CS199078B1 - Heat-exchange circuit of the atomic power station - Google Patents
Heat-exchange circuit of the atomic power station Download PDFInfo
- Publication number
- CS199078B1 CS199078B1 CS775492A CS549277A CS199078B1 CS 199078 B1 CS199078 B1 CS 199078B1 CS 775492 A CS775492 A CS 775492A CS 549277 A CS549277 A CS 549277A CS 199078 B1 CS199078 B1 CS 199078B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- heat
- exchange circuit
- nuclear power
- components
- power plant
- Prior art date
Links
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims description 17
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 12
- 230000035515 penetration Effects 0.000 claims description 5
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 2
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 3
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 2
- 206010003497 Asphyxia Diseases 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000000779 smoke Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
Vynález se týká teplosměnného okruhu jaderné elektrárny s tekutými kovy, jehož komponenty jsou opatřeny ochranným pláštěm, kde mezi ochranným pláštěm a komponentami je uzavřený meziprostor. Komponentami jsou například potrubí, armatury, mezivýměník, parní generátor, vyrovnávací nádrž a jiné části teplosměnného okruhu.The invention relates to a heat exchange circuit of a liquid-metal nuclear power plant, the components of which are provided with a protective sheath, wherein there is a closed space between the protective sheath and the components. The components are, for example, pipes, fittings, intermediate heat exchanger, steam generator, buffer tank and other parts of the heat exchange circuit.
Teplosměnné okruhy jaderných elektráren i teplosměnné okruhy experimentálních zařízení s tekutým kovem jako teplonositelem jsou dosud projektovány a konstruovány jako jednoduché, s jednou stěnou. Pro zajištění ohřevu tekutého kovu jsou jejich komponenty opatřeny elektrickými topidly a s ohledem na zmenšení odvodu tepla do okolí jsou opatřeny tepelnou izolací s ochranným plechovým pláštěm. Takto projektované a konstruované teplosměnné okruhy jaderných elektráren i teplosměnné okruhy experimentálních zařízení mají nevýhodu v tom, že v případě výronu tekutého kovu dochází v místě porušení komponenty stykem tekutého kovu se vzduchem k hoření. Produktem spalování tekutého kovu je zásaditý dusivý dým. Požár, který na teplosměnném okruhu s tekutým kovem může vzniknout, zapříčiní, že je nutno celé zařízení odstavit, zabránit dalšímu výronu tekutého kovu do atmosféry a požár lokalizovat. Je však stále nebezpečí, že se požár rozšíří a cele zařízení zničí.The heat transfer circuits of nuclear power plants as well as the heat transfer circuits of experimental devices with liquid metal as the heat carrier are still designed and constructed as simple, single-wall. To ensure the heating of the liquid metal, their components are provided with electric heaters and, with a view to reducing heat dissipation into the environment, are provided with thermal insulation with a protective sheet metal jacket. Designed and constructed heat exchange circuits of nuclear power plants as well as heat exchange circuits of experimental devices have the disadvantage that in the case of liquid metal ejection, combustion occurs at the point of failure of the component by contact of the liquid metal with air. The product of liquid metal combustion is basic asphyxiation smoke. A fire that may occur on the liquid-metal heat transfer circuit will cause the entire equipment to be shut down, prevent further liquid metal from escaping into the atmosphere, and locate the fire. However, there is still the danger that the fire will spread and the whole facility will be destroyed.
199 078199 078
199 078199 078
Proto jsou projektanti a konstruktéři uvedených teplosměnných okruhů a tekutými kovy jako teplonositeli nuceni projektovat samostatné trasy, uzavřené do oddělených stavebních boxů, které vyžadují speciální úpravy. Podlahy těchto boxů musí být pokryty nerezovými plechy, musí být vyspádovány a musí spolehlivě zajistit odtok tekutého kovu, také sloupy nosných konstrukcí musí být chráněny. Dále musí být takový box vybaven celou řadou protipožárních zařízení včetně výkonného větracího zařízení.Therefore, the designers and designers of said heat transfer circuits and liquid metals as heat carriers are forced to design separate routes enclosed in separate building boxes that require special modifications. The floors of these boxes must be covered with stainless steel sheets, they must be sloped and must reliably drain the liquid metal, and the columns of the supporting structures must also be protected. Furthermore, such a box must be equipped with a number of fire-fighting equipment, including powerful ventilation equipment.
Výše uvedené nevýhody odstraňuje teplosměnný okruh jaderné elektrárny s tekutými kovy podle vynálezu. Podstata vynálezu spočívá v tom, že do meziprostoru ústí přivádSoí potrubí se zařazenou sběrnou nádrží opatřenou přívodem netečného plynu. Na přiváděcím potrubí je umístěn nejméně jeden uzavírací orgán a do meziprostrou jsou zaústěny průnikové indikátory tekutého kovu.The above disadvantages are overcome by the heat transfer circuit of the liquid metal power plant of the present invention. SUMMARY OF THE INVENTION It is an object of the invention to provide an inlet pipe with a collecting tank provided with an inert gas supply. At least one shut-off member is provided on the supply line and liquid metal penetration indicators are introduced into the intermediate space.
V případě porušení těsnosti některé z komponent teplosměnného okruhu podle vynálezu slouží mezlprostor i jako dočasný sběrač tekutého kovu, takže provedením teplosměnného okruhu podle vynálezu se zvýší i bezpečnost energetického zařízení z hlediska možnosti vzniku požáru a dále se energetické zařízení podstatně zjednoduěuje tím, že komponenty jeho teploaměnných okruhů je možno soustřeáovat do společných tras a boxů, čímž vznikají značné úspory investičních nákladů.In case of leakage of any of the components of the heat exchange circuit according to the invention, the interspace also serves as a temporary liquid metal collector, so that by performing the heat exchange circuit according to the invention the safety of the energy device is increased. It is possible to concentrate circuits into common routes and boxes, which leads to considerable savings in investment costs.
Příklad provedení teplosměnného okruhu podle vynálezu je znázorněn na výkresech, kde na obr. 1 je celkové schéma teplosměnného okruhu jaderné elektrárny s ochranným pláštěm, na obr. 2 je příčný řez komponentou kruhového průřezu, na obr. 3 je příčný řez ochranným pláštěm, na obr. 4 ja podélný řez ochranným pláštěm a na obr. 5 je příčný řez komponentou kruhového průřezu, vedený v místě zavěšení.An exemplary embodiment of a heat transfer circuit according to the invention is shown in the drawings, in which Fig. 1 is a general diagram of a heat transfer circuit of a nuclear power plant with a protective jacket; Fig. 2 is a cross-section of a circular cross-section component; Fig. 4 is a longitudinal cross-section of the protective sheath; and Fig. 5 is a cross-sectional view of a component of circular cross section taken at the point of suspension.
Jak je znázorněno na obr. 1, teplosměnný okruh jaderné elektrárny tvoří mezivýměník 6, parní generátor 2, vyrovnávací nádrž 8 a čerpadlo 2» které jsou vzájemně spojeny propojovacím potrubím 1. Všechny uvedené komponenty teplosměnného okruhu jsou obklopeny ochranným pláštěm 2, který je u parního generátoru J vytvořen Jako krabice. Mezi vnějším.povrchem komponent a vnitřním povrchem ochranného pláště jj upravený uzavřený mezlprostor 2 je přiváděcím potrubím 23 spojen se sběrnou nádrží £. Na přiváděcím potrubí 23 jsou v místech jeho napojení na mezlprostor 2 u čerpadla 2 a parního generátoru 2 umístěny uzavírací orgány 10. Také v odváděčích potrubích 24. spojujících nejvýše položená místa meziprostoru 2 u paního generátoru 2 ® u vyrovnávací nádrže 8 s odvzušněními 11. jsou zařazeny uzavírací orgány 18. Rovněž do sběrné nádrže £ ústící přívod 22 netečného plynu je osazen uzavíracím orgénem 21 a do spojovacího potrubí 25 mezi sběrnou nádrží £ a vypouštěcí nádrži 20 je také vřazen uzavírací orgán lg.As shown in FIG. 1, the heat transfer circuit of a nuclear power plant comprises an intermediate heat exchanger 6, a steam generator 2, a buffer tank 8 and a pump 2 which are connected to each other via a connecting line 1. All said heat transfer circuit components are surrounded by Generator J Created As Box. Between the outer surface of the components and the inner surface of the protective sheath, the enclosed intermediate space 2 is connected via a supply line 23 to the collecting tank. On the supply line 23, at the points of its connection to the interspace 2 at the pump 2 and the steam generator 2, there are closing elements 10. Also in the outlet pipes 24 connecting the highest places of the interspace 2 at the generator 2 ® at the buffer tank 8 Also, shut-off bodies 18 are also provided in the collecting tank 6 and the inlet gas supply 22 is provided with a shut-off body 21 and a shut-off member 18 is also inserted in the connecting pipe 25 between the collecting tank 8 and the discharge tank 20.
Je-li podle obr. 2 komponentou kruhového průřezu propojovací potrubí 1, potom v meziprostoru 2, který je omezen vnějším povrchem propojovacího potrubí 1 a vnitřním povrchem ochranného pláště 2, jsou na vnějším povrchu propojovacího potrubí 1 upevněna\ elektrické topldla 12, vně obalená tepelnou izolací lj. Na ochranném plášti J jeIf, according to FIG. 2, the interconnecting pipe 1 is a component of the circular cross-section, then in the interspace 2, which is limited by the outer surface of the interconnecting pipe 1 and the inner surface of the protective sheath 2, Insulation lj. On the protective jacket J is
199 078 upevněno pouzdro průnikového indikátoru 14, který svým činidlem zasahuje do meziprostoru199 078 fastened the housing of the penetration indicator 14, which with its reagent extends into the interspace
2. Průnikový indikátor 14 slouží ke sledování průniku tekutého kovu z vnitřního prostoru 2 propojovacího potrubí 1.2. The penetration indicator 14 serves to monitor the penetration of liquid metal from the interior 2 of the interconnecting line 1.
Ochranný plášl j podle obr. 3 a obr. 4 sestává z korýtkovítých polotovarů, které jsou obvodově i podélně vzájemně spojeny těsnými svary 15. K zavěšení komponenty kruhového průřezu, kterou je podle obr. 5 opět propojovací potrubí 1, jsou v meziprostoru 2 mezi vnějším povrchem propojovacího potrubí 1 a vnitřním povrchem ochranného pláště j spolu s tepelnou izolací 13 upevněny vzpěry 16, sloužící k vyztužení komponenty v místě závěsu 17.The protective sheath according to FIGS. 3 and 4 consists of trough-shaped blanks which are connected circumferentially and longitudinally to each other by sealing welds 15. In order to suspend the circular cross-section component, which is again interconnecting pipes 1 according to FIG. struts 16 are fastened to the surface of the connecting pipe 1 and the inner surface of the protective sheath together with the thermal insulation 13 to reinforce the component at the hinge 17.
V případě porušení těsnosti některé z komponent teplosměnného okruhu, je tekutý kov, pronikající do meziprostoru 2, gravitačně sváděn přiváděcím potrubím 23 do sběrné nádrže 4, z níž vytéká spojovacím potrubím 25 do vypouštěcí nádrže 20.In case of leakage of any of the components of the heat exchange circuit, the liquid metal penetrating into the interspace 2 is gravitationally led through the supply line 23 to the collecting tank 4, from which it flows through the connecting line 25 into the discharge tank 20.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS775492A CS199078B1 (en) | 1977-08-22 | 1977-08-22 | Heat-exchange circuit of the atomic power station |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS775492A CS199078B1 (en) | 1977-08-22 | 1977-08-22 | Heat-exchange circuit of the atomic power station |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS199078B1 true CS199078B1 (en) | 1980-07-31 |
Family
ID=5399906
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS775492A CS199078B1 (en) | 1977-08-22 | 1977-08-22 | Heat-exchange circuit of the atomic power station |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS199078B1 (en) |
-
1977
- 1977-08-22 CS CS775492A patent/CS199078B1/en unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4478784A (en) | Passive heat transfer means for nuclear reactors | |
| US4689194A (en) | Nuclear reactor plant with a small high temperature reactor operating with spherical fuel elements | |
| JP6289456B2 (en) | Nuclear installation with containment and pressure relief system | |
| US5158741A (en) | Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors | |
| US4752439A (en) | Safety enclosure cooling system for gas cooled high temperature reactors | |
| US3520356A (en) | Vapor generator for use in a nuclear reactor | |
| JPH0161199B2 (en) | ||
| US3205140A (en) | Nuclear reactor installation | |
| CS199078B1 (en) | Heat-exchange circuit of the atomic power station | |
| JPS6122721B2 (en) | ||
| JPH0224594A (en) | Passive cooler for nuclear reactor containment construction | |
| JPH05223980A (en) | Tube type heat exchanger | |
| JPS6047560B2 (en) | Nuclear equipment in loop configuration | |
| CZ100592A3 (en) | Supply system of a heat-exchange apparatus, particularly of a steam producer | |
| US4335467A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor | |
| RU2255387C1 (en) | Containment leaks cleaner | |
| CN203772009U (en) | Pipe-type water cooling device for furnace lining at top of integral casting furnace | |
| Romanenko et al. | Cleaning cesium radionuclides from BN-350 primary sodium | |
| US3251404A (en) | Liquid metal heated steam generator | |
| Swamynathan et al. | Design and Implementation of Water Sprinkler System for Emergency Diesel Generator at Full Load in Nuclear Power Plant | |
| RU2248632C1 (en) | Containment leaks decontaminating device | |
| CN115910399B (en) | A passive nuclear power plant steel containment cooling system and working method thereof | |
| JPS5866035A (en) | Detector for leakage of steam generator | |
| JP2003014883A (en) | Double tube structure in steam generator | |
| CZ100792A3 (en) | Device for supplying secondary water to a heat-exchange apparatus, particularly of a stem producer |