CN104685573A - 核蒸汽供给*** - Google Patents

核蒸汽供给*** Download PDF

Info

Publication number
CN104685573A
CN104685573A CN201380047016.1A CN201380047016A CN104685573A CN 104685573 A CN104685573 A CN 104685573A CN 201380047016 A CN201380047016 A CN 201380047016A CN 104685573 A CN104685573 A CN 104685573A
Authority
CN
China
Prior art keywords
primary coolant
flow
generation container
standpipe
steam generation
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.)
Pending
Application number
CN201380047016.1A
Other languages
English (en)
Inventor
克里希那·P·辛格
约瑟夫·拉杰库马尔
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.)
Smr Invention Technology Co Ltd
SMR Inventec LLC
Original Assignee
Smr Invention Technology Co Ltd
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 Smr Invention Technology Co Ltd filed Critical Smr Invention Technology Co Ltd
Publication of CN104685573A publication Critical patent/CN104685573A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/04Pumping arrangements
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01KSTEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K5/00Plants characterised by use of means for storing steam in an alkali to increase steam pressure, e.g. of Honigmann or Koenemann type
    • F01K5/02Plants characterised by use of means for storing steam in an alkali to increase steam pressure, e.g. of Honigmann or Koenemann type used in regenerative installation
    • 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
    • F22B1/023Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers with heating tubes, for nuclear reactors as far as they are not classified, according to a specified heating fluid, in another group
    • 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
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • 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
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous 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
    • G21C1/086Pressurised water reactors
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

一种具有启动子***的核蒸汽供给***,在一个实施方式中用来对一次冷却剂进行加热,本发明提供了一种核蒸汽供给***,包括;具有内腔的反应堆容器,由位于内腔内的核燃料组成的反应堆芯;流体连接到反应堆容器上的蒸汽发生容器;在所述反应堆容器和所述蒸汽发生容器内部形成的一次冷却剂回路,一次冷却剂回路内的一次冷却剂;以及流体连接到所述一次冷却剂回路上的启动子***,所述启动子***配置成:(I)接收一部分来自所述一次冷却剂回路的一次冷却剂;(2)对所述的一次冷却剂部分进行加热,以形成一次冷却剂的已加热部分;以及(3)将被加热的所述一次冷却剂部分注入到所述一次冷却剂回路中。

Description

核蒸汽供给***
相关申请的交叉引用
本申请要求2012年8月14日提交的美国临时申请序列号为No,61/683,021的权益,该申请的全文通过引用并入本文。
发明领域
本发明涉及核蒸汽供给***,特别涉及到用来加热蒸汽供给***中一次冷却剂的启动子***。
发明背景
为了启动典型压水堆中核蒸汽供给***,必须将反应堆的冷却水加热到工作温度,在所属领域,人们将这种温度称之为反应堆冷却水的空载工作温度。此外,在传统的核蒸汽供给***中,必须确保完全流过冷却剂回路和堆芯。必须确保在控制棒抽出时完全湍流流过燃料芯,以避免局部加热和沸腾,并确保水的反应性在启动和正常运行期间在理想范围内。
在现有技术中,采用反应堆冷却剂泵来完成期望的启动条件,泵的主要作用是在正常使用条件下使冷却剂在反应堆芯中循环,在正常使用时,反应堆冷却剂泵所产生的大量摩擦热量通过外部冷却设备(热交换器)排放以保持安全工作温度。然而,在启动期间,外部冷却是不起作用的,结果,摩擦热量被直接传输到反应堆冷却水中,使其达到空载工作温度。在反应堆冷却剂水被加热时,反应堆冷却剂回路中的压力因为使用了一排内部加热器而升高,通过保持两相平衡,这些加热器蒸发部分反应堆冷却剂水并增加了反应堆冷却剂***中的压力。
在无源(passively)安全核蒸汽供给***中,启动期间对反应堆存量水加热的上述过程是不存在的。这是因为这种无源安全核蒸汽供给***并不包括或不要求使用任何泵,为此,使用摩擦热量来加热反应堆存量水是不存在的。于是,在无源安全核蒸汽供给***中,就需要一种可加热反应堆存量水的启动***。
发明内容
本发明提出了一种改进的核蒸汽供给***和由此克服了上述现有装置中的缺陷的启动子***。本发明还提供了一种加热核蒸汽供给***中一次冷却剂至空载运行温度的改进方法。
在一个方面,本发明可以是一种核蒸汽供给***,包括:带有内腔的反应堆容器,由位于内腔内的核燃料组成的反应堆芯,流体连接到反应堆容器上的蒸汽发生容器;位于蒸汽发生容器内并流体连接到反应堆容器上的立管;一次冷却剂至少部分地填充位于反应堆容器和蒸汽发生容器内形成的一次冷却剂回路;以及启动子***,包括:带有位于一次冷却剂回路上的入口的进口管道;与进口管道流体连接的泵,用来将来自一次冷却剂回路的一部分一次冷却剂通过进口管道而泵入到注入管道内;至少一个加热元件,用来对所述部分的一次冷却剂进行加热以形成一次冷却剂的已加热部分;以及流体连接到注入管道上并位于立管内的喷嘴,以便将所述一次冷却剂的已加热部分注入到立管内。
在另一个方面,本发明可以是一种核蒸汽供给***,包括:带有内腔的反应堆容器,位于内腔内的核燃料组成的反应堆芯,流体连接到反应堆容器上的蒸汽发生容器;在反应堆容器和蒸汽发生容器内形成的一次冷却剂回路,一次冷却剂回路内的一次冷却剂;以及流体连接到一次冷却剂回路上的启动子***,所述启动子***配置成:(1)接收一部分来自一次冷却剂回路的一次冷却剂;(2)对所述的一次冷却剂部分进行加热以形成一次冷却剂的已加热部分;以及(3)将所述一次冷却剂的已加热部分注入到一次冷却剂回路中。
再一个方面,本发明是提出一种在核蒸汽供给***内加热一次冷却剂至空载使用温度的方法,所述方法包括:a)填充反应堆容器和蒸汽发生容器内的一次冷却剂回路,反应堆容器与蒸汽发生容器通过一次冷却剂而流体连接到一起;b)从一次冷却剂回路中抽出一部分一次冷却剂并注入到启动子***内;c)对启动子***内的这部分一次冷却剂进行加热以形成一次冷却剂的已加热部分;以及d)将一次冷却剂的已加热部分注入到一次冷却剂回路中。
再一个方面,本发明提供了一种启动核蒸汽供给***的方法,所述方法包括:a)至少部分地填充经由一次冷却剂而流体连接到一起的反应堆容器和蒸汽发生容器内的一次冷却剂回路,其中,一次冷却剂回路包括蒸汽发生容器内的立管;b)从一次冷却剂回路中抽出一部分一次冷却剂并注入到启动子***内;c)对启动子***内的这部分一次冷却剂进行加热以形成一次冷却剂的已加热部分;以及d)将所述一次冷却剂的已加热部分引入蒸汽发生容器的立管中。
通过如下给出的详细说明,本发明的进一步应用领域会显现出来。应该了解的是,尽管给出了本发明的优选实施方式,但详细说明和具体示例都仅作为示例说明,并不是对本发明的范围的限制。
附图简要说明
下面参照附图,介绍本发明示例性实施方式的特性,附图中相同的部件标以相同符号,附图如下:
图1为根据本发明实施方式的核蒸汽供给***的主视图,包括反应堆容器、蒸汽发生容器和启动子***;
图2为图1所示反应堆容器的立视剖面图;
图3为图1所示蒸汽发生容器的底部的立视剖面图;
图4为图1所示蒸汽发生容器的顶部的立视剖面图;
图5A为图1所示反应堆容器的和一部分蒸汽发生容器的特写图,示出了根据本发明第一个实施方式的启动子***的进口管道的部位;
图5B为图5A的特写图,示出了根据本发明第二个实施方式的启动子***的进口管道的部位;
图5C为图5A的特写图,示出了根据本发明第三个实施方式的启动子***的进口管道的部位;
图6为图1所示VI区域的特写图;
图7示出了启动子***和反应堆容器之间连接示意图;以及
图8为一次冷却剂压力与一次冷却剂温度的关系曲线图。
所有附图都是示意性的,并不一定按规定比例。
发明的具体说明
下面参照示例性实施方式介绍并描述本发明的特征和益处。示例性实施方式的如下描述旨在结合附图一起阅读,这些附图被认为是整个书面描述的组成部分。在本文所公开的实施方式的描述中,有关方向或方位的任何参照都仅在便于介绍,决不是限定本发明的范围。相关术语,诸如“下方的”、“上方的”、“水平的”、“垂直的”、“在…正上方”、“在…正下方”、“向上”、“向下”、“顶部”和“底部”以及这些术语的派生词(例如,“水平地”、“向下地”、“向上地”等),都应被解释为是指当时所描述的或所述图所示的方位。这些相对术语都仅仅是为了描述方便,并不要求装置按特定方位来建造或操作使用。术语,诸如“附着”、“固定”、“连接”、“耦合”、“互连”,以及类似术语,都是指一种关系,其中各个构件通过中间结构件以及活动或刚性固定件或连接关系而直接地或间接地相互固定或连接在一起,除非另有明确说明。为此,很显然,本发明公开内容应不限定在这些示例性实施方式上,这些实施方式说明了发明特征的一些可能的非限定性结合形式,这些特性可以独立存在,也可以以其它结合形式存在。
首先参照图1,附图示出了根据本发明的核蒸汽供应***100。尽管此处所述的是一种核蒸汽供给***,在某些实施方式中,该***在本文中一般可指一种蒸汽供给***。本发明的核蒸汽供给***100一般用在核压水堆中,通常包括反应堆容器200、蒸汽发生容器300和启动子***500。当然,应当理解,该核蒸汽供给***100可使用在除核压水堆之外的其它用途中。
在核蒸汽供给***100正常使用期间,一次冷却剂流过反应堆容器200和蒸汽发生容器300内的一次冷却剂回路190。该一次冷却剂回路190如图1中箭头所示。特别是,一次冷却剂向上流过反应堆容器200内的提升管柱(risercolumn)224,经过流体接头270,从反应堆容器200流到蒸汽发生容器300,向上流过蒸汽发生容器300内的立管337到达蒸汽发生容器300的顶部(即,到达稳压器380),然后,向下流过蒸汽发生容器300管子304侧边的管子332(见图3和图4),从蒸汽发生容器300经过流体接头270到反应堆容器200,向下流过反应堆容器200的溢流管(downcorner)222,然后,从反应堆容器200的溢流管222流回到反应堆容器200的提升管柱224。根据需要,在核蒸汽供给***100的正常使用期间,一次冷却剂继续沿该一次冷却剂回路流动,不需要使用任何泵。
应该清楚的是,在某些实施方式中,一次冷却剂回路190在核蒸汽供给***100关闭和不工作时会填充或局部填充一次冷却剂。因为填充冷却剂,这意味着整个一次冷却剂回路190被完全充满了一次冷却剂,或者说,一次冷却剂回路190几乎完全充满了一次冷却剂,而留出一些空气空间,以便在空气排出后可根据需要再补充一次冷却剂,或用于下述的启动程序期间由于一次冷却剂受热而膨胀。在某些实施方式中,在启动前,一次冷却剂在一次冷却剂回路190中是静止的,这是因为一次冷却剂并没有沿一次冷却剂回路流动。然而,在下面详细讨论的利用启动子***500进行启动期间,因为热虹吸(thermosiphonflow)的物理原理,一次冷却剂被加热且被迫流过一次冷却剂回路190,最终,在未借助任何泵的情况下,能够无源地流过一次冷却剂回路190。
在反应堆芯内的核燃料开始裂变链式反应产生热量前,使用启动子***500的启动程序开始将一次冷却剂加热到空载运行温度,如下将详细介绍。在核蒸汽供给***100正常运行期间,一次冷却剂因为其流过反应堆芯而具有极高的温度。特别是,反应堆容器200内的核燃料开始裂变链式反应,这会产生热量,当一次冷却剂流过反应堆容器200反应堆芯时,对一次冷却剂进行加热。如下所述,这种经过加热的一次冷却剂用来对二次冷却剂进行相变,使其从液相改变为蒸汽相。
在正常运行期间,在一次冷却剂流过一次冷却剂回路190的同时,二次冷却剂流过二次冷却剂回路。特别是,在图1所示的二次冷却剂部位处,二次冷却剂被引入蒸汽发生容器300的壳体侧305(图3和图4)。然后,二次冷却剂流过蒸汽发生容器300的壳体侧305(图3和图4),在此处,被来自一次冷却剂的热传输加热。由于热传输作用,二次冷却剂被转换为蒸汽,蒸汽从蒸汽发生容器300流到图1所示的涡轮900。涡轮900带动发电机,后者连接到电网,以便配电。然后,蒸汽从涡轮900流到冷凝器处(图中未示),蒸汽通过冷凝器被冷却而冷凝。于是,冷凝器将蒸汽再转换为液态(即,二次冷却剂),这样,其可被泵回到蒸汽发生器300在二次冷却剂位置处,并再次流过上述的流动路径。
在某些实施方式中,一次冷却剂和二次冷却剂都可以是水,诸如软化水。然而,本发明并不仅限于此,其它流体或液体也都可在其它某些实施方式中使用,本发明并不限于所述的一次和二次冷却剂的物质,除非另有说明。
在核蒸汽供给***100正常运行期间,一次冷却剂持续流过一次冷却剂回路,二次冷却剂持续在二次冷却剂回路中流动。2013年4月25日提交的国际申请No.PCT/US13/38289详细介绍了核蒸汽供给***100的一般使用情况和各个部分的详情,该申请全文在此通过引用并入本文。
下面参照图1-4,介绍核蒸汽供给***100的各个部件的一般详情和运行原理,特别是反应堆容器200和蒸汽发生容器300。在示例性实施方式中,反应堆容器200和蒸汽发生容器300都是垂直细长的,且都是独立的部件,它们在流体上是密切相连的,但本身又是分离的热隔离的容器,除了一次冷却剂(即,反应堆冷却剂)在上述一次冷却剂回路190的流体接头270中,在两个容器之间流过而交换外。在一个非限定性实施方式中,反应堆容器200和蒸汽发生容器300均采用抗腐蚀金属制成,如不锈钢,当然其它结构材料也可使用。
参照图1和图2,进一步介绍反应堆容器200。在一个非限定性实施方式中,反应堆容器200是一种ASME法规第III卷1级的厚壁圆筒形压力容器,包括圆筒形侧壁外壳201,带有整体焊接半球形底封头203和可拆卸的半球形上封头202。外壳201形成了配置成置放反应堆芯的内腔208,该反应堆芯包括核燃料。特别是,反应堆容器200包括圆筒形反应堆围筒(shroud)220,其内装有燃料筒230(即,核燃料)所形成的反应堆芯。反应堆围筒220横向将反应堆容器外壳部分分隔成两个同心配置的空间:(1)外环形部分221,形成了进入反应堆容器的一次冷却剂的环形溢流管222,其在反应堆围筒外表面和外壳201内表面之间形成;以及(2)通道223,形成了自反应堆容器流出的一次冷却剂的提升管柱224,该一次冷却剂已经在反应堆堆芯内通过裂变而被加热。
反应堆围筒220为细长型,沿反应堆容器200垂直轴线A-A轴向延伸。反应堆围筒220包括敞开的底端225和封闭的顶端226。在一个实施方式中,反应堆围筒220的敞开底端225与反应堆容器200底封头203垂直隔开一定距离,从而在反应堆围筒220底端225和反应堆容器200的底封头203之间形成底部流动空间228。正如下面将更详细介绍的那样,在一次冷却剂流过一次冷却剂回路190期间,底部流动空间228收集来自环形溢流管222的一次冷却剂,并引导冷却剂流向由反应堆围筒220开口的底端225所形成的提升管柱224的进口。
在某些实施方式中,反应堆围筒220为双壁圆筒,采用抗腐蚀的材料制成,诸如(但不限于)不锈钢。反应堆围筒220的这种双壁结构形成了绝热结构件,设计成可阻止热量流过,并形成了平滑的垂直提升管柱224,供燃料筒230(“堆芯”)中因裂变而加热的一次冷却剂向上流动,在一个实施方式中,燃料筒优选位于围筒底部,如图2所示。在反应堆围筒220内燃料筒230上方的垂直空间也可装有相互连接的控制棒节段,连同一组“非节段挡板(non-segmentalbaffles)”一起,用来在反应堆运行期间,保护控制棒部分防止出现流体激振现象。反应堆围筒220由反应堆支撑构件250来侧向地支撑,防止机械振动引起损伤,因为机械振动会由于金属疲劳而诱发故障。
在某些实施方式中,燃料筒230是个整体的独立结构,装有直立燃料组件,位于反应堆容器200的区域内,在底封头203上方被隔开,这样,在燃料筒230下方,留有较深的存水空间。燃料筒230采用反应堆围筒220来绝热,以便核燃料堆芯中的裂变反应所产生的大量热量用来对流过燃料筒并邻近提升管柱224的上部分的一次冷却剂进行加热。在某些实施方式中,燃料筒230是一种敞开的圆筒形结构件,包括圆筒形侧壁、敞开的顶部和敞开的底部,使得一次冷却剂完全穿过燃料筒向上流动(见流动箭头方向,具体参照图1如上所详细描述)。在一个实施方式中,燃料筒230侧壁可以采用多个反射器弓形节段(arcuatesegments of reflectors)来形成,这些反射器通过合适装置连接到一起。燃料筒230的敞开的内部装有支撑栅格,以便置放核燃料棒,并用来将控制棒***到堆芯,根据需要控制裂变反应。
在反应堆容器200和蒸汽发生容器300之间的相互连通区域,设有流体接头270,其包括内流道271和同心地包围着内流道271的外流道272。正如下面将要更详细介绍的,在一次冷却剂流动期间,一次冷却剂在提升管柱224内向上流动并流过流体接头270的内流道271,从反应堆容器200流到蒸汽发生容器300。在一次冷却剂到达蒸汽发生容器300的顶部时,一次冷却剂开始向下从蒸汽发生容器300处流过外流道272,进入反应堆容器200的溢流管222。同样,该流道将在下面更详细介绍。
下面回到图1、图3和图4,更详细地介绍蒸汽发生容器300的细节。在某些实施方式中,蒸汽发生容器300包括预热器部分320、蒸汽发生器部分330、过热器部分340和稳压器380。然而,本发明并不仅限于此,在某些其它实施方式中,可以不用蒸汽发生容器300所述部分的其中一个或几个。特别是,在一些实施方式中,可以省去预热器部分320,或者其本身可以看作是蒸汽发生器部分330的组成部分。如上所述,正是在蒸汽发生器容器300内,流过蒸汽发生器容器300的壳体侧305的二次冷却剂才会从液态(即,图1所示二次冷却剂入口)转换为超热的蒸汽,被送到涡轮900处(图1)用于发电。二次冷却剂在二次冷却剂回路中流过蒸汽发生容器300的壳体侧,流出后到达涡轮900,从涡轮900再流到冷凝器处,然后,返回到蒸汽发生容器300的壳体侧。
在示例性实施方式中,预热器320、蒸汽发生器330以及过热器350都为管式热交换器,带有管侧304和壳体侧305。管式热交换器的管侧304包括管束,由多个平行直管332组成,管板333位于支撑这些管子的每个管束的端部。在示例性实施方式中,只示出了两个管子332旨在避免混淆。然而,在实际使用时,可在蒸汽发生容器300的每个部分内设置数十个、数百个或数千个管子332。在某些实施方式中,管板333A的最底端的一个管板位于预热器部分320或蒸汽发生器部分330内。下面更详细地介绍该最底端的管板333A,介绍一个示例性实施方式中的启动子***500注入部位的情况。
如上所述,在一个实施方式中,预热器部分320可看作是蒸汽发生器部分330的组成部分。在这些实施方式中,蒸汽发生器部分330和过热器部分350可以看作是堆叠的热交换器,这样,过热器部分350就配置在蒸汽发生器部分330的上方。在某些实施方式中,预热器320、蒸汽发生器330、以及过热器350都可配置构成平行的逆流式热交换器,其中,二次冷却剂(兰金循环)流动方向与一次冷却剂相反但与之平行(例如,见图3和图4)。特别是,标有A的箭头指示流过立管337的一次冷却剂的流动方向,该立管位于蒸汽发生容器300内,标有B的箭头表示流过蒸汽发生容器300管子332的一次冷却剂的流动方向,以及标有C的箭头表示流过蒸汽发生容器300壳体侧305的二次冷却剂的流动方向。在管侧(一次冷却剂)和壳体侧305上(构成兰金循环工作流体的二次冷却剂,其从液相变为过热气相),上述三种管式热交换器(即,预热器、蒸汽发生器,以及过热器)均采用水力串行连接。
在示例性实施方式中,蒸汽发生容器300包括顶部310、底部311、轴向延伸圆筒形外壳312,以及与外壳312同心对准的内立管337,并在示例性实施方式中,其位于蒸汽发生容器300中心线C-C上。蒸汽发生容器300各个部分中,包括预热器320、蒸汽发生器330,和过热器350,在立管和外壳312之间,管子332沿圆周方向配置在立管337的外部周围。在一个实施方式中,立管337完全延伸过与预热器320、蒸汽发生器330,以及过热器350相关的所有管板333,从蒸汽发生容器300顶部延伸到底部,在反应堆容器200和蒸汽发生容器300之间形成连续的一次冷却剂回路190,一直延伸到稳压器380。
流体接头270包括位于流体接头270蒸汽发生容器300一侧的内流道371和外流道372。内流道371流体连接到内流道271上,而外流道372流体连接到外流道272上。为此,通过这些可操作的接头,蒸汽发生容器300流体连接到反应堆容器200上,完成一次冷却剂回路190,供一次冷却剂流过反应堆容器200和蒸汽发生容器300。在立管337和外壳312之间形成环形空间,其形成了底部空间338。底部空间338用来通过外流道272,372来收集一次冷却剂并引导该冷却剂从蒸汽发生容器300流回到反应堆容器200。这样,在示例性实施方式中,通过内流道271,371,一次冷却剂从反应堆200流到蒸汽发生容器300,并通过外流道272,372,一次冷却剂从蒸汽发生容器300流到反应堆容器200。然而,本发明并不仅限于此,且在其它实施方式中,流道271,272,371,372可反方向使用。
过热器350的顶部是稳压器380,如图1和图4所示,其与立管337的顶部或出口以及过热器350的管子332入口流体相通。在一个实施方式中,稳压器380直接安装在蒸汽发生容器300的外壳312上,并在外壳上构成了上封头336a。在一个实施方式中,稳压器带有穹顶或半球形封头,焊接到外壳312上,或者在其他可能的实施方式中用螺栓固定。稳压器380构成了上空间,通过立管337来收集上升的反应堆一次冷却剂,并将来自立管337的一次冷却剂分配给过热器管332。在某些实施方式中,稳压器380包括加热/淬火元件383(即,水/蒸汽),以便对反应堆一次冷却剂进行压力控制。
如图4所示,加热/淬火元件383包括一排安装在稳压器部分内的电加热器,加热器用来通过使部分一次冷却剂沸腾并形成蒸汽气泡而增加压力,蒸汽气泡位于封头附近的稳压器的顶部(在虚线表示的液体/气体接口340上方)。喷水柱384位于稳压器上封头336a附近,用来将水喷向蒸汽泡上,从而冷凝蒸汽,减小蒸汽泡的尺寸。蒸汽泡尺寸的增加/减小可以增加/减小反应堆冷却剂***内部一次冷却剂的压力。在一个示例性实施方式中,稳压器380和加热/淬火元件383所保持的典型的一次冷却剂压力大约(并不限于)2,250磅/平分英寸。在另一些实施方式中,如上所述,在惰性气体(诸如与稳压器380所连接的供气舱(图中未示)所提供的氮气(N2))和液态一次冷却剂之间形成液体/气体接口340。
在一个实施方式中,过热器管332外表面可包括整体散热片,以便补偿气态过热蒸汽媒介中降低了的传热率。通过确保气流为逆向流动,且又是沿管束中管子332平行流动(而不是横向穿过),以保护过热器管束防止腐蚀(即,因为上行气流中夹带的小水滴所致)。
下面参照图1和图5A,按照本发明的一个实施方式,介绍核蒸汽供给***100的启动子***500。除了下面讨论的启动子***500的各个部件外,下面还将作为整体结合核蒸汽供给***100的使用来介绍启动子***500的运行情况。正如下面更详细介绍的那样,在启动过程开始之前,一次冷却剂回路190内充有一次冷却剂,但是该一次冷却剂为环境温度,并不流过一次冷却剂回路190。通过利用本发明的启动子***500,一次冷却剂被加热,使其流过一次冷却剂回路190,然后,在启动子***500与一次冷却剂回路190脱离连接后,能够在不使用任何泵的情况下继续无源地流过一次冷却剂回路190。
为了启动核蒸汽供给***100并开始抽出控制棒以便通过反应堆容器200内的核燃料而开始裂变链式反应,一次冷却剂应该被加热到空载运行温度,在某些实施方式中,该温度可在500°F和700°F之间,特别是在550°F和650°F之间,以及特别是在大约600°F。在正常运行前(即,在蒸汽流到涡轮前和抽出控制棒前)确保一次冷却剂为空载运行温度,这在下面几个方面是有利的。首先,确保在控制棒被抽出时一次冷却剂完全湍动地流过燃料芯,避免局部加热和沸腾。第二,确保在启动和正常运行期间水的反应性在最佳范围内。在正常运行期间,因为核蒸汽供给***100并不用任何泵来使一次流体流过一次冷却剂回路190,而是依靠上述的热虹吸,并未使用通过泵的摩擦热量来加热一次冷却剂的传统装置。为此,在启动过程期间,本发明的核蒸汽供给***100使用了启动子***500来将一次冷却剂加热到空载运行温度。
启动子***500设计成具有高的安全范围。启动子***500还确保完全湍流地流过反应堆容器200内的燃料芯并在抽出任何控制棒之前将水加热到空载运行温度。正如上面所详细介绍的那样,在核蒸汽供给***100启动期间,一次冷却剂位于反应堆容器200和蒸汽发生容器300内的一次冷却剂回路190内,但是在初始时并不流过一次冷却剂回路190。在一次流***于一次冷却剂回路190内时,启动子***500从一次冷却剂回路190中抽取或收到一部分一次冷却剂,并对这部分一次冷却剂加热以形成一次冷却剂的已加热部分,而后将所加热的这部分一次冷却剂注入到一次冷却剂回路190中。于是,启动子***500形成了流体流动管路,其从一次冷却剂回路190内抽出一些一次冷却剂,并在将这部分一次冷却剂再次注入到一次冷却剂回路190内前,对这部分一次冷却剂进行加热。
在启动子***500将被加热的这部分一次冷却剂注入到一次冷却剂回路190时,即启动了文氏管效应,在一次冷却剂回路190内形成一次冷却剂整体流动。特别是,所注入的已加热部分的一次冷却剂会在一次冷却剂回路内流动并在一次冷却剂回路190内拉动最初静态的一次冷却剂随其流动,从而形成流过一次冷却剂回路190的一次冷却剂的整个湍流(包括初始静态一次冷却剂和一次冷却剂的已加热部分)。此外,因为从启动子***注入的一次冷却剂被加热到相对于一次冷却剂回路190内的一次冷却剂的温度,这种注入开始加热一次冷却剂回路190内一次冷却剂存量。在一次冷却剂回路190内的一次冷却剂达到空载运行温度时,启动子***500可以与反应堆容器200和蒸汽发生容器300断开流体连接,因为热虹吸特性,一次冷却剂继续流过一次冷却剂回路190。
在示例性实施方式中,启动子***500包括进口管道501、泵502、注入管503、加热元件504和喷嘴505。进口管道501、泵502、注入管503和喷嘴505都是流体连接到一起,这样,启动子***500所收到的一部分一次冷却剂会流过进口管道501、泵502、注入管503以及喷嘴505中的每一个。
在示例性实施方式中,整个核蒸汽供给***100包括反应堆容器200、蒸汽发生容器300和启动子***500都置于安全壳400内。这就确保了在启动期间出现冷却剂损失的事故时,所有高能量流体都被置于安全壳400的安全范围内。安全壳400的细节参见2013年5月21日提交的专利申请PCT/US13/42070,该申请的全部通过引用并入本文。此外,启动子***500至少部分地位于反应堆容器200和蒸汽发生容器300的外部。特别是,在示例性实施方式中,尽管进口管道501至少部分地位于反应堆容器200或蒸汽发生容器300的其中一个内,以抽取一部分一次冷却剂进入到启动子***500,以及喷嘴505至少部分地位于反应堆容器200或蒸汽发生容器300的其中一个内以便将一次冷却剂的已加热部分注回到反应堆容器200或蒸汽发生容器300的其中一个内,泵502和加热元件504整个位于反应堆容器200和蒸汽发生容器300的外部。
被引入到启动子***500内的一次冷却剂部分沿单方向流过启动子***500,从进口管道501流到喷嘴505处。进口管道501和注入管503可以是一个管子或管道或流体连接在一起的多个管子或管道。在一些实施方式中,进口管道501和注入管504包括沉重的壁管,其尺寸为直径5到7英寸之间,特别是直径大约6英寸。此外,喷嘴505的直径小于进口管道501和注入管504的直径,在2到4英寸之间,或大约3英寸。然而,本发明并不限于此,在其它实施方式中,进口管道501、注入管504和喷嘴505的尺寸可以大于或小于所述范围。
在示例性实施方式中,泵502为离心泵,设计成可泵浦足够大量的一次冷却剂以在反应堆芯中产生湍流情况。特别是,在某些实施方式中,泵502可以泵浦正常流过一次冷却剂回路190的大约10%,能够克服流过立管337的任何压力差。当然,本发明并不限于此,泵502可以是任何类型的泵,可根据需要泵浦任何数量的流过启动子***500的一次冷却剂量,以便启动程序顺利进行。
加热元件504可以是任何机构,其能够将热量传入到流过启动子***500的所述部分的一次冷却剂内。加热元件504可以是单个加热器或一排加热器。加热元件可以呈现任何形式,包括电阻丝、二硅化钼、刻蚀箔(etched foil)、加热灯、PTC陶瓷、热交换器或能够将热量提供给流过管道液体中的任何其它元件。在某些实施方式中,加热元件504可以为电气驱动的电阻棒来驱动,在其它实施方式中,加热元件504可以是由辅助蒸汽锅炉提供蒸汽的管状热交换器驱动。任何机构都可用作加热元件504,只要加热元件504可将热量传入一次冷却剂,以便对流过启动子***500的一次冷却剂部分加热。
在示例性实施方式中,进口管道501包括位于一次冷却剂回路190内的入口506。特别是,在图1所示的实施方式中,进口管道501的入口506位于反应堆容器200的底部。这包括将进口管道501的入口506置于反应堆容器200的底部流动空间228内。然而,本发明并不仅限于此,反应堆容器200的底部可包括将进口管道501的入口506置于围筒220底端225附近。此外,在其它实施方式中,进口管道501的入口506位于反应堆容器200中央垂直区域或反应堆容器200垂直区域或蒸汽发生容器300内,如下参照图5A-5C更详细讨论。将进口管道501的入口506置于反应堆容器200的底部可以确保从一次冷却剂回路排出的并被启动子***500接收的那部分一次冷却剂是一次冷却剂回路中最冷的一次冷却剂。进口管道501的入口506的这种定位可减少启动时间。然而,本发明并不仅限于将进口管道501的入口506置于反应堆容器200的底部,上述和下面再次参照图5A-5C所述的其它位置也是可以的。
特别是,图5A-5C示出了进口管道501的入口506在不同实施方式中所处的不同部位。图5A-5C所示的进口管道501的入口506的定位仅仅是示例性的,并不是对本发明的限定。因此,应该清楚的是,进口管道501的入口506可以沿一次冷却剂环路位于任何其它期望的部位。在图5A中,进口管道501的入口506位于反应堆容器200的底部。在图5B中,进口管道501的入口506位于蒸汽发生容器300的底部或蒸汽发生容器300和反应堆容器200之间流体接头270的外流道272,372处。在图5C中,进口管道501的入口506位于立管337内或蒸汽发生容器300和反应堆容器200之间流体接头270的内流道271,371处。进口管道501的入口506也可位于流体接头270上游的立管370内或一次冷却剂回路190内任何其它期望的部位。不论其确切位置如何,进口管道501的入口506的部位是一次冷却剂部分被抽出引入到启动子***500的部位。
在某些实施方式中,泵502可以流体连接到不止一个进口管道上或不止一个入口上,以便一次冷却剂可以从一次冷却剂回路190处被抽出并同时从不止一个部位注入到启动子***500内,或者,以便操作者可以根据期望用途和启动时间要求确定可以抽取一次冷却剂的部位。特别是,可以设有多个进口管道,连接到注入管上,这样,在每个进口管道内与之相连的阀。其中一个进口管道可以将入口设在反应堆容器200底部,另一个进口管道将入口设在蒸汽发生容器300的底部。这样,操作者可打开一个或几个阀,同时让其它阀关闭,以确定一次冷却剂被抽取的一次冷却剂回路190内的部位,以注入到启动子***500内。
回到图1,不论进口管道501的入口506的确切定位如何,当期望启动核蒸汽供给***时,一部分一次冷却剂会从一次冷却剂回路190处被抽出而注入到启动子***500的进口管道501内。更确切地说,在示例性实施方式中,通过操作泵502来从一次冷却剂回路190内抽取一次冷却剂。特别是,在示例性实施方式中,当启动泵502时,从一次冷却剂回路190中抽取一部分一次冷却剂并注入到启动子***500内。当泵被关闭时,不会再从一次冷却剂回路190抽取一次冷却剂被并注入到启动子***500内。
尽管上面介绍了使用泵502抽取部分一次冷却剂并注入到启动子***500内,但本发明并不仅限于此。在其它某些实施方式中,启动子***500可包括沿进口管道501在某些部位设置的阀。在一些实施方式中,或者,启动子***500也可包括沿注入管503某处设置的另一个阀。从流体流动角度来看,使用阀可使启动子***与反应堆容器200和蒸汽发生容器300断开。特别是,通过关闭阀,一次冷却剂不能进入启动子***500,一次冷却剂回路构成了闭环路径。在启动子***500内使用阀和这些阀的连接/配置的一个实施方式将参照图7在下面更详细地介绍。
凡使用阀处,这些阀的打开状态(即从一次冷却剂回路流出一部分一次冷却剂并流入启动子***500)和关闭状态(即阻止一次冷却剂流入启动子***500)之间是可以改变的。在一些实施方式中,泵502和一个或多个阀可与另一个一起使用,从而方便了该部分一次冷却剂流入启动子***500。
依然参照图1,当泵502正在工作时(以及反应堆容器200和启动子***500之间的以及蒸汽发生容器300和启动子***500之间的任何阀都是打开的),该部分一次冷却剂从一次冷却剂回路190流出并经由入口506而流入进口管道501。在图1中,这部分一次冷却剂来自反应堆容器200的底部,在此处,一次冷却剂为最冷。然而,如上所述,该部分一次冷却剂可来自一次冷却剂回路190的任何部位,包括蒸汽发生容器300和立管337的内部。该部分一次冷却剂流过进口管道501,经过泵502,流入注入管503内,这样,该部分一次冷却剂流过了加热元件504。当该部分一次冷却剂流过或流经加热元件504时,该部分一次冷却剂被加热而成为一次冷却剂的已加热部分。被加热的这部分一次冷却剂然后继续沿注入管503流动而进入喷嘴505,在此处,这部分一次冷却剂被注回到一次冷却剂回路190中。
同时参照图1和图6,更详细地介绍被加热的这部分一次冷却剂被注入到一次冷却剂回路190内。在示例性实施方式中,喷嘴505位于蒸汽发生容器300的立管337内部。当然,本发明并不限于此,根据需要,喷嘴505可以位于反应堆容器200或蒸汽发生容器300的其它部位处。特别是,注入管505可以位于反应堆容器200的提升管柱224内,反应堆容器200的溢流管222内,蒸汽发生容器300的稳压器380内或任何其它期望位置。
在示例性实施方式中,喷嘴505位于立管337内部中央,以便沿周向与立管337的内表面距离相等。此外,喷嘴505面朝上,以便使得从喷嘴505注入的被加热的这部分一次冷却剂可沿垂直向上方向流动。在示例性实施方式中,注入管503进入到最底部管板333A的蒸汽发生容器300内,以及喷嘴505配置在最底部管板333A上部附近或上部处。特别是,注入管503平行延伸到最底部管板333A正下方的立管337内,弯管将注入管503连接到喷嘴505上,而喷嘴505则从立管337内的弯管处垂直延伸。特别是,在一个实施方式中,喷嘴505的位置是可将被加热的这部分一次冷却剂注入到最底部管板333A的正上方。为此,在示例性实施方式中,喷嘴505位于蒸汽发生容器300底部空间338上方的某个部位处并将被加热的这部分一次冷却剂注入到该部位处。当然,在所有实施方式中,以及如上所述,本发明并不仅限于此,注入一次冷却剂已加热部分的部位可以根据需要改变。
在示例性实施方式中,启动子***500的喷嘴505沿第一垂直方向将被加热的这部分一次冷却剂(图中箭头511所示)注入立管337内。在将一次冷却剂的已加热部分511最初注入到立管337内时,一次冷却剂(图中箭头512所示)位于一次冷却剂回路190内,包括在立管337内,但是是静止的,并不移动。在启动子***500开始将被加热的这部分一次冷却剂511沿第一垂直方向注入立管337内时,一次冷却剂回路190内的一次冷却剂12的整个部分由于文氏管的作用开始沿第一垂直方向流动,如下所述。在某些实施方式中,一旦一次冷却剂回路190内的一次冷却剂512开始流动,其即以第一流量流动。此外,一次冷却剂的已加热部分511会以第二流量被注入,第二流量大于第一流量。
在示例性实施方式中,一次冷却剂511的已加热部分的注入会在闭环路径110中产生文氏管效应,特别是在立管337内。尤其是,将高速的已加热一次冷却剂511的射流引入立管337会在立管337内形成文氏管效应,在喷嘴505附近形成低压。该低压将一次冷却剂512沿一次冷却剂511已加热部分的流动方向从立管337底部向上抽到蒸汽发生容器300的顶部,有利于一次冷却剂流过一次冷却剂回路190。于是,因为使得一次冷却剂512便于流过一次冷却剂回路190,一次冷却剂已加热部分从启动子***500处的注入会启动蒸汽供给***100。特别是,由于文氏管效应,一次冷却剂511的已加热部分和一次冷却剂512的混合物在立管337内向上流动,且由于重力的作用,混合的一次冷却剂511/512向下流过蒸汽发生容器300内的管子332并由于热虹吸而向下流过反应堆容器200内的溢流管222。当一次冷却剂的已加热部分511与一次冷却剂512在立管内混合时,在一次冷却剂回路中,该被加热的混合物膨胀,且与其下方的较冷的一次冷却剂相比,该混合物的密度更低,更具有浮力。这种对流使得该已加热的液体在一次冷却剂回路中向上流动,与此同时,其被因重力作用而返回的较冷液体所取代。
一旦一次冷却剂被加热到空载运行温度时,一次冷却剂回路190内的一次冷却剂的流动是持续的,无需使用外部泵。启动子***500和与之相连的泵502仅用来加热一次冷却剂并使得一次冷却剂开始在一次冷却剂回路10内流动,加热一次冷却剂回路190内的一次冷却剂。然而,一旦一次冷却剂的空载运行温度达到并且一次冷却剂回路中的一次冷却剂达到热虹吸时,启动子***500便断开与一次冷却剂回路190的连接。
如上所述,当一次冷却剂回路内的一次冷却剂加热,一次冷却剂膨胀。于是,在某些实施方式中,***100可以流体连接到化学和容积控制***上,其可以根据需要去除一次冷却剂的附加容积。此外,这种化学和容积控制***还可以去除一次冷却剂中的分解气体。为此,根据需要,通过排放一次冷却剂和向一次冷却剂回路190中添加额外的一次冷却剂,化学和容积控制***可用来控制液位。在某些实施方式中,化学和容积控制***以需要流量补充和/或排出一次冷却剂,诸如,在某些实施方式中,每分钟大约60加仑。使用时,化学和容积控制***可以在沿一次冷却剂回路190的任何期望部位上流体连接到核蒸汽供给***100。
在核蒸汽供给***100的启动期间,启动子***500继续从一次冷却剂回路190内提取一部分一次冷却剂,对该部分一次冷却剂进行加热,以形成一次冷却剂的已加热部分,并将这部分被加热的一次冷却剂注入到一次冷却剂回路190中。一次冷却剂的已加热部分流入一次冷却剂回路190,可在启动过程期间对一次冷却剂进行加热(这实际上是原来一次冷却剂和被加热的一次冷却剂的混合物)。一旦一次冷却剂回路190内的一次冷却剂达到空载运行温度时,泵502则关断或启动子***500与一次冷却剂回路190隔离/断开/阀关闭。在某些实施方式中,只有在一次冷却剂到达空载运行温度时,控制棒才会开始被抽出。
在上述启动过程中,二次冷却剂(即给水)继续在蒸汽发生容器300的壳体侧305上循环。这样,当一次冷却剂由于启动程序而加热并开始流过一次冷却剂回路190,包括流过蒸汽发生容器的管332时,流过蒸汽发生容器300的壳体侧305的二次冷却剂沸腾而产生蒸汽。该蒸汽被保持在蒸汽发生容器300的内部,直到达到期望的压力。一旦达到期望的压力,蒸汽隔离阀(即蒸汽发生容器300和涡轮900之间的阀)被打开,一部分蒸汽被送到涡轮900,用来加热涡轮,而剩余蒸汽通过旁路操作而被送到冷凝器。
在某些实施方式中,只有当所有控制棒都完全抽出且核蒸汽供给***100为全功率运行时,蒸汽才被送入涡轮900用来发电。此外,如上所述,在某些实施方式时,控制棒在一次冷却剂达到空载运行温度后才被完全抽出。为此,在这些实施方式中,在启动过程中,不会有蒸汽被送到涡轮900用来产生动力(尽管其可以送到涡轮900用来对涡轮进行加热)。在这些实施方式中,不使用泵时,只有当启动过程完成且一次冷却剂无源地流过一次冷却剂回路190,才会产生动力。
除了对一次冷却剂回路190内的一次冷却剂进行加热外,如果需要的话,启动子***500还可用来将一次冷却剂从一次冷却剂回路190内排出。在某些实施方式中,诸如图1和图5A所示的实施方式,进口管道501的入口506位于反应堆容器200的底部,这可包括将一次冷却剂从反应堆容器200内排出。此外,根据进口管道501入口506的部位,启动供给***500可以用来将可能堆积在反应堆容器200底部或蒸汽发生容器300底部的碎屑排除。
在某些实施方式中,通过使用启动子***500,在一次冷却剂通过将一次冷却剂的已加热部分注入一次冷却剂回路190内时,因为将高压惰性气体引入到稳压器380容积内,一次冷却回路190内的压力会逐级增加。两相(惰性气体,水蒸气与液态水)平衡保持稳压器380容积内的液位。压力的逐级增加情况如图8所示的典型加热曲线,其基于一次冷却剂回路190、反应堆容器200和蒸汽发生容器300的结构材料特有的脆性韧性曲线(brittle toughness curve)。
现在参照图7,介绍启动子***500和反应堆容器200之间的相互连接关系。虽然图7仅示出了启动子***500和反应堆容器200之间的连接关系,但应该清楚的是,相同的连接关系也可用于启动子***500与蒸汽发生容器300的连接。另外,图7示出了另一种方式,进口管道501连接到反应堆容器200上,所采用的方式可防止或消除或大体上减少冷却剂损失事故的可能性。当然,某些实施方式可以省去如下所述的阀,且在某些实施方式中,启动子***500和反应堆容器200和蒸汽发生容器300之间的连接关系可采用不同于如下所述的方式来实现。
如图7所示,进口管道501包括同心管结构,包括内管508,其输送来自一次冷却剂回路190的所述部分的一次流体,和外管509,其同心地包围着内管508。外管用作冗余压力边界,如果内管508出现泄漏时,可在管路内容纳该部分一次冷却剂。两个独立的压力围壳(即内管508和外管509)确保使管子断裂而出现冷却剂流失事故的可能性不存在。
内管508直接连接到阀600上。此外,阀600被包围在压力容器602内,压力容器602包围着整个阀600,除阀杆601外。为此,阀杆601从压力容器602伸出,以便仍可手动打开和关闭阀600,尽管压力容器602封闭着阀600。外管509连接到压力容器602内的阀600上。为此,压力容器602防止在阀600和内管/外管508,509之间的焊接处导致冷却剂流失事故的发生。特别是,如果阀600和内管508之间的焊接点出现破裂,在压力容器602内会发生冷却剂泄漏,但不会流入到环境中或可能造成损害的其它地方。
此外,反应堆容器200包括从其侧壁处延伸的锻件290。阀600直接焊接到锻件290上。这就排除了反应堆容器200和阀600之间出现管子破裂的可能性。此外,锻件290和阀600之间的连接是在压力容器602内部,这样,锻件290和阀600之间的焊接处出现破裂会造成冷却剂泄漏,但这种泄漏是在压力容器602内。
除非另有规定,本文所述各个部件一般都可采用合适材料制成,适合预期用途和使用条件。所有管子或管道通常都采用核工业标准管件制成。暴露在腐蚀性或潮湿环境下的部件可采用防腐金属(例如不锈钢、镀锌钢、铝等)或进行防腐涂层处理。
尽管上面已经结合具体示例说明了本发明,这些示例包括发明的目前优选实施方式,但所属领域技术人员很清楚,上述***和技术仍存在许多不同实施方式和布局形式。应该注意的是,在没有脱离本发明的精神和范围的情况下,也可利用其它实施方式且可进行结构和功能上的修改。为此,本发明的精神和范围应按所附权利要求之主张而广义解释。

Claims (58)

1.一种核蒸汽供给***,包括:
带有内腔的反应堆容器,由位于所述内腔内的核燃料组成的反应堆芯;
蒸汽发生容器,其流体连接到所述反应堆容器上;
立管,其位于所述蒸汽发生容器内并流体连接到所述反应堆容器上;
一次冷却剂回路,其在所述反应堆容器和所述蒸汽发生容器内形成;所述一次冷却剂回路内的一次冷却剂;以及
启动子***,包括:
进口管道,其具有位于所述一次冷却剂回路中的入口;
泵,其与所述进口管道流体连接,用来将来自所述一次冷却剂回路的一部分所述一次冷却剂通过所述进口管道而泵入到注入管道内;
至少一个加热元件,用来对所述一次冷却剂的一部分进行加热以形成所述一次冷却剂的已加热部分;以及
喷嘴,其流体连接到注入管道上并位于所述立管内,用来将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述立管内。
2.根据权利要求1所述的核蒸汽供给***,其中所述进口管道的所述入口位于所述反应堆容器的底部处。
3.根据权利要求1至2中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述进口管道的所述入口位于所述蒸汽发生容器的底部。
4.根据权利要求1至3中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述进口管道的入口位于所述立管的底部。
5.根据权利要求1至4中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述蒸汽发生容器包括蒸汽产生部分和位于所述蒸汽产生部分上方的过热器部分,所述过热器部分可操作地将二次冷却剂加热到过热的蒸汽条件。
6.根据权利要求5所述的核蒸汽供给***,进一步包括;
每个所述蒸汽产生部分和所述过热器部分都包括一对垂直隔开的管板和管束,该管束包括在所述管板之间延伸的多个垂直走向的管子;以及
其中,所述喷嘴定位成在所述管板中的底部的一个的高度处或附近,将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述蒸汽产生部分的所述立管内。
7.根据权利要求1至6中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述注入管道包括沉重的壁管,其直径大约6英寸,以及其中,所述喷嘴直径大约3英寸。
8.根据权利要求1至7中任一项所述的核蒸汽供给***,其中将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述立管中,形成文氏效应,使得所述一次冷却剂沿所述一次冷却剂回路流动。
9.根据权利要求1至8中任一项所述的核蒸汽供给***,进一步包括:
所述蒸汽发生容器包括以垂直堆叠关系流体连接的多个堆叠的热交换器;
所述堆叠的热交换器每个都包括一对垂直隔开的管板和管束,该管束包括在所述管板之间延伸的多个垂直走向的管子;
其中,在将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述立管时,所述一次冷却剂垂直向上流过所述立管到所述蒸汽发生容器的顶部,垂直向下从所述蒸汽发生容器的顶部流过所述堆叠的热交换器的管子,垂直向下流过反应堆容器中的溢流管至所述反应堆容器的底部,在所述反应堆容器内的提升管柱内部垂直向上,以及从所述反应堆容器内的所述提升管柱处,返回到所述蒸汽发生容器内的所述立管;以及
其中,二次冷却剂在每个所述堆叠的热交换器的壳体侧上的管子之间向上流动。
10.根据权利要求1至9中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述反应堆容器、所述蒸汽发生容器和所述启动子***都置于安全壳内。
11.根据权利要求1至10中任一项所述的核蒸汽供给***,其中至少一部分所述启动子***位于所述反应堆容器和所述蒸汽发生容器的外部。
12.根据权利要求1至11中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述启动子***为单向流体流动管路,其使来自所述一次冷却剂回路的所述一次冷却剂部分,流过所述泵,进入所述注入管,穿过所述至少一个加热器,经由所述喷嘴进入到所述蒸汽发生容器的所述立管中。
13.根据权利要求12所述的核蒸汽供给***,其中所述泵和所述至少一个加热器都位于所述反应堆容器和所述蒸汽发生容器的外部。
14.根据权利要求1至13中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述启动子***进一步包括焊接到所述反应堆容器中的至少一个和蒸汽发生容器的锻件的阀、流体连接到所述阀上的内管和同心包围所述内管的外管。
15.根据权利要求14所述的核蒸汽供给***,进一步包括包围所述阀的压力容器,从所述压力容器伸出的所述阀的阀杆,以及其中,所述内管和所示阀之间的连接以及所述阀和所述锻件之间的连接部都位于所述压力容器内。
16.根据权利要求1至15中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述一次冷却剂的已加热部分与所述立管中的所述一次冷却剂相混合以形成一种混合的一次冷却剂。
17.根据权利要求16所述的核蒸汽供给***,进一步包括:
位于所述反应堆容器内腔内的多个控制棒;以及
其中,在抽出任何所述控制棒前,所述混合的一次冷却剂被加热到空载运行温度。
18.根据权利要求1至17中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述一次冷却剂以第一流量流过所述蒸汽发生容器内的所述立管,以及其中所述一次冷却剂的已加热部分被以第二流量注入所述立管内,所述第二流量大于所述第一流量。
19.根据权利要求1至18中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述一次冷却剂沿第一垂直方向流过所述蒸汽发生容器内的所述立管,以及其中,所述一次冷却剂的已加热部分沿所述第一垂直方向被注入所述立管内。
20.一种核蒸汽供给***,包括:
带有内腔的反应堆容器,由设置在所述内腔内的核燃料组成的反应堆芯;
流体连接到所述反应堆容器的蒸汽发生容器;
在所述反应堆容器和所述蒸汽发生容器内形成的一次冷却剂回路,在所述一次冷却剂回路中的一次冷却剂;以及
启动子***,其流体连接到所述一次冷却剂回路上,所述启动子***配置成:(I)接收一部分来自所述一次冷却剂回路的所述一次冷却剂;(2)对所述的一次冷却剂部分进行加热以形成所述一次冷却剂的已加热部分;以及(3)将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述一次冷却剂回路中。
21.根据权利要求20所述的核蒸汽供给***,其中所述启动子***从所述反应堆容器的底部接收所述一次冷却剂部分。
22.根据权利要求20至21中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述启动子***从所述蒸汽发生容器的底部接收所述一次冷却剂部分。
23.根据权利要求20至22中任一项所述的核蒸汽供给***,进一步包括位于所述蒸汽发生容器内和流体连接到所述反应堆容器上的立管。
24.根据权利要求23所述的核蒸汽供给***,其中所述启动子***接收来自所述立管底部的所述一次冷却剂部分。
25.根据权利要求23所述的核蒸汽供给***,其中所述启动子***将所述一次冷却剂的已加热部分注入所述立管中。
26.根据权利要求23至25中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述一次冷却剂的已加热部分与所述立管中的所述一次冷却剂相混合。
27.根据权利要求20至26中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述启动子***包括用来从所述一次冷却剂回路抽取所述一次冷却剂部分的进口管道,用来将所述一次冷却剂部分穿过所述进口管道泵浦到注入管道的泵,用来将所述一次冷却剂部分加热以形成一次冷却剂的已加热部分的至少一个加热器,以及用来将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述一次冷却剂回路中的喷嘴。
28.根据权利要求27所述的核蒸汽供给***,进一步包括位于所述蒸汽发生容器内的立管,其中所述喷嘴位于所述立管内,用来将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述立管内。
29.根据权利要求28所述的核蒸汽供给***,其中所述喷嘴被取向为将所述一次冷却剂的已加热部分沿向上流动方向注入到所述立管内,以及其中将所述一次冷却剂的已加热部分注入所述立管内会产生文氏管效应,将所述一次冷却剂从所述立管的底部抽到所述蒸汽发生容器的顶部,并且促进所述一次冷却剂流过所述一次冷却剂回路。
30.根据权利要求20至29中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述蒸汽发生容器包括以垂直堆叠关系流体连接多个热交换器部分,每个热交换器部分带有管侧和壳体侧,以及其中所述一次冷却剂向上流过所述立管到所述蒸汽发生容器的顶部,并向下在所述管子侧的管子内流动,以及其中二次冷却剂向上流过所述壳体侧,所述一次冷却剂加热所述二次冷却剂而将所述二次冷却剂从液相变为蒸汽相。
31.根据权利要求20至30中任一项所述的核蒸汽供给***,其中在将所述一次冷却剂的已加热部分注入所述一次冷却剂回路时,所述一次冷却剂流过所述一次冷却剂回路,包括使所述一次冷却剂(1)垂直向上流过所述反应堆容器中的提升管柱;(2)从所述反应堆容器中的所述提升管柱流到所述蒸汽发生容器内的所述立管;(3)在所述立管内向上流动流到所述蒸汽发生容器的顶部;(4)垂直向下流过所述蒸汽发生容器管子侧上的管子;(5)从所述蒸汽发生容器内的所述管子流到所述反应堆容器内的溢流管以及垂直向下流过所述溢流管;以及(6)垂直向上从所述溢流管流回到所述提升管柱中。
32.根据权利要求20至31中任一项所述的核蒸汽供给***,其中所述一次冷却剂以第一流量流过所述一次冷却剂回路,以及其中所述一次冷却剂的已加热部分以第二流量被注入到所述一次冷却剂回路中,所述第二流量大于所述第一流量。
33.根据权利要求20至32中任一项所述的核蒸汽供给***,其中由于文氏管效应,所述启动子***促进所述一次冷却剂在所述冷却剂回路中流动。
34.一种在核蒸汽供给***中将一次冷却剂加热到空载运行温度的方法,所述方法包括:
a)填充与一次冷却剂流体连接到一起的反应堆容器和蒸汽发生容器内的一次冷却剂回路;
b)从所述一次冷却剂回路中抽出一部分一次冷却剂并注入到启动子***内;
c)在所述启动子***内加热所述一次冷却剂部分以形成所述一次冷却剂的已加热部分;以及
d)将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述一次冷却剂回路中。
35.根据权利要求34所述的方法,其中步骤b)包括将所述一次冷却剂部分从所述反应堆容器的底部泵出并泵入到所述启动子***中。
36.根据权利要求35所述的方法,其中,步骤c)包括使所述一次冷却剂部分流过所述启动子***并经过至少一个加热元件以将所述一次冷却剂部分转换成所述一次冷却剂的已加热部分。
37.根据权利要求34至36中任一项所述的方法,其中步骤d)导致所述一次冷却剂在所述一次冷却剂回路中沿第一流动方向流动,以及其中所述一次冷却剂回路包括位于所述蒸汽发生容器内的立管。
38.根据权利要求37所述的方法,其中步骤d)包括将所述一次冷却剂的已加热部分沿所述第一流动方向注入到所述立管中。
39.根据权利要求34至38中任一项所述的方法,其中所述一次冷却剂以第一流量在所述一次冷却剂回路中流动,以及其中步骤d)包括将所述一次冷却剂的已加热部分以第二流量注入到所述一次冷却剂回路中,所述第二流量大于所述第一流量。
40.根据权利要求34至39任一项所述的方法,其中所述一次冷却剂的已加热部分与所述一次冷却剂回路内的所述一次冷却剂混合形成混合的一次冷却剂,以及其中步骤b)到d)连续进行直至所述混合的一次冷却剂达到所述空载运行温度。
41.根据权利要求40所述的方法,其中在所述混合的一次冷却剂达到所述空载运行温度时,停止步骤b)到d),同时,所述一次冷却剂仍在所述一次冷却剂回路中无源地流动。
42.根据权利要求40至41中任一项所述的方法,进一步包括:
在所述反应堆容器的内腔内定位核燃料和多个控制棒;以及
其中,在抽出任何所述控制棒之前,所述一次冷却剂被加热到所述空载运行温度。
43.根据权利要求34至42中任一项所述的方法,进一步包括:
e)使二次冷却剂流过所述蒸汽发生容器的壳体侧,同时所述一次冷却剂流过所述一次冷却剂回路;
f)将来自所述一次冷却剂的热量传输到所述二次冷却剂,以将二次冷却剂从液相变为蒸汽相;以及
其中,所述蒸汽保持在所述蒸汽发生容器的所述壳体侧内直到达到预期的压力。
44.根据权利要求43所述的方法,其中在达到预期的压力时,至少一部分所述蒸汽从所述蒸汽发生容器流到涡轮。
45.根据权利要求34至44中任一项所述的方法,其中在将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述一次冷却剂回路时,所述一次冷却剂流过所述一次冷却剂回路,包括:
e-l)使所述一次冷却剂沿第一垂直方向流过所述反应堆容器内的提升管柱;
e-2)使所述一次冷却剂沿第一侧向方向从所述反应堆容器流出并流入到所述蒸汽发生容器内的立管中;
e-3)使所述一次冷却剂沿所述第一垂直方向流过所述蒸汽发生容器内的所述立管;
e-4)使所述一次冷却剂沿第二垂直方向流过所述蒸汽发生容器中的管子,所述第二垂直方向与所述第一垂直方向相反;
e-5)使所述一次冷却剂沿第二侧向方向从所述蒸汽发生容器中的管子流入所述反应堆容器内的溢流管中;以及
e-6)使所述一次冷却剂从所述溢流管流出并流入所述提升管柱中。
46.根据权利要求34至345中任一项所述的方法,其中所述启动子***包括进水管、将所述一次冷却剂部分从所述一次冷却剂回路泵出并流过所述启动子***的泵,将所述一次冷却剂部分加热以形成所述已加热的一次冷却剂的加热器,以及用来将所述已加热的一次冷却剂注入所述一次冷却剂回路中的喷嘴。
47.根据权利要求34至346中任一项所述的方法,其中步骤b)包括从所述反应堆容器抽取所述一次冷却剂部分,以及其中步骤d)包括将所述一次冷却剂的已加热部分注入到所述蒸汽发生容器中。
48.根据权利要求34至47中任一项所述的方法,其中在所述一次冷却剂到达所述空载运行温度时,所述一次冷却剂不使用泵而无源地流过所述一次冷却剂回路。
49.根据权利要求34至48中任一项所述的方法,其中,由于文氏管效应,步骤d)促进所述一次冷却剂流过所述一次冷却剂回路。
50.一种启动核蒸汽供给***的方法,所述方法包括:
a)至少部分地充填与一次冷却剂一起流体连接的反应堆容器和蒸汽发生容器内的一次冷却剂回路,其中所述一次冷却剂回路包括所述蒸汽发生容器中的立管;
b)从所述一次冷却剂回路中抽出一部分所述一次冷却剂并注入到启动子***内;
c)在所述启动子***内加热所述一次冷却剂部分,以形成所述一次冷却剂的已加热部分;以及
d)将所述一次冷却剂的已加热部分引入到所述蒸汽发生容器的所述立管内。
51.根据权利要求50所述的方法,其中步骤d)包括将所述一次冷却剂的已加热部分沿第一垂直方向注入到所述立管中,以及其中步骤d)由于文氏管效应,所述一次冷却剂沿所述第一垂直方向流过所述立管。
52.根据权利要求50至51中任一项所述的方法,其中步骤d)包括将所述一次冷却剂的已加热部分以第二流量引入到所述立管内,以及其中在步骤d)将所述一次冷却剂的已加热部分引入到所述立管时,所述一次冷却剂以第一流量流过所述立管,所述第二流量大于所述第一流量。
53.根据权利要求50至52中任一项所述的方法,其中步骤b)包括从所述立管中抽取所述一次冷却剂部分。
54.根据权利要求50至53中任一项所述的方法,其中步骤b)包括从所述反应堆容器底部抽取所述一次冷却剂部分。
55.根据权利要求50至54中任一项所述的方法,其中步骤b)包括从所述蒸汽发生容器底部抽取所述一次冷却剂部分。
56.根据权利要求50至55中任一项所述的方法,其中所述一次冷却剂的已加热部分与所述立管内的所述一次冷却剂相混合,形成混合的一次冷却剂,以及其中步骤b)至d)继续,直到所述混合的一次冷却剂达到空载运行温度。
57.根据权利要求56所述的方法,其中,所述空载运行温度大约是600°F。
58.根据权利要求50至57中任一项所述的方法,其中,由于文氏管效应,步骤d)使得所述一次冷却剂流过所述一次冷却剂回路。
CN201380047016.1A 2012-08-14 2013-08-14 核蒸汽供给*** Pending CN104685573A (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201261683021P 2012-08-14 2012-08-14
US61/683,021 2012-08-14
PCT/US2013/054961 WO2014028630A1 (en) 2012-08-14 2013-08-14 Nuclear steam supply system

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN104685573A true CN104685573A (zh) 2015-06-03

Family

ID=50101476

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201380047016.1A Pending CN104685573A (zh) 2012-08-14 2013-08-14 核蒸汽供给***

Country Status (4)

Country Link
US (2) US10102936B2 (zh)
EP (1) EP2885788A1 (zh)
CN (1) CN104685573A (zh)
WO (1) WO2014028630A1 (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109155160A (zh) * 2016-04-22 2019-01-04 法马通股份有限公司 无源的料位调节***
CN109166638A (zh) * 2018-08-23 2019-01-08 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种用于小型堆的冷却剂加氢***及方法

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11901088B2 (en) * 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
CN106153343A (zh) * 2015-03-30 2016-11-23 福建福清核电有限公司 一种核电半转速汽轮机非核蒸汽冲转方法
CN105957570B (zh) * 2016-06-28 2017-10-03 西安热工研究院有限公司 利用外部蒸汽提升核电站一回路温度进行热试的***及方法
CN105937413B (zh) * 2016-06-28 2017-10-03 西安热工研究院有限公司 一种利用非核蒸汽进行汽轮机冲转的***及方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3244598A (en) * 1963-01-02 1966-04-05 Gen Dynamics Corp Nuclear reactor power conversion system
US3575807A (en) * 1968-01-29 1971-04-20 Gen Electric Steam cooled reactor operation
US3920513A (en) * 1973-04-18 1975-11-18 Westinghouse Electric Corp Protection system for a nuclear reactor
DE2706164A1 (de) * 1977-02-14 1978-08-17 Kraftwerk Union Ag Aus kuehlmittelpumpe und dampferzeuger bestehende baueinheit, vorzugsweise fuer berstgesicherte kernreaktoranlagen
US4656335A (en) * 1983-05-16 1987-04-07 The Babcock & Wilcox Company Start-up control system and vessel for LMFBR
US5491731A (en) * 1994-07-05 1996-02-13 Westinghouse Electric Corporation Method and system for maintaining pressure in a nuclear power plant primary loop during startup or shutdown
US8891723B2 (en) * 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
JP6067535B2 (ja) * 2013-10-24 2017-01-25 株式会社東芝 蒸気タービンプラントの起動方法

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109155160A (zh) * 2016-04-22 2019-01-04 法马通股份有限公司 无源的料位调节***
CN109166638A (zh) * 2018-08-23 2019-01-08 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种用于小型堆的冷却剂加氢***及方法
CN109166638B (zh) * 2018-08-23 2024-02-13 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种用于小型堆的冷却剂加氢***及方法

Also Published As

Publication number Publication date
US11031146B2 (en) 2021-06-08
US20190057789A1 (en) 2019-02-21
US10102936B2 (en) 2018-10-16
EP2885788A1 (en) 2015-06-24
WO2014028630A1 (en) 2014-02-20
US20150243388A1 (en) 2015-08-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11031146B2 (en) Method for heating a primary coolant in a nuclear steam supply system
US20190019588A1 (en) Shutdown system for a nuclear steam supply system
JP6232051B2 (ja) 原子力蒸気供給システム及び方法
US9558855B2 (en) Pressurized water reactor with upper plenum including cross-flow blocking weir
KR101745881B1 (ko) 핵증기공급 시스템을 위한 증기발생기
CN107210071B (zh) 安全壳内部的非能动除热***
KR101743910B1 (ko) 수동형 원자로 냉각시스템
KR101752717B1 (ko) 납-냉각 고속 원자로를 구비한 원자로 시스템
US11901088B2 (en) Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US9583221B2 (en) Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor
US5021212A (en) Primary containment vessel with outer pool
US9922740B2 (en) Nuclear power generation system
KR101946943B1 (ko) 원자로의 예열 및 냉각 시스템 및 이를 구비한 원전
WO2014099101A2 (en) Shutdown system for a nuclear steam supply system
CN103329206B (zh) 将水充入核反应堆主回路内的方法及实施该方法的连接装置
JPH08184691A (ja) 熱交換制御装置の熱バルブ
WO2013188018A1 (en) Space saver flanged joint for a nuclear reactor vessel
WO2024125759A1 (en) Safety condenser and nuclear reactor containing the same
JP2015020581A (ja) 船舶エンジン用lng燃料供給システム
JPH0434041B2 (zh)
JPH03110500A (ja) 原子炉の蒸気発生装置

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C02 Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001)
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Application publication date: 20150603