JPS62165193A - 原子炉蒸気発生プラント - Google Patents
原子炉蒸気発生プラントInfo
- Publication number
- JPS62165193A JPS62165193A JP62001161A JP116187A JPS62165193A JP S62165193 A JPS62165193 A JP S62165193A JP 62001161 A JP62001161 A JP 62001161A JP 116187 A JP116187 A JP 116187A JP S62165193 A JPS62165193 A JP S62165193A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam generator
- primary coolant
- reactor
- outlet
- water chamber
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/16—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
- F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
- F22B1/023—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers with heating tubes, for nuclear reactors as far as they are not classified, according to a specified heating fluid, in another group
- F22B1/025—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers with heating tubes, for nuclear reactors as far as they are not classified, according to a specified heating fluid, in another group with vertical U shaped tubes carried on a horizontal tube sheet
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
- G21D5/08—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
-
- 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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Sustainable Energy (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Sustainable Development (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
- Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
- Catalysts (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
ルミへ艷り
この１０年間、負荷の低い増加と相まって、大型の原子
力発電プラントに関連した高コスト、長期に亙る先行期
間、及び難しい許認可手続き等のため、小型の原子力発
電プラントに再び関心が向けられるようになってきた。
力発電プラントに関連した高コスト、長期に亙る先行期
間、及び難しい許認可手続き等のため、小型の原子力発
電プラントに再び関心が向けられるようになってきた。
小型の原子方発電プラントは、負荷の増加パターンに良
く適合すると共に、配電網に対する所要の発電容量を得
るために要する総資本コストが低い。
く適合すると共に、配電網に対する所要の発電容量を得
るために要する総資本コストが低い。
しかし、小型の原子力発電プラントが受は入れられるよ
うになるには、キロワット当たりのコストが安いこと、
今までのものより信頼性があることが必要である。簡単
に述べると、小型の原子ヵ発電プラントは、非常に信頼
性が高く、納得させるに足る論証可能な安全性を有し、
単位資本コスト（コスト／Ｍａｌｅ）が大型原子力発電
プラントより若干高いだけであり、開発コストが低いこ
とが必要である。これ等の条件は、小型の加圧水型原子
炉の横道に当て嵌めた場合、原子炉系が種々の特徴の中
でも収り分け、簡略であること、コンパクトであること
、検査及び保守のために接近もしくはアクセス可能であ
ること、密封もしくは封止ポンプを使用可能であること
、自然循環での低出力が可能であること、小規模の冷却
材喪失事故中に炉心が露出されないこと、既成の構成要
素を使用しうろこと等の特性を所有していなければなら
ないことを意味している。
うになるには、キロワット当たりのコストが安いこと、
今までのものより信頼性があることが必要である。簡単
に述べると、小型の原子ヵ発電プラントは、非常に信頼
性が高く、納得させるに足る論証可能な安全性を有し、
単位資本コスト（コスト／Ｍａｌｅ）が大型原子力発電
プラントより若干高いだけであり、開発コストが低いこ
とが必要である。これ等の条件は、小型の加圧水型原子
炉の横道に当て嵌めた場合、原子炉系が種々の特徴の中
でも収り分け、簡略であること、コンパクトであること
、検査及び保守のために接近もしくはアクセス可能であ
ること、密封もしくは封止ポンプを使用可能であること
、自然循環での低出力が可能であること、小規模の冷却
材喪失事故中に炉心が露出されないこと、既成の構成要
素を使用しうろこと等の特性を所有していなければなら
ないことを意味している。
本発明の目的は、蒸気発生器の水室に直結された密封ポ
ンプを用いるコンパクトな原子炉冷却材系を有すると共
に、非常に信頼性があり且つ安全な、コンパクトな原子
炉蒸気発生器を提供することである。
ンプを用いるコンパクトな原子炉冷却材系を有すると共
に、非常に信頼性があり且つ安全な、コンパクトな原子
炉蒸気発生器を提供することである。
光ｊしｌＩｌ−
原子炉蒸気発生プラントは、加圧水型原子炉と蒸気発生
器ｌ＼の単一の出口管路とを有し、加圧器ユニットを備
えた出口管路は、蒸気発生器の水室に設けられた入口ノ
ズルに結合されている。蒸気発生器の水室は分割板によ
って入口部と出口部とに分けられ、Ｕ形管がこれ等の入
口部と出口部との間に連通している。また、出口部は、
横方向に延びるように分割板に設けられた延長部もしく
は垂直板によって、２つの小部分に細区分されている。
器ｌ＼の単一の出口管路とを有し、加圧器ユニットを備
えた出口管路は、蒸気発生器の水室に設けられた入口ノ
ズルに結合されている。蒸気発生器の水室は分割板によ
って入口部と出口部とに分けられ、Ｕ形管がこれ等の入
口部と出口部との間に連通している。また、出口部は、
横方向に延びるように分割板に設けられた延長部もしく
は垂直板によって、２つの小部分に細区分されている。
出口部の各小部分には出口ノズルが設けられており、密
封ポンプが各出口ノズルに取着されていて、冷却された
一次冷却材を各戻し管路を介して加圧水型原子炉に戻す
。これ等の密封ポンプは、水室出口部の出口ノズルに竪
型に取着されており、好ましくは、前記出口ノズルに取
着された吸込口を有する被覆モータポンプであって、側
方から吐き出して戻し管路に供給する。
封ポンプが各出口ノズルに取着されていて、冷却された
一次冷却材を各戻し管路を介して加圧水型原子炉に戻す
。これ等の密封ポンプは、水室出口部の出口ノズルに竪
型に取着されており、好ましくは、前記出口ノズルに取
着された吸込口を有する被覆モータポンプであって、側
方から吐き出して戻し管路に供給する。
水室出口部の各小部分への接近は、分割板の横方向への
延長部に設けられた着脱自在な部分の近くに位置する着
脱自在の単一の閉止体を介して行なわれる。
延長部に設けられた着脱自在な部分の近くに位置する着
脱自在の単一の閉止体を介して行なわれる。
好適ｔ・・−例の舌 ｆ３日
加圧水型原子炉と共に用いる従来の蒸気発生器の場合、
該蒸気発生器は、底部で半球形の外殻に接続された円筒
形の本体部からなる。円筒形の本体部の下端を横断する
ように設けられた水平な鋼板、口■ち管板が、蒸気発生
器を該管板より下方の一次側と該管板より上方の二次側
とに分割している。水室とも呼ばれるこの一次側は、垂
直な分割板によって半分に分かれ、入口部と出口部とに
なっている。管板には穴が配列されており、これ等の穴
にはＵ形の熱伝達管が、各熱伝達管の一端が水室の入口
部に連通し他端が出口部に連通ずるように、挿入されて
いる。運転中には、原子炉から放出された一次冷却材が
水室の入口部に入り、Ｕ形の熱伝達管を循環して、水室
の出口部から出て原子炉に戻る。水室の出口部からの一
次冷却材を原子炉に戻すための再循環ポンプは、通常、
原子炉への戻し管路に配置されている。Ｕ形の熱伝達管
を通る一次冷却材からの熱伝達によって蒸気発生器の二
次側の二次冷却材が加熱され、発電のための蒸気を発生
する。
該蒸気発生器は、底部で半球形の外殻に接続された円筒
形の本体部からなる。円筒形の本体部の下端を横断する
ように設けられた水平な鋼板、口■ち管板が、蒸気発生
器を該管板より下方の一次側と該管板より上方の二次側
とに分割している。水室とも呼ばれるこの一次側は、垂
直な分割板によって半分に分かれ、入口部と出口部とに
なっている。管板には穴が配列されており、これ等の穴
にはＵ形の熱伝達管が、各熱伝達管の一端が水室の入口
部に連通し他端が出口部に連通ずるように、挿入されて
いる。運転中には、原子炉から放出された一次冷却材が
水室の入口部に入り、Ｕ形の熱伝達管を循環して、水室
の出口部から出て原子炉に戻る。水室の出口部からの一
次冷却材を原子炉に戻すための再循環ポンプは、通常、
原子炉への戻し管路に配置されている。Ｕ形の熱伝達管
を通る一次冷却材からの熱伝達によって蒸気発生器の二
次側の二次冷却材が加熱され、発電のための蒸気を発生
する。
第１図〜第６図に示すように、本発明による加圧木型原
子炉発電プラントもしくは原子炉蒸気発生プラント１は
、炉心を含むと共に、該炉心を通るように一次冷却材を
流して該一次冷却材を加熱する構造の圧力容器３を有す
る加圧水型原子炉と、該圧力容器からの高温の一次冷却
材を蒸気発生器７に放出する単一の出口管路５とから構
成されている。周知のもののような加圧器ユニット （
図示せず）が圧力容器３と蒸気発生器７とカ間で出口管
路５に接続されている。出口管路５は、高温の一次冷却
材を蒸気発生器７の水室１１の入口部９に給送するよう
に、該入口部９に設けられた入口ノズル１３に取着され
ている。管板１７の下方の水室１１内にある分割板（分
割手段）１５は、水室１１を入口部つと出口部１９とに
分割する。分割板１５は、Ｔ形構造のものであって、板
２１と、この板２１がら横方向に水室１１の出口部１９
を横断するように延びる垂直板２３とを有し、出口部１
９を２つの小部分２５及び２７に細区分している（第４
図及び第５図）。
子炉発電プラントもしくは原子炉蒸気発生プラント１は
、炉心を含むと共に、該炉心を通るように一次冷却材を
流して該一次冷却材を加熱する構造の圧力容器３を有す
る加圧水型原子炉と、該圧力容器からの高温の一次冷却
材を蒸気発生器７に放出する単一の出口管路５とから構
成されている。周知のもののような加圧器ユニット （
図示せず）が圧力容器３と蒸気発生器７とカ間で出口管
路５に接続されている。出口管路５は、高温の一次冷却
材を蒸気発生器７の水室１１の入口部９に給送するよう
に、該入口部９に設けられた入口ノズル１３に取着され
ている。管板１７の下方の水室１１内にある分割板（分
割手段）１５は、水室１１を入口部つと出口部１９とに
分割する。分割板１５は、Ｔ形構造のものであって、板
２１と、この板２１がら横方向に水室１１の出口部１９
を横断するように延びる垂直板２３とを有し、出口部１
９を２つの小部分２５及び２７に細区分している（第４
図及び第５図）。
蒸気発生器の水室の小部分Ｚ５及び２７の各々には密封
ポンプ（ポンプ装置〉２９．３１が直結されており、冷
却材循環させるこの密封ポンプは、被覆モータもしくは
湿式巻線（ｗｅｔ ｗｉｎｄｉｎｇ）タイプのものであ
る。このような密封ポンプは優れた信頼性があり且つ運
転上の条件が桜やかである。これ等の２つの密封ポンプ
２９．３１は、それ等の吸込口が水室の底部に設けられ
た蒸気発生器小部分の２つの出口ノズル３３．３５に直
接溶接されて、蒸気発生器水室の２つの小部分２５．２
７に立設されている。各密封ポンプの静荷重は蒸気発生
器によって支持されており、各密封ポンプのための個別
の支持体の必要を無くしている。密封ポンプ２９．３１
は冷却材を対の戻し管路３７．３９を介して原子炉に直
接送り返す。従来の構造で必要であった蒸気発生器水室
とポンプとの間のループ封止配管を無くすことによって
、原子炉の安全性が増す。この構造は、コールドレッグ
即ち出口側配管で少量の冷却材喪失事故があった場合に
炉心が露出する可能性を実質的に排除する。また、かか
る構造はループ配管を簡単にすると共に、配管の支持体
及び拘束体を無くし、資本コスト及び運転コストの双方
を軽減する。
ポンプ（ポンプ装置〉２９．３１が直結されており、冷
却材循環させるこの密封ポンプは、被覆モータもしくは
湿式巻線（ｗｅｔ ｗｉｎｄｉｎｇ）タイプのものであ
る。このような密封ポンプは優れた信頼性があり且つ運
転上の条件が桜やかである。これ等の２つの密封ポンプ
２９．３１は、それ等の吸込口が水室の底部に設けられ
た蒸気発生器小部分の２つの出口ノズル３３．３５に直
接溶接されて、蒸気発生器水室の２つの小部分２５．２
７に立設されている。各密封ポンプの静荷重は蒸気発生
器によって支持されており、各密封ポンプのための個別
の支持体の必要を無くしている。密封ポンプ２９．３１
は冷却材を対の戻し管路３７．３９を介して原子炉に直
接送り返す。従来の構造で必要であった蒸気発生器水室
とポンプとの間のループ封止配管を無くすことによって
、原子炉の安全性が増す。この構造は、コールドレッグ
即ち出口側配管で少量の冷却材喪失事故があった場合に
炉心が露出する可能性を実質的に排除する。また、かか
る構造はループ配管を簡単にすると共に、配管の支持体
及び拘束体を無くし、資本コスト及び運転コストの双方
を軽減する。
板２１と接方向に延びる垂直板２３とを有するＴ形横道
の分割板１５は、コールドレンゲを分割することによっ
て蒸気発生器の管束を２つの部分に効果的に（流体的に
）分けており、管束の２分の１が全流旦の半分を水室の
各小部分２３．２７、各出口／ズル３３．３５及び各密
封ポンプ２９．３１に供給するようになっている。この
構造は、２台のポンプのうら１台を作動させる約５０％
の電力で、不作動のポンプを介する炉心バイパス逆流を
防止するために経費の掛かる逆止弁もしくは遮断弁を付
加することなく原子炉系を運転することを可能にする。
の分割板１５は、コールドレンゲを分割することによっ
て蒸気発生器の管束を２つの部分に効果的に（流体的に
）分けており、管束の２分の１が全流旦の半分を水室の
各小部分２３．２７、各出口／ズル３３．３５及び各密
封ポンプ２９．３１に供給するようになっている。この
構造は、２台のポンプのうら１台を作動させる約５０％
の電力で、不作動のポンプを介する炉心バイパス逆流を
防止するために経費の掛かる逆止弁もしくは遮断弁を付
加することなく原子炉系を運転することを可能にする。
この゛ｎ−１″ポンプの場合、幾分のバイパス逆流が起
こるが、不作動のポンプと蒸気発生器管束の２分の１と
を通る逆流路の比抵抗は大きいので極めて小さい割合の
冷却材が炉心をバイパスするに過ぎない。原子炉冷却材
系において構成要素としての逆止弁を除くことによって
、逆止弁が誤動作をする可能性が無くなり、従って、原
子炉冷却材系の信頼性が増す。
こるが、不作動のポンプと蒸気発生器管束の２分の１と
を通る逆流路の比抵抗は大きいので極めて小さい割合の
冷却材が炉心をバイパスするに過ぎない。原子炉冷却材
系において構成要素としての逆止弁を除くことによって
、逆止弁が誤動作をする可能性が無くなり、従って、原
子炉冷却材系の信頼性が増す。
本出願人のＭ−１０００型ポンプのような密封ポンプ、
即ち被覆モータポンプを本発明において使用するのが好
ましい。これ等のポンプは、水冷式の３相誘導モータに
よって駆動される垂直軸を有する単連の遠心式被覆モー
タユニットである。該ポンプはモータ４１をケーシング
の下方にして装着される。
即ち被覆モータポンプを本発明において使用するのが好
ましい。これ等のポンプは、水冷式の３相誘導モータに
よって駆動される垂直軸を有する単連の遠心式被覆モー
タユニットである。該ポンプはモータ４１をケーシング
の下方にして装着される。
吸込口もしくは入口ノズル４３（頂部にある）は蒸気発
生器の出口ノズル３３又は３５に接続され、吐出口もし
くは出口ノズル４５はケーシング側にある。ポンプ軸受
はポンプで送られる流木によって冷却され潤滑される。
生器の出口ノズル３３又は３５に接続され、吐出口もし
くは出口ノズル４５はケーシング側にある。ポンプ軸受
はポンプで送られる流木によって冷却され潤滑される。
流れのうち少量が、軸受領域に入る前にポンプの圧力ハ
ウジングの外部にある冷却コイルを循環する。熱は、該
冷却コイルの外側にある冷却ジャケットを通る構成要素
冷却材水の循環によってモータユニットから除去される
。
ウジングの外部にある冷却コイルを循環する。熱は、該
冷却コイルの外側にある冷却ジャケットを通る構成要素
冷却材水の循環によってモータユニットから除去される
。
水室１１へのアクセスもしくは接近は、ボルト締めされ
たガスケット付きの３つの閉止体を通して入口ノズル１
３の各側に１つづつ、水室入口部９の壁５１に設けられ
ている。垂直板２３に着脱自在な部分５５を設けること
によって、単一の着脱自在な壁体５３を使用して水室の
出口部１９の小部分２５．２７の双方に接近可能であり
、この閉止体は垂直板２３と水室１１の壁５７との結き
部に位置する。着脱自在な部分５５並びに閉止体４７．
４９及び５３は遠隔操作される保守装置の使用を可能に
するのに十分な大きさのものである。水室１１の出口部
１９における単一の閉止体５３グ）使用は、接方向に延
びる垂直板２３に着脱自在な部分を設けることによって
可能とされている。従って、このような閉止体な２つ、
■口ち各小部分２５．２７に設ける必要性が無くなる。
たガスケット付きの３つの閉止体を通して入口ノズル１
３の各側に１つづつ、水室入口部９の壁５１に設けられ
ている。垂直板２３に着脱自在な部分５５を設けること
によって、単一の着脱自在な壁体５３を使用して水室の
出口部１９の小部分２５．２７の双方に接近可能であり
、この閉止体は垂直板２３と水室１１の壁５７との結き
部に位置する。着脱自在な部分５５並びに閉止体４７．
４９及び５３は遠隔操作される保守装置の使用を可能に
するのに十分な大きさのものである。水室１１の出口部
１９における単一の閉止体５３グ）使用は、接方向に延
びる垂直板２３に着脱自在な部分を設けることによって
可能とされている。従って、このような閉止体な２つ、
■口ち各小部分２５．２７に設ける必要性が無くなる。
戻し管路３７及び３９は、従来の構造に比べて短く、曲
率の大きいベント管を使用している。従って、冷却材系
の圧力降下が低下し、ポンプ出力が低減し、また、類い
管路の採用及び管溶接部の排除によって配管自体のコス
トが低減する。更に、この構造は、原子炉冷却材系の自
然循環能力を強めて、部分負荷（２０〜２５％出力）で
運転する能力を増すのに寄与している。
率の大きいベント管を使用している。従って、冷却材系
の圧力降下が低下し、ポンプ出力が低減し、また、類い
管路の採用及び管溶接部の排除によって配管自体のコス
トが低減する。更に、この構造は、原子炉冷却材系の自
然循環能力を強めて、部分負荷（２０〜２５％出力）で
運転する能力を増すのに寄与している。
蒸気発生器及びポンプの直結もしくは近接接きの構造の
ため、原子炉冷却材系はコンパクトである。その結果、
原子炉冷却材系のその他の語構成要素がより小形化しよ
り経済的になり、また、一次冷却系の水量が減少して、
その収容に要するコストを低下させる効果がある。
ため、原子炉冷却材系はコンパクトである。その結果、
原子炉冷却材系のその他の語構成要素がより小形化しよ
り経済的になり、また、一次冷却系の水量が減少して、
その収容に要するコストを低下させる効果がある。
゛１．５ループ″プラントと呼ぶことができる上述の原
子力発電プラントは、現在入手しろる語構成要素を持つ
１〜３ＱＱＭＷｅの範囲の規模の原子力発電プラントと
して適している。第７図に示すように、第２の出口管路
１０５及び蒸気発生器１０７を付加することにより、小
型の原子力発電プラントの大きさを倍にして大型の原子
力発電プラント１０１ （６００Ｈｅ）とすることがで
きる。この第２ループは、水室１１１と、入口ノズル１
１３と、ポンプ（ポンプ装置）１２９及び１３１と、出
口ノズル１３３及び１３５と、戻し管路１３７及び１３
９と、ポンプモータ１４１と、ポンプ吸込口１４３と、
ポンプ吐出口１４５と、閉止体１５３等とで示すように
、最初のループ（出口管路５及び蒸気発生器７を含む）
と同じ語構成要素を有するものである。
子力発電プラントは、現在入手しろる語構成要素を持つ
１〜３ＱＱＭＷｅの範囲の規模の原子力発電プラントと
して適している。第７図に示すように、第２の出口管路
１０５及び蒸気発生器１０７を付加することにより、小
型の原子力発電プラントの大きさを倍にして大型の原子
力発電プラント１０１ （６００Ｈｅ）とすることがで
きる。この第２ループは、水室１１１と、入口ノズル１
１３と、ポンプ（ポンプ装置）１２９及び１３１と、出
口ノズル１３３及び１３５と、戻し管路１３７及び１３
９と、ポンプモータ１４１と、ポンプ吸込口１４３と、
ポンプ吐出口１４５と、閉止体１５３等とで示すように
、最初のループ（出口管路５及び蒸気発生器７を含む）
と同じ語構成要素を有するものである。
本発明による原子炉蒸気発生プラントにおいては、単一
の出口管路５が蒸気発生器を原子炉容器から雅量するよ
うに動かす熱膨張支柱として！ｉ！！能しており、一方
、戻し管路３７及び３９が高温の出口管路と低温の戻し
管路との間の熱膨張差に対して補償するのに十分な可撓
性を持っている。
の出口管路５が蒸気発生器を原子炉容器から雅量するよ
うに動かす熱膨張支柱として！ｉ！！能しており、一方
、戻し管路３７及び３９が高温の出口管路と低温の戻し
管路との間の熱膨張差に対して補償するのに十分な可撓
性を持っている。
また、第１図に示すように、全てのノズルが圧力容器内
の炉心よりも完全に上方にあるような構造は、炉心レベ
ルより下方のループ封止トラップを無くすことができる
。
の炉心よりも完全に上方にあるような構造は、炉心レベ
ルより下方のループ封止トラップを無くすことができる
。
第１図は、本発明による原子炉蒸気発生プラントの斜視
図、第２図は、簡略にするため一部省略して水室と管束
とを示す、第１図の原子炉蒸気発生プラントの蒸気発生
器の垂直断面図、第３図は、入口ノズルの方から見た蒸
気発生器の水室の立面図、第４図は、入口ノズル、２つ
の出口ノズル及び着脱自在な閉止体の配置を示す、蒸気
発生器の水室の底面図、第５図は、分割板により水室を
１つの入口部と２つの出口部小部分とに分けることを示
す、一部破断した管板上方での平面断面図、第６図は、
被覆モータポンプを水室の出口ノズルに直結すること及
び水室の側方から放出することを示す、部分断面図、第
７図は、２つの蒸気発生器が単一の加圧水型原子炉に設
けられている、本発明の原子炉蒸気発生プラントの別の
実施例３示ず斜視図である。 １・・原子炉蒸気発生プラント ５．１０５・・・単一の出口管路 ７．１０７・・蒸気発生器 １１．１１１・・・水室
１５・・・分割板（分割手段） ２９．３１； １２９．１３１・・密封ポンフ責ポンプ
装置）３７．３９．１３７．１３９・・対の戻し管路出
願人 ウェスチングハウス・エレク１ヘリツタ・コーポ
レーション −−−−□ イ（１１１１人分１１）ユン７＋１７”・ＲＧ、３ Ｆ／Ｇ、５
図、第２図は、簡略にするため一部省略して水室と管束
とを示す、第１図の原子炉蒸気発生プラントの蒸気発生
器の垂直断面図、第３図は、入口ノズルの方から見た蒸
気発生器の水室の立面図、第４図は、入口ノズル、２つ
の出口ノズル及び着脱自在な閉止体の配置を示す、蒸気
発生器の水室の底面図、第５図は、分割板により水室を
１つの入口部と２つの出口部小部分とに分けることを示
す、一部破断した管板上方での平面断面図、第６図は、
被覆モータポンプを水室の出口ノズルに直結すること及
び水室の側方から放出することを示す、部分断面図、第
７図は、２つの蒸気発生器が単一の加圧水型原子炉に設
けられている、本発明の原子炉蒸気発生プラントの別の
実施例３示ず斜視図である。 １・・原子炉蒸気発生プラント ５．１０５・・・単一の出口管路 ７．１０７・・蒸気発生器 １１．１１１・・・水室
１５・・・分割板（分割手段） ２９．３１； １２９．１３１・・密封ポンフ責ポンプ
装置）３７．３９．１３７．１３９・・対の戻し管路出
願人 ウェスチングハウス・エレク１ヘリツタ・コーポ
レーション −−−−□ イ（１１１１人分１１）ユン７＋１７”・ＲＧ、３ Ｆ／Ｇ、５
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 高温の一次冷却材を蒸気発生器に放出するための放出手
段を備えた加圧水型原子炉を有し、前記放出手段には加
圧器ユニットが接続されており、前記高温の一次冷却材
が前記蒸気発生器に案内され、該蒸気発生器内で複数の
管を介する二次冷却材への熱伝達によって冷却され、こ
の冷却された一次冷却材が前記蒸気発生器の水室から戻
し管路を経て前記加圧水型原子炉に戻される、原子炉蒸
気発生プラントにおいて、 一次冷却材を前記蒸気発生器に放出する単一の出口管路
と、 前記蒸気発生器内に設けられ、冷却された前記一次冷却
材を分けて対の流れにする分割手段と、前記蒸気発生器
から前記加圧水型原子炉へ、冷却された前記一次冷却材
の対の流れの一方と、冷却された前記一次冷却材の対の
流れの他方とを戻す対の戻し管路と、 前記蒸気発生器の前記水室の底部に取着されていて該水
室と直接の連通関係にあり、冷却された前記一次冷却材
を前記対の戻し管路の各々に流すポンプ装置と、 を備えてなる原子炉蒸気発生プラント。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US817702 | 1986-01-10 | ||
| US06/817,702 US4769209A (en) | 1986-01-10 | 1986-01-10 | Compact small pressurized water nuclear power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62165193A true JPS62165193A (ja) | 1987-07-21 |
| JPH0644068B2 JPH0644068B2 (ja) | 1994-06-08 |
Family
ID=25223685
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62001161A Expired - Lifetime JPH0644068B2 (ja) | 1986-01-10 | 1987-01-08 | 原子炉蒸気発生プラント |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4769209A (ja) |
| EP (1) | EP0232970B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0644068B2 (ja) |
| KR (1) | KR870007530A (ja) |
| DE (1) | DE3768520D1 (ja) |
| ES (1) | ES2020554B3 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011027856A1 (ja) | 2009-09-07 | 2011-03-10 | 三井造船株式会社 | バラ積み船及びバラ積み用バージ |
| CN113990533A (zh) * | 2021-10-22 | 2022-01-28 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆及其冷却剂传输结构 |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4957693A (en) * | 1989-01-03 | 1990-09-18 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water nuclear reactor system with hot leg vortex mitigator |
| US4990054A (en) * | 1989-12-13 | 1991-02-05 | Westinghouse Electric Corp. | Device incorporating micro-porous membrane for venting gases from seal assembly of a reactor coolant pump |
| US5263067A (en) * | 1992-06-24 | 1993-11-16 | Westinghouse Electric Corp. | Locating hot and cold-legs in a nuclear powered steam generation system |
| US5623763A (en) * | 1995-08-01 | 1997-04-29 | The Babcock & Wilcox Company | Method of replacing primary divider plate in a steam generator |
| 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 |
| US20120307956A1 (en) * | 2010-02-05 | 2012-12-06 | Singh Krishna P | Nuclear reactor system having natural circulation of primary coolant |
| CN101839467B (zh) * | 2010-05-10 | 2012-05-16 | 中国核电工程有限公司 | 一种压水堆核电站蒸汽发生器、主管道和主回路安装方法 |
| US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
| US9892806B2 (en) | 2012-05-04 | 2018-02-13 | Smr Inventec, Llc | Space saver flanged joint for a nuclear reactor vessel |
| US9920925B2 (en) * | 2013-12-20 | 2018-03-20 | Westinghouse Electric Company Llc | Steam generator sludge lance apparatus |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2812164A (en) * | 1953-09-17 | 1957-11-05 | Lummus Co | Heat exchanger |
| US2800307A (en) * | 1954-06-04 | 1957-07-23 | Stratford Eng Corp | Apparatus for controlling temperature change of blends of fluids or fluids and finely divided solids |
| US3235463A (en) * | 1958-01-31 | 1966-02-15 | Babcock & Wilcox Co | Nuclear reactor |
| US3298358A (en) * | 1964-12-30 | 1967-01-17 | Combustion Eng | Vertical steam generator with a central downcomer |
| CH431580A (de) * | 1965-02-16 | 1967-03-15 | Sulzer Ag | Verfahren zur Wärmeübertragung und Wärmeübertrager zur Durchführung des Verfahrens |
| DE2054641A1 (de) * | 1970-11-06 | 1972-05-18 | Cass International Gmbh | Wärmeaustauscher |
| CH592352A5 (ja) * | 1974-03-20 | 1977-10-31 | Commissariat Energie Atomique | |
| US3906905A (en) * | 1974-08-20 | 1975-09-23 | Commissariat Energie Atomique | Steam generator |
| CH591668A5 (ja) * | 1975-05-16 | 1977-09-30 | Sulzer Ag | |
| FR2337409A1 (fr) * | 1975-12-31 | 1977-07-29 | Commissariat Energie Atomique | Boite a eau pour generateur de vapeur |
| AT357239B (de) * | 1976-04-30 | 1980-06-25 | Siemens Ag | Druckwasserreaktoranlage |
| DE2706164A1 (de) * | 1977-02-14 | 1978-08-17 | Kraftwerk Union Ag | Aus kuehlmittelpumpe und dampferzeuger bestehende baueinheit, vorzugsweise fuer berstgesicherte kernreaktoranlagen |
| US4223722A (en) * | 1978-10-02 | 1980-09-23 | General Electric Company | Controllable inlet header partitioning |
-
1986
- 1986-01-10 US US06/817,702 patent/US4769209A/en not_active Expired - Lifetime
- 1986-12-22 KR KR860011094A patent/KR870007530A/ko not_active Application Discontinuation
-
1987
- 1987-01-08 JP JP62001161A patent/JPH0644068B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1987-01-09 EP EP87300211A patent/EP0232970B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1987-01-09 ES ES87300211T patent/ES2020554B3/es not_active Expired - Lifetime
- 1987-01-09 DE DE8787300211T patent/DE3768520D1/de not_active Expired - Lifetime
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011027856A1 (ja) | 2009-09-07 | 2011-03-10 | 三井造船株式会社 | バラ積み船及びバラ積み用バージ |
| CN113990533A (zh) * | 2021-10-22 | 2022-01-28 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆及其冷却剂传输结构 |
| CN113990533B (zh) * | 2021-10-22 | 2024-05-10 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆及其冷却剂传输结构 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0232970B1 (en) | 1991-03-13 |
| EP0232970A3 (en) | 1987-11-25 |
| ES2020554B3 (es) | 1991-08-16 |
| JPH0644068B2 (ja) | 1994-06-08 |
| EP0232970A2 (en) | 1987-08-19 |
| US4769209A (en) | 1988-09-06 |
| DE3768520D1 (de) | 1991-04-18 |
| KR870007530A (ko) | 1987-08-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS62165193A (ja) | 原子炉蒸気発生プラント | |
| US3290222A (en) | Compact nuclear steam generator | |
| US3401082A (en) | Integral steam generator and nuclear reactor combination | |
| JPH0664171B2 (ja) | 原子炉装置 | |
| US3395076A (en) | Compact nuclear reactor heat exchanging system | |
| US4737337A (en) | Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger | |
| US4407773A (en) | Nuclear reactor installation | |
| CA2066828A1 (en) | Passive indirect shutdown cooling system for nuclear reactors | |
| US3245881A (en) | Integral boiler nuclear reactor | |
| US3425907A (en) | Nuclear energy reactor plant having one or more heat exchangers | |
| US4761260A (en) | Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel | |
| GB2043849A (en) | Nuclear steam generator | |
| US4050984A (en) | Closed cycle gas coolant nuclear power plant | |
| JPH0271196A (ja) | ナトリウム冷却型原子炉用の組合せ体 | |
| US4312184A (en) | Fluid circulation system for heat exchangers | |
| EP0164525B1 (en) | Small unitized pressurized water nuclear reactor | |
| US4734250A (en) | Concentric pipe loop arrangement for pressurized water nuclear reactors | |
| US4909981A (en) | Nuclear reactor | |
| US4233116A (en) | Nuclear reactor coolant transport system | |
| JPS59135397A (ja) | 液体金属原子炉用二次熱伝達回路 | |
| GB2204988A (en) | Control of reactor coolant flow path during reactor decay heat removal | |
| US5335252A (en) | Steam generator system for gas cooled reactor and the like | |
| GB1491232A (en) | Nuclear reactors | |
| GB2033644A (en) | Nuclear reactors | |
| JPS5814909A (ja) | 脱気装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |