RU2515496C2 - Система и способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора - Google Patents

Система и способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2515496C2
RU2515496C2 RU2012126055/07A RU2012126055A RU2515496C2 RU 2515496 C2 RU2515496 C2 RU 2515496C2 RU 2012126055/07 A RU2012126055/07 A RU 2012126055/07A RU 2012126055 A RU2012126055 A RU 2012126055A RU 2515496 C2 RU2515496 C2 RU 2515496C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
pressure cylinder
heater
reactor
high pressure
Prior art date
Application number
RU2012126055/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2012126055A (ru
Inventor
Цзои ЧЖАН
Цзунсинь У
Дачжун ВАН
Юаньхуэй СЮЙ
Юйлян СУНЬ
Фу ЛИ
Юйцзе ДУН
Original Assignee
Тсинхуа Юнивёрсити
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 Тсинхуа Юнивёрсити filed Critical Тсинхуа Юнивёрсити
Publication of RU2012126055A publication Critical patent/RU2012126055A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2515496C2 publication Critical patent/RU2515496C2/ru

Links

Images

Classifications

    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01—MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01K—STEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/16—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type
    • F01K7/22—Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type the turbines having inter-stage steam heating
    • 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
    • F22B1/18—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being a hot gas, e.g. waste gas such as exhaust gas of internal-combustion engines
    • F22B1/1823—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being a hot gas, e.g. waste gas such as exhaust gas of internal-combustion engines for gas-cooled nuclear reactors
    • 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
    • G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • 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
    • G21C1/10—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 moderator and coolant being different or separated
    • G21C1/12—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 moderator and coolant being different or separated moderator being solid, e.g. Magnox reactor or gas-graphite reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • 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
    • G21D5/12—Liquid working medium vaporised by 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам на основе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. Система генерации пара содержит множество ядерных паропроизводящих систем, цилиндр (21) высокого давления, цилиндр (22) низкого давления, конденсатор (23), насос (24) для конденсата, нагреватель (25) низкого давления, деаэратор (26), водяной насос (27) и нагреватель (28) высокого давления, которые последовательно соединены непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура. Технический результат - упрощение генерирующей системы, возможность использования множества мелких одинаковых изделий, совместного использования вспомогательных систем и эффекта масштабирования. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 7 ил.

Description

Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к системе и способу генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.
Уровень техники
Будучи чистой, безопасной и экологически безвредной, ядерная энергетика имеет большое значение для повышения безопасности энергетики и предотвращения глобального изменения климата. После аварии на АЭС Три-Майл-Айленд в США и аварии на Чернобыльской АЭС в СССР люди по-прежнему активно разрабатывают более безопасные и более экономически выгодные ядерные технологии генерации энергии. К настоящему времени разработано третье поколение ядерных технологий генерации энергии.
В развивающемся четвертом поколении ядерных систем генерации энергии высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГОР) может достигать высокой выходной температуры, высокой эффективности генерации и способности доставлять высокотемпературное тепло, что в последнее время представляет большой интерес.
ВТГОР принимает топливные элементы в форме частиц, имеющие керамическое покрытие, использует гелий в качестве теплоносителя и графит в качестве замедлителя. Выходная температура активной зоны может достигать от 700°С до 950°С. ВТГОР представляет собой тип реактора с хорошими характеристиками безопасности по следующим причинам: 1) отличные эксплуатационные качества топливных элементов; 2) высокая теплоемкость активной зоны с графитовым замедлителем; 3) полная амплитуда отрицательного температурного коэффициента реактивности; 4) теплоноситель гелий является химически стабильным инертным газом без возникновения фазового перехода.
Международная разработка ВТГОР началась в начале 1960-х, три экспериментальных реактора были построены один за другим в Великобритании, Германии и США, и две опытные электростанции с электрической мощностью 330 МВт и 300 МВт были построены и запущены в США и Германии, соответственно, в 1970-х. Без принятия каких-либо специальных мер максимальная температура активной зоны ранних ВТГОР может превысить 2000°С при аварийной ситуации утраты теплоносителя, в связи с чем специальная система аварийного охлаждения активной зоны требуется для предотвращения повреждения от перегрева топливных элементов.
Для того, чтобы еще более повысить безопасность реактора, появилась концепция «модульного» высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. Термин «модульный ВТГОР» относится, в частности, к ВТГОР со свойственными характеристиками безопасности и относительно малым уровнем мощности одного реактора. Основными свойствами такого реактора являются следующие: при любых аварийных условиях остаточное тепло активной зоны реактора может высвобождаться пассивным образом, и наивысшая температура топлива активной зоны не превысит допустимого предела. Поскольку вероятность расплавления активной зоны предотвращена, даже если произойдет авария, которая не принималась во внимание при разработке, и вероятность которой мала, радиоактивная доза снаружи ядерной энергетической станции по-прежнему останется в допустимых пределах, выполнение плана аварийных мероприятий вне площадки не потребуется.
В зависимости от способа использования топливных элементов, ВТГОР классифицируются на реакторы с шариковой засыпкой и реакторы с призматической активной зоной. В первом из них имеющие покрытие топливные частицы вместе с графитовым субстратом спрессованы в топливные таблетки диаметром 6 мм для формирования сыпучей активной зоны реактора с шариковой засыпкой и выполнения повторной загрузки топлива без остановки реактора. Во втором из них имеющие покрытие топливные частицы вместе с графитом спрессованы в цилиндрические таблетки, которые затем вставляются в шестигранную призматическую тепловыделяющую сборку для формирования фиксированной призматической активной зоны.
По сравнению с реактором с призматической активной зоной, ВТГОР с шариковой засыпкой имеет следующие отличительные признаки: 1) возможность манипулирования топливными элементами без остановки реактора, высокий коэффициент готовности энергетической станции; 2) малая избыточная реактивность активной зоны, легкость контроля реактивности, высокий коэффициент полезного использования нейтронов; 3) равномерное и глубокое полное выгорание, высокая эффективность топлива; 4) низкая температура топливных частиц при нормальной работе, легкость дополнительного повышения выходной температуры реактора.
Чтобы использоваться в качестве промышленной энергетической станции для генерации электроэнергии, подаваемой в электросеть, помимо адекватной безопасности, реактор должен обладать достаточной конкурентоспособной экономической выгодностью. Ограниченность модульного ВТГОР с точки зрения экономической выгодности исходит из соображений безопасности. Свойственная безопасность модульного ВТГОР требует, чтобы теплота радиоактивного распада выходила из активной зоны пассивным образом после аварии, максимальная температура топлива не превышала проектных пределов, и чтобы технически обеспечивались ограничения по плотности энергии и суммарной энергии одной активной зоны.
То, как достичь наивысшей экономичной выгодности при ограничении мощности одного небольшого реактора, стало проблемой, которая должна быть рассмотрена в процессе разработки и коммерческого продвижения ядерной энергетической станции на ВТГОР.
Раскрытие изобретения
Задачей изобретения является создание системы и способа генерации пара с помощью ВТГОР, обеспечивающих экономическую выгодность, в то же время обеспечивая безопасность, для устранения технических недостатков уровня техники.
Для решения этой задачи предлагается система генерации пара на основе ВТГОР согласно одному аспекту изобретения, которая включает множество ядерных паропроизводящих систем, цилиндр высокого давления, цилиндр низкого давления, конденсатор, насос для конденсата, нагреватель низкого давления, деаэратор, водяной насос и нагреватель высокого давления, которые последовательно соединены непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура.
Предпочтительно, в системе генерации пара на основе ВТГОР между цилиндром высокого давления и цилиндром низкого давления последовательно подсоединены подогреватель пара и цилиндр среднего давления.
Предпочтительно, выход нагревателя высокого давления соединен с секцией предварительного нагрева подогревателя пара, причем с указанной секцией предварительного нагрева подогревателя пара соединен также вход парогенератора.
Предпочтительно, выход цилиндра высокого давления соединен с подогревающей частью парогенератора.
Предпочтительно, цилиндр высокого давления соединен с подогревателем и цилиндром среднего давления, выход цилиндра среднего давления соединен с подогревателем, а подогреватель соединен с цилиндром низкого давления.
Предпочтительно, ядерная паропроизводящая система содержит реактор и парогенератор, расположенные отдельно в двух корпусах высокого давления, причем между реактором и парогенератором проходит канал для горячего газа, а на верхней части корпуса парогенератора предусмотрен гелиевый циркуляционный насос первичного контура.
Предпочтительно, реактор имеет активную зону в виде сыпучей зоны с шариковой засыпкой, причем в активной зоне расположены топливные элементы, которые могут перемещаться от верха активной зоны к низу активной зоны.
Предпочтительно, реактор имеет фиксировано расположенную активную зону призматической конструкции, внутри которой расположены топливные элементы.
Предпочтительно, топливные элементы представляют собой частицы с полным керамическим покрытием.
Предпочтительно, парогенератор представляет собой прямоточный парогенератор, имеющий конструкцию со спиральной трубой.
Предпочтительно, канал для горячего газа имеет кольцевую конструкцию, в которой наружное кольцо представляет собой канал для холодного гелия, протекающего от парогенератора к реактору, а внутреннее кольцо представляет собой канал для горячего гелия, протекающего от реактора к парогенератору.
Изобретением также предлагается способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора, включающий этапы
S1, на котором генерируют пар посредством множества ядерных паропроизводящих систем,
S2, на котором соединяют множество ядерных паропроизводящих систем параллельно и подают генерируемый пар последовательно внутрь цилиндра высокого давления и цилиндра низкого давления для выполнения работы с целью приведения в действие генератора,
S3, на котором вводят влажный пар, выполнивший работу, в конденсатор для высвобождения тепла, а затем - в парогенератор с прохождением последовательно через насос для конденсата, нагреватель низкого давления, деаэратор, водяной насос и нагреватель высокого давления для завершения термодинамического цикла,
S4, на котором повторяют этапы S1-S3.
Предпочтительно, на этапе S2 после того, как пар был подан внутрь цилиндра высокого давления и выполнил работу, пар, вытекающий из цилиндра высокого давления, вводят в подогреватель пара для нагрева, а затем последовательно вводят в цилиндр среднего давления и цилиндр низкого давления для выполнения работы.
Предпочтительно, на этапе S3 влажный пар, выполнивший работу, вводят в секцию предварительного нагрева подогревателя пара для нагрева, перед введением в парогенератор.
Предпочтительно, на этапе S2, после подачи пара внутрь цилиндра высокого давления и выполнения им работы, пар, выходящий из цилиндра высокого давления, вводят в подогревающую часть парогенератора для нагрева, а затем последовательно вводят в цилиндр среднего давления и цилиндр низкого давления для выполнения работы.
Предпочтительно, на этапе S2 после подачи пара внутрь цилиндра высокого давления и выполнения им работы, часть пара, выходящего из цилиндра высокого давления, вводят в подогреватель для немедленного нагрева, а другую часть пара, выходящего из цилиндра высокого давления, вводят в цилиндр среднего давления для выполнения работы, а затем нагревают выходящий из цилиндра среднего давления пар подогревателем, причем нагретый немедленно пар, а также пар, нагретый после выполнения работы в цилиндре среднего давления, направляют внутрь цилиндра низкого давления для выполнения работы.
Вышеописанные технические решения имеют следующие преимущества. Использование активной зоны реактора, корпуса высокого давления вместе с парогенератором в качестве стандартного модуля дает в результате модуль ядерной паропроизводящей системы (ЯППС-модуль). ЯППС-модуль используется в нескольких экземплярах для подачи пара в больших количествах для крупной паротурбинной генераторной системы, т.е. множество ЯППС-модулей соединяются с паровой турбиной для получения конфигурации «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину». Относительно небольшой отдельный модуль может снижать сложность изготовления, и ЯППС-модули снижают издержки ввиду их массового производства. Кроме того, ЯППС-модули совместно используют некоторые вспомогательные системы, что повышает коэффициент использования этих вспомогательных систем и еще более снижает издержки. Множество генераторных блоков, использующих принцип «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину», может также быть расположено внутри площадки станции для еще большего совместного использования вспомогательных средств в энергетической станции и снижения строительных издержек и эксплуатационных издержек. Таким образом, с одной стороны, гарантируется свойственная безопасность реактора, и благодаря такой свойственной безопасности система упрощена, с другой стороны, гарантируется значительная экономическая выгодность паровой двигательной системы и других систем всей энергетической станции за счет массового производства, совместного использования вспомогательных систем и эффекта масштабирования.
Краткое описание чертежей
Фигура 1 - система генерации пара с помощью модуля ядерной подающей пар системы (ЯППС) согласно варианту осуществления настоящего изобретения,
фигура 2 - схема структуры модуля ядерной подающей пар системы (ЯППС) согласно варианту осуществления настоящего изобретения,
фигура 3 - схема структуры одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению,
фигура 4 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению,
фигура 5 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению
фигура 6 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению,
фигура 7 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению.
На чертежах:
1: реактор,
2: активная зона реактора,
3: канал течения холодного гелия,
4: канал течения горячего гелия,
5: верх активной зоны,
6: низ активной зоны,
7: пар высокой температуры и высокого давления,
8: вода вторичного контура,
9: парогенератор,
10: гелиевый циркуляционный насос первичного контура,
11: ЯППС-модуль,
12: вспомогательная система ядерной энергетической станции,
13: паросиловая система,
14: генератор,
15: подогреватель пара,
21: цилиндр высокого давления,
22: цилиндр низкого давления,
23: конденсатор,
24: насос для конденсата,
25: нагреватель низкого давления,
26: деаэратор,
27: водяной насос,
28: нагреватель высокого давления,
29: цилиндр среднего давления,
30: подогреватель,
32: канал для горячего газа,
33: топливные элементы.
Осуществление изобретения
С помощью прилагаемых чертежей и примеров конкретные варианты осуществления настоящего изобретения будут описаны более подробно ниже. Описываемые ниже варианты осуществления предназначены для иллюстрации изобретения, а не ограничения его объема.
Фигура 2 показывает систему генерации пара с помощью модуля ядерной подающей пар системы (ЯППС) согласно настоящему изобретению. Активная зона реактора, корпус высокого давления вместе с парогенератором образуют стандартный модуль, который представляет собой модуль ядерной подающей пар системы (ЯППС). Множество ЯППС-модулей 11 совместно используют вспомогательные системы 12 ядерной энергетической станции и вместе подают пар в паросиловую систему 13 для приведения в действие генератора 14 для генерации электричества. Вспомогательные системы 12 ядерной энергетической станции, главным образом, включают систему манипулирования топливом и хранения топлива, систему сброса давления в первичном контуре, систему очистки гелия и вспомогательных операций с гелием, систему отбора проб и анализа газа, систему отвода остаточного тепла, систему аварийного отделения парогенератора, систему водяного охлаждения компонентов, систему вентиляции и кондиционирования здания реактора, систему обработки жидких радиоактивных отходов, систему обработки и хранения твердых радиоактивных отходов, систему пожарозащиты радиационной части и т.д.
Фигура 1 - схема структуры модуля ядерной паропроизводящей системы (ЯППС) согласно варианту осуществления настоящего изобретения. В ЯППС-модуле 11 реактор 1 и парогенератор 9 расположены отдельно в двух корпусах высокого давления, между которыми проходит канал 32 для горячего газа с расположением «в один ряд». Корпус высокого давления реактора 1, корпус парогенератора 9 и корпус канала 32 для горячего газа определяют границы давления первичного контура, установленного в бетонную экранную ячейку. Канал 32 для горячего газа имеет кольцевую конструкцию, в которой внутреннее кольцо представляет собой канал 4 течения горячего гелия, имеющий направление течения от реактора 1 к парогенератору 9. Наружное кольцо представляет собой канал 3 течения холодного гелия, имеющий направление течения от парогенератора 9 к реактору 1. Гелиевый циркуляционный насос 10 первичного контура предусмотрен на верхней части корпуса парогенератора 9. Имеющий высокую температуру газообразный гелий, нагретый в реакторе 1, нагревает воду 8 вторичного контура в парогенераторе 9, что приводит к образованию пара 7 высокой температуры и высокого давления, который подается в паросиловую систему 13. Парогенератор 9 представляет собой прямоточный парогенератор, использующий конструкцию со спиральной трубкой.
Активная зона 2 реактора выполнена как активная зона реактора с шариковой засыпкой, в которой сферические топливные элементы 33 перемещаются сверху вниз. Активная зона 2 реактора может также представлять собой призматическую структуру фиксированного расположения, и топливные элементы 33 расположены в активной зоне 2 реактора. Используются имеющие полное керамическое покрытие топливные элементы 33 в форме частиц, загружаемые через верх 5 активной зоны и выгружаемые через низ 6 активной зоны. Выполняются измерения выгорания невыгруженных топливных элементов 33 одного за другим, и топливные элементы 33, достигшие полного выгорания, выгружаются из реактора с их последующим сохранением, в то время как топливные элементы, не достигшие полного выгорания, повторно загружаются внутрь активной зоны 2 реактора для реализации многократного повторного использования топливных элементов.
Фигура 3 - схема структуры одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, в котором пар непосредственно генерирует электричество. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит в цилиндр 21 высокого давления и цилиндр 22 низкого давления поочередно для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, течет через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Фигура 4 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом подогреватель 15 пара и цилиндр 29 среднего давления последовательно включены между цилиндром 21 высокого давления и цилиндром 22 низкого давления, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, которое использует подогреваемый пар, подаваемый специальным подогревающим модулем ядерной паропроизводящей системы, для генерации электричества. Специально предусмотрен один или более подогревающий модуль 11 ядерной паропроизводящей системы, оборудованный подогревателем 15 пара для подогрева пара. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Пар, вытекающий из цилиндра 21 высокого давления, входит в специальный подогреватель 15 пара для нагрева, а затем последовательно - внутрь цилиндра 29 среднего давления и цилиндра 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, течет через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Фигура 5 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара на основе ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом подогреватель 15 пара и цилиндр 29 среднего давления последовательно включены между цилиндром 21 высокого давления и цилиндром 22 низкого давления, а выход нагревателя 28 высокого давления соединен с секцией предварительного нагрева подогревателя 15 пара, и вход парогенератора 9 соединен с секцией предварительного нагрева подогревателя 15 пара, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой усовершенствование предыдущего описанного варианта осуществления. Специально предусмотрен один или более подогревающий модуль 11 ядерной паропроизводящей системы, и имеющийся подогреватель 15 пара дополнительно используется для предварительного нагрева подаваемой воды, помимо нагрева пара. Предварительно нагретая подаваемая вода входит в испаряющий ЯППС-модуль 11 для ее дальнейшего нагрева. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Пар, вытекающий из цилиндра 21 высокого давления, входит в специальный подогреватель 15 пара для нагрева, а затем последовательно - внутрь цилиндра 29 среднего давления и цилиндра 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, проходит через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь секции предварительного нагрева подогревателя 15 пара для завершения термодинамического цикла.
Фигура 6 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом выход цилиндра 21 высокого давления соединен с подогревающей частью парогенератора 9, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, которое использует подогреваемый в реакторе пар для генерации электричества. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Пар, вытекающий из цилиндра 21 высокого давления, снова входит в подогревающую часть парогенератора 9 для нагрева, а затем последовательно - внутрь цилиндра 29 среднего давления и цилиндра 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, проходит через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Фигура 7 - схема структуры еще одного варианта осуществления системы генерации пара с помощью ВТГОР согласно настоящему изобретению. Указанная система, снабжающая паром паросиловую систему, включает ядерные паропроизводящие системы, цилиндр 21 высокого давления, цилиндр 22 низкого давления, конденсатор 23, насос 24 для конденсата, нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27 и нагреватель 28 высокого давления, которые соединены последовательно непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, при этом цилиндр 21 высокого давления соединен с подогревателем 30 и цилиндром 29 среднего давления, соответственно, выход цилиндра 29 среднего давления соединен с подогревателем 30, а подогреватель 30 соединен с цилиндром 22 низкого давления, причем ядерная паропроизводящая система представляет собой описанную выше систему согласно варианту осуществления изобретения. Подогреватель 15 пара представляет собой гелий-паровой подогреватель, в то время как подогреватель 30 представляет собой паро-паровой подогреватель.
Этот вариант осуществления настоящего изобретения представляет собой циклическое решение, которое использует подогреваемый пар из реактора для генерации электричества. Пар, генерируемый множеством ЯППС-модулей 11, соединенных параллельно, входит сначала в цилиндр 21 высокого давления для выполнения работы. Одна часть пара, вытекающего из цилиндра 21 высокого давления, входит в цилиндр 29 среднего давления для выполнения работы, а другая часть входит в подогреватель 30 для нагрева пара, вытекающего из цилиндра 29 среднего давления. Затем нагретый пар входит в цилиндр 22 низкого давления для выполнения работы, с тем чтобы приводить в действие генератор 14. Влажный пар, выполнивший работу, высвобождает тепло в конденсаторе 23, проходит через насос 24 для конденсата, а затем нагреватель 25 низкого давления, деаэратор 26, водяной насос 27, а также нагреватель 28 высокого давления и отправляется внутрь парогенератора 9 для завершения термодинамического цикла.
Экономическими преимуществами модульного ВТГОР с шариковой засыпкой, главным образом, являются следующие: 1) высокая выходная температура активной зоны и, соответственно, высокая эффективность генерации; 2) возможность работы с топливными элементами без остановки реактора, высокий коэффициент готовности энергетической станции; 3) он не нуждается в системе аварийного охлаждения активной зоны, благодаря чему система упрощена; 4) модульное изготовление; 5) если решение «множество модулей ядерной подающей пар системы (ЯППС) приводят в действие одну турбину», рекомендуемое согласно настоящему изобретению, применено, то суммарная мощность увеличена, так что экономическая выгодность может быть еще более повышена.
Тепловая мощность одного ЯППС-модуля модульного ВТГОР обычно находится между 200 и 600 МВт, что, как правило, соответствует электрической мощности в более чем сотни тысяч киловатт, а электрическая мощность паротурбинных генераторных установок может достигать уровня в миллион киловатт. На основании требований по входной мощности паровой турбины несколько ЯППС-модулей соединяют параллельно для соответствия этой одной паровой турбине; иными словами, используется конфигурация «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину», с тем чтобы достичь соответствия между модульным ВТГОР и паротурбинными генераторными установками высокой мощности. Благодаря наличию множества одинаковых ЯППС-модулей реализуется эффект масштабирования.
За счет полного использования «высокотемпературных» свойств ВТГОР достигается сверхкритический паровой цикл, и эффективность генерации повышается. Сочетание технологии ВТГОР с широко применяемой технологией генерации, основанной на сверхкритическом паросиловом цикле, представляет собой ядерную энергетическую станцию со сверхкритическим циклом, наиболее перспективную для реализации. В качестве высококачественного «котла» ВТГОР может служить источником тепла с температурой более 900°С, который может быть соединен с оборудованием сверхкритического паросилового цикла для получения эффективности генерации, большей, чем у других типов реакторов. Даже по сравнению со стандартной энергетической станцией на ископаемом топливе такой же мощности, нет потерь на дымовые выбросы, поскольку первичный контур ВТГОР является замкнутым, и поэтому ВТГОР имеет потенциал для достижения более высокой эффективности, чем сверхкритическая тепловая энергетическая станция.
Вышеприведенное описание включает лишь предпочтительные варианты осуществления настоящего изобретения. Необходимо отметить, что специалистами в данной области могут быть внесены некоторые усовершенствования и модификации без выхода за рамки принципа изобретения, и эти усовершенствования и модификации следует считать входящими в объем охраны настоящего изобретения.
Промышленная применимость
В настоящем изобретении модуль ядерной паропроизводящей системы (ЯППС) сформирован путем использования активной зоны реактора, корпуса высокого давления вместе с парогенератором в качестве стандартного модуля. ЯППС-модуль может использоваться в нескольких экземплярах для подачи пара в больших количествах для крупной паротурбинной генераторной системы, иными словами, множество ЯППС-модулей соединены с паровой турбиной для получения конфигурации «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину». Относительно небольшой отдельный модуль может снизить сложность изготовления, и ЯППС-модули снижают издержки ввиду их массового производства. Кроме того, ЯППС-модули совместно используют некоторые вспомогательные системы, что повышает коэффициент использования этих вспомогательных систем и еще более снижает издержки. Множество генераторных блоков, использующих принцип «множество ЯППС-модулей приводят в действие одну турбину», могут, кроме того, также быть расположены внутри площадки станции для еще большего совместного использования вспомогательных средств в энергетической станции и снижения строительных издержек и эксплуатационных издержек. Таким образом, с одной стороны, гарантируется свойственная безопасность реактора, и благодаря такой свойственной безопасности система упрощена, с другой стороны, гарантируется значительная экономическая выгодность паровой двигательной системы и других систем всей энергетической станции за счет массового производства, совместного использования вспомогательных систем и эффекта масштабирования.

Claims (15)

1. Система генерации пара на основе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора, отличающаяся тем, что содержит множество ядерных паропроизводящих систем, цилиндр (21) высокого давления, цилиндр (22) низкого давления, конденсатор (23), насос (24) для конденсата, нагреватель (25) низкого давления, деаэратор (26), водяной насос (27) и нагреватель (28) высокого давления, которые последовательно соединены непрерывной цепью для формирования замкнутого парового контура, причем ядерная паропроизводящая система содержит реактор (1) и парогенератор (9), расположенные отдельно в двух корпусах высокого давления.
2. Система по п.1, отличающаяся тем, что в указанной системе между цилиндром (21) высокого давления и цилиндром (22) низкого давления последовательно подсоединены подогреватель (15) пара и цилиндр (29) среднего давления.
3. Система по п.2, отличающаяся тем, что выход нагревателя (28) высокого давления соединен с секцией предварительного нагрева подогревателя (15) пара, причем с указанной секцией предварительного нагрева подогревателя (15) пара соединен также вход парогенератора (9).
4. Система по п.1, отличающаяся тем, что выход цилиндра (21) высокого давления соединен с подогревающей частью парогенератора (9).
5. Система по п.1, отличающаяся тем, что цилиндр (21) высокого давления соединен с подогревателем (30) и цилиндром (29) среднего давления, выход цилиндра (29) среднего давления соединен с подогревателем (30), а подогреватель (30) соединен с цилиндром (22) низкого давления.
6. Система по одному из пп.1-5, отличающаяся тем, что между реактором (1) и парогенератором (9) проходит канал (32) для горячего газа, а на верхней части корпуса парогенератора (9) предусмотрен гелиевый циркуляционный насос (10) первичного контура.
7. Система по п.6, отличающаяся тем, что реактор (1) имеет активную зону (2) в виде сыпучей зоны с шариковой засыпкой, причем в активной зоне (2) расположены топливные элементы (33), которые могут перемещаться от верха (5) активной зоны (2) к низу (6) активной зоны (2).
8. Система по п.6, отличающаяся тем, что реактор (1) имеет фиксировано расположенную активную зону (2) призматической конструкции, внутри которой расположены топливные элементы (33).
9. Система по п.7 или 8, отличающаяся тем, что топливные элементы (33) представляют собой частицы с полным керамическим покрытием.
10. Система по п.6, отличающаяся тем, что парогенератор (9) представляет собой прямоточный парогенератор, имеющий конструкцию со спиральной трубой.
11. Система по п.6, отличающаяся тем, что канал (32) для горячего газа имеет кольцевую конструкцию, в которой наружное кольцо представляет собой канал (3) для холодного гелия, протекающего от парогенератора (9) к реактору (1), а внутреннее кольцо представляет собой канал (4) для горячего гелия, протекающего от реактора (1) к парогенератору (9).
12. Способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора, отличающийся тем, что содержит этапы
S1, на котором генерируют пар посредством множества ядерных паропроизводящих систем,
S2, на котором соединяют множество ядерных паропроизводящих систем параллельно и подают генерируемый пар последовательно внутрь цилиндра (21) высокого давления и цилиндра (22) низкого давления для выполнения работы с целью приведения в действие генератора (14),
S3, на котором вводят влажный пар, выполнивший работу, в конденсатор (23) для высвобождения тепла, а затем - в парогенератор (9) с прохождением последовательно через насос (24) для конденсата, нагреватель (25) низкого давления, деаэратор (26), водяной насос (27) и нагреватель (28) высокого давления для завершения термодинамического цикла,
S4, на котором повторяют этапы S1-S3,
причем на этапе S2 после подачи пара внутрь цилиндра (21) высокого давления и выполнения им работы часть пара, выходящего из цилиндра (21) высокого давления, вводят в подогреватель (30) для немедленного нагрева, а другую часть пара, выходящего из цилиндра (21) высокого давления, вводят в цилиндр (29) среднего давления для выполнения работы, а затем нагревают выходящий из цилиндра (29) среднего давления пар подогревателем (30), причем нагретый немедленно пар, а также пар, нагретый после выполнения работы в цилиндре среднего давления, направляют внутрь цилиндра (22) низкого давления для выполнения работы.
13. Способ по п.12, отличающийся тем, что на этапе S2 после того, как пар был подан внутрь цилиндра (21) высокого давления и выполнил работу, пар, вытекающий из цилиндра (21) высокого давления, вводят в подогреватель (15) пара для нагрева, а затем последовательно вводят в цилиндр (29) среднего давления и цилиндр (22) низкого давления для выполнения работы.
14. Способ по п.13, отличающийся тем, что на этапе S3 влажный пар, выполнивший работу, вводят в секцию предварительного нагрева подогревателя (15) пара для нагрева перед введением в парогенератор (9).
15. Способ по п.12, отличающийся тем, что на этапе S2 после подачи пара внутрь цилиндра (21) высокого давления и выполнения им работы пар, выходящий из цилиндра (21) высокого давления, вводят в подогревающую часть парогенератора (9) для нагрева, а затем последовательно вводят в цилиндр (29) среднего давления и цилиндр (22) низкого давления для выполнения работы.
RU2012126055/07A 2009-12-23 2010-01-20 Система и способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора RU2515496C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN200910243721.4 2009-12-23
CN2009102437214A CN101714413B (zh) 2009-12-23 2009-12-23 高温气冷堆蒸汽发电系统及方法
PCT/CN2010/000085 WO2011075923A1 (zh) 2009-12-23 2010-01-20 高温气冷堆蒸汽发电系统及方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2012126055A RU2012126055A (ru) 2014-02-10
RU2515496C2 true RU2515496C2 (ru) 2014-05-10

Family

ID=42417939

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012126055/07A RU2515496C2 (ru) 2009-12-23 2010-01-20 Система и способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора

Country Status (13)

Country Link
US (1) US9111652B2 (ru)
EP (1) EP2518733B1 (ru)
JP (1) JP5645283B2 (ru)
KR (1) KR101454089B1 (ru)
CN (1) CN101714413B (ru)
BR (1) BR112012015552B1 (ru)
CA (1) CA2785255C (ru)
HU (1) HUE039708T2 (ru)
MY (1) MY166136A (ru)
PL (1) PL2518733T3 (ru)
RU (1) RU2515496C2 (ru)
WO (1) WO2011075923A1 (ru)
ZA (1) ZA201204897B (ru)

Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102208217B (zh) * 2011-05-19 2013-06-05 清华大学 一种用于高温气冷堆主氦风机检修的密封结构
CN102332314B (zh) * 2011-10-11 2013-08-07 清华大学 水冷壁
CN102506409B (zh) * 2011-10-19 2013-10-02 清华大学 气冷堆蒸汽发生器高温蒸汽连接管的结构布置
CN103498816B (zh) * 2013-09-30 2016-02-24 清华大学 高温气冷堆主氦风机承压法兰结构
CN104751923A (zh) * 2015-03-31 2015-07-01 北京三超核科学技术研究院有限公司 一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统
CN105788689A (zh) * 2016-01-21 2016-07-20 新核（北京）能源科技有限公司 一种低温井式核供热堆供热系统
CN106297925A (zh) * 2016-07-28 2017-01-04 董哲 一种多模块式高温气冷堆核电站的给水方案、动态模型与调控方法
CN107808063A (zh) * 2017-11-22 2018-03-16 国网福建省电力有限公司 一种用于电力系统分析的高温气冷堆仿真建模方法
CN111441754A (zh) * 2019-01-17 2020-07-24 中国石油化工股份有限公司 基于小型气冷堆的核能制汽采油系统
CN109973981A (zh) * 2019-04-03 2019-07-05 哈尔滨锅炉厂有限责任公司 200mw等级的高效亚临界锅炉
CN111768883A (zh) * 2020-07-21 2020-10-13 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆核电站冷试期间一回路舱室加热系统及方法
CN113205894B (zh) * 2021-04-29 2022-08-02 西安热工研究院有限公司 一种高温气冷堆一回路装置
RU2767298C1 (ru) * 2021-08-11 2022-03-17 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах
CN114215617A (zh) * 2021-11-03 2022-03-22 华能核能技术研究院有限公司 一种高温气冷堆核能发电、制氢和供暖三联产系统及方法
CN114203316B (zh) * 2021-11-08 2022-10-21 华能核能技术研究院有限公司 高温气冷堆非热平衡工况下反应堆功率测量方法及其系统
CN114496319B (zh) * 2021-12-08 2023-05-16 华能核能技术研究院有限公司 高温气冷堆机组的运行状态的确定方法及装置
CN114758800B (zh) * 2022-05-17 2023-05-12 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆紧急停堆后堆芯冷却方法及系统

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5225153A (en) * 1990-03-26 1993-07-06 Fuji Electric Co., Ltd. Pebble-type high temperature gas reactor
SU897037A1 (ru) * 1980-06-06 1999-03-27 Н.Н. Пономарев-Степной Ядерная энергетическая установка
RU2308103C2 (ru) * 2002-04-12 2007-10-10 Фраматом Анп Способ и устройство для производства электроэнергии на основе тепла, выделяемого в активной зоне, по меньшей мере, одного высокотемпературного ядерного реактора
JP2009204184A (ja) * 2008-02-26 2009-09-10 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 多管円筒式の熱交換器

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE627673A (ru) * 1962-01-30
US3398720A (en) * 1966-09-26 1968-08-27 Combustion Eng Once-through steam generator having a central manifold and tube bundles of spiral tube construction
US3850794A (en) * 1969-05-01 1974-11-26 Siemens Ag Gas-cooled nuclear reactor
US3724212A (en) * 1969-11-26 1973-04-03 Wheeler Foster J Brown Boilers Power plants
US3941187A (en) * 1971-07-14 1976-03-02 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
US3935064A (en) * 1972-06-19 1976-01-27 Belgonucleaire Fuel assembly for gas-cooled nuclear reactors
GB1427620A (en) * 1973-06-01 1976-03-10 Nuclear Power Co Whetstone Ltd Nuclear reactors
US4007597A (en) * 1975-09-30 1977-02-15 Westinghouse Electric Corporation Power plant and system for accelerating a cross compound turbine in such plant, especially one having an HTGR steam supply
US4007595A (en) * 1975-09-30 1977-02-15 Westinghouse Electric Corporation Dual turbine power plant and a reheat steam bypass flow control system for use therein
US4113563A (en) * 1976-01-06 1978-09-12 Westinghouse Electric Corp. Fuel arrangement for high temperature gas cooled reactor
DE2639877A1 (de) * 1976-09-04 1978-03-09 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasturbinen-kraftanlage mit geschlossenem gaskreislauf
DE3016402A1 (de) * 1980-04-29 1981-11-05 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise
DE3345457A1 (de) * 1983-12-15 1985-06-27 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Behaeltersystem fuer einen hochtemperaturkernreaktor
JPH08171000A (ja) 1994-12-19 1996-07-02 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラント
JPH09209714A (ja) * 1996-01-31 1997-08-12 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉冷却材加熱蒸気発生器を備えた複合発電装置
JP2001074881A (ja) 1999-09-07 2001-03-23 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 蒸気加熱装置及び原子力発電設備
JP3780884B2 (ja) * 2001-08-31 2006-05-31 株式会社日立製作所 蒸気タービン発電プラント
US7403585B2 (en) * 2004-07-01 2008-07-22 Battelle Energy Alliance, Llc Optimally moderated nuclear fission reactor and fuel source therefor
WO2006137845A1 (en) * 2004-09-01 2006-12-28 Massachusetts Institute Of Technology Bi-disperse pebble-bed nuclear reactor
US20060210011A1 (en) * 2005-03-16 2006-09-21 Karam Ratib A High temperature gas-cooled fast reactor
DE202008005476U1 (de) * 2008-04-18 2008-07-10 Psk Metall- Und Anlagenbau Gmbh Destillationsanlage zur Gewinnung ätherischer Öle und Destillationsreaktor für eine Destillationsanlage

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU897037A1 (ru) * 1980-06-06 1999-03-27 Н.Н. Пономарев-Степной Ядерная энергетическая установка
US5225153A (en) * 1990-03-26 1993-07-06 Fuji Electric Co., Ltd. Pebble-type high temperature gas reactor
RU2308103C2 (ru) * 2002-04-12 2007-10-10 Фраматом Анп Способ и устройство для производства электроэнергии на основе тепла, выделяемого в активной зоне, по меньшей мере, одного высокотемпературного ядерного реактора
JP2009204184A (ja) * 2008-02-26 2009-09-10 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 多管円筒式の熱交換器

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ЕМЕЛЬЯНОВ И.Я. и др., Конструирование ядерных реакторов, Москва, Энергоиздат, 1982, с. 128, абз. 2-3. *

Also Published As

Publication number Publication date
US9111652B2 (en) 2015-08-18
BR112012015552A2 (pt) 2017-03-14
CA2785255C (en) 2015-06-23
EP2518733A4 (en) 2015-07-08
JP5645283B2 (ja) 2014-12-24
PL2518733T3 (pl) 2018-11-30
KR20120086358A (ko) 2012-08-02
BR112012015552B1 (pt) 2019-11-12
JP2013515946A (ja) 2013-05-09
MY166136A (en) 2018-06-06
ZA201204897B (en) 2013-09-25
HUE039708T2 (hu) 2019-01-28
CA2785255A1 (en) 2011-06-30
KR101454089B1 (ko) 2014-10-22
RU2012126055A (ru) 2014-02-10
CN101714413B (zh) 2012-07-25
EP2518733B1 (en) 2018-05-30
EP2518733A1 (en) 2012-10-31
WO2011075923A1 (zh) 2011-06-30
CN101714413A (zh) 2010-05-26
US20120269314A1 (en) 2012-10-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2515496C2 (ru) Система и способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора
Yetisir et al. Development and integration of Canadian SCWR concept with counter-flow fuel assembly
Zheng et al. Water-ingress analysis for the 200áMWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
CN203134395U (zh) 地下核电厂
RU2015113440A (ru) Модульный транспортируемый ядерный генератор
CN101630931B (zh) 一种核能与碱金属热电转换装置联合发电装置
US20150016581A1 (en) System for removing the residual power of a pressurised water nuclear reactor
CN102623072A (zh) 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统
US20170098483A1 (en) Heat exchange system and nuclear reactor system
CN104167231A (zh) 混凝土安全壳非动能冷却系统
KR101389840B1 (ko) 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
CN203070789U (zh) 一种热动转换系统
JP2011128090A (ja) カリーナサイクルを用いた原子力発電プラント
US9546821B2 (en) Small nuclear power generator
CN114121309A (zh) 一种基于全陶瓷弥散微封装燃料和碳化硅包壳的反应堆
KR101404646B1 (ko) 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
CN206075830U (zh) 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统
KR101501463B1 (ko) 원자로 냉각장치
Dragunov et al. Prospects for development of VVER-type pressurized light-water reactor installations
Raha et al. Safety analysis of hybrid nuclear desalination plant coupled to high temperature gas cooled reactor
JP3985024B2 (ja) 核融合発電システム
Poplavskii et al. Prospects for the BN-1800 sodium-cooled fast reactor satisfying 21st century nuclear power requirements
Rouault et al. The Gen-IV gas-cooled fast reactor, status of studies
REACTOR–PEBBLE et al. XVII-1.1. Introduction