NO144983B - Kombinert utloepsmunnstykke og innloepsledning for understoettelse av en varmeutveksler i et trykk-kar for en atomreaktor - Google Patents
Kombinert utloepsmunnstykke og innloepsledning for understoettelse av en varmeutveksler i et trykk-kar for en atomreaktor Download PDFInfo
- Publication number
- NO144983B NO144983B NO761653A NO761653A NO144983B NO 144983 B NO144983 B NO 144983B NO 761653 A NO761653 A NO 761653A NO 761653 A NO761653 A NO 761653A NO 144983 B NO144983 B NO 144983B
- Authority
- NO
- Norway
- Prior art keywords
- heat exchanger
- pressure vessel
- inlet line
- outlet nozzle
- cylindrical part
- Prior art date
Links
- 210000002445 nipple Anatomy 0.000 claims description 7
- 230000008602 contraction Effects 0.000 claims description 5
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 31
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 10
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 5
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 5
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 5
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 5
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 3
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 3
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 3
- 238000010079 rubber tapping Methods 0.000 description 3
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 3
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
- F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
- F28F9/00—Casings; Header boxes; Auxiliary supports for elements; Auxiliary members within casings
- F28F9/02—Header boxes; End plates
- F28F9/0246—Arrangements for connecting header boxes with flow lines
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
- G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
- F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
- F28F2265/00—Safety or protection arrangements; Arrangements for preventing malfunction
- F28F2265/26—Safety or protection arrangements; Arrangements for preventing malfunction for allowing differential expansion between elements
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S165/00—Heat exchange
- Y10S165/051—Heat exchange having expansion and contraction relieving or absorbing means
- Y10S165/052—Heat exchange having expansion and contraction relieving or absorbing means for cylindrical heat exchanger
- Y10S165/07—Resilient fluid seal
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
Description
Foreliggende oppfinnelse angår gjennomføringer i trykk-kar for atomreaktorer, og mer bestemt innløpsledninger for fødevann og damputløpsmunnstykker i kjernereaktorsysterner og lignende.
Noen systemer for atomreaktorer har en reaktorkjerne
som befinner seg inne i et trykk-kar. Reaktorkjernen frem-bringer varme som fjernes ved hjelp av et primært kjølemiddel som strømmer gjennom passasjer eller kanaler i kjernen. Det primære kjølemiddel blir så pumpet fra reaktorkjernens passasjer til en eller flere varmeutvekslere som befinner seg inne i trykk-karet. I varmeutvekslerne blir varme som det pri-
mære kjølemiddel har absorbert i. reaktorkjernen/ overført til et sekundært kjølemiddel.
Vann er i almindelighet det sekundære kjølemiddel og i varmeutvekslerne blir vannet varmet opp inntil det .fordamper og danner damp. Damp fra varmeutveksleren strømmer ut av trykk-karet gjennom et utløpsmunnstykke til en eller flere damp-turbiner for generering av kraft, eller lignende. En forbrukt damp fra turbinene.strømmer så gjennom en kondensator som om-danner dampen til vann. Dette vann - eller fødevann føres tilbake til varmeutvekslerne gjennom en innløpsledning for fødevann og denne ledning strekker seg gjennom trykk-karets vegg. Disse varmeutvekslere har fortrinnsvis en sats av stort sett parallelle rør som inneholder det primære kjølemiddel. Fødevannet for den sekundære kjølesyklus bringes til å strømme
i rommene mellom rørene, for derved å absorbere varme fra det primære kjølemiddel som strømmer gjennom rørene. Selv om den beskrevne konstruksjon utgjør et forholdsvis økonomisk
og effektivt atomkraftsystem, står man overfor et antall vanskeligheter når det gjelder utførelsen. For eksempel krever innløps ledningen for fødevann og damputløpsmunnstykket hver sin atskilte gjennomføring gjennom trykk-karet. Dette behov innebærer en omfattende, kostbar, nøyaktig spesialmaskinering, sveising og prøving av sveisede skjøter. Prøving av sveise-skjøtene må dessuten utføres ikke bare under fremstillingen, men også ved regelmessig inspeksjon, sålenge reaktoren er i tjeneste. Videre vil de gjennomføringer gjennom trykk-
karet som er nødvendige for å gi plass for alle ledninger og munnstykker ha tilbøyelighet til å svekke trykk-karets konstruksjon og det oppstår uønskede områder med lokale spenningskonsentrasjoner .
Når det gjelder lokale spenningskonsentrasjoner, kan man også merke seg at under reaktorens drift har de forholdsvis tykke stålvegger i trykk-karet tilbøyelighet til å komme opp på en likevektstemperatur som nærmer seg temperaturen på dampen i den sekundære kjølesløyfe. Fødevannet i den sekundære kjølesløyfe, som strømmer inn i varmeutvekslere gjennom innløpsledningen er imidlertid forholdsvis kjølig. Denne temperaturforskjell skaper spenninger og påkjenninger i de forholdsvis tykke stålvegger i trykk-karet og hvis de ikke bringes under kontroll kan de være meget ødeleggende. For å overvinne dette problem har det vært vanlig å legge inn varme-isolasjon mellom innløpsledningen for fødevannet og den omgivende del av trykk-karet. Denne teknikk, selv om den i almindelighet er tilfredsstillende, fører til økte omkostninger på grunn av spesiell bearbeiding, sveising, tilpasning og de inspeksjoner som da er nødvendig.
På grunn av den utvidelse og sammentrekking som me-taller utsettes for ved temperaturforandringer, står man ved kjente gjennomføringer også overfor problemer når det gjelder forskjellige termiske bevegelser, idet f.eks. det forholdsvis varme trykk-kar utvider seg mer enn den tilknyttede kjøligere innløpsledning for fødevannet.
Som beskrevet ovenfor har noen av disse konstruksjoner et antall modultilpassede varmeutvekslere anbragt i trykk-karet. Naturligvis må disse moduler festes i trykk-karet på en måte som tåler de ventede påkjenninger hver av modulene vil bli utsatt for. Når det gjelder den termisk frembragte utvidelse og sammentrekking, støt og påkjenninger som kan ventes under oppstarting av en atomreaktor, driftssvingninger og utkoblings-tilstander i tillegg til behovet for å fjerne moduler for inspeksjon fra tid til annen, og reparasjon med fjernstyrt ut-styr på grunn av strålingsfaren i omgivelsene, er problemet med en hensiktsmessig modulmontering meget vanskelig å løse. Det er typisk at tidligere forsøk på å løse dette kompliserte understøttelsesproblem har gått ut på anvendelse av bære-knaster, en oppbygget metallkant og fastskrudde bæreplater, alt inne i trykk-karet. Disse konstruksjoner medfører imidlertid behov for kostbar, nøyaktig maskinering og langvarig nøyaktig utført montering og demontering.
Man har således et behov for å komme frem til en mer effektiv og mindre kostbar beskyttelse mot varmevirkningene for fødevanninnløpsledninger og behov for å forbedre bære-konstruksjonen for varmeutvekslermoduler inne i et reaktor-trykk-kar, et behov som i stor utstrekning hittil ikke har vært tilfredsstilt.
De ovennevnte og en rekke andre vanskeligheter som
har preget teknikkens stand, er i stor utstrekning overvunnet når oppfinnelsen anvendes. Mer bestemt vil mange av de termisk frembragte spenningsproblemer som er knyttet til,teknikkens stand, overvinnes ved å føre gjennom innløpsledningen for fødevann gjennom damputløpsmunnstykket. På denne måte vil ikke bare den termiske gradient mellom innløpsledningen for fødevann og den omgivende masse av trykk-karet bli redusert, men helt uventede fordeler oppnås også ved reduksjon av gjen-nomføringer for fødevanninnløp og damputløp til det halve i veggen av trykk-karet.
Videre blir i henhold til prinsippene ved oppfinnelsen de enkelte varmeutvekslermoduler understøttet fra trykk-karet på samme sted som det kombinerte utløpsmunnstykke og innløps-ledning for dampen er anbragt. Dette trekk ved oppfinnelsen eliminerer behovet for å ta hensyn til problematiske forskjellige varmeutvidelser ved hjelp av spesielle konstruk - sjoner inne i trykk-karet og lignende.
Oppfinnelsen er kjennetegnet ved de i kravene gjen-gitte trekk og vil i det følgende bli forklart nærmere under henvisning til tegningene, der :
Fig. 1 sett fra siden viser et snitt gjennom en del av
et atomreaktorsystem der prinsippene ved oppfinnelsen anven-
des , og
fig. 2 viser sett fra siden og i snitt en annen ut-førelsesform for oppfinnelsen.
Som vist på fig. 1 har en horisontalt anbragt innløps-ledning 10 for fødevann en 90° albue 11 som fører ledningen 10 vertikalt nedad. En vanntett pakkboks 12 gir tetning i vertikalplanet for gjennomføringen mellom utsiden av et horisontalt stykke av innløpsledningen 10 og en stort sett sylindrisk del av damputløpsmunnstykket 13, som omgir en del av ledningen 10 og albuen 11.
Munnstykket 13 har også en vertikalt anordnet sylindrisk kobling 14, som tillater damp å strømme fra munnstykket 13.
Den sylindriske del av munnstykket 13 ender dessuten i en flens 15 som er festet til utsiden av atomreaktorens kar 16 ved hjelp av en rekke bolter 17.
Utsiden av reaktortrykk-karet 16 har en ringformet fordypning 20 som er i flukt med en motstående ringformet fordypning 21 i sideflaten av flensen 15, som ligger an mot utsiden av trykk-karet 16. Flensens fordypning 21 er utformet nær ende-partiet av den sylindriske del av utløpsmunnstykket 13. Kontakt-flaten som er i anlegg mot trykk-karet på flensen 15 har et par sirkulære spor 22 som er utformet i den del av flensflaten som ligger mellom fordypningen 21 og boltene 17. Disse spor inneholder vannpakninger 2 3 som danner en vanntett forbindelse mellom flensen 15 og utsiden av trykk-karet 16.
Fordypningen 20 som er utformet i utsiden av trykk-karet 16 har en rekke boringer 24 som er gjennomgående til innsiden av trykk-karet 16. Ugjengede partier på bolter 25 opptas i boring-ene 24 for å bære en varmeutvekslermodul 26, som beskrevet mer i detalj i det følgende. Den ringformede fordypning 20 i trykk-karet 16 har en hul sylindrisk vegg 2 7 som stikker mot den motstående fordypning 21 i flensen 15 og den sylindriske del av munnstykket 13. En hul sylindrisk krave er opptatt i og ligger i avstand fra den sylindriske vegg 27. Kraven 30 og veggen 27 er forbundet med hverandre ved hjelp av en hul, ringformet pakning 31. Som vist er pakningen 31 dannet ved hjelp av en sveiset søm 32, som forbinder to motstående bue-formede deler 33, 34 og disse stikker ut fra de frie ender av veggen 2 7 og kraven 30. Pakningen er ikke bare vanntett, men er også til en viss grad fleksibel eller ettergivende, noe som ytterligere søker å oppheve spenningsproblemer man ellers ville ha på grunn av forskjell i varmeutvidelse og -sammentrekning.
Kraven 30 stikker gjennom et tversgående hull 35 som er utformet i trykk-karet 16, for å danne strømningsbane for damp som stiger i varmeutvekslermodulen 26 og for å tillate innløpsledningen 10 for fødevannet å gå over i albuen 11, noe som muliggjør at en langsgående nedadrettet lengde 36 av ledningen 10, kan føre innkommende sekundært kjølende fødevann til utløpet i rommet i modulen som ligger utenfor en sats av varmeutvekslerrør 37. Det primære kjølemiddel som strømmer under trykk fra reaktorkjernen (ikke vist på tegningen) pas-serer gjennom rørene i rørsatsen 37 for å avgi til det sekundære kjølemiddel den varme det primære kjølemiddel har opptatt ved sin passasje gjennom kjernen.
Som vist på fig. 1 har varmeutvekslermodulen gjengede hull 40 for de gjengede ender av boltene 25. Boltene 25 stikker således gjennom trykk-karet 16 og trekker varmeutvekslermodulen mot innsiden av trykk-karet, for å bære modulen, munnstykket og innløpslédningen på ett og samme sted, noe som i stor utstrekning eliminerer problemer med forskjellig varmeutvidelse i tillegg til at man får en forholdsvis enkel og ukomplisert konstruksjon for installasjon og demontering av varmeutvekslermodulen.
En ytterligere utførelsesform for oppfinnelsen er vist på fig. 2. Her hair et horisontalt anbragt stort sett sylindrisk damputløpsmunnstykke 41 én vertikalt stående flens 42 som gjør det mulig å feste munnstykket 41 i væskeforbindelse med en hovedmateledning 4 3 for damp, hørende til kraftanlegget.
Den stort sett sylindriske del av damputløpsmunnstykket har
en vertikal flensformet nippel 44. En tappe- og trykkfunksjon som vil bli beskrevet nærmere i det følgende utføres med nippelen 44. I alle tilfelle har nippelen 44 tappe- og trykkrør 45, som trykker seg nedad vertikalt i en stort sett sylindrisk passasje 46, utformet i munnstykket 41 for at damp skal kunne strømme gjennom hovedmateledningen 43. Et 180° bend eller en ekspansjonssløyfe 47 i røret 45 er plasert i passasjen 46 og strekker seg horisontalt gjennom munnstykket 41, samt gjennom en reaktor-trykk-kar-vegg 50 til en albue 51 som vender røret 4 5 nedad inne i en varmeutveksler 52.
Den sylindriske del av damputløpsmunnstykket 41 har også en vertikalt stående flensformet innløpsnippel 5 3 for fødevann, som gjør det mulig for fødevannet å strømme opp og inn i en tilknyttet horisontalt stående del av en fødevanns-ledning 54. Fødevannsledningen 54 går gjennom reaktortrykk-karets vegg 50 og kommer inn i varmeutveksleren 52 der ledningen 54 ender i en nedad rettet kombinasjon av en albue og et sprøytehode 55.
Sprøytehodet 55 har en sats perforeringer som leder fødevannet i ledningen ut i et vertikalt stående sylindrisk føringsrør 56 i varmeutveksleren 52. Man skal også merke seg i denne forbindelse at tappe- og trykkforbindelsesrøret 45 også strekker seg ned i varmeutveksleren 52 gjennom førings-røret 56. Tappe- og trykkforbindelsesrøret gjør det mulig å tappe sekundært kjølemiddel fra varmeutveksleren 52. Etter at reaktoren (ikke vist på tegningen) er stanset og kjøles ned, blir gass under trykk innført i det indre av varmeutveksleren 52 gjennom en trykkledning (heller ikke vist på tegningen). Med tilstrekkelig høyt gasstrykk, blir sekundært fødevann i bunnen av varmeutveksleren drevet ut fra varmeutveksleren ved at det tvinges oppad og ut gjennom tappe- og trykkforbindelses-røret 45.
Den stort sett sylindriske del av damputløpsmunn-stykket 41, ender i en vertikalt stående flens 57 som er festet til en fremstikkende og tilpasset flate 60 ved hjelp av bolter 61 eller andre hensiktsmessige festemidler. Som vist på fig. 2, blir damppassasjen 46 i utløpsmunnstykket
41 rettet inn i væskeforbindelse med en boring 62 som befinner seg i reaktor-trykk-karets vegg 50. Boringen 62 er
i virkeligheten en fortsettelse av damputløpsmunnstykket gjennom reaktorkonstruksjonen.
Inne i reaktor-trykk-karets vegg 50 finnes det en ringformet fordypning 6 3 som gir plass for en horisontalt anordnet sylindrisk kobling 64 som er forbundet med en preparert flate 65 ved hjelp av en sveis. Som her vist, er koblingen 64 horisontalt i flukt med og i væskeforbindelse med boringen 62 i trykk-karets vegg 50 og damppassasjen 46 i utløpsmunnstykket 41.
Den vertikale ende av koblingen 6 4 som vender fra innsiden av trykk-karets vegg 50, er ved hjelp av en sveis forbundet med en preparert flate 66 på en kappe 67 for varmeutveksleren 52. En boring 70 står også i flukt med og i væskeforbindelse med damppassasjen 46 i utløpsmunnstykket 41.
Under drift kommer sekundært kjølemiddel i form av fødevannet inn i munnstykket gjennom innløpsnippelen 5 3 for fødevann for deretter å strømme gjennom ledningen 54 og sprøyte-hodet 55, slik at det mates ut i føringsrøret 56. Dette trekk ved oppfinnelsen, nemlig føringen av fødevann inn i varmeutveksleren 52 gjennom en ledning 54 har et antall viktige fordeler. Som eksempel eliminerer denne konstruksjon behovet for en skjerm rundt rørbunten for å beskytte konstruksjonen mot varmesjokk, som kunne oppstå når kaldt fødevann kommer i kontakt med deler av varmeutveksleren som har høyere temperatur. At man unngår skjermen fører til ytterligere viktige og sær-pregede fordeler. For eksempel blir det varmeutvekslervolum som normalt opptas av skjermen tilgjengelig for ytterligere varmeutvekslerrør, slik at man øker virkningsgraden og setter ned omkostningene ved systemet.
Teknikken ved å montere varmeutveksleren 52 i trykk-karveggen 50 ved hjelp av den sveisede forbindelse til koblingen 64 som en del av damputløpsmunnstykket 41, byr også på viktige fordeler ved at man unngår de påkjenninger som normalt er knyttet til konstruksjoner av denne art. På denne måte beveger hele varmeutveksleren og munnstykkesatsen seg som en enkelt enhet ved varmeutvidelser og -sammentrekninger.
Når driften fortsetter trekker det sekundære kjølende fødevann varme fra det primære kjølemiddel som strømmer gjennom rørene i bunten av varmeutvekslerrør (ikke vist på fig. 2).
Som et resultat av dette går fødevannet over i damp som strøm-
mer ut av varmeutveksleren 52 gjennom passasjen 46 i munnstyk-
ket 41.
Man har naturligvis et antall modifikasjoner av de
viste utførelsesformer for oppfinnelsen, som fremgår av figurene 1 og 2. For eksempel kan flensen 42 på fig. 2 er-stattes av en "Grayloc" forbindelse av den type som er beskrevet mer i detalj i den tilgjengelige litteratur om "Grayloc" komponenter. En kant eller annen understøttelse kan anordnes på innsiden av reaktor trykk-karets vegg 50 for å understøtte og for ytterligere å stabilisere varmeutveksleren 52.
Claims (2)
1. Kombinert utløpsmunnstykke og innløpsledning for et trykk-kar i en atomreaktor, hvori det er anordnet en varmeutvekslerckarakterisert ved at en stort sett sylindrisk del på utløpsmunnstykket, hvilken sylindriske del haren 'passasje,en flens på en ende av den sylindriske del,hvilken flens stort sett omgir passasjen og har midler for feste av utløpsmunnstykket til reaktor-trykk-karet på en væsketett måte og hvilken sylindriske del har en åpning som gir plass for inn-løpsledningen i passasjen slik at innløpsledningen kan stikke inn i varmeutveksleren, en krave utformet på varmeutveksleren stikkende ut fra denne gjennom karets vegg mot den sylindriske munnstykkedel for å skape fluidumforbindelse med passasjen i denne, anordninger som forbinder kraven med varmeutveksleren for utvidelse og sammentrekning sammen med denne i et væsketett forhold og anordninger tilknyttet kraven for understøttelse av varmeutveksleren i atomreaktorens trykk-kar.
2. Kombinert utløpsmunnstykke og innløpsledning som angitt i krav 1,karakterisert ved at åpningen i den sylindriske del som skal gi plass for innløpsledningen <>>'<0>omfatter en flensformet nippel som stikker ut fra den sylindriske del mens innløpsledningen er i væskeforbindelse med den flensformede nippel og strekker seg gjennom passasjen i den sylindriske del til varmeutveksleren.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/578,963 US3989100A (en) | 1975-05-19 | 1975-05-19 | Industrial technique |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
NO761653L NO761653L (no) | 1976-11-22 |
NO144983B true NO144983B (no) | 1981-09-07 |
NO144983C NO144983C (no) | 1981-12-16 |
Family
ID=24315042
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
NO761653A NO144983C (no) | 1975-05-19 | 1976-05-13 | Kombinert utloepsmunnstykke og innloepsledning for understotor ettelse av en varmeutveksler i et trykk-kar for en atomreak |
Country Status (15)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3989100A (no) |
JP (1) | JPS51141986A (no) |
BE (1) | BE841174A (no) |
BR (1) | BR7602760A (no) |
CA (1) | CA1040751A (no) |
CH (1) | CH592943A5 (no) |
DE (1) | DE2618345C3 (no) |
ES (1) | ES447448A1 (no) |
FR (1) | FR2312092A1 (no) |
GB (1) | GB1513643A (no) |
IL (1) | IL49395A (no) |
IT (1) | IT1060612B (no) |
NL (1) | NL176891C (no) |
NO (1) | NO144983C (no) |
SE (1) | SE7604379L (no) |
Families Citing this family (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SE414683B (sv) * | 1977-05-16 | 1980-08-11 | Asea Atom Ab | Kokarvattenreaktor |
US4692297A (en) * | 1985-01-16 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Control of nuclear reactor power plant on occurrence of rupture in coolant tubes |
CA2003062C (en) * | 1988-11-18 | 1998-09-29 | Kishio Yokouchi | Production and use of coolant in cryogenic devices |
SE505923C2 (sv) * | 1996-01-26 | 1997-10-20 | Aalborg Ind As | Anordning vid inloppsrör till värmeväxlingsenhet i rökgastub |
SE519051C2 (sv) * | 2001-05-21 | 2003-01-07 | Rekuperator Svenska Ab | Anordning vid röranslutning för värmeväxlare |
SE519068C2 (sv) * | 2001-05-21 | 2003-01-07 | Rekuperator Svenska Ab | Anordning vid rörkoppling för värmeväxlare |
FR2989506B1 (fr) * | 2012-04-11 | 2018-08-31 | Societe Technique Pour L'energie Atomique | Reacteur nucleaire avec echangeurs de chaleur a plaques ou micro canaux integres dans la cuve |
US9688927B2 (en) * | 2012-09-13 | 2017-06-27 | General Electric Company | System for accommodating differential thermal expansion in syngas cooler |
CN103871510B (zh) * | 2012-12-13 | 2016-06-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种主管道上充接管嘴 |
FR3044158B1 (fr) * | 2015-11-19 | 2017-11-17 | Soc Technique Pour L'energie Atomique | Assemblage de penetration electrique de cuve d'un reacteur nucleaire |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3106957A (en) * | 1959-10-15 | 1963-10-15 | Dow Chemical Co | Heat exchanger |
US3121046A (en) * | 1961-11-16 | 1964-02-11 | Kenneth A Trickett | Pressure vessels |
FR1438872A (fr) * | 1964-07-17 | 1966-05-13 | Euratom | équipement nucléaire pour la production de vapeur d'eau |
GB1122452A (en) * | 1965-11-02 | 1968-08-07 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
FR1486016A (fr) * | 1966-07-05 | 1967-06-23 | Babcock & Wilcox Ltd | Perfectionnements aux réacteurs nucléaires |
DE1614449A1 (de) * | 1967-03-11 | 1970-08-13 | Siemens Ag | Druckbehaelter aus Spannbeton fuer Atomkernreaktoren |
DE1948522C3 (de) * | 1969-09-25 | 1978-05-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Sicherheitsvorrichtung für Druckbehälter von Atomkernreaktoren |
US3907636A (en) * | 1972-11-15 | 1975-09-23 | Rotterdamsche Droogdok Mij | Pipe penetration structure for a nuclear reactor |
-
1975
- 1975-05-19 US US05/578,963 patent/US3989100A/en not_active Expired - Lifetime
-
1976
- 1976-04-05 CA CA249,609A patent/CA1040751A/en not_active Expired
- 1976-04-05 NL NLAANVRAGE7603509,A patent/NL176891C/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-04-12 GB GB14875/76A patent/GB1513643A/en not_active Expired
- 1976-04-12 IL IL49395A patent/IL49395A/xx unknown
- 1976-04-14 SE SE7604379A patent/SE7604379L/xx unknown
- 1976-04-20 CH CH491676A patent/CH592943A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-04-27 DE DE2618345A patent/DE2618345C3/de not_active Expired
- 1976-04-27 BE BE166494A patent/BE841174A/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-04-29 ES ES447448A patent/ES447448A1/es not_active Expired
- 1976-04-30 BR BR7602760A patent/BR7602760A/pt unknown
- 1976-05-13 IT IT23233/76A patent/IT1060612B/it active
- 1976-05-13 NO NO761653A patent/NO144983C/no unknown
- 1976-05-17 FR FR7614774A patent/FR2312092A1/fr active Granted
- 1976-05-19 JP JP51056744A patent/JPS51141986A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
IL49395A0 (en) | 1976-08-31 |
IL49395A (en) | 1979-05-31 |
IT1060612B (it) | 1982-08-20 |
JPS552600B2 (no) | 1980-01-21 |
DE2618345C3 (de) | 1978-05-03 |
DE2618345A1 (de) | 1976-12-02 |
CA1040751A (en) | 1978-10-17 |
BR7602760A (pt) | 1977-02-01 |
NO144983C (no) | 1981-12-16 |
ES447448A1 (es) | 1977-12-01 |
CH592943A5 (no) | 1977-11-15 |
NL7603509A (nl) | 1976-11-23 |
FR2312092A1 (fr) | 1976-12-17 |
NO761653L (no) | 1976-11-22 |
BE841174A (fr) | 1976-08-16 |
FR2312092B1 (no) | 1981-01-09 |
US3989100A (en) | 1976-11-02 |
NL176891C (nl) | 1985-06-17 |
GB1513643A (en) | 1978-06-07 |
SE7604379L (sv) | 1976-11-20 |
DE2618345B2 (de) | 1977-09-08 |
AU1351476A (en) | 1977-11-03 |
NL176891B (nl) | 1985-01-16 |
JPS51141986A (en) | 1976-12-07 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10510452B2 (en) | Steam generator for nuclear steam supply system | |
RU197487U1 (ru) | Тройниковый узел смешения потоков системы продувки-подпитки ядерного реактора | |
NO752212L (no) | ||
NO144983B (no) | Kombinert utloepsmunnstykke og innloepsledning for understoettelse av en varmeutveksler i et trykk-kar for en atomreaktor | |
NO148184B (no) | Pesticide derivater av 2,2-dimethyl-cyclopropan-carboxylsyreestere | |
US4737337A (en) | Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger | |
NO132972B (no) | ||
US4098324A (en) | Water-cooled, high-temperature gasifier and method for its operation | |
US4056439A (en) | Secondary heat transfer circuits for nuclear reactor plant | |
EP0200989B1 (en) | Double tube helical coil steam generator | |
US20080011247A1 (en) | Steam generator to contain and cool synthesis gas | |
CN103608623B (zh) | 用于蒸汽发生器的防振动管支撑板布置 | |
NO143551B (no) | Ledningsgjennomfoering for trykkar i atomreaktorer | |
US2252069A (en) | Heat exchanger | |
US3442760A (en) | Integral nuclear reactor with coolant penetrations formed in a separable module of the reactor vessel | |
JPH05223980A (ja) | 管式熱交換器 | |
US20150255181A1 (en) | Nuclear power generation system | |
US3409074A (en) | Combined inlet channel and heat exchanger shell with heat recovery means | |
US4909981A (en) | Nuclear reactor | |
RU2640307C1 (ru) | Подогреватель жидких и газообразных сред | |
US3229672A (en) | Boiler and a boiler element with combustion under pressure | |
KR20130020319A (ko) | 동심의 이중관 형식의 플랜지형 노즐 | |
US3570458A (en) | Heat exchanger construction | |
US5392324A (en) | Device for and method of removing the residual power from a fast-neutron nuclear reactor at shutdown | |
JP2915469B2 (ja) | 液体金属冷却型原子炉の冷却装置 |