RU2550504C2 - Установка для производства энергии на основе газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах - Google Patents
Установка для производства энергии на основе газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2550504C2 RU2550504C2 RU2012140437/07A RU2012140437A RU2550504C2 RU 2550504 C2 RU2550504 C2 RU 2550504C2 RU 2012140437/07 A RU2012140437/07 A RU 2012140437/07A RU 2012140437 A RU2012140437 A RU 2012140437A RU 2550504 C2 RU2550504 C2 RU 2550504C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- gas
- circuit
- reactor
- primary
- pressure
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F02—COMBUSTION ENGINES; HOT-GAS OR COMBUSTION-PRODUCT ENGINE PLANTS
- F02C—GAS-TURBINE PLANTS; AIR INTAKES FOR JET-PROPULSION PLANTS; CONTROLLING FUEL SUPPLY IN AIR-BREATHING JET-PROPULSION PLANTS
- F02C1/00—Gas-turbine plants characterised by the use of hot gases or unheated pressurised gases, as the working fluid
- F02C1/04—Gas-turbine plants characterised by the use of hot gases or unheated pressurised gases, as the working fluid the working fluid being heated indirectly
- F02C1/05—Gas-turbine plants characterised by the use of hot gases or unheated pressurised gases, as the working fluid the working fluid being heated indirectly characterised by the type or source of heat, e.g. using nuclear or solar energy
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/028—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a pressurised coolant
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- 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 Development (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Sustainable Energy (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
- Separation By Low-Temperature Treatments (AREA)
Abstract
Настоящее изобретение относится к ядерной энергетической установке (ЯЭУ). ЯЭУ содержит первичный контур (10), содержащий газ, проходящий через ядерный реактор (12), через первый теплообменник (14) и через газодувку (16'). Вторичный контур (17'), содержащий неконденсирующийся газ, проходит через первый теплообменник (14), и через турбину (18) и компрессор (22), установленные на одном валу (24'). Газодувка приводится в действие валом. Газ в первичном и вторичном контурах одинаковый, и давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре. Технический результат - продолжение работы газодувки при аварийном отключении реактора. 5 з.п. ф-лы, 6 ил.
Description
Область техники
Изобретение относится к ядерным реакторам четвертого поколения, в частности, к так называемым GFR, что означает газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах. Изобретение, в частности, относится к охлаждению такого реактора в аварийной ситуации.
Под “быстрым” реактором подразумевается реактор, использующий теплоноситель, который не замедляет нейтроны, порождаемые ядерной реакцией, и не содержит замедлителя.
Предшествующий уровень техники
Фиг.1 представляет силовую установку на основе GFR с комбинированным непрямым циклом, наподобие рассмотренного в статье, представленной на конференции Proceedings of ICAPP '09, Tokyo, Japan, 10-14 май 2009, стр. 9378, “CATHARE SIMULATION OF TRANSIENTS FOR THE 2400 MW GAS FAST REACTOR CONCEPT”. Первичный контур 10, где в качестве теплоносителя используется чистый гелий, проходит через активную зону ядерного реактора 12 и через теплообменник 14. Циркуляция гелия поддерживается электрически питаемой газодувкой 16, установленной в контуре между выходом теплообменника 14 и входом реактора 12. Гелий находится под давлением около 70 бар.
Этот тип реактора с непрямым циклом отличается от реактора с прямым циклом тем, что первичный контур не содержит турбины. Первичный контур служит просто для переноса тепла из активной зоны реактора 12 в теплообменник 14, что облегчает локализацию реактора и компонентов первичного контура, тем самым ограничивая опасность активации летящих предметов, возникающих при потере лопаток турбины и водовпуска.
Вторичный контур 17, где в качестве основы теплоносителя используется смесь гелия и азота, последовательно проходит через теплообменник 14, газовую турбину 18, второй теплообменник 20 и компрессор 22. Турбина 18 и компрессор 22 установлены на одном и том же валу 24, который также приводит в действие генератор 26 переменного тока.
Смесь гелия и азота содержит от 50 до 70% объемной доли гелия и, в остальном, азот. Давление смеси составляет около 65 бар во впускном канале турбины 18 и около 40 бар в выпускном канале турбины 18.
Третичный контур 28, основой которого является вода в паровой фазе и в жидкостной фазе, последовательно проходит через теплообменник 20, паровую турбину 30 и насос 32. Паровая турбина приводит в действие генератор 36 переменного тока, таким образом, завершая производство электроэнергии генератора 26 переменного тока. Этот двойной источник производства электроэнергии оправдывает название комбинированного непрямого цикла.
Распределение мощностей, генерируемых на уровне генераторов 26 и 36 переменного тока, составляет, соответственно, около 1/3 и 2/3.
Установка снабжена системой 38 аварийного охлаждения. Аварийный первичный контур 40 на основе гелия проходит через реактор 12, теплообменник 42 и газодувку 44. В нормальном режиме работы, этот аварийный первичный контур изолируется клапаном 46, и газодувка 44 отключается. Аварийный вторичный контур 48 на водной основе проходит через теплообменник 42 и входит в резервуар, наполненный водой 50. В целом, обеспечено несколько избыточных аварийных систем.
Реактор 12 и первичные контуры 10 и 40 располагаются во внутренней защитной оболочке 52, которая сама располагается во внешней защитной оболочке, здесь не показанной. Внутренняя защитная оболочка сконструирована с возможностью гарантировать достаточное резервное давление реактора после образования бреши, от около 5 до около 10 бар, и внешняя защитная оболочка сконструирована с возможностью вмещать любую утечку элементов, которые могут активироваться реактором, наружу.
В случае аварии, влияющей на первичный контур реактора, например, открытие бреши в трубопроводе впускного канала реактора, давления во внутренней защитной оболочке и в первичном контуре выравниваются. Увеличение давления во внутренней защитной оболочке регистрируется и приводит к остановке реактора при вводе управляющих стержней в его активную зону. Вся электрическая схема главных контуров отключается, поскольку использует высокую мощность и поэтому получает питание от электроэнергетической системы, тогда как система 38 аварийного охлаждения, со своей стороны, имеет низкую мощность и поэтому, предположительно, имеет возможность получать вспомогательное питание от автономных источников питания (электрогенерирующих установок или батарей). Управляющие стержни немедленно останавливают ядерную реакцию, но остаточное тепло продолжает вырабатываться в реакторе и подлежит отводу. Клапан 46 системы аварийного охлаждения открывается, и газодувка 44 включается. Таким образом, остаточное тепло реактора отводится в водяной резервуар 50 гелиевым контуром 38, теплообменником 42 и водяным контуром 48.
Таким образом, в установке этого типа требуется осуществлять определенное количество операций в случае аварии. Естественно, эти операции можно автоматизировать, но они создают опасность сбоев в работе, тем больше, чем больше количество операций и задействованных в них элементов.
Опасность сбоев в работе увеличивается за счет того, что необходимо опираться на устройство аварийного охлаждения, которое остается неиспользуемым в обычных обстоятельствах. Для ограничения этой опасности, необходимо осуществлять обычные операции проверки и обслуживания устройства охлаждения, что увеличивает эксплуатационные затраты.
Краткое изложение существа изобретения
Наблюдается необходимость обеспечения системы аварийного охлаждения для газоохлаждаемого реактора, которая требует меньше обслуживания без ущерба ее надежности.
Для удовлетворения этого требования, обеспечена силовая установка, содержащая первичный контур, содержащий газ, проходящий через ядерный реактор, через первый теплообменник и через газодувку. Вторичный контур, содержащий неконденсирующийся газ, проходит через первый теплообменник и через турбину и компрессор, установленные на одном валу. Газодувка приводится в действие валом. Газы в первичном и вторичном контурах имеют одну и ту же природу, и давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре.
Краткое описание чертежей
Другие преимущества и признаки станут понятнее из нижеследующего описания конкретных вариантов осуществления, приведенных только в порядке неограничительного примера и проиллюстрированных посредством прилагаемых чертежей, на которых:
фиг.1 - описана выше и представляет традиционную установку на основе ядерного реактора GFR с комбинированным непрямым циклом;
фиг.2 - схематически представляет установку GFR, имеющую возможность автономного аварийного охлаждения; и
фиг.3A-3D - представляют различные диаграммы изменений параметров в случае аварии, влияющей на установку, показанную на фиг.2.
Описание предпочтительного варианта осуществления изобретения
На фиг.2, представляющей установку, имеющую возможность автономного и пассивного аварийного охлаждения, показаны те же элементы, что и на фиг.1, обозначенные теми же ссылочными позициями. Под “возможностью автономного охлаждения” подразумевается, что установка способна удалять остаточное тепло из остановленного реактора, например после аварии, без специального вмешательства оператора или контроллера вне остановки реактора и отсоединения генераторов переменного тока. С этой целью, компоненты, служащие для производства мощности в нормальном режиме работы установки, используются для охлаждения реактора.
Отличие от установки, показанной на фиг.1, состоит в том, что газодувка первичного контура 10, обозначенная здесь ссылочной позицией 16', приводится в действие тем же валом 24', который соединяет турбину 18 и компрессор 22 вторичного контура 17'. Поэтому газодувка 16' всегда присоединена к турбине 18 вторичного контура, в частности, при отключении реактора в случае аварии.
Помимо упрощения установки вследствие того, что для работы газодувки 16' больше не требуется отдельный двигатель, в дальнейшем будет видно, что эта конфигурация избавляет от необходимости в системе 38 аварийного охлаждения традиционной установки, показанной на фиг.1. Поскольку компоненты, используемые в нормальном режиме работы, используются для аварийного охлаждения, можно гарантировать постоянную работоспособность этих компонентов. Это избавляет от необходимости осуществлять операции проверки и обслуживания систем, запланированных для использования только в исключительных обстоятельствах.
Предпочтительно, в отличие от установки, показанной на фиг.1, газ во вторичном контуре такой же (чистый гелий), что и в первичном контуре, и находится под одним и тем же давлением (например, 70 бар). При таком выборе, ограничения по герметичности уплотнения снижаются, и его конструкцию можно упростить.
Кроме того, для изолирования, подвергаемого перепаду давления, которое практически равно нулю во всех обстоятельствах, в том числе в аварийной ситуации, давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре. Это сервоуправление осуществляется, например, простым клапаном, соединяющим первичный и вторичный контуры. В стандартных условиях клапан закрыт. В аварийном состоянии разгерметизации первичного контура 52, перепад давления с разных сторон этого клапана превышает давление механической калибровки клапана, что приводит к открытию последнего. В альтернативном варианте, более сложный набор клапанов будет выравнивать давление в контуре 17' с давлением в контуре 10 путем выброса избыточного объема из трубопровода 17' вторичного контура в защитную оболочку 52.
Для обеспечения дополнительной возможности противодействия любой незапланированной опасности, предпочтительно, чтобы система аварийного охлаждения была избыточной. Таким образом, согласно фиг.2, вокруг любого реактора 12 предпочтительно обеспечивать несколько, например три, пар первичного и вторичного контуров. Показано два выпускных канала избыточных первичных контуров 10b и 10c. Первичные контуры 10, 10b и 10c сообщаются друг с другом в реакторе. По соображениям выполнимости, эти три первичных контура не изолированы друг от друга в реакторе, в результате чего образование бреши в одной из систем непременно влияет на две другие системы.
Каждый избыточный вторичный контур снабжен своими собственными турбиной 18, компрессором 22 и генератором 26 переменного тока, присоединенным к валу 24', приводящему в действие газодувку 16' соответствующего избыточного первичного контура. Третичный контур 28, со своей стороны, не обязан быть избыточным. Он может проходить через теплообменник 20, общий для всех избыточных вторичных контуров, или проходить через несколько теплообменников 20, каждый из которых связан с соответствующим избыточным вторичным контуром.
Считается, что одна из наиболее серьезных аварий, которые могут произойти, является открытие 25 см бреши в “холодной” ветви первичного контура 10, т.е. в возвратной секции, ведущей из теплообменника 14 в реактор 12. Брешь в “горячей” ветви системы не предвидится, поскольку трубопровод, соответствующий горячей ветви, в общем случае, располагается внутри трубопровода холодной ветви по причинам тепловой оптимизации. Диаметр бреши соответствует максимальному диаметру труб, подключенных к главному трубопроводу первичного контура.
Фиг.3A-3D представляют изменения в момент времени t нескольких параметров после аварии вышеупомянутого типа в примере установки, содержащей три пары избыточных первичных и вторичных контуров. Эти результаты были получены моделированием, произведенным программным обеспечением системы анализа термогидравлических аварий CATHARE2 V25_2.
Фиг.3A представляет изменения давления p10 первичных контуров и давления p52 во внутренней защитной оболочке после открытия бреши в одном из первичных контуров. Фиг.3B представляет изменения мощности реактора. Фиг.3C представляет изменения скорости вращения валов 24'. Фиг.3D представляет изменения максимальной температуры Th оболочки ТВЭЛа в активной зоне реактора, температуры To гелия в выпускном канале реактора и температуры Ti гелия во впускном канале реактора.
Установка работает со следующими параметрами в порядке примера:
• первичный и вторичный контуры: чистый гелий при 70 бар;
• мощность реактора: 2400 МВт;
• номинальная скорость вращения каждого вала 24': 5900 об/мин;
• мощность, развиваемая на валах 24' (всего): 134 МВт;
• температуры (°C):
o выпускной канал реактора: 780°;
o впускной канал реактора: 400°;
o впускной канал турбины 18: 750°;
o впускной канал компрессора 22: 232°;
• первичный расход (всего): 1216 кг/с;
• вторичный расход (всего): 1122 кг/с.
При этих параметрах, моделированием с помощью программного обеспечения CEA CYCLOP получается кпд 45,6%.
Начиная с t=0, на фиг.3A, утечка в первичном контуре 10 приводит к быстрому снижению давления p10. Утечка ограничивается защитной оболочкой 52, давление p52 в которой начинает расти, выравниваясь с давлением p10 спустя 80 с. Давление вторичных контуров доводится до давления первичных контуров, давление вторичных контуров следует изменениям давления p10.
Это снижение давления немедленно регистрируется контроллером, который останавливает реактор, вводя управляющие стержни в активную зону реактора. Мощность реактора падает в течение нескольких секунд до остаточной мощности, составляющей несколько процентов от номинальной мощности, что показано на фиг.3B. Однако эта остаточная мощность должна быть удалена.
Массовый расход газа первичного контура падает пропорционально снижению давления. Соответственно снижается мощность нагрева газа. Это, в сочетании со снижением мощности реактора, приводит к снижению мощности, передаваемой во вторичный контур, приводя к снижению скорости вращения турбины 18, что показано на фиг.3C.
Тем не менее, когда мощность нагрева газа падает медленнее, чем мощность реактора, теплообмен остается благоприятным, благодаря чему температуры реактора начинают уменьшаться, что показано на фиг.3D.
Спустя 80 с, когда давление газа в первичном контуре достигает наименьшего значения, скорость вращения турбины 18 также находится на самом низком уровне. Условия отвода тепла из реактора являются неблагоприятными, и температуры реактора начинают увеличиваться.
Однако, когда скорость вращения турбины 18 снижается по отношению к ее номинальному значению, генератор 26 переменного тока начинает работать как двигатель, потребляя мощность из электрической силовой сети, что регистрируется контроллером как запрещенное событие. Контроллер отключает генератор переменного тока от электрической силовой сети. С этого момента, турбина больше не имеет мощности для передачи на генератор переменного тока, и вся мощность, которую она все еще генерирует, передается на компрессор 22 и газодувку 16'. Малая мощность, которую поврежденный первичный контур передает во вторичный контур от реактора, достаточна для ускорения вращения турбины и, следовательно, газодувки 16', и для реактивации теплопередачи первичным контуром реактора во вторичный контур.
Когда скорость вращения турбины постепенно возрастает, температуры реактора (фиг.3D) проходят через максимум и начинают снова уменьшаться для достижения стабильно низкого значения в момент, когда скорость вращения турбины достигает стабильного значения, близкого к номинальному значению. С этого момента, установка нормально работает при частичных условиях эксплуатации, поддерживаемых остаточным теплом реактора.
Наблюдается, что максимальная температура, достигаемая в активной зоне реактора в течение этой аварийной фазы, ниже номинальной температуры активной зоны в нормальном режиме работы. Поэтому опасные условия не достигаются ни в один момент времени в течение аварийной фазы.
Операции, подлежащие осуществлению для управления в аварийной ситуации, дополнительно ограничены. Единственная оставшаяся операция, подлежащая осуществлению, состоит в остановке реактора путем ввода управляющих стержней. Операция, состоящая в отключении генераторов переменного тока от электрической силовой сети, это операция, которая так или иначе запланирована в нормальном режиме работы для адаптации установки к колебаниям потребления энергии в электрической силовой сети.
Документ Proceedings of Gas-Cooled Reactor Information Meeting, Oak Ridge National Laboratory, 27-30 апреля 1970 г., “GAS TURBINE POWER CONVERSION SYSTEMS FOR HELIUM COOLED BREEDER REACTORS” описывает реакторную установку, содержащую первичный контур с гелием и вторичный контур с диоксидом углерода в жидкостной и паровой фазах. В этой установке, специальная турбина вторичного контура приводит в действие газодувку первичного контура. Генератор переменного тока и компрессор приводятся в действие второй турбиной, независимой от турбины, предназначенной для газодувки.
Следует отметить, что установка этого типа не имеет возможности автономного аварийного охлаждения. Когда после аварии происходит снижение мощности реактора, тепла, передаваемого во вторичный контур, фактически оказывается недостаточно для поддержания диоксида углерода в паровой фазе. Турбины затапливаются, в частности та, которая предназначена для газодувки, и газодувка останавливается, из-за чего первичный контур больше не может отводить остаточное тепло из реактора.
Следовательно, газ, используемый во вторичном контуре установки, показанной на фиг.2, предпочтительно, является неконденсирующимся газом, например гелием.
Возвращаясь к фиг.2, можно видеть, что вал 24' проходит из вторичного контура 17' в первичный контур 10 для приведения в действие газодувки 16'. Этот вал обычно снабжается вращающимся уплотнением, которое изолирует первичный и вторичный контуры друг от друга. Газодувка 16', согласно вышеупомянутому примеру, потребляет мощность около 17 МВт. Вал 24' имеет соответствующий диаметр, вращается сравнительно быстро (около 6000 об/мин) и должен выдерживать высокую температуру (400°). При давлениях, используемых в первичном и вторичном контурах традиционной установки (фиг.1), изоляция также должна выдерживать перепад давления 5 бар. Конструкция такой изоляции сложна.
С учетом того факта, что чистый гелий используется во вторичном контуре вместо гелий-азотной смеси, показанной на фиг.1, и что давление вторичного контура равно давлению первичного контура, другое распределение мощности, чем показано на фиг.1, будет использоваться между вторичным и третичным контурами для оптимизации кпд и размера машины. Таким образом, менее 20%, предпочтительно около 15%, мощности вырабатывается во вторичном контуре, и остальная мощность вырабатывается в третичном контуре.
Специалисты в данной области техники могут предложить многочисленные варианты и модификации описанных здесь вариантов осуществления. Хотя в качестве газообразного теплоносителя описан гелий, также можно использовать любой другой газ, отвечающий желаемым требованиям, в частности газ, который не конденсируется во вторичном контуре.
Claims (6)
1. Установка по производству энергии, содержащая
- первичный контур (10), содержащий первый газ, проходящий через ядерный реактор (12), первый теплообменник (14) и газодувку (16'), приводимую в действие валом (24'),
- вторичный контур (17'), содержащий неконденсирующийся газ, проходящий через первый теплообменник (14), турбину (18) и компрессор (22),
отличающаяся тем, что газодувка (16'), турбина (18) и компрессор (22) приводятся в действие упомянутым валом (24').
- первичный контур (10), содержащий первый газ, проходящий через ядерный реактор (12), первый теплообменник (14) и газодувку (16'), приводимую в действие валом (24'),
- вторичный контур (17'), содержащий неконденсирующийся газ, проходящий через первый теплообменник (14), турбину (18) и компрессор (22),
отличающаяся тем, что газодувка (16'), турбина (18) и компрессор (22) приводятся в действие упомянутым валом (24').
2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что первичный и вторичный контуры (10, 17') сконфигурированы так, что первый газ и неконденсирующийся газ находятся под одним и тем же давлением.
3. Установка по п.2, отличающаяся тем, что клапан соединяет первичный контур (10) с вторичным контуром (17') и сконфигурирован так, что давление во вторичном контуре (17') автоматически регулируется давлением в первичном контуре (10).
4. Установка по п.2, отличающаяся тем, что
- второй теплообменник (20) размещен во вторичном контуре (17'), причем неконденсирующимся газом является чистый гелий,
- третичный контур (28) содержит конденсируемую текучую среду, проходящую через второй теплообменник (20), турбину (30) и насос (32),
при этом производимая мощность на валу турбины (30) третичного контура (28) составляет более 80% всей генерируемой мощности.
- второй теплообменник (20) размещен во вторичном контуре (17'), причем неконденсирующимся газом является чистый гелий,
- третичный контур (28) содержит конденсируемую текучую среду, проходящую через второй теплообменник (20), турбину (30) и насос (32),
при этом производимая мощность на валу турбины (30) третичного контура (28) составляет более 80% всей генерируемой мощности.
5. Установка по п.2, отличающаяся тем, что первый газ первичного контура (10) и неконденсирующийся газ вторичного контура (17') представляют собой гелий под давлением около 70 бар.
6. Установка по п.1, отличающаяся тем, что содержит несколько избыточных пар первичного и вторичного контуров (10a, 10b, 10c, 17'), первичные контуры (10a, 10b, 10c) которых проходят в одном и том же ядерном реакторе (12).
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR1000749 | 2010-02-24 | ||
FR1000749A FR2956773B1 (fr) | 2010-02-24 | 2010-02-24 | Installation de production d'energie a partir d'un reacteur nucleaire rapide a gaz |
PCT/FR2011/000108 WO2011104446A1 (fr) | 2010-02-24 | 2011-02-23 | Installation de production d'energie a partir d'un reacteur nucleaire rapide a gaz |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2012140437A RU2012140437A (ru) | 2014-03-27 |
RU2550504C2 true RU2550504C2 (ru) | 2015-05-10 |
Family
ID=42735462
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2012140437/07A RU2550504C2 (ru) | 2010-02-24 | 2011-02-23 | Установка для производства энергии на основе газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах |
Country Status (11)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20120314830A1 (ru) |
EP (1) | EP2539901B1 (ru) |
JP (1) | JP5833033B2 (ru) |
KR (1) | KR20130004305A (ru) |
CN (1) | CN102870165B (ru) |
CA (1) | CA2789172A1 (ru) |
FR (1) | FR2956773B1 (ru) |
PL (1) | PL2539901T3 (ru) |
RU (1) | RU2550504C2 (ru) |
WO (1) | WO2011104446A1 (ru) |
ZA (1) | ZA201206013B (ru) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101988265B1 (ko) * | 2017-05-24 | 2019-06-12 | 한국원자력연구원 | 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템 |
CN109630212A (zh) * | 2018-12-19 | 2019-04-16 | 中国船舶重工集团公司第七0三研究所 | 高温气冷堆氦气透平发电系统 |
CN112392597A (zh) * | 2020-11-17 | 2021-02-23 | 哈尔滨工程大学 | 一种核动力发动机装置 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4576783A (en) * | 1981-01-12 | 1986-03-18 | Ga Technologies Inc. | Heat pump augmentation of nuclear process heat |
RU2160839C1 (ru) * | 1999-09-30 | 2000-12-20 | Военный инженерно-космический университет им. А.Ф. Можайского | Энергетическая установка с газоохлаждаемым реактором |
RU2224352C2 (ru) * | 1996-12-03 | 2004-02-20 | Эллиотт Энерджи Системс, Инк. | Электрическая система для турбины/генератора переменного тока на общем валу |
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 |
JP2009097867A (ja) * | 2007-10-12 | 2009-05-07 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | クローズドサイクルプラント |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3920513A (en) * | 1973-04-18 | 1975-11-18 | Westinghouse Electric Corp | Protection system for a nuclear reactor |
DE3139785A1 (de) * | 1980-11-25 | 1982-07-15 | BBC Aktiengesellschaft Brown, Boveri & Cie., 5401 Baden, Aargau | "gasturbinenanlage zur erzeugung von hochtemperatur-prozesswaerme" |
CH682357A5 (ru) * | 1991-09-05 | 1993-08-31 | Asea Brown Boveri | |
JPH05164888A (ja) * | 1991-12-13 | 1993-06-29 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | ガスタービン発電装置 |
JPH08338892A (ja) * | 1995-06-14 | 1996-12-24 | Japan Atom Energy Res Inst | ヘリウム冷却高温ガス炉 |
CN1123893C (zh) * | 2000-04-24 | 2003-10-08 | 清华大学 | 高温气冷堆换热装置 |
JP2004044533A (ja) * | 2002-07-15 | 2004-02-12 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | タービン設備 |
CA2625618C (en) * | 2006-02-09 | 2015-04-14 | Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited | Nuclear plant with a pebble bed nuclear reactor |
-
2010
- 2010-02-24 FR FR1000749A patent/FR2956773B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2011
- 2011-02-23 RU RU2012140437/07A patent/RU2550504C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2011-02-23 WO PCT/FR2011/000108 patent/WO2011104446A1/fr active Application Filing
- 2011-02-23 CN CN201180020644.1A patent/CN102870165B/zh not_active Expired - Fee Related
- 2011-02-23 US US13/581,162 patent/US20120314830A1/en not_active Abandoned
- 2011-02-23 CA CA2789172A patent/CA2789172A1/en active Pending
- 2011-02-23 PL PL11711954T patent/PL2539901T3/pl unknown
- 2011-02-23 JP JP2012554387A patent/JP5833033B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2011-02-23 EP EP11711954.5A patent/EP2539901B1/fr active Active
- 2011-02-23 KR KR1020127024708A patent/KR20130004305A/ko not_active Application Discontinuation
-
2012
- 2012-08-10 ZA ZA2012/06013A patent/ZA201206013B/en unknown
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4576783A (en) * | 1981-01-12 | 1986-03-18 | Ga Technologies Inc. | Heat pump augmentation of nuclear process heat |
RU2224352C2 (ru) * | 1996-12-03 | 2004-02-20 | Эллиотт Энерджи Системс, Инк. | Электрическая система для турбины/генератора переменного тока на общем валу |
RU2160839C1 (ru) * | 1999-09-30 | 2000-12-20 | Военный инженерно-космический университет им. А.Ф. Можайского | Энергетическая установка с газоохлаждаемым реактором |
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 |
JP2009097867A (ja) * | 2007-10-12 | 2009-05-07 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | クローズドサイクルプラント |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CA2789172A1 (en) | 2011-09-01 |
ZA201206013B (en) | 2013-05-29 |
CN102870165A (zh) | 2013-01-09 |
CN102870165B (zh) | 2015-08-26 |
US20120314830A1 (en) | 2012-12-13 |
KR20130004305A (ko) | 2013-01-09 |
JP5833033B2 (ja) | 2015-12-16 |
JP2013520671A (ja) | 2013-06-06 |
FR2956773A1 (fr) | 2011-08-26 |
RU2012140437A (ru) | 2014-03-27 |
EP2539901A1 (fr) | 2013-01-02 |
PL2539901T3 (pl) | 2015-05-29 |
FR2956773B1 (fr) | 2012-03-23 |
WO2011104446A1 (fr) | 2011-09-01 |
EP2539901B1 (fr) | 2014-11-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20130044851A1 (en) | Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat | |
KR101988265B1 (ko) | 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템 | |
JP2016515191A5 (ru) | ||
US20140029711A1 (en) | Passive power production during a nuclear station blackout | |
KR20180125287A (ko) | 원자로용기 외벽 냉각 및 발전 시스템 | |
CN109166637B (zh) | 一种基于orc的压水堆核电站核安全系统及方法 | |
US20170098483A1 (en) | Heat exchange system and nuclear reactor system | |
RU2550504C2 (ru) | Установка для производства энергии на основе газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах | |
CN104751923A (zh) | 一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统 | |
JP2008170439A (ja) | 原子力発電の方法及びシステム | |
KR20160142164A (ko) | 가압기 증기를 사용한 원자로건물 살수 시스템, 이를 이용하는 방법 및 이를 포함하는 원전 | |
CN112160809A (zh) | 一种高温气冷堆发电的系统和方法 | |
KR101281351B1 (ko) | 원자력발전소용 보조전원공급장치 및 그 보조전원공급방법 | |
Nikiforova et al. | Lead-cooled flexible conversion ratio fast reactor | |
JP2016045166A (ja) | 原子力発電プラントの監視制御装置 | |
KR102238185B1 (ko) | 원자력 발전소의 피동 붕괴열 제거계통 | |
US3666623A (en) | Gas turbine installation for nuclear power plant | |
Golovko et al. | Features of adapting gas turbine cycle and heat exchangers for HTGRs | |
Tauveron et al. | Preliminary design and study of the indirect coupled cycle: An innovative option for Gas Fast Reactor | |
Barbier et al. | Main operation procedures for ASTRID gas power conversion system | |
Vasyaev et al. | Substantiation of the parameters and layout solutions for an energy conversion unit with a gas-turbine cycle in a nuclear power plant with HTGR | |
CN112037945B (zh) | 一种能够自持流动的气冷反应堆主回路 | |
Kodochigov et al. | Turbomachine design choice for the gas-turbine cycle of NPP with HTGR | |
Ballinger et al. | Balance of plant system analysis and component design of turbo-machinery for high temperature gas reactor systems | |
CN205247911U (zh) | 一种核反应堆发电系统 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180224 |