CS199078B1 - Heat-exchange circuit of the atomic power station - Google Patents

Heat-exchange circuit of the atomic power station Download PDF

Info

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
Application number
CS775492A
Other languages
Czech (cs)
Inventor
Josef Sykora
Josef Srutek
Frantisek Dubsek
Vladimir Krizek
Vaclav Tomes
Vladimir Hlousek
Original Assignee
Josef Sykora
Josef Srutek
Frantisek Dubsek
Vladimir Krizek
Vaclav Tomes
Vladimir Hlousek
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 Josef Sykora, Josef Srutek, Frantisek Dubsek, Vladimir Krizek, Vaclav Tomes, Vladimir Hlousek filed Critical Josef Sykora
Priority to CS775492A priority Critical patent/CS199078B1/en
Publication of CS199078B1 publication Critical patent/CS199078B1/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

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)

1. Teplosměnný okruh jaderné elektrárny s tekutými kovy, jehož komponenty jsou opatřeny ochranným pláštěm, kde mezi ochranným pláštěm a komponentami je uzavřený meziprostor, vyznačující se tím, že do meziprostoru (2) ústí přiváděči potrubí (23) se zařazenou sběrnou nádrží (4), opatřenou přívodem (22) netečného plynu.A heat transfer circuit of a liquid-metal nuclear power plant, the components of which are provided with a protective jacket, wherein there is a closed space between the protective jacket and the components, characterized in that a supply pipe (23) with a collecting tank (4) provided with an inert gas inlet (22). 2. Teplosměnný okruh jaderné elektrárny podle bodu 1, vyznačující se tím, že na přiváděcím potrubí (23) je umístěn nejméně jeden uzavírací orgán (10).2. The heat exchange circuit of a nuclear power plant according to claim 1, characterized in that at least one shut-off member (10) is arranged on the supply line (23). 3. Teplosměnný okruh jaderné elektrárny podle bodů 1 a 2, vyznačující se tím, že do meziprostoru (2) jsou zaústěny průnikové indikátory (14) tekutého kovu.3. The heat exchange circuit of a nuclear power plant as set forth in claim 1, wherein liquid metal penetration indicators (14) open into the interspace (2).
CS775492A 1977-08-22 1977-08-22 Heat-exchange circuit of the atomic power station CS199078B1 (en)

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)

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