Jaroslav Riman, Premysl Fojtl filed Critical Oldrich Manek
Priority to CS765011A priority Critical patent/CS196624B1/en
Publication of CS196624B1 publication Critical patent/CS196624B1/en

Links

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

Parogeníěrátorhpró elektrárny ja teplárnySteam generator and power plant

Vynález se týká parogenerátoru pro jaderné elektrárny a teplárny.The invention relates to a steam generator for nuclear power plants and heating plants.

Jaderné elektrárny s rychlým reaktorem chlazeným tekutým kovem jsou v současné době konstruovány zpravidla jako tříokruhové. Primární okruh odvádí teplo z reaktoru a je obvykle tvořen reaktorem, mezivýměníkem, čerpadlem a spojovacím potrubím. Radioaktivní tekutý kov proudící primárním okruhem předává teplo v mezivýměníku médiu sekundárního okruhu, kterým je zpravidla rovněž tekutý kov, obíhající v sekundárním okruhu elektrárny. Sekundární okruh je v tomto případě tvořen mezivýměníkem, parogenerátorem, čerpadlem, potrubím, vyrovnávací nádrží a jiným zařízením a je mezi primární okruh a parovodní okruh vložen z bezpečnostních důvodů, vyvolaných nebezpečím reakce alkalického kovu sekundárního okruhu s vodou nebo párou a aktivitou kovu v primárním okruhu. Zařízení sekundárního okruhu, tj. čerpadla, souboru měřicích aparatur, armatury apod., kromě pořizovacích nákladů vyžaduje i stálé provozní náklady.Nuclear power plants with a fast liquid-cooled reactor are currently designed as a three-circuit system. The primary circuit removes heat from the reactor and is usually made up of a reactor, an intermediate heat exchanger, a pump, and a manifold. The radioactive liquid metal flowing through the primary circuit transfers heat in the intermediate heat exchanger to the medium of the secondary circuit, which is usually also the liquid metal circulating in the secondary circuit of the power plant. In this case, the secondary circuit consists of an intermediate heat exchanger, a steam generator, a pump, a pipeline, a buffer tank and other equipment and is inserted between the primary circuit and the steam circuit for safety reasons . The equipment of the secondary circuit, ie a pump, a set of measuring devices, an armature, etc., requires in addition to the acquisition costs also a constant operating costs.

V parogenerátoru předává neaktivní tekutý kov sekundárního okruhu teplo vodě a páře, která je potom energeticky využívána. V elektrárnách, kde jako tekutý kov je používán sodík, je výhodně používán článkový parogenerátor, který v případě netěsnosti mezi sekundárním a terciálním okruhem a vzniku bouřlivé reakce mezi sodíkem a vodou, popřípadě párou, vykazuje lepší vlastnosti z hlediska průběhu a likvidace havarijní reakce. Nedostatkem parogenerátoru článkové konstrukce je větší obestavěný prostor a větší spotřeba materiálu na pláště článků ve srovnání s tělesovým provedením, kde všechny teplosměnné trubky jsou umístěny v jedné nádobě.In the steam generator, the inactive liquid metal of the secondary circuit transfers heat to water and steam, which is then used for energy. In power plants where sodium is used as the liquid metal, a steam generator is advantageously used which, in the event of a leak between the secondary and tertiary circuits and the formation of a violent reaction between sodium and water or steam, exhibits better performance and emergency response properties. The disadvantages of the steam generator of the cell structure are the larger enclosed space and the higher material consumption on the cell shells compared to the body design, where all heat exchange tubes are located in one vessel.

Uvedené nevýhody odstraňuje parogenerátor pro jaderné elektrárny a teplárny s reaktorem chlazeným tekutým kovem, tvořený nádobou a vstupním a výstupním potrubím, zapojeným do okruhu primárního média, kde teplosměnné trubky zakotvené v trubkovnicích tvoří spolu .s pláštěm parogenerátorové články s podélným, šikmým nebo příčným prouděním sekundárního média mezitrubkovým prostorem podle vynálezu. Podstata vynálezu záleží v tom, že parogenerátorové články jsou umístěné v nádobě mezičlánkovým prostorem protékané primárním médiem, přičemž mezitrubkový prostor parogenerátorových článků, trubkami, uspořádaný do okruhu přirozené cirkulace je určen pro teplonosné médium sekundárního okruhu a vnitřní prostor teplosměnných trubek je určen pro vodu a páru, tvořící terciární médium.These disadvantages are overcome by a steam generator for nuclear power plants and CHP plants with a liquid-cooled reactor consisting of a vessel and an inlet and outlet piping connected to the primary medium circuit, where the heat exchange tubes anchored in the tube tubes form a longitudinal, oblique or transverse flow steam generator. media according to the invention. SUMMARY OF THE INVENTION The steam generators are disposed in a vessel through an intermediate space flowing through the primary medium, the inter-tube space of the steam generator cells, tubes arranged in the natural circulation circuit for the heat transfer medium of the secondary circuit and the inner space of the heat exchange tubes for water and steam. forming a tertiary medium.

V tomto uspořádání slouží materiál plášťů článků jako teplosměnná plocha mezivýměníku, který použitím parogenerátoru podle vynálezu odpadá, stejně jako řada jiných částí sekundárního okruhu, tj. čerpadla, potrubí, armatury. Na druhé straně si článkový parogenerátor uchovává článkovou koncepci z hlediska průběhu a likvidace havárie způsobené porušením těsnosti mezi sekundární a terciální stranou, jelikož umožňuje takovou konstrukci, kde se v žádném bodě.nestýká primární radioaktivní médium přímo s vodou nébo párou a objemy médií, které v případě havárie přijdou do styku dříve, než jsou reakcí vytlačeny, odpovídají v plném rozsahu článkovému parogenerátoru jakékoliv jiné konstrukce.In this arrangement, the material of the cell shells serves as the heat exchange surface of the intermediate exchanger, which is omitted by the use of the steam generator according to the invention, as well as a number of other parts of the secondary circuit, ie pump, piping, fitting. On the other hand, the steam generator maintains the cell conception in terms of the course and liquidation of the accident caused by the failure of the leakage between the secondary and tertiary sides, since it allows such a design where no primary radioactive medium contacts water or steam. in the event of an accident, they come into contact before being displaced by the reaction, they fully correspond to the steam generator of any other design.

Příklad provedení vynálezu je znázorněn na připojených výkresech, kde obr. 1 představuje schéma provedení parogenerátoru podle vynálezu a obr. 2 a 3 pak schéma konstrukčního provedení parogenerátoru s demontovatelným řešením.An exemplary embodiment of the invention is shown in the accompanying drawings, in which Fig. 1 is a diagram of an embodiment of a steam generator according to the invention and Figs.

Primární teplonosné médium 1 z reaktoru vstupuje potrubím 4 do nádoby 5 parogenerátoru, omývá vnější povrch plášťů 6 parogenerátorových článků 7, který může být pro zvýšení přestupu tepla žebrován žebry 8 a vystupuje potrubím 9 z nádoby 5 parogenerátoru. Sekundární teplonosné médium 2 proudí uvnitř každého článku 7 přirozenou cirkulací v uzavřeném okruhu vytvořeném pláštěm 6 a trubkou 10 a předává teplo vodě, parovodní směsi nebo páře 3 proudící uvnitř teplosměnných trubek 11. V horní části každého článku 7 mimo nádobu 5 parogenerátoru může být napojeno potrubí 12, které je druhým koncem zavedeno do vyrovnávací nádrže 13 a v dolní části každého článku 7 rovněž mimo nádobu 5 parogenerátoru jé napojeno vypouštěcí potrubí 14 článku 7. Napojením tohoto vypouštěcího potrubí 14 do vyrovnávací nádrže 13 cirkulačním potrubím 15 je možno dosáhnout částečného proudění média sekundárního okruhu 2 mezi vyrovnávací nádrží 13 a články 7, a tím umožní jeho čištění. Články 7 parogenerátoru lze snadno konstruovat jako vyměnitelné, což usnadní montáž parogenerátoru a zkrátí dobu potřebnou k opravě parogenerátoru při poruše těsnosti některého z článků. Konstrukční provedení takového parogenerátoru vyžaduje kompenzaci rozdílných teplosměnných trubek 11, plášťů 6, článků 7 a nádoby 5 parogenerátoru. Toho je možno dosáhnout některým ze známých způsobů kompenzace dilataci. Umístěním vlnovcového kompenzátoru 16 do nejvýše položených částí nádoby 5, které mohou být zaplněny inertním plynem, lze dosáhnout snížení tepelného namáhání kompenzátorů 16.The primary heat transfer medium 1 from the reactor enters through the conduit 4 into the steam generator vessel 5, washes the outer surface of the casings 6 of the steam generators 7, which can be finned by ribs 8 to increase heat transfer, and exits through the conduit 9 from the steam generator container 5. The secondary heat transfer medium 2 flows within each cell 7 by natural circulation in a closed circuit formed by the shell 6 and the tube 10 and transfers heat to the water, steam mixes or steam 3 flowing inside the heat exchange tubes 11. 12, which is introduced into the equalization tank 13 and at the bottom of each cell 7 also outside the steam generator vessel 5, the discharge line 14 of the cell 7 is connected. By connecting this discharge line 14 to the equalization tank 13 through circulation line 15 circuit 2 between the buffer tank 13 and the cells 7, thereby allowing it to be cleaned. The steam generator cells 7 can be easily constructed as replaceable, which will facilitate the assembly of the steam generator and reduce the time required to repair the steam generator in case of leakage failure of any of the cells. The design of such a steam generator requires compensation of the different heat exchange tubes 11, shells 6, cells 7 and the steam generator container 5. This can be achieved by any of the known dilatation compensation methods. By placing the bellows compensator 16 in the uppermost parts of the container 5 that can be filled with inert gas, a reduction in the thermal stress of the compensators 16 can be achieved.

Článek má tvar L, čímž je zajištěna kompenzace rozdílných dilataci pláště 6, článku 7 a teplosměnných trubek 11. Okruh cirkulace sekundárního média je vytvořen trubkou 10, která usměrňuje proudění ohřívaného sekundárního média 2 nacházejícího se mezi trubkou 10 a pláštěm 6 článku 7 směrem vzhůru a sekundárního média 2 ochlazovaného v mezitrubkovém prostoru teplosměnných trubek 11 směrem dolů. V tomto uspořádání je zřejmé, že teplosměnná plocha pláště 6 článku 7 je menší než teplosměnná plocha teplosměnných trubek 11, a z toho důvodu je povrch pláště 6 článku 7 s výhodou opatřen žebry 8. Kompenzaci rozdílných dilataci pláště 6 článku 7 a nádoby 5 parogenerátoru umožňuje vlnovcový 'kompenzátor, 16. Rozdíl dilátécí pláště 6 a teplosměnných trubek 1Í 'umožňuje deformovatelný šroubovicovitý tvar trubek. Cirkulační okruh sekundárního média 2 je vytvořen trubkami 10 ovinujícími plášť 6 článku 7 z vnější strany a ohřívaným primárním médiem a mezitrubkovým prostorem článku 7 vymezeným pláštěm 6 a teplosměnnými trubkami 11.The cell is L-shaped to compensate for the different dilatations of the jacket 6, the cell 7 and the heat exchange tubes 11. The secondary fluid circulation circuit is formed by a pipe 10 that directs the flow of heated secondary medium 2 between the tube 10 and the jacket 6 of the cell 7 upwards; of the secondary medium 2 cooled downwards in the inter-tube space of the heat exchange tubes 11. In this arrangement, it is apparent that the heat exchange surface of the sheath 6 of the cell 7 is smaller than the heat exchange surface of the heat exchanger tubes 11, and therefore the surface of the sheath 6 of the cell 7 is preferably provided with ribs. The difference between the dilution jacket 6 and the heat exchange tubes 11 allows a deformable helical shape of the tubes. The circulation circuit of the secondary medium 2 is formed by tubes 10 wrapping the outer casing 6 of the cell 7 and heated by the primary medium and the inter-tube space of the cell 7 delimited by the casing 6 and the heat exchange tubes 11.

Claims (1)

PŘEDMĚTSUBJECT Parogenerátor pro jaderné elektrárny a teplárny s reaktorem chlazeným tekutým kovem, tvořený nádobou a vstupním a výstupním potrubím, zapojeným do okruhu primárního média, kde teplosměnné trubky zakotvené v trubkovnicích tvoří spolu s pláštěm parogenerátorové články s podélným šikmým nebo příčným prouděním sekundárního média mezitrubkovým prostorem, vyznačující se tím, že parogenerátorové články (7) jsouSteam generator for nuclear power plants and heating plants with a liquid-cooled reactor consisting of a vessel and inlet and outlet piping connected to the primary medium circuit, where the heat exchange tubes anchored in the tubesheet form together with the casing forming steam generators with longitudinal oblique or transverse flow of secondary medium characterized in that the steam generator cells (7) are YNÁLEZU umístěné v nádobě (5) mezičlánkovým prostorem protékané primárním médiem (1), přičemž mezitrubkový prostor parogenerátorových článků (7), trubkami (10) uspořádaný do okruhu přirozené cirkulace je určen pro teplonosné médium sekundárního okruhu (2) a vnitřní prostor teplosměnných trubek (11) je určen pro vodu a páru, tvořící terciární médium (3).In the vessel (5), an inter-cell space flowing through the primary medium (1) is provided, the inter-tube space of the steam generators (7), the tubes (10) arranged in the natural circulation circuit for the heat transfer medium of the secondary circuit (2) and the interior of the heat exchange tubes ( 11) is intended for water and steam forming tertiary medium (3).
CS765011A 1976-07-30 1976-07-30 Vapour generator for the nuclear power and heating plants CS196624B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS765011A CS196624B1 (en) 1976-07-30 1976-07-30 Vapour generator for the nuclear power and heating plants

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS765011A CS196624B1 (en) 1976-07-30 1976-07-30 Vapour generator for the nuclear power and heating plants

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS196624B1 true CS196624B1 (en) 1980-03-31

Family

ID=5394144

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS765011A CS196624B1 (en) 1976-07-30 1976-07-30 Vapour generator for the nuclear power and heating plants

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS196624B1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
GB1140533A (en) Liquid-metal cooled nuclear reactors
US4633819A (en) Water-sodium steam generator with straight concentric tubes and gas circulating in the annular space
US3305002A (en) Fluid pressurizer
US3245464A (en) Liquid metal heated vapor generator
US3732922A (en) Heat-exchanger module
US3854528A (en) Heat-exchanger module
US3520356A (en) Vapor generator for use in a nuclear reactor
US3446188A (en) Steam generator or heater for an atomic power generating plant
US3848572A (en) Steam generator
JPS60244891A (en) Fast neutron reactor
CN108981427B (en) A kind of tubular heat exchanger
JPH0224594A (en) Passive cooler for nuclear reactor containment construction
US4452182A (en) Sodium-water type steam generators
CS196624B1 (en) Vapour generator for the nuclear power and heating plants
US3245463A (en) Fluid pressurizer
US4909981A (en) Nuclear reactor
US3469624A (en) Cooling system for the shell of a reactor
US4585058A (en) Heat exchanger having a bundle of straight tubes
JPS59157401A (en) Steam generator for liquid metal cooling type nuclear reactor
US3651789A (en) Steam generator
FR2106620B1 (en)
US4761261A (en) Nuclear reactor
CN106448757B (en) A kind of reactor with the discharge of passive residual heat of nuclear core
GB2361054A (en) Heat exchanger
CN108518663A (en) A kind of steam generator and nuclear equipment suitable for lead bismuth heap