JP6828195B2 - パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置 - Google Patents

パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置 Download PDF

Info

Publication number
JP6828195B2
JP6828195B2 JP2019572499A JP2019572499A JP6828195B2 JP 6828195 B2 JP6828195 B2 JP 6828195B2 JP 2019572499 A JP2019572499 A JP 2019572499A JP 2019572499 A JP2019572499 A JP 2019572499A JP 6828195 B2 JP6828195 B2 JP 6828195B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
steam generator
purge
water
pipeline
steam
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.)
Active
Application number
JP2019572499A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2020531799A (ja
Inventor
コンスタンチン ウラジーミロヴィチ ドロヒン
コンスタンチン ウラジーミロヴィチ ドロヒン
アンドレイ ヴィクトロヴィチ シェスタコフ
アンドレイ ヴィクトロヴィチ シェスタコフ
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.)
Atomenergoproekt JSC
Original Assignee
Atomenergoproekt JSC
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 Atomenergoproekt JSC filed Critical Atomenergoproekt JSC
Publication of JP2020531799A publication Critical patent/JP2020531799A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6828195B2 publication Critical patent/JP6828195B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/48Devices for removing water, salt, or sludge from boilers; Arrangements of cleaning apparatus in boilers; Combinations thereof with boilers
    • F22B37/54De-sludging or blow-down devices
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/48Devices for removing water, salt, or sludge from boilers; Arrangements of cleaning apparatus in boilers; Combinations thereof with boilers
    • F22B37/52Washing-out devices
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B35/00Control systems for steam boilers
    • F22B35/004Control systems for steam generators of nuclear power plants
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/48Devices for removing water, salt, or sludge from boilers; Arrangements of cleaning apparatus in boilers; Combinations thereof with boilers
    • F22B37/483Devices for removing water, salt, or sludge from boilers; Arrangements of cleaning apparatus in boilers; Combinations thereof with boilers specially adapted for nuclear steam generators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • 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
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/006Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F28HEAT EXCHANGE IN GENERAL
    • F28GCLEANING OF INTERNAL OR EXTERNAL SURFACES OF HEAT-EXCHANGE OR HEAT-TRANSFER CONDUITS, e.g. WATER TUBES OR BOILERS
    • F28G9/00Cleaning by flushing or washing, e.g. with chemical solvents
    • 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
    • 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

Description

本発明は、エネルギー技術分野に関係し、ロシア型加圧水型原子炉および水平蒸気発生設備との原子力発電所での二重回路原子炉で使用できる。
本発明の説明を理解するため、使用する用語は以下の意味を有している:
「ホット」ヘッダー 一次冷却材回路からの冷却材が含まれている蒸気発生器のヘッダー;
「コールド」ヘッダー 一次冷却材回路が通され、蒸気発生器から出て、メインメイン循環ポンプの吸水ラインまで通過するヘッダー;
ヘッダーの「ポケット」 一次冷却材回路のヘッダー、蒸気発生器の底の内面の間に現れ、パージ運転の質を低下するデッド・ゾーン(dead zone);
「ホット」底 「ホット」ヘッダー側の蒸気発生器の底;
「コールド」底 「コールド」ヘッダーの側の蒸気発生器の底;
「塩」コンパートメント 「コールド」底側からのボイラー水の最高濃度の溶解塩の存する蒸気発生器の内のエリア;
特別浄水(active water treatment) 腐食生成物およびイオン型の不純物から蒸気発生器のパージ水処理をするフィルターのシステム。
VVERタイプ(加圧水型原子炉、PWR)の二重回路原子炉を備えた原子力発電所(NPP)では、原子炉装置を正常に機能させるため、多数の技術的システムが必要である。
その内の1つは、一次冷却材回路と二次冷却材回路の両方を有する場合、一方で、原子炉から取得する熱を使用して、電気を発生するために蒸気タービンの作動媒体として使用されている蒸気を発生し、他方で、原子炉コアの冷却を確実に確保するために専用される蒸気発生設備である。
蒸気発生設備の動作中、一次冷却材回路は蒸気発生器を通してポンプで送られ、その設計と動作に特別な要求が課される。特に、蒸気発生設備は保護容器(containment dome)の内側に配置されるが、気密性を確保するため、保護容器を貫通する様々な生産ラインのため必要なダクトの数を最小限にすることが必要となる。
原子力発電所の信頼性は、特に、二次冷却材回路の水化学環境(WC:water chemistry)の体制に依存する。水化学環境を損ねると、蒸気発生設備における主要部である蒸気発生器の初期故障につながるおそれがある。すなわち、信頼性と寿命を大きく低下させることになる。
蒸気発生器の固有で安全な動作を確保するには、パイプの熱伝達面と蒸気発生器の容器から腐食性ボイラー水不純物が集中してなる沈積物を適時に除去する必要がある。
同時に、蒸気発生器の個別ゾーンでこれらの不純物が高濃度になると、蒸気発生器の溶接継手および熱伝達パイプの腐食割れの発生につながる可能性がある。蒸気発生器からの望ましくない不純物の除去は、パージの方法で行われる。それは持続的、定期的に実行される。
水中熱伝達面を備えたシングルケース二重回路熱伝達器である4つの同一の蒸気発生器を含む原子炉VVER-1000を備えた蒸気発生設備がある。
蒸気発生器は、蒸気ヘッダーと給水ヘッダーに接続された水平ドラムの形で作成されたハウジングで構成されている。
蒸気発生器には、一次冷却材回路とパージ継手の入力(「ホット」)および出力(「コールド」)の垂直パイプヘッダーが含まれている。蒸気発生器では、正規の塩モード(normal salt mode)を確保するために、持続的および定期的なパージが実行される(非特許文献1)。
下半面のある水平ハウジング、「ホット」および「コールド」一次冷却材回路熱伝達ヘッダー、それと蒸気発生器の間にポケットで実行された塩コンパートメント、蒸気ヘッダー、パージとドレインシステムを備えた二重回路原子炉の蒸気発生装置がある。
熱伝達は一次冷却材回路から「ホット」ヘッダーに入る。熱を蒸気発生器の水に与え、冷却してから、「コールド」ヘッダーを通して主要循環ポンプの吸水ラインに出る。給水は蒸気発生器になされる。乾燥した蒸気は蒸気ヘッダーを出てから、蒸気導管でタービンに供給される。
蒸気発生器パージシステムは、独立した持続的と定期的のパージを実行するために専用の各蒸気発生器の2つの個別のパージ水圧パイプラインで構成される。
しかし、個別の蒸気発生器のパージの影響は除外される。持続的パージの選択は、塩コンパートメントから実行される。
定期的パージの選択は「ホット」および「コールド」ヘッダーのポケットおよびハウジング下半面からのパージラインから実行される。
各蒸気発生器の持続的と定期的のパージのヘッダーがパージ拡張器の接続パイプに挿入されるまで個別的な形で実行され、気密容器の外側に分離される。
各蒸気発生器には、ドレインのパイプラインに接続された個別の管に接続される。その後、すべての蒸気発生器のドレインのパイプラインは単一のドレインヘッダーにまとめられ、気密容器から取り出し、ドレイン冷却器に送られる(非特許文献2)。
Nigmatulin I.N.、Nigmatulin B.I.「原子力発電所:大学の教科書」、M.、Energoatomizdat、1986、p.120-122. B.I. Lukasevich、N.B. Trunov et al.「原子力発電所向けVVER原子炉装備の蒸気発生器」、M .:IKC "Akademkniga"、2004、p.83-86.
既知の蒸気発生設備の欠点は、パージエキスパンダーの必要があることである。それは空気抜装置のパラメータまで低下を確保する。しかし、エキスパンダー、つまり二次冷却材回路に自噴するパージ水容器後退にエネルギー損失が増加する。もう一つは水化学環境の規格化時間を増加するパージ水の不十分な経費である。もう一つは付加的な気密低下によって運転性能を低下する持続的と定期的のパージのヘッダーおよびドレインヘッダーの気密容器の外側に個別的に分離される。
そして、機器室との技術的関連の必要性およびシステム作業が機器室の機器に依存することである。なぜなら、エキスパンダーからの蒸気放電が空気抜装置の蒸気ヘッダーに実行され、処理済(treated)パージ水が空気抜装置または機器室のドレインエキスパンダーに戻される。
また、水化学環境を維持し、それらから水を排水するように設計された蒸気発生器をパージおよびドレインするシステムも知られている。
(http://www.stroitelstvo-new.ru/nasosy/paroturbinnaya-ustanovka.shtml)。
このシステムは、間続パージモード、および間続パージと定期的パージの組み合わせで動作する。このモードでは、スラッジと浮遊物が蒸気発生器から除去される。
蒸気発生器からのパージ水はパージエキスパンダーに入り、再生パージ熱伝達器、アフタークーラー、ポンプクリーニングシステムを介してタービン低圧ヒーターに送られる。排水モードでは、蒸気発生器からの水はドレインパイプラインを通じて排水タンクに流れ、タンク内の水位が上がって、定期的に洗浄のために汲み上げられる。
既知の技術的決定の欠点は、パージエキスパンダーによって空気抜装置のパラメータまで低下の必要である。
従って、二次冷却材回路に自噴するパージ水容器後退にエネルギー損失の増加である。もう一つは、機器室との技術的関連の必要性およびシステム作業が機器室の機器に依存することである。
エキスパンダーからの蒸気放電が空気抜装置の蒸気ヘッダーに実行されるため、処理済パージ水の後退が空気抜装置または機器室のドレインエキスパンダーに実行される。そして、水化学環境の規格化時間を増加するパージ水の不十分な経費である。
本発明によって解決されるべき技術的課題は、高い運転性能とリソースを備えた二重回路原子炉の蒸気発生設備の構成を提供することである。
技術的結果は、二次冷却材回路に自噴するパージ水容器後退にエネルギー損失の低下と同時にパージ水の解放増加によって二次冷却材回路の水化学環の規格化時間の低下および蒸気発生設備の独立性を確保することである。
技術的問題および技術的結果が以下のことによって決定される。
パージおよびドレインシステムを備えた二種回路原子炉の蒸気発生設備はハウジングの下半面を備えた水平ハウジング、一次冷却材回路のポケットおよび塩コンパートメントのあるホットおよびコールドヘッダーを備えた保護気密容器に入れた4つの同一の蒸気発生器を含む。
各蒸気発生器が蒸気ヘッダー、給水供給パイプライン、ハウジング下半面および一次冷却材回路のヘッダーのポケットおよび塩コンパートメントからのパージのパイプラインに結合される。そして、各蒸気発生器のすべてのパージのパイプラインは保護気密容器から取り出し、蒸気発生器の処理済パージ水の排出パイプラインを備えた特別浄水システムに結合された再冷却パージ水の排出パイプラインを備えたパージおよびドレイン冷却の再冷却器に結合された排出パイプラインの再生熱伝達器の入り口に結合された蒸気発生器の共通(common)のパージヘッダーに結合される同一の蒸気発生器のパージヘッダーに結合される。
ポンプの圧力管気密容器に入れられ、再生熱伝達器のパイプ間空間の入り口と結合される。再生熱伝達器の出口は各蒸気発生器の処理済パージ水供給の共通パイプラインおよび処理済パージ水供給のパイプラインが応蒸気発生器の給水供給パイプラインに結合される。
そして、保護気密容器を取り出され、再冷却パージ水のパイプラインは排水タンクに付けた蒸気発生器ドレインのある排出パイプラインに供給される。
蒸気発生器の処理済パージ水の排出パイプラインに、稼働、待機、修理の3つのポンプが設置されていることが望ましい。
実施の形態に係るパージおよびドレインシステムを備えた二重回路原子炉の蒸気発生設備の簡略図である。
本発明の実施の形態を、図1に基づき説明する。
同図に示すように、パージおよびドレインシステムを備えた二種回路原子炉の蒸気発生設備は、ハウジング下半面を備えた水平ハウジング、その間にある蒸気発生器の底面にある一次冷却材回路のポケットおよび塩コンパートメント4のコールド2およびホットヘッダー3を備えた保護気密容器に入れた4つの同一の蒸気発生器1(他の3つの蒸気発生器は表示されいない)を含む。
各蒸気発生器が蒸気ヘッダー5、第1、第2、第3、第4の給水供給パイプライン6、7、8、9に応じて、ハウジング下半面11および一次冷却材回路12の2、3のヘッダーのポケットおよび塩コンパートメント10からのパージのパイプラインに結合される。各蒸気発生器のすべてのパージパイプラインは、蒸気発生器13、14、15、16の単一のパージヘッダーに結合され、蒸気発生器1の共通パージヘッダー17に統合される。蒸気発生器17の共通パージヘッダーは、再生熱伝達器18の入り口に接続され、その排出パイプライン19は、ドレイン冷却20及びパージの再冷却器に接続される。パージおよびドレイン冷却20の再冷却器のパージ水21の排出パイプラインは、保護気密容器22の外部に排出され、特別浄水システム23に接続される。
特別浄水システム23の蒸気発生器の処理済パージ水の排出パイプライン24に、稼働、待機、修理などのポンプ25が設置されている。そのポンプの圧力管26が保護気密容器22の側面に出され、再生熱伝達器のパイプ間空間の入り口18と結合される。
再生熱伝達器の出口は各蒸気発生器の処理済パージ水27供給の共通パイプラインおよび処理済パージ水供給のパイプライン28,29,30,31が応蒸気発生器の給水供給パイプライン6,7,8,9に結合される。
保護気密容器22を外側に出された後に再冷却パージ水のパイプライン21が全ての4つの蒸気発生器の排出ドレインパイプライン32で供給される。それは蒸気発生器35の水をパイプラインに解放するためにポンプ34で供給された排水タンク33につけられている。
発明の実施
蒸気発生設備は次のように動作する。一次冷却材回路からの冷却液は、各蒸気発生器1の「ホット」ヘッダー3に入り、その熱を蒸気発生器1の水に伝え、冷却し、「コールド」ヘッダー2を通じて循環ポンプの吸水ライン(図に表示されません)に出る。各蒸気発生器1には、給水供給パイプラインに第1、第2、第3、第4の蒸気発生器1が給水を供給しる。乾燥蒸気は、各蒸気発生器1の蒸気ヘッダー5から除去され、次いで蒸気パイプラインを通してタービン(図に表示されません)に供給される。
パージは、腐食生成物、塩、およびスラッジの最も可能性の高いところからボイラー水の一部を持続的と定期的に回収することにある。
各蒸気発生器1の塩コンパートメント4からのパージパイプライン10を通して、ハウジング下半面11からのパージパイプラインおよびヘッダーのポケット2、3からのパイプライン12が持続的と定期的なパージが実行される。
その後、持続的かつ定期的なパージのフローが、蒸気発生器1の共通パージヘッダー13、14、15、16に結合されてから、蒸気発生器1の共通ヘッダー17に結合される。
持続的パージの主要なフローは、ハウジングの「コールド」底にある塩コンパートメント4からのパージパイプライン10によって形成される。
蒸気発生器の定期的パージは、塩コンパートメント4からも、ハウジング下半面からのパージパイプライン11およびヘッダー2、3からのパイプライン12の両方から実行される。通常の維持では、蒸気発生器の定期的パージは、4つの蒸気発生器のいずれかのときに周期的消費を増加させることにより、実行される。
共通ヘッダー17を通してパージのフローが再生熱伝達器のパイプ18に供給し、冷却し、再生熱伝達器18の排出パイプライン19を通して再冷却パージ水21の排出パイプラインで特別浄水システム23、つまり腐食生成物およびイオン型の不純物から蒸気発生器に供給されている。さらに、二次冷却材回路の水化学環境の維持が確保される。
蒸気発生器1の処理済パージ水の排出パイプライン24に設置された処理済パージ水のポンプ25はポンプの圧力管26を通して冷却された望ましくない不純物から浄化化されたパージ水を再生熱伝達器のパイプ間空間に供給する。
それは蒸気発生器1のパージの共通ヘッダー17を通して再生熱伝達器18のパイプに入るパージ水を冷却することで加熱されている。
処理済パージ水供給共通パイプライン27および各蒸気発生器1の処理済パージ水供給パイプライン28、29、30、31に応じて出された処理済水は付加的な水として応じる蒸気発生器の給水供給パイプライン6、7、8、9に供給される。その給水供給パイプライン6、7、8、9を応じて第1、第2、第3、第4の蒸気発生器1に給水が供給される。
ドレインは次のとおりに実行される。
停止された蒸気発生器1で蒸気発生器1の操作環境はハウジング下半面からのパージパイプライン11およびヘッダーのポケット2、3からのパイプライン12をそらし、同一のパージヘッダー13および蒸気発生器の共通パージヘッダー17を通して、再生熱伝達器18を通してトランジットで実行され、再生熱伝達器18の排出パイプライン19でパージおよびドレインの再冷却器に供給しる。そのところにそれは冷却され、再冷却パージ水のパイプライン21を通じてすべての4つの蒸気発生器のドレイン排出パイプライン32に供給される。その後、蒸気発生器33の排水タンクに入り、自動的ポンプ34で蒸気発生器35の水解放パイプラインを通じて排水され、再加工または次のリサイクルに供給される。
蒸気発生器25のパージ水ポンプは、特別浄水23の後、処理済パージ水を給水供給パイプ6、7、8、9のシステムを介して蒸気発生器1に戻すように設計されているが、バックアップおよび修理ポンプが提供される可能性がある。
再生パージ熱伝達器18は、特別浄水23に供給されるパージ水の初期冷却と、パワーユニットのさまざまな動作モードでの特別浄水23後の処理済パージ水の加熱のために起動時、電力運転時、および冷却時などに設計される。
パージおよびドレインの再冷却器20は、電源でのパワーユニットの作動中、冷却中および始動中に、特別浄水23に供給される蒸気発生器パージ水を再冷却するためのものである。
停止した電源ユニットでは、パージおよびドレイン20の再冷却器は、蒸気発生器から排出された媒体を冷却するように設計されている。
以上のように提案された技術的解決手段では、蒸気発生器のパージおよびドレインシステムは閉回路で実装されている。それはパージ水の全浄化サイクルでパージ水の高圧力を保持し、蒸気発生器の給水に付加的な水としてパージ水を使用することを可能にする。
そのため、二次冷却材回路へのパージ水の戻りにかかるエネルギー損失が低下される。
蒸気発生器のパージの消費を140t/hまで増加することにより、二次冷却材回路の水化学環境の規格化時間が低下される。改善された二次冷却材回路の水化学環境が蒸気発生器の実用寿命を増加させる。そのため、全ての蒸気発生設備の実用寿命も増加する。様々な技術的ラインのコンテインメントの通しの減少はその気密性レベルを増加する。さらに、機器室との技術的関連がないことは蒸気発生設備を自主的に動作させる。

Claims (3)

  1. パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置であって、
    ハウジングの下半面を備えた水平ハウジング、一次冷却材回路のポケットおよび塩コンパートメントのあるホットおよびコールドヘッダーを備え、保護気密容器に収納された4つの同一の蒸気発生器を含み、
    各蒸気発生器が蒸気ヘッダー、給水供給パイプライン、ハウジング下半面および一次冷却材回路のヘッダーのポケットおよび塩コンパートメントからのパージのパイプラインに結合され、
    そして、各蒸気発生器のすべてのパージのパイプラインは、保護気密容器から取り出し、蒸気発生器の処理済パージ水の排出パイプラインを備えた特別浄水システムに結合された再冷却パージ水の排出パイプラインを備えたパージおよびドレイン冷却の再冷却器に結合された排出パイプラインの再生熱伝達器の入り口に結合された蒸気発生器の共通のパージヘッダーに結合される
    ことを特徴とする蒸気発生装置。
  2. 保護気密容器から取り出された、再冷却パージ水のパイプラインが排水タンクに付けた蒸気発生器ドレインのある排出パイプラインに供給される
    ことを特徴とする請求項1に記載の蒸気発生装置。
  3. 蒸気発生器の処理済パージ水の排出パイプラインに、稼働、待機、修理の3つのポンプが設置される
    ことを特徴とする請求項1に記載の蒸気発生装置。
JP2019572499A 2017-12-29 2017-12-29 パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置 Active JP6828195B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2017/001010 WO2019132704A1 (ru) 2017-12-29 2017-12-29 Паропроизводящая установка двухконтурного ядерного реактора с системой продувки и дренажа

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2020531799A JP2020531799A (ja) 2020-11-05
JP6828195B2 true JP6828195B2 (ja) 2021-02-10

Family

ID=67067890

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2019572499A Active JP6828195B2 (ja) 2017-12-29 2017-12-29 パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置

Country Status (12)

Country Link
US (1) US11536448B2 (ja)
EP (1) EP3734150B1 (ja)
JP (1) JP6828195B2 (ja)
KR (1) KR102527023B1 (ja)
CN (1) CN111033121B (ja)
BR (1) BR112019028198A2 (ja)
CA (1) CA3068559C (ja)
EA (1) EA037023B1 (ja)
JO (1) JOP20190300B1 (ja)
RU (1) RU2742730C1 (ja)
WO (1) WO2019132704A1 (ja)
ZA (1) ZA202000697B (ja)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114909645B (zh) * 2022-06-06 2023-05-30 华能山东石岛湾核电有限公司 高温气冷堆蒸汽发生器的一次侧清洁系统及方法
KR102482002B1 (ko) * 2022-08-03 2022-12-28 대윤계기산업 주식회사 산화철 절감 가능한 보일러수 전처리 설비

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3130713A (en) * 1960-03-28 1964-04-28 Babcock & Wilcox Co Horizontal vapor generating unit
US3913531A (en) * 1974-06-20 1975-10-21 Combustion Eng Sediment blowdown arrangement for a shell and tube vapor generator
SU601763A1 (ru) * 1975-03-24 1978-04-05 Предприятие П/Я М-5881 Способ регенерации холодной ловушки
US4406794A (en) * 1979-02-05 1983-09-27 Brigante Miguel F External sludge collector for boiler bottom blowdown and automatic blowdown control initiated by conductivity probe within the boiler and method
US4649019A (en) * 1983-09-29 1987-03-10 Jawor John C Draining down of a nuclear steam generating system
US4647425A (en) * 1984-01-30 1987-03-03 Westinghouse Electric Corp. Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system
US4666662A (en) * 1984-07-10 1987-05-19 Westinghouse Electric Corp. Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor
FR2619950B1 (fr) * 1987-08-24 1991-11-29 Framatome Sa Procede de protection d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee contre les defaillances du dispositif d'arret d'urgence
JP2905705B2 (ja) * 1994-10-25 1999-06-14 神鋼パンテツク株式会社 原子炉水の酸素濃度制御装置
RU2118854C1 (ru) * 1995-05-15 1998-09-10 Валентин Петрович Канищев Парогенератор двухконтурной атомной электростанции
FR2742858B1 (fr) * 1995-12-22 1998-03-06 Framatome Sa Procede et dispositif de nettoyage d'une plaque tubulaire d'un echangeur de chaleur depuis l'interieur du faisceau de l'echangeur de chaleur
US5790619A (en) * 1997-01-15 1998-08-04 Combustion Engineering, Inc. Drain system for a nuclear power plant
JP2004012145A (ja) * 2002-06-03 2004-01-15 Toshiba Corp 非凝縮性ガスの蓄積燃焼防止システム
RU2228488C1 (ru) * 2002-11-21 2004-05-10 Будько Игорь Олегович Способ работы парогенератора с горизонтальным пучком труб ядерной паропроизводящей установки энергетического блока атомной электростанции
RU41510U1 (ru) * 2004-06-28 2004-10-27 Горбатых Валерий Павлович Установка для периодической продувки горизонтального парогенератора
EP2356376B1 (en) * 2008-12-03 2019-08-28 Westinghouse Electric Company Llc Chemical cleaning method and system with steam injection
RU107386U1 (ru) * 2011-01-11 2011-08-10 Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") Комплексная система водообеспечения ядерного канального реактора
CN202332313U (zh) * 2011-11-29 2012-07-11 中广核工程有限公司 核电站重要厂用水系统
CN103811083B (zh) * 2012-11-14 2017-06-20 中国广核集团有限公司 核电站安全注入系统及清理其注入管线的清理方法
CN103982891B (zh) * 2014-05-16 2016-06-22 中广核工程有限公司 核电厂蒸汽发生器排污系统及其流量控制方法
RU2570992C1 (ru) * 2014-12-12 2015-12-20 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС") Горизонтальный парогенератор атомной электростанции и способ его сборки
RU2583321C1 (ru) * 2014-12-12 2016-05-10 Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" (ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС") Парогенератор с горизонтальным пучком теплообменных труб и способ его сборки
RU2609894C1 (ru) * 2016-02-29 2017-02-07 Рашид Зарифович Аминов Способ активного отвода остаточного тепловыделения реакторов в условиях полного обесточивания аэс

Also Published As

Publication number Publication date
JP2020531799A (ja) 2020-11-05
RU2742730C1 (ru) 2021-02-10
US20210156559A1 (en) 2021-05-27
JOP20190300A1 (ar) 2019-12-30
JOP20190300B1 (ar) 2023-09-17
EA037023B1 (ru) 2021-01-27
WO2019132704A1 (ru) 2019-07-04
CN111033121A (zh) 2020-04-17
CN111033121B (zh) 2022-03-18
EP3734150A4 (en) 2021-08-25
EP3734150A1 (en) 2020-11-04
CA3068559C (en) 2023-10-03
US11536448B2 (en) 2022-12-27
EP3734150B1 (en) 2024-04-17
ZA202000697B (en) 2021-02-24
BR112019028198A2 (pt) 2020-07-07
EA201992871A1 (ru) 2020-03-20
CA3068559A1 (en) 2019-07-04
KR20200104215A (ko) 2020-09-03
KR102527023B1 (ko) 2023-04-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101447514B1 (ko) 해상 소형 원전용 안전 시스템
JP6828195B2 (ja) パージ運転およびドレネージとの二重回路原子炉の蒸気発生装置
RU2014118855A (ru) Генератор
ES2781836T3 (es) Desagüe de una central eléctrica
CN107098421B (zh) 一种将海水淡化产品水的系统
JP2009162514A (ja) 加圧水型原子力発電所の2次系系統水浄化システム
KR101210764B1 (ko) 폐열 회수식 윤활유 정화 장치
US20130220238A1 (en) Dual Chemistry Steam Drum
JP4622714B2 (ja) エネルギーの有効利用システム
RU2407669C1 (ru) Атомоход (варианты)
JP6479406B2 (ja) 冷却装置および原子力設備
RU2228488C1 (ru) Способ работы парогенератора с горизонтальным пучком труб ядерной паропроизводящей установки энергетического блока атомной электростанции
Vitkovsky et al. Design chemistry implementation experience during the power unit start-up and commissioning
UA31675U (uk) Система пасивного розхолоджування
JP6415343B2 (ja) グランド蒸気供給機構及び原子力発電プラント
CN103165200A (zh) 一种反应堆的衰变热排出系统
KR101403334B1 (ko) 주증기를 이용한 증기발생기 피동급수계통의 열충격 방지 열교환 장치
Panov et al. Equipment and materials for coupling interfaces of a nuclear reactor with desalination and heating plants based on floating NHPS
CN115565706A (zh) 一种结合有机闪蒸循环的乏燃料贮存池冷却和净化系统
JP2014189122A (ja) バラスト水処理システム、このバラスト水処理システムを搭載した船舶、及びバラスト水処理方法
CN115823935A (zh) 放射性废液处理系统的清洗方法
CN111174191A (zh) 一种反应堆启停系统及方法
JP2019143899A (ja) 給水系統のクリーンアップ装置及び方法
JP2007182863A (ja) 蒸気タービンプラント
Silin et al. The thermal circuit of a nuclear power station’s unit built around a supercritical-pressure water-cooled reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20200227

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20201222

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20210120

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6828195

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250