CN104272397A - 用于核反应堆的蒸汽发生器 - Google Patents

用于核反应堆的蒸汽发生器 Download PDF

Info

Publication number
CN104272397A
CN104272397A CN201380020902.5A CN201380020902A CN104272397A CN 104272397 A CN104272397 A CN 104272397A CN 201380020902 A CN201380020902 A CN 201380020902A CN 104272397 A CN104272397 A CN 104272397A
Authority
CN
China
Prior art keywords
plane
steam generator
pumping chamber
nuclear reactor
pumping
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201380020902.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104272397B (zh
Inventor
J·T·格鲁姆
S·约
J·A·尼兰德
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuscale Power LLC
Original Assignee
Nuscale Power LLC
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 Nuscale Power LLC filed Critical Nuscale Power LLC
Publication of CN104272397A publication Critical patent/CN104272397A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104272397B publication Critical patent/CN104272397B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/16Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/16Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour
    • F22B1/162Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being hot liquid or hot vapour, e.g. waste liquid, waste vapour in combination with a nuclear installation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/006Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral 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
    • G21C1/322Integral 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 wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

用于核反应堆的蒸汽发生器包括接近第一平面的增压室,其中,该第一平面横穿反应堆容器的立柱的底部。该蒸汽发生器还可包括接近第二平面的增压室,该第二平面近似平行于第一平面,其中,该第二平面横穿反应堆容器的立柱的顶部。该蒸汽发生器还可以包括多个蒸汽发生器管,该蒸汽发生器管将冷却剂从位于接近第一平面的增压室输送到接近第二平面的增压室中的一个。

Description

用于核反应堆的蒸汽发生器
背景
在核反应堆中,核材料的芯被限定为反应堆内部的小体积使得反应可以发生。在许多实例中,在需要补给反应堆芯燃料之前,受控核反应可持续延长一段时间,诸如若干年。因此,当合理设计的核反应堆被用作将水转换成蒸汽的热源时,其可提供不含碳、稳定且高度可靠的能量源。
核反应堆可利用工作流体,诸如水,其在压力明显高出大气压的情况下可被转换成蒸汽。然后加压蒸汽可被用于驱动用于将机械能转换成电流的涡轮机。然后蒸汽可被冷凝回水并返回到反应堆。在许多核反应堆中,工作流体的蒸发、冷凝和蒸发的循环可以日复一日年复一年地持续。
因此,核反应堆的重要特性可以是一种蒸汽发生器,该蒸汽发生器在输入侧接收液体冷却剂,以将冷却剂暴露于核反应堆的热源的方式蒸发冷却剂,并向涡轮机的输入侧提供气化的冷却剂。因此,蒸汽发生器的效率、制造容易程度、性能和安全特性代表了持续地调查、分析和评估的领域。
发明概述
在某些实施方案中,用于核反应堆的蒸汽发生器包括三个或更多个接近第一平面的增压室(plenum),其中,该第一平面横穿反应堆容器的柱体的底部。该蒸汽发生器还可包括三个或更多个接近第二平面的增压室,该第二平面近似平行于第一平面,其中,该第二平面横穿该柱体的顶部。该蒸汽发生器还可以包括多个蒸汽生成管,该蒸汽生成管形成将冷却剂从位于接近该第一平面的三个或更多个增压室其中之一输送到接近该第二平面的三个或更多个增压室中的至少一个的流径。
在其它实施方案中,蒸汽发生器的顶部包括三个或更多个在平面中围绕立柱(riser column)按近似90度间隔放置的增压室,其中该三个或更多个增压室中的至少一个增压室含有面向蒸汽发生器的底部的近似平板的管板(tubesheet),且其中该至少一个增压室的近似平板的管板包括多个穿孔,其中该多个穿孔的密度在该至少一个增压室的内部边缘附近的区域和该至少一个增压室的外部边缘附近的区域之间变化。
在其它的实施方案中,运行核反应堆的方法包括将工作流体从第一组三个或更多个增压室输送到多个流径,在该多个流径中的至少某些流径中蒸发该工作流体,其中,蒸发至少部分地源自从反应堆冷却剂到该多个流径中至少某些流径的耦合热能量。该方法还可以包括将气化的冷却剂传递到第二组三个或更多个增压室。
附图说明
参照下面的附图描述非限制性和非穷举性实施方案。
图1是采用了根据一个示例实施方案的蒸汽发生器的核反应堆模块的框图。
图2示出根据一个示例实施方案的围绕近似圆柱体立柱的蒸汽发生器的立体图。
图3示出根据一个示例实施方案的围绕近似圆柱体立柱的蒸汽发生器的仰视图。
图4示出在用于根据一个示例实施方案的核反应堆的蒸汽发生器中使用的增压室的细节。
图5示出在用于根据一个示例实施方案的核反应堆的蒸汽发生器中使用的增压室的俯视图。
图6示出在根据一个示例实施方案的核反应堆的蒸汽发生器中使用的增压室的管板穿孔中使用的孔。
发明详述
描述了在核反应堆中使用的蒸汽发生器的各种***和布置。在实施方式中,一组增压室(其中,该组可包括四个增压室)可被布置在第一平面中按90度增量围绕在核反应堆的近似圆柱体立柱的底部。第二组增压室(其中,该组可包括四个增压室)可被布置在第二平面中按90度增量围绕在核反应堆的圆柱体柱体的顶部。位于圆柱体立柱的顶部和底部的增压室均可包括大体地或近似平板的管板,该管板具有穿孔使得增压室耦合到多个蒸汽发生器管其中之一。在某些实施方案中,孔可被设置在位于接近圆柱体立柱的底部的增压室的至少某些穿孔之内。孔的存在可至少部分地导致当流体从冒口底部的增压室向上流动时的压力降低。
在特定的其它实施方案中,三个增压室被布置在第一平面中,按120度增量围绕在核反应堆的近似圆柱体立柱的底部。第二组增压室(其中,该组可包括三个增压室)可被布置在第二平面中,按120度增量围绕在核反应堆的近似圆柱体立柱的顶部。位于圆柱体立柱的顶部和底部的增压室均可包括大体地或近似平板的管板,所述管板具有穿孔使得增压室耦合到多个蒸汽发生器管其中之一或多个,使得形成位于圆柱体立柱的顶部的增压室和底部的增压室之间的流径。在某些实施方案中,孔可被设置在位于接近圆柱体立柱的底部的增压室的至少某些穿孔之内。孔的存在可至少部分地导致当流体从冒口底部的增压室向上流动时的压力降低。
在特定的实施方案中,增压室的近似平板的管板的一个或多个中的穿孔的密度在靠近圆柱体立柱的增压室的边缘附近较低(例如,管板的每单位面积中的个数较少)而在包围蒸汽发生器的反应堆容器的外壁附近较高(例如,每单位面积中的个数较多)。近似平板的管板中的穿孔的密度如此变化可导致,从反应堆容器之内的一次流体到蒸汽发生器管之内的二次工作流体的近似均匀热耦合。
如本文所使用地并如随后章节所详细描述地,本发明的实施方案可包括各种核反应堆技术。因此,某些实施方案可包括采用铀氧化物、铀氢化物、铀氮化物、铀碳化物、混合氧化物和/或其它类型的放射性燃料的核反应堆。应注意,实施方案不限于任何具体类型的反应堆冷却机制,也不限于用以在核反应中产生热或产生与核反应相关的热的任何具体类型的燃料。
图1是采用了根据一个示例实施方案的蒸汽发生器的核反应堆模块的框图。在图1中,反应堆芯5定位于圆柱体形状或胶囊形状反应堆容器20的底部。反应堆芯5包括大量的产生受控反应的裂变材料,该受控反应可持续发生一段时间,例如,若干年。尽管图1中未明示,但是可采用控制杆以控制反应堆芯5之中的裂变率。控制杆可包括银、铟、镉、硼、钴、铪、镝、钆、钐、铒和铕或它们的合金和混合物。然而,这些仅仅是众多可能的控制杆材料的一小部分。
在实施方案中,圆柱体形状或胶囊形状的安全壳10包围反应堆容器20,且该安全壳被部分或全部浸没在一个水池或其它流体冷却剂之中。反应堆容器20和安全壳10之间的体积被部分或全部抽空以减少从反应堆容器20到外部环境的热传递。然而,在其它实施方案中,反应堆容器20和安全壳10之间的体积可被至少部分填充了气体和/或流体,以增加反应堆容器和安全壳之间的热传递。
在一个具体的实施方案中,反应堆芯5被部分或全部浸没在流体中,诸如水,例如,该流体可包括硼或其它的添加剂,在接触了反应堆芯的表面之后该流体上升。在图1中,加热的冷却剂的向上运动是由反应堆芯5上面的箭头15表示。冷却剂向上移动经过立柱30(立柱30可以至少部分地或近似圆柱体形状)然后越过蒸汽发生器40和42的顶部,然后沿着反应堆容器20的内壁以对流的方式被向下拉动,因此,使得冷却剂将热给予蒸汽发生器40和42。在到达反应堆容器的底部之后,与反应堆芯5接触导致加热冷却剂,如箭头15所示。
尽管图1中所示的蒸汽发生器40和42包括不同的元件,蒸汽发生器40和42还可表示许多个缠绕立柱30的螺旋线圈,立柱30可包括圆柱体形状。在另一个实施方案中,其它数量的螺旋线圈可以反方向缠绕在立柱30的上部,其中,例如,第一螺旋线圈以逆时针方向缠绕,而第二螺旋线圈以顺时针方向缠绕。然而,可使用不同配置和/或不同定向热交换器,且实施方案在这方面不受限。此外,尽管示出的流体线70被定位于恰好在蒸汽发生器40和42的上部的上方,在其它实施方案中,反应堆容器20可包括更少或更多数量的冷却剂。
在图1中,以加热的冷却剂上升经过由立柱30所限定的通道并与蒸汽发生器40和42相接触的方式,使得该核反应堆正常运行。在接触蒸汽发生器40和42之后,该冷却剂以如箭头25所示的感应热虹吸过程的方式朝向反应堆容器20的底面沉积。在图1的实例中,反应堆容器20之中的冷却剂保持在高于大气压力的压力,因此,使得冷却剂维持高温而不蒸发(即,沸腾)。随着蒸汽发生器40和42之中的冷却剂的温度增加,该冷却剂可以开始沸腾。随着沸腾开始,从热交换器40和42的顶部传送已蒸发的冷却剂以驱动涡轮机80和82其中之一或多个使之将蒸汽的热势能转换成电能。在冷凝之后,冷却剂返回到热交换器40和42的底部。
增压室85位于图1的蒸汽发生器40和42的输入端。在某些实施方案中,增压室85包括一个近似平板的管板,该管板耦合了从涡轮机80/82到蒸汽发生器40/42的冷却剂。可位于接近第一水平平面(它横穿立柱30的下部)的增压室85中至少一个包括一个近似平板管板,其中该平板管板向上朝向横穿立柱30的上部的平面方向。可位于接近第二水平平面(它横穿立柱30的上部)的增压室87中至少一个包括一个近似平板管板,其中该平板管板朝向横穿立柱30的平面的下部方向。
图2示出根据一个示例实施方案的围绕近似圆柱体立柱的蒸汽发生器的立体图。在图2中,包括几层紧密间隔的管的流径可被看作在增压室100和增压室120之间螺旋式延伸。在某些实施方案中,在第一平面(诸如平面105)中增压室100按90度间隔分布在立柱的近似圆柱体形状的周围。增压室100和增压室120二者均包括面向平面115方向的近似平板管板,该平面115横穿蒸汽发生器110的中部。在图2中,在增压室100和增压室120之间延伸的该管可包括近似24.0到30.0米的长度。在特定的实施方式中,使用接***面105的三个或更多个增压室和接***面125的三个或更多个增压室可至少部分地导致,例如,将长度的变化减少至每个蒸汽发生器管的预定阈值,该蒸汽发生器管形成了增压室120其中之一和增压室100中一个或多个之间的流径。
然而,应注意,在其它实施方式中,形成增压室100和增压室120之间的一个或多个流径的蒸汽发生器管可包括少于24.0米的长度,诸如22.0米、20.0米、18.0米和其它示例长度。在其它实施方式中,在增压室100和增压室120之间延伸的该管包括大于30.0米的长度,诸如32.0米、35.0米、40.0米和其它示例长度。此外,应理解,本发明的实施方式和实施方案不限于这个方面。
可近似地位于平面125中立柱的底部附近的增压室120,还可按90度间隔分布。在图2中,增压室100和增压室120二者均包括近似平板管板,其中,每个管板包括用于从增压室到蒸汽发生器110的管耦合冷却剂的穿孔。在图2的实施方案中,可接***面105的每个增压室100所示为近似或直接在接***面125的增压室120所对应的增压室之上。然而,在平面105中增压室100其中之一或多个可相对于增压室120旋转。
在某些实施方案中,管板包括直径在15.0和20.0毫米之间的用于耦合到蒸汽发生器110的管的穿孔。然而,其它实施方案可利用直径小于15.0毫米穿孔的管板,诸如12.0毫米、10.0毫米或更小。另外,其它特定的实施方案可利用直径大于20.0毫米穿孔的管板,诸如25.0毫米、30.0毫米、35.0毫米和其它示例直径。
图3示出根据一个示例实施方案的围绕近似圆柱体立柱的蒸汽发生器的仰视图。在图3中,增压室220可按近似90度间隔分布,例如,围绕近似圆形,该圆形可代表,例如,图1的立柱30。图3还示出可围绕着立柱的蒸汽发生器管的多个同心层。
图4示出在用于根据一个示例实施方案的核反应堆的蒸汽发生器中使用的增压室的俯视图。在图4中,示出一个具有穿孔的近似平板管板,该穿孔适用于耦合到蒸汽发生器的单个管。图4的穿孔被布置在同心圆弧中,在同心圆弧中呈现为朝向外边缘(诸如外边缘260)的每单位面积的穿孔数目大于(例如,较高密度)内边缘250的穿孔数目(例如,较低密度)。在图5中,边缘250可对应于靠近圆柱形立柱的增压室的一部分,且外边缘260可对应于靠近反应堆容器(诸如图1的反应堆容器20)的壁的增压室的一部分。
图5示出在用于根据一个示例实施方案的核反应堆的蒸汽发生器中使用的增压室的细节。在图5中,所示管板330为近似平板且其穿孔密度随着到立柱边缘335的距离增加而增加。在靠近反应堆容器壁边缘340的增压室320的部分,可呈现为其穿孔密度远远大于靠近立柱边缘335的管板的部分。
图6示出在根据一个示例实施方案的核反应堆的蒸汽发生器中使用的增压室的管板穿孔中使用的孔。在某些实施方案中,可使用孔以减小冷却剂350的压力,也许减少由蒸气发生器管的长度带来的整体压降的至少15.0%的量。在某些实施方案中,通过减少冷却剂350的压力使得压力稳定性例如可被增强,这在启动状态期间是特别关注的。通过稳定压力,诸如以在图5的管板330的至少某些穿孔中放置图6的孔的方式,例如,可以减少或消除在湿蒸汽和干蒸汽之间的瞬时振荡,该瞬时振荡在图1的核反应堆模块的低功率操作期间可能特别普遍。进而,可以减少湿蒸汽被耦合到图1的涡轮机80和82的可能性,例如,这可能会降低涡轮机80和82其中之一或多个的性能。
在某些实施方案中,运行核反应堆的方法可包括将工作流体从第一组三个或更多个增压室(例如位于大概接近反应堆容器的第一平面)输送到多个流径。该输送过程可包括将工作流体的压力减小足够的量以防止流动不稳定。在一个实施方案中,压降的百分比可包括由蒸汽发生器管的长度带来的整体压降的至少15.0%,该蒸汽发生器管可以在位于第一平面的第一增压室和位于第二平面的第二增压室之间延伸。该输送过程可包括将工作流体耦合到流径,这是通过第一组三个或更多个增压室中至少一个增压室的近似平板的管板。该方法还包括在多个流径中的至少某些流径中蒸发工作流体,其中,蒸发至少部分地源自从反应堆冷却剂到至少某些流径的耦合热能量。该方法还可包括可能通过至少一个增压室的近似平板管板将蒸汽冷却剂传递到第二组三个或更多个增压室。
虽然已经例示并描述了若干实施例,但本领域的技术人员应理解,在不脱离下文中的权利要求的情况下,可以做各种其它的修改并替换等价物。

Claims (19)

1.一种核反应堆蒸汽发生器,包括:
三个或更多个接近第一平面的增压室,所述第一平面横穿反应堆容器的柱体的底部;
三个或更多个接近第二平面的增压室,所述第二平面近似平行于所述第一平面并且横穿所述柱体的顶部;
多个蒸汽生成管,其形成从位于接近第一平面的三个或更多个增压室其中之一到接近第二平面的三个或更多个增压室中的至少一个的冷却剂流径。
2.权利要求1的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述三个或更多个增压室包括接近第一平面围绕所述柱体按近似90度间隔定向的四个增压室。
3.权利要求1的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述三个或更多个增压室包括接近第二平面围绕所述柱体按近似90度间隔定向的四个增压室。
4.权利要求3的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述接近第一平面的四个增压室中的每一个直接位于对应的接近第二平面的四个增压室其中之一之上。
5.权利要求1的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述柱体对应于包括近似圆形截面的立管。
6.权利要求1的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述接近第一平面的三个或更多个增压室中的至少一个或所述接近第二平面的三个或更多个增压室中的至少一个包括面向所述柱体中部方向的近似平板的管板。
7.权利要求6的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述近似平板的管板包括多个穿孔,所述穿孔的密度在靠近所述柱体的边缘附近低于在靠近所述反应堆容器壁的边缘附近。
8.权利要求7的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述多个穿孔中的至少某些穿孔包括用于在蒸汽生成管的入口处减少压力的孔。
9.权利要求8的核反应堆蒸汽发生器,其中,在所述多个穿孔中的至少某些穿孔中包括的孔引入由蒸汽发生器管的长度带来的整体压降的至少15.0%的压降,所述蒸汽发生器管在位于第一平面的第一增压室和位于第二平面的第二增压室之间延伸。
10.权利要求1的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述多个蒸汽生成管中的某些蒸汽生成管与所述多个蒸汽生成管中的其他蒸汽生成管交错。
11.一种核反应堆蒸汽发生器,包括:
顶部,具有在围绕立柱的平面中放置的三个或更多个增压室,其中:
所述三个或更多个增压室中的至少一个增压室包括面向蒸汽发生器的底部的近似平板的管板,且其中,
所述至少一个增压室的近似平板的管板包括多个穿孔,且其中
所述多个穿孔的密度在所述至少一个增压室的内边缘附近的区域和所述至少一个增压室的外边缘附近的区域之间变化。
12.权利要求11的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述穿孔的密度从在所述至少一个增压室的内边缘附近区域的较小值变化到在所述至少一个增压室的外边缘附近区域的较大值。
13.权利要求11的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述多个穿孔被布置成多个同心圆弧。
14.权利要求11的核反应堆蒸汽发生器,其中,所述多个穿孔中的每个穿孔的直径在15.0和20.0毫米之间。
15.一种运行核反应堆的方法,包括:
将工作流体从第一组三个或更多个增压室输送到多个流径;
在所述多个流径中的至少某些流径中蒸发所述工作流体,蒸发至少部分地源自从反应堆冷却剂到所述多个流径中的至少某些流径的耦合热能;且
将已蒸发的冷却剂传递到第二组三个或更多个增压室。
16.权利要求15的方法,其中,所述输送过程还包括:
减少所述工作流体的压力。
17.权利要求16的方法,其中,所述工作流体的压力被减少整体压降的至少15.0%的量,所述整体压降至少部分地源自在位于第一平面的第一增压室组三个或更多个增压室和位于第二平面的第二增压室组三个或更多个增压室之间延伸的流径。
18.权利要求15的方法,其中,所述输送过程还包括:
通过第一组三个或更多个增压室中的至少一个增压室的近似平板的管板将所述工作流体耦合到多个流径。
19.权利要求15的方法,其中,所述传递过程还包括:
通过第二组三个或更多个增压室中的至少一个增压室的近似平板的管板将所述工作流体传递到第二组三个或更多个增压室。
CN201380020902.5A 2012-04-20 2013-04-19 用于核反应堆的蒸汽发生器 Active CN104272397B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/451,759 2012-04-20
US13/451,759 US9230697B2 (en) 2012-04-20 2012-04-20 Steam generator for a nuclear reactor
PCT/US2013/037292 WO2013158950A2 (en) 2012-04-20 2013-04-19 Steam generator for a nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104272397A true CN104272397A (zh) 2015-01-07
CN104272397B CN104272397B (zh) 2016-12-21

Family

ID=49380114

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201380020902.5A Active CN104272397B (zh) 2012-04-20 2013-04-19 用于核反应堆的蒸汽发生器

Country Status (9)

Country Link
US (2) US9230697B2 (zh)
EP (1) EP2859556B1 (zh)
JP (5) JP2015514995A (zh)
KR (2) KR102220520B1 (zh)
CN (1) CN104272397B (zh)
CA (2) CA2869901C (zh)
HK (1) HK1202344A1 (zh)
PL (1) PL2859556T3 (zh)
WO (1) WO2013158950A2 (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107112056A (zh) * 2015-02-10 2017-08-29 纽斯高动力有限责任公司 具有倾斜管板的蒸汽发生器
RU2725161C1 (ru) * 2019-11-29 2020-06-30 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Охлаждаемая стенка токамака

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9230697B2 (en) 2012-04-20 2016-01-05 Nuscale Power, Llc Steam generator for a nuclear reactor
US9897308B2 (en) 2013-12-26 2018-02-20 Nuscale Power, Llc Steam generator with tube aligning orifice
GB2522881B (en) * 2014-02-07 2018-05-09 Rolls Royce Power Eng Plc Steam generator
US10629312B2 (en) * 2014-12-23 2020-04-21 Nuscale Power, Llc Light water reactor with condensing steam generator
US20170023305A1 (en) * 2015-07-22 2017-01-26 General Electric Company Steam generator having an integrated modular heat exchanger
CN107785084B (zh) * 2017-07-31 2023-10-27 清华大学天津高端装备研究院 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆
US10755826B2 (en) 2017-11-10 2020-08-25 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, rotational, and thermal energy
JP7321953B2 (ja) 2020-02-17 2023-08-07 株式会社神戸製鋼所 自動溶接システム、溶接方法、学習装置、学習済みモデルの生成方法、学習済みモデル、推定装置、推定方法、及びプログラム
US11421589B1 (en) 2021-05-18 2022-08-23 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3859964A (en) * 1972-10-16 1975-01-14 Mitsui Shipbuilding Eng Once through boiler
US4124064A (en) * 1973-01-29 1978-11-07 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
CN1086038A (zh) * 1992-06-24 1994-04-27 西屋电气公司 在核力蒸汽发电***中的冷热水管道的设备
CN101307897A (zh) * 2008-06-24 2008-11-19 清华大学 保证气冷堆一回路介质在蒸汽发生器内流动均匀性的装置
US20100316181A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Thome Ted L Integral helical coil pressurized water nuclear reactor

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE786097A (fr) * 1971-07-14 1973-01-10 Babcock & Wilcox Co Perfectionnements aux generateurs de vapeur du type nucleaire
US3941187A (en) 1971-07-14 1976-03-02 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
US4174123A (en) * 1971-07-14 1979-11-13 The Babcock & Wilcox Company Vessel penetration apparatus
JPS5127801A (ja) 1974-08-06 1976-03-09 Kubota Ltd Sakushonhetsudo
CA1122202A (en) * 1979-11-23 1982-04-20 Gordon M. Cameron Heat exchanger having improved tube layout
JPS62163994A (ja) * 1986-01-14 1987-07-20 株式会社東芝 高速増殖炉
JP3511531B2 (ja) * 1994-12-14 2004-03-29 株式会社東芝 蒸気発生器
JP2000346306A (ja) * 1999-06-03 2000-12-15 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 蒸気発生器の給水入口部
JP4101422B2 (ja) 1999-12-28 2008-06-18 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント
JP3524884B2 (ja) * 2001-03-02 2004-05-10 三菱重工業株式会社 高速増殖炉
US6813328B2 (en) 2002-12-13 2004-11-02 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Nuclear reactor submerged high temperature spool pump
JP2006162339A (ja) * 2004-12-03 2006-06-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 熱交換器及び原子炉
JP5127801B2 (ja) 2009-09-30 2013-01-23 株式会社藤商事 遊技機
CN102859606A (zh) 2010-02-05 2013-01-02 斯姆尔有限公司 具有初级冷却剂的自然循环的核反应堆***
EP2561513B1 (en) * 2010-04-23 2019-04-10 Atomic Energy of Canada Limited Pressure-tube reactor with coolant plenum
WO2011130841A1 (en) * 2010-04-23 2011-10-27 Atomic Energy Of Canada Limited/Énergie Atomique Du Canada Limitée Pressure-tube reactor with pressurised moderator
US9343187B2 (en) 2010-09-27 2016-05-17 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor with integral steam generator
US9230697B2 (en) 2012-04-20 2016-01-05 Nuscale Power, Llc Steam generator for a nuclear reactor

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3859964A (en) * 1972-10-16 1975-01-14 Mitsui Shipbuilding Eng Once through boiler
US4124064A (en) * 1973-01-29 1978-11-07 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
CN1086038A (zh) * 1992-06-24 1994-04-27 西屋电气公司 在核力蒸汽发电***中的冷热水管道的设备
CN101307897A (zh) * 2008-06-24 2008-11-19 清华大学 保证气冷堆一回路介质在蒸汽发生器内流动均匀性的装置
US20100316181A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Thome Ted L Integral helical coil pressurized water nuclear reactor

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107112056A (zh) * 2015-02-10 2017-08-29 纽斯高动力有限责任公司 具有倾斜管板的蒸汽发生器
RU2725161C1 (ru) * 2019-11-29 2020-06-30 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Охлаждаемая стенка токамака

Also Published As

Publication number Publication date
US20150103967A1 (en) 2015-04-16
CA3178009A1 (en) 2013-10-24
KR20150003807A (ko) 2015-01-09
PL2859556T3 (pl) 2021-06-14
EP2859556B1 (en) 2020-12-16
CN104272397B (zh) 2016-12-21
WO2013158950A2 (en) 2013-10-24
KR20200111284A (ko) 2020-09-28
US10147507B2 (en) 2018-12-04
HK1202344A1 (zh) 2015-09-25
JP6882418B2 (ja) 2021-06-02
EP2859556A2 (en) 2015-04-15
JP2023052220A (ja) 2023-04-11
US9230697B2 (en) 2016-01-05
JP2015514995A (ja) 2015-05-21
KR102220520B1 (ko) 2021-02-25
WO2013158950A3 (en) 2013-11-14
KR102159794B1 (ko) 2020-09-24
US20130279643A1 (en) 2013-10-24
EP2859556A4 (en) 2016-04-06
JP2021119356A (ja) 2021-08-12
CA2869901A1 (en) 2013-10-24
JP2020024214A (ja) 2020-02-13
CA2869901C (en) 2023-01-17
JP2019032339A (ja) 2019-02-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104272397A (zh) 用于核反应堆的蒸汽发生器
JP6349443B2 (ja) 原子炉に使用される熱除去システム
US8416908B2 (en) Nuclear reactor control method and apparatus
CN102637465B (zh) 一种非能动安全壳冷却***
CN105359221A (zh) 管理核反应堆废燃料棒
CN106229015B (zh) 一种高温熔盐压力管及压力管式石墨慢化高温熔盐堆
JP6791511B2 (ja) 原子炉
JP2014506998A5 (zh)
JP6756470B2 (ja) 原子炉および原子力プラント
KR101815958B1 (ko) 상변화 물질을 이용한 가압 경수로형 피동격납건물냉각계통
US10627103B2 (en) Steam generator
KR20140028537A (ko) 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
CN117012415A (zh) 池式反应堆非能动热量导出装置及其布置方法
JP2018004445A (ja) 高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する高速炉の炉心

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
REG Reference to a national code

Ref country code: HK

Ref legal event code: DE

Ref document number: 1202344

Country of ref document: HK

C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
REG Reference to a national code

Ref country code: HK

Ref legal event code: GR

Ref document number: 1202344

Country of ref document: HK