JPS5932760B2 - 原子炉発電用設備 - Google Patents
原子炉発電用設備Info
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- JPS5932760B2 JPS5932760B2 JP48094517A JP9451773A JPS5932760B2 JP S5932760 B2 JPS5932760 B2 JP S5932760B2 JP 48094517 A JP48094517 A JP 48094517A JP 9451773 A JP9451773 A JP 9451773A JP S5932760 B2 JPS5932760 B2 JP S5932760B2
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- Japan
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- boiler
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- turbine
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- 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
- F01K3/00—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein
- F01K3/18—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein having heaters
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- 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
- F01K3/00—Plants characterised by the use of steam or heat accumulators, or intermediate steam heaters, therein
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-
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- 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steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating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steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being only of turbine type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
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/04—Pumping arrangements
-
- 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
-
- 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
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- Plasma & Fusion (AREA)
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Description
【発明の詳細な説明】
この発明は原子炉発電用設備に関し、そして特に炉心と
組合さった一つまたはそれ以上の主蒸気発生ボイラだげ
でなく一つまたはそれ以上の補助蒸気発生ボイラを備え
、主および補助蒸気発生ボイラが炉心から熱を受ける種
類の設備に関するものである。
組合さった一つまたはそれ以上の主蒸気発生ボイラだげ
でなく一つまたはそれ以上の補助蒸気発生ボイラを備え
、主および補助蒸気発生ボイラが炉心から熱を受ける種
類の設備に関するものである。
例えば特公昭55−12558号公報に記載されたよう
にそのような原子炉発電用設備においては、設計上およ
び安全性の観点から補助ボイラが炉心の設計最大熱出力
の約20%を吸収できるための良好な理由があり、例え
ば、主ボイラ系統が故障した場合原子炉の運転を直ちに
停止しても相当な熱エネルギが発生されるので、原子炉
発電設備自体に重大な損傷を生じさせることになる。
にそのような原子炉発電用設備においては、設計上およ
び安全性の観点から補助ボイラが炉心の設計最大熱出力
の約20%を吸収できるための良好な理由があり、例え
ば、主ボイラ系統が故障した場合原子炉の運転を直ちに
停止しても相当な熱エネルギが発生されるので、原子炉
発電設備自体に重大な損傷を生じさせることになる。
そのため主ボイラ系統の故障時のような緊急時において
発生される相当な熱エネルギによる重大な損傷(事故)
を防ぐため補助ボイラはそのような熱エネルギの幾分か
を吸収して安全な程度まで減少させるように設計する必
要がある。
発生される相当な熱エネルギによる重大な損傷(事故)
を防ぐため補助ボイラはそのような熱エネルギの幾分か
を吸収して安全な程度まで減少させるように設計する必
要がある。
こうして発生した蒸気は一部、原子炉の運転に用いられ
た一部、主ボイラからの蒸気で駆動される主タービン発
電機からの電気的出力を増大させる補助タービン発電機
を駆動するのに用いられ得る。
た一部、主ボイラからの蒸気で駆動される主タービン発
電機からの電気的出力を増大させる補助タービン発電機
を駆動するのに用いられ得る。
しかしながら、そのような原子炉発電用設備の寸法が増
大するにつれて、補助タービン発電機の寸法および(ま
たは)数は、それらが補助ボイラからの蒸気のような利
用できるエネルギを吸収し得ることになる場合には主お
よび補助ボイラ・タービン発電機装置を設けることに得
られる利益がもはや十分な程度に得られなくなるような
点まで増大する必要がある。
大するにつれて、補助タービン発電機の寸法および(ま
たは)数は、それらが補助ボイラからの蒸気のような利
用できるエネルギを吸収し得ることになる場合には主お
よび補助ボイラ・タービン発電機装置を設けることに得
られる利益がもはや十分な程度に得られなくなるような
点まで増大する必要がある。
原子炉発電用設備の寸法の増大に従って補助タービン発
電機の寸法および(または)数を増大させる必要性は炉
心から熱を抽出してその熱を主ボイラへ送る冷媒ガスを
循環させる主冷媒循環器を駆動するのに補助ボイラから
の蒸気のエネルギの相当な部分を利用することによっで
ある程度まで緩和され得る。
電機の寸法および(または)数を増大させる必要性は炉
心から熱を抽出してその熱を主ボイラへ送る冷媒ガスを
循環させる主冷媒循環器を駆動するのに補助ボイラから
の蒸気のエネルギの相当な部分を利用することによっで
ある程度まで緩和され得る。
そのような装置は特願昭48−41206の明細書に記
載されている。
載されている。
しかしながら、特に実際に大きな電力出力をもつ原子炉
設備では、主冷媒循環器および他の原子炉付属装置で吸
収され得る総エネルギに見合うだけのエネルギをもつ蒸
気を補助ボイラが発生するのが望ましいが、実際にはこ
の発生蒸気に実質的な過剰エネルギが存在するらしく、
そしてこの過剰分は、補助タービン発電機を望ましくな
いほど大きくするかまたは望ましくないほど多く設けな
ければ、補助タービン発電機において有効に利用するこ
とができない。
設備では、主冷媒循環器および他の原子炉付属装置で吸
収され得る総エネルギに見合うだけのエネルギをもつ蒸
気を補助ボイラが発生するのが望ましいが、実際にはこ
の発生蒸気に実質的な過剰エネルギが存在するらしく、
そしてこの過剰分は、補助タービン発電機を望ましくな
いほど大きくするかまたは望ましくないほど多く設けな
ければ、補助タービン発電機において有効に利用するこ
とができない。
この発明の目的は、そのような設備の補助ボイラによっ
て発生された蒸気を有利に利用することにあり、そして
この発明の目的はこの発明によれば、補助ボイラからの
蒸気の少なくとも一部分を用いて設備の主ボイラの組合
される蒸気回路における蒸気な再熱するのに用いるよう
にすることによって達成される。
て発生された蒸気を有利に利用することにあり、そして
この発明の目的はこの発明によれば、補助ボイラからの
蒸気の少なくとも一部分を用いて設備の主ボイラの組合
される蒸気回路における蒸気な再熱するのに用いるよう
にすることによって達成される。
従って、この発明によれば、炉心およびこの炉心からそ
れぞれ熱を受ける主蒸気発生ボイラと補助蒸気発生ボイ
ラを有し、上記主蒸気発生ボイラが主タービン発電機を
駆動し、上記主タービン発電機が上記主蒸気発生ボイラ
からの蒸気を順次通す多数のタービン段とこれらタービ
ン段の二つの間に連結されて主蒸気発生ボイラからの上
記蒸気を再熱する蒸気再熱器装置とをもつ蒸気タービン
を備え、また上記補助蒸気発生ボイラな上記蒸気再熱器
装置に連結して上記主蒸気発生ボイラからの上記蒸気を
上記蒸気再熱器装置において上記補助蒸気発生ボイラか
ら供給される蒸気で再熱することを特徴とする原子炉発
電用設備が提供される。
れぞれ熱を受ける主蒸気発生ボイラと補助蒸気発生ボイ
ラを有し、上記主蒸気発生ボイラが主タービン発電機を
駆動し、上記主タービン発電機が上記主蒸気発生ボイラ
からの蒸気を順次通す多数のタービン段とこれらタービ
ン段の二つの間に連結されて主蒸気発生ボイラからの上
記蒸気を再熱する蒸気再熱器装置とをもつ蒸気タービン
を備え、また上記補助蒸気発生ボイラな上記蒸気再熱器
装置に連結して上記主蒸気発生ボイラからの上記蒸気を
上記蒸気再熱器装置において上記補助蒸気発生ボイラか
ら供給される蒸気で再熱することを特徴とする原子炉発
電用設備が提供される。
当然タービン発電機の高圧段と中圧段との間の点から蒸
気を流出させそして流出した蒸気を中圧段と低圧段との
間の蒸気再熱器へ供給することによって原子炉設備の主
ボイラ・タービン発電機回路内において蒸気で蒸気を再
熱することは知られており、高圧段は流出されることに
なる引抜き蒸気を通しまた高圧段に供給するボイラが上
記引抜き蒸気を発生するように設計されなければならな
い。
気を流出させそして流出した蒸気を中圧段と低圧段との
間の蒸気再熱器へ供給することによって原子炉設備の主
ボイラ・タービン発電機回路内において蒸気で蒸気を再
熱することは知られており、高圧段は流出されることに
なる引抜き蒸気を通しまた高圧段に供給するボイラが上
記引抜き蒸気を発生するように設計されなければならな
い。
従って蒸気再熱用に用いられるべき蒸気がこの発明によ
れば補助ボイラから導出され、そして主タービン発電機
の高圧段を通過しない場合に、この主タービン発電機が
高圧段および蒸気をそれに供給する主ボイラの所与寸法
に対して比較的大きな出力を供給することができる。
れば補助ボイラから導出され、そして主タービン発電機
の高圧段を通過しない場合に、この主タービン発電機が
高圧段および蒸気をそれに供給する主ボイラの所与寸法
に対して比較的大きな出力を供給することができる。
この発明による設備における各補助ボイラは質流型のも
のであり得るが、しかしこの発明の好ましい実施例では
各補助ボイラは蒸気ドラムと組合さった蒸発器部を有す
る再循環型のものであり、蒸気ドラムには飽和蒸気が供
給され、そのような蒸気から分離された水は蒸気ドラム
から蒸発器部へ再循環され、また各補助ボイラは節約装
置を備えてないが、組合さった蒸気ドラムに直接連結し
た給水入口装置を備えている。
のであり得るが、しかしこの発明の好ましい実施例では
各補助ボイラは蒸気ドラムと組合さった蒸発器部を有す
る再循環型のものであり、蒸気ドラムには飽和蒸気が供
給され、そのような蒸気から分離された水は蒸気ドラム
から蒸発器部へ再循環され、また各補助ボイラは節約装
置を備えてないが、組合さった蒸気ドラムに直接連結し
た給水入口装置を備えている。
この発明による原子炉の蒸気回路の三つの実施例を以下
例として説明する。
例として説明する。
第1図を参照すればヘリウム冷却高温気体冷却式原子炉
であり得る原子炉は炉心9を有し、この炉心9は圧力容
器10内に収容されそして炉心を通って主高圧ボイラお
よび補助低圧ボイラへ循環される冷媒ガスによって冷却
され、上記ボイラは好ましくは圧力容器の壁の厚さ内の
空洞10A内に収容される。
であり得る原子炉は炉心9を有し、この炉心9は圧力容
器10内に収容されそして炉心を通って主高圧ボイラお
よび補助低圧ボイラへ循環される冷媒ガスによって冷却
され、上記ボイラは好ましくは圧力容器の壁の厚さ内の
空洞10A内に収容される。
配置は例えば上記で述べた特許出願のものに示すように
され得る。
され得る。
主ボイラの一つは第1図に符号11で示され、また同様
に補助ボイラの一つは符号12で示す。
に補助ボイラの一つは符号12で示す。
主ボイラ11を通る冷媒ガスはガス循環器13によって
炉心に戻され、また補助ボイラ12を通る冷媒ガスは同
様に電気的に駆動される循環器14によって炉心に戻さ
れる。
炉心に戻され、また補助ボイラ12を通る冷媒ガスは同
様に電気的に駆動される循環器14によって炉心に戻さ
れる。
循環器13は蒸気タービン13Aによって駆動され、こ
の蒸気タービン13Aへの蒸気は補助ボイラ12によっ
て供給され、この蒸気の一部は蒸気タービン13Aから
出た後側の低圧蒸気タービン15,16.17を駆動す
るのに使用され、(これらの低圧蒸気タービン15.1
6,17はそれぞれ主および補助ボイラに対する給水ポ
ンプ並びに原子炉設備へ本質的な電力を供給する所内負
荷発電機18を駆動する。
の蒸気タービン13Aへの蒸気は補助ボイラ12によっ
て供給され、この蒸気の一部は蒸気タービン13Aから
出た後側の低圧蒸気タービン15,16.17を駆動す
るのに使用され、(これらの低圧蒸気タービン15.1
6,17はそれぞれ主および補助ボイラに対する給水ポ
ンプ並びに原子炉設備へ本質的な電力を供給する所内負
荷発電機18を駆動する。
)蒸気タービン13Aから蒸気の別の(普通主要な)部
分は、主および補助ボイラ11,12に供給された給水
用に設けた加熱器および空気分離器(図示してない)へ
蒸気管路20を通って送られる前に蒸気で蒸気を再熱す
る再熱器19へ送られる。
分は、主および補助ボイラ11,12に供給された給水
用に設けた加熱器および空気分離器(図示してない)へ
蒸気管路20を通って送られる前に蒸気で蒸気を再熱す
る再熱器19へ送られる。
補助ボイラ12からの蒸気の全ての残りの過剰分(その
うちの幾分かは減圧側路弁21および調整装置22を通
って蒸気タービン13Aを迂回し得る)はダンプ管路2
3を介して外部放出される。
うちの幾分かは減圧側路弁21および調整装置22を通
って蒸気タービン13Aを迂回し得る)はダンプ管路2
3を介して外部放出される。
主ボイラ11内に発生した高圧蒸気は蒸気タービン24
の高圧、中圧および低圧段24A、24B。
の高圧、中圧および低圧段24A、24B。
24Cへ順に供給され、この蒸気タービン24は復水器
25へ排出しそして主発電機26を駆動する。
25へ排出しそして主発電機26を駆動する。
中圧段24Bからの蒸気は低圧段24Cに入る前に再熱
器19をへて再熱され、再熱器19においてこの蒸気は
再熱器19に供給される補助ボイラ12からの蒸気の部
分から熱を吸収する。
器19をへて再熱され、再熱器19においてこの蒸気は
再熱器19に供給される補助ボイラ12からの蒸気の部
分から熱を吸収する。
蒸気タービン15,16.17からの蒸気もまた管路2
7を通って再熱器19へ供給されて蒸気タービン24の
低圧段24Cに供給された再熱蒸気を増加させ、または
ダンプ管路28を通って外部へ放出され得る。
7を通って再熱器19へ供給されて蒸気タービン24の
低圧段24Cに供給された再熱蒸気を増加させ、または
ダンプ管路28を通って外部へ放出され得る。
代りに、蒸気管路27は再熱器19の下流端部にすなわ
ち低圧段24Cの入力に直接接続してもよい。
ち低圧段24Cの入力に直接接続してもよい。
第2図に示す装置は以下に述べる変更を除いて第1図に
示すものと同様であり、相応した部分は第1図と同じ符
号で示す。
示すものと同様であり、相応した部分は第1図と同じ符
号で示す。
しかしながら、第2図に示す装置では、主ボイラ11と
組合さった冷媒ガス循環器13は電気的に駆動され、ま
た相応して低圧で発生された補助ボイラ12からの蒸気
は蒸気タービン15,16,17および蒸気で蒸気を再
熱する再熱器19へ直接供給される。
組合さった冷媒ガス循環器13は電気的に駆動され、ま
た相応して低圧で発生された補助ボイラ12からの蒸気
は蒸気タービン15,16,17および蒸気で蒸気を再
熱する再熱器19へ直接供給される。
また図示されたように、発電機29から成る可変周波タ
ービン発電機が付加的に設けられ、この発電機は補助ボ
イラ12からの蒸気の一部分で駆動されるタービン30
によって可変速度で駆動される。
ービン発電機が付加的に設けられ、この発電機は補助ボ
イラ12からの蒸気の一部分で駆動されるタービン30
によって可変速度で駆動される。
この可変周波タービン発電機からの電力は主および補助
冷媒ガス循環器13.14を駆動するのに用いられ得る
。
冷媒ガス循環器13.14を駆動するのに用いられ得る
。
すでに説明したように、主ボイラ11と主タービン24
から成る主回路において補助ボイラ12からの蒸気で蒸
気な再熱することにより、所与寸法の主ボイラ11およ
びタービン24の高圧段24Aに対してこの主回路から
比較的大きな電気的出力を導出することができる。
から成る主回路において補助ボイラ12からの蒸気で蒸
気な再熱することにより、所与寸法の主ボイラ11およ
びタービン24の高圧段24Aに対してこの主回路から
比較的大きな電気的出力を導出することができる。
またすでに示されたように、補助ボイラ12から主蒸気
回路へのエネルギの再熱器19における伝達は、補助ボ
イラがタービン発電機セット17.18を相応して大き
くする必要なしに原子炉で発生した最大熱量の約20%
(安全のために望ましいので)を吸収するようにされ得
る。
回路へのエネルギの再熱器19における伝達は、補助ボ
イラがタービン発電機セット17.18を相応して大き
くする必要なしに原子炉で発生した最大熱量の約20%
(安全のために望ましいので)を吸収するようにされ得
る。
主および補助給水ポンプ並びにまた主および補助冷媒ガ
ス循環器に動力を(第1図に示すように蒸気タービン1
3Aによって直接にかまたは第2図に示すようにタービ
ン発電機セット29.30によって間接に)与えるのに
補助ボイラ12からの蒸気を使用することによって、補
助タービン発電機セラ)17,18の要求された寸法を
減少するのに役立つだけでなくまた安全および信頼性の
点における利得ももたらされ、これらの付属的機能およ
び原子炉の連続動作を緊急状態のもとで維持できるとい
う高度の保証がなされる。
ス循環器に動力を(第1図に示すように蒸気タービン1
3Aによって直接にかまたは第2図に示すようにタービ
ン発電機セット29.30によって間接に)与えるのに
補助ボイラ12からの蒸気を使用することによって、補
助タービン発電機セラ)17,18の要求された寸法を
減少するのに役立つだけでなくまた安全および信頼性の
点における利得ももたらされ、これらの付属的機能およ
び原子炉の連続動作を緊急状態のもとで維持できるとい
う高度の保証がなされる。
このようにこの発明によれば、補助ボイラからの蒸気の
一部を主ボイラからの蒸気な再熱するのに用いるように
構成することによって、原子炉発電用設備が大型化して
も、補助タービン発電機の寸法や数を増大させる必要な
く、しかも補助ボイラからの蒸気は有効利用されること
になる。
一部を主ボイラからの蒸気な再熱するのに用いるように
構成することによって、原子炉発電用設備が大型化して
も、補助タービン発電機の寸法や数を増大させる必要な
く、しかも補助ボイラからの蒸気は有効利用されること
になる。
例えば、上記の特公昭55−12558号公報に記載さ
れたような従来の設備では、補助タービン発電機により
主タービン発電機の電気的出力を増大させているが、こ
のような構成では、設備の寸法の増大に従って必然的に
補助タービン発電機を大きくするかまたはその数を増加
させる必要がある。
れたような従来の設備では、補助タービン発電機により
主タービン発電機の電気的出力を増大させているが、こ
のような構成では、設備の寸法の増大に従って必然的に
補助タービン発電機を大きくするかまたはその数を増加
させる必要がある。
上述のように通常炉心の設計最大熱出力に対して補助ボ
イラの寸法が決められることになるので、設備が大型化
すれば、補助ボイラの発生する蒸気も増大することにな
る。
イラの寸法が決められることになるので、設備が大型化
すれば、補助ボイラの発生する蒸気も増大することにな
る。
そこで補助タービン発電機の寸法および(または)数の
望ましくない増大を避けると共に、過剰エネルギの有効
利用を得ることがこの発明の特徴である。
望ましくない増大を避けると共に、過剰エネルギの有効
利用を得ることがこの発明の特徴である。
すなわち、この過剰エネルギを主ボイラからの蒸気な再
熱するのに利用して主タービン発電機の安定出力を確保
するようにしている。
熱するのに利用して主タービン発電機の安定出力を確保
するようにしている。
また、上記公報に記載されたように、多段タービン発電
機の二つの段の間の位置から蒸気を取り出し、これを炉
心の配置された圧力容器内へ再度戻して再熱する従来方
式では、圧力容器に挿通孔を設ける必要があり、これは
漏れ防止の点等からも望ましくない。
機の二つの段の間の位置から蒸気を取り出し、これを炉
心の配置された圧力容器内へ再度戻して再熱する従来方
式では、圧力容器に挿通孔を設ける必要があり、これは
漏れ防止の点等からも望ましくない。
これに対して、この発明では再熱のために圧力容器に挿
通孔を設ける必要がなく、しかも補助ボイラから発生さ
れた熱エネルギの過剰分を有効に利用する点で、上述の
ような従来型のものと比較して格別の効果が得られる。
通孔を設ける必要がなく、しかも補助ボイラから発生さ
れた熱エネルギの過剰分を有効に利用する点で、上述の
ような従来型のものと比較して格別の効果が得られる。
所内用の旧式の燃料ボイラのような代りのまたは予備蒸
気源が利用できる場合には、それを図示のように常閉弁
を備えた蒸気管路31を介して結合され得、(そしてま
たは第1図に示す装置の場合には相応して高圧で同様に
常閉弁を備えた別の管路32を介して結合され)、補助
ボイラ12によって普通供給されていた蒸気に代って蒸
気を供給し得るようにされる。
気源が利用できる場合には、それを図示のように常閉弁
を備えた蒸気管路31を介して結合され得、(そしてま
たは第1図に示す装置の場合には相応して高圧で同様に
常閉弁を備えた別の管路32を介して結合され)、補助
ボイラ12によって普通供給されていた蒸気に代って蒸
気を供給し得るようにされる。
こうして送電系統に故障の生じた場合に設備に対する電
力供給を維持するのに普通必要であるような予備のディ
ーゼル駆動型またはガスタービン駆動型発電機を設ける
ことは不必要になる。
力供給を維持するのに普通必要であるような予備のディ
ーゼル駆動型またはガスタービン駆動型発電機を設ける
ことは不必要になる。
第1,2図に示した装置は送電系統から電力を実質的に
供給する必要なしに急速に始動させることができる。
供給する必要なしに急速に始動させることができる。
始動時には、冷媒ガス主循環器13は、補助ボイラ12
が蒸気タービン15,16゜17を駆動させるのに適切
な蒸気を供給するまで、非作動状態に保たれる(第1図
の装置ではこれは蒸気タービン13Aを迂回して行なわ
れる)。
が蒸気タービン15,16゜17を駆動させるのに適切
な蒸気を供給するまで、非作動状態に保たれる(第1図
の装置ではこれは蒸気タービン13Aを迂回して行なわ
れる)。
一般に、主および補助タービン発電機を駆動する主およ
び補助ボイラの両方を設けたことから生じる利益はこの
発明による装置においても保たれる。
び補助ボイラの両方を設けたことから生じる利益はこの
発明による装置においても保たれる。
すなわち、例えば原子炉の運転に続いて補助ボイラは作
用し続け、そして発生した蒸気は補助ボイラ給水ポンプ
および補助タービン発電機を駆動し続けるが、望ましく
ない過渡状態を避けるため適当な圧力減少および調整に
よって主冷媒ガス循環器を駆動するタービン(第1図の
装置の場合)を迂回し、そして全ての過剰の蒸気はダン
プ管路nをへて適当なダンプ復水器またはフラッシュタ
ンクへ送られる。
用し続け、そして発生した蒸気は補助ボイラ給水ポンプ
および補助タービン発電機を駆動し続けるが、望ましく
ない過渡状態を避けるため適当な圧力減少および調整に
よって主冷媒ガス循環器を駆動するタービン(第1図の
装置の場合)を迂回し、そして全ての過剰の蒸気はダン
プ管路nをへて適当なダンプ復水器またはフラッシュタ
ンクへ送られる。
第1,2図に示された設備では、補助ボイラ12は貫流
型のものであるとして示されている。
型のものであるとして示されている。
この型のボイラは原子炉の圧力容器10の壁に要求され
る挿通孔の数を最少にする利益をもち、また代表的には
そのようなボイラの節約装置、蒸発器および過熱器部の
各々へのおよびその装置からの給水管路に対して別個の
挿通孔を必要とする再循環型(例えばLiamont型
)の高圧ボイラと比較してボイラ当り四つの挿通孔を節
約できる。
る挿通孔の数を最少にする利益をもち、また代表的には
そのようなボイラの節約装置、蒸発器および過熱器部の
各々へのおよびその装置からの給水管路に対して別個の
挿通孔を必要とする再循環型(例えばLiamont型
)の高圧ボイラと比較してボイラ当り四つの挿通孔を節
約できる。
そのような高圧再循環型ボイラは蒸気ドラムと共に作動
し、この蒸気ドラムにはボイラの蒸発器部で発生した飽
和蒸気が供給され、蒸発してない水は蒸発器部へ再循環
させるため蒸発から構成される装置内の高圧の結果とし
て蒸気ドラムに関係した高飽和温度のため、蒸発器部へ
(間接的に)給水する手段として蒸気ドラムへ直接給水
を行なうことは実際的ではなく、従って給水は、蒸気ド
ラムに入る前に給水を予熱するボイラの節約装置部を介
して蒸気ドラムへ供給され、この目的でボイラのこの節
約装置部を設けることは、蒸発器部と組合さった二つの
挿通孔に加えて原子炉の圧力容器に二つの組合さった挿
通孔を設ける必要がある。
し、この蒸気ドラムにはボイラの蒸発器部で発生した飽
和蒸気が供給され、蒸発してない水は蒸発器部へ再循環
させるため蒸発から構成される装置内の高圧の結果とし
て蒸気ドラムに関係した高飽和温度のため、蒸発器部へ
(間接的に)給水する手段として蒸気ドラムへ直接給水
を行なうことは実際的ではなく、従って給水は、蒸気ド
ラムに入る前に給水を予熱するボイラの節約装置部を介
して蒸気ドラムへ供給され、この目的でボイラのこの節
約装置部を設けることは、蒸発器部と組合さった二つの
挿通孔に加えて原子炉の圧力容器に二つの組合さった挿
通孔を設ける必要がある。
蒸気ドラムからの蒸気を過熱すべき場合には、ボイラは
さらに二つの別個の挿通孔を必要とする過熱器部を含む
必要がある。
さらに二つの別個の挿通孔を必要とする過熱器部を含む
必要がある。
しかしながら、補助ボイラで発生した蒸気が主として第
1,2図の場合のように主ボイラからの蒸気を蒸気で蒸
気な再熱するのに利用されることになる場合には、補助
ボイラな高圧型のものにする必要はなく、従って蒸気ド
ラム内の温度(飽和温度でありかつ圧力に関係する)は
給水なボ1゛うの節約装置部でまず最初に予熱すること
なしに蒸気ドラムに直接供給できるように十分に低くで
きる。
1,2図の場合のように主ボイラからの蒸気を蒸気で蒸
気な再熱するのに利用されることになる場合には、補助
ボイラな高圧型のものにする必要はなく、従って蒸気ド
ラム内の温度(飽和温度でありかつ圧力に関係する)は
給水なボ1゛うの節約装置部でまず最初に予熱すること
なしに蒸気ドラムに直接供給できるように十分に低くで
きる。
従って節約装置部をもたない再循環型の補助ボイラな設
けることができ、それでそのような節約装置と組合され
る二つの圧力容器挿通孔を節約できる。
けることができ、それでそのような節約装置と組合され
る二つの圧力容器挿通孔を節約できる。
発電設備の各補助ボイラがこの再循環型のものであるこ
の発明の実施例を第3図に示す。
の発明の実施例を第3図に示す。
この実施例は第2図に示した実施例とはg同じであり、
相応した構成要素を表わすのに同じ符号を使用している
。
相応した構成要素を表わすのに同じ符号を使用している
。
しかしながら、第3図に示すように、各補助ボイラ12
は再循環型(代表的には%〜Xの範囲の再循環割合をも
つ)のものであり、蒸気ドラム12Aが組合され、この
蒸気ドラム12Aにおいては水および飽和蒸気が平衡状
態にある。
は再循環型(代表的には%〜Xの範囲の再循環割合をも
つ)のものであり、蒸気ドラム12Aが組合され、この
蒸気ドラム12Aにおいては水および飽和蒸気が平衡状
態にある。
補助ボイラへの水供給入口12Bは蒸気ドラム12Aに
連結され、また蒸気ドラムからの水(入口12Bからの
補給水を含む)は単に蒸発器部から成る補助ボイラ12
へ循環ポンプ12Cによって送られる。
連結され、また蒸気ドラムからの水(入口12Bからの
補給水を含む)は単に蒸発器部から成る補助ボイラ12
へ循環ポンプ12Cによって送られる。
補助ボイラ12において、水は加熱されて水と飽和蒸気
との混合物を形成し、そしてこの混合物は蒸気ドラム1
2Aへ戻され、この蒸気ドラムにおいて飽和蒸気はポン
プ12Cによって再循環される水から分離する。
との混合物を形成し、そしてこの混合物は蒸気ドラム1
2Aへ戻され、この蒸気ドラムにおいて飽和蒸気はポン
プ12Cによって再循環される水から分離する。
蒸気ドラム12Aからの蒸気の主要部分は普通上述の蒸
気で蒸気な再熱する再熱器ユニット19に送られ、主タ
ービンの低圧段24Cへ入れる前に主タービンの中圧段
24Bから出た蒸気な再熱するのに用いられる。
気で蒸気な再熱する再熱器ユニット19に送られ、主タ
ービンの低圧段24Cへ入れる前に主タービンの中圧段
24Bから出た蒸気な再熱するのに用いられる。
再熱器ユニット19から、蒸気ドラム12Aよりの蒸気
のこの主要部分は管路20を介して給水加熱器および空
気分離器へ供給され、空気分離器においてその残留エネ
ルギは別に利用される。
のこの主要部分は管路20を介して給水加熱器および空
気分離器へ供給され、空気分離器においてその残留エネ
ルギは別に利用される。
蒸気ドラム12Aからの蒸気の残りの部分は第3図に示
すように(また第1,2図について述べたものと相応し
て)低圧蒸気タービン15(主ボイラ11に対する図示
されてない給水ポンプを駆動する)、16(補助ボイラ
12に対する入口12Bへ給水を行なう図示されてない
給水ポンプを駆動する)、17(原子炉設備に本質的な
電力を供給する所内負荷発電機18を駆動する)を駆動
するのに用いられ得る。
すように(また第1,2図について述べたものと相応し
て)低圧蒸気タービン15(主ボイラ11に対する図示
されてない給水ポンプを駆動する)、16(補助ボイラ
12に対する入口12Bへ給水を行なう図示されてない
給水ポンプを駆動する)、17(原子炉設備に本質的な
電力を供給する所内負荷発電機18を駆動する)を駆動
するのに用いられ得る。
蒸気再熱器ユニット19における補助ボイラ12からの
蒸気の主要部分の利用およびタービン15゜16.17
が十分に飽和蒸発で駆動される低圧タービンであり得る
ことは、補助ボイラ12がいかなる過熱器部もかつまた
節約装置部ももたない蒸発器部のみから成り得ることを
意味し、すなわち補助ボイラ12および蒸気ドラム12
A内の圧力(および従って温度)は、ボイラの節約装置
を介してよりはむしろ直接的に給水入口12Bを蒸気ド
ラム12Aへ連結できるように十分に低い、従って各補
助ボイラ12はただ一つの入口および出口(その蒸発器
部が連結される)を備えており、そして各ボイラが蒸発
器部に加えて節約装置部と過熱器部とを含む場合にボイ
ラ当りに要求される六つの挿通孔と比較して、炉心およ
びボイラを包囲する圧力容器に二つだけの挿通孔を設け
る必要があるだけである。
蒸気の主要部分の利用およびタービン15゜16.17
が十分に飽和蒸発で駆動される低圧タービンであり得る
ことは、補助ボイラ12がいかなる過熱器部もかつまた
節約装置部ももたない蒸発器部のみから成り得ることを
意味し、すなわち補助ボイラ12および蒸気ドラム12
A内の圧力(および従って温度)は、ボイラの節約装置
を介してよりはむしろ直接的に給水入口12Bを蒸気ド
ラム12Aへ連結できるように十分に低い、従って各補
助ボイラ12はただ一つの入口および出口(その蒸発器
部が連結される)を備えており、そして各ボイラが蒸発
器部に加えて節約装置部と過熱器部とを含む場合にボイ
ラ当りに要求される六つの挿通孔と比較して、炉心およ
びボイラを包囲する圧力容器に二つだけの挿通孔を設け
る必要があるだけである。
従って、補助ボイラが再循環型のものであって節約装置
および過熱器部を備えてない第3図に示すような証備は
、補助ボイラが貫流型のものである第1,2図に示すよ
うな設備と比較して原子炉の圧力容器の挿通孔の要求さ
れた数の点における不利益を全く示さないことがわかる
。
および過熱器部を備えてない第3図に示すような証備は
、補助ボイラが貫流型のものである第1,2図に示すよ
うな設備と比較して原子炉の圧力容器の挿通孔の要求さ
れた数の点における不利益を全く示さないことがわかる
。
他方、第3図について述べたように補助ボイラとして再
循環ボイラな用いることによっである実際的な利益がも
たらされる。
循環ボイラな用いることによっである実際的な利益がも
たらされる。
一つの利益は、蒸気ドラム12Aを設けたことにより装
置のエネルギ蓄積装置の改善がもたらされ、それで予定
されてない原子炉の休止の場合に価値ある付加的な安全
余裕をもたらすことにあり、これは特に、原子炉の冷媒
回路の予定されてない減圧によって休止が生じる場合に
有利である。
置のエネルギ蓄積装置の改善がもたらされ、それで予定
されてない原子炉の休止の場合に価値ある付加的な安全
余裕をもたらすことにあり、これは特に、原子炉の冷媒
回路の予定されてない減圧によって休止が生じる場合に
有利である。
別の利益は、補助ボイラにおける熱吸収が主に潜熱方式
で行なわれるので、実際に水および蒸気の流れに逆って
かまたはそれと平行に補助ボイラな通って原子炉冷媒流
体を流すようにすることから生じる。
で行なわれるので、実際に水および蒸気の流れに逆って
かまたはそれと平行に補助ボイラな通って原子炉冷媒流
体を流すようにすることから生じる。
回路装置を設計する際のこの大きな融通性は特に原子炉
冷媒が炉心を通って下向きに流れる高温原子炉のような
原子炉の場合重要であり、従って原子冷媒がボイラを通
って上向きに流れるようにすることが最も簡単である。
冷媒が炉心を通って下向きに流れる高温原子炉のような
原子炉の場合重要であり、従って原子冷媒がボイラを通
って上向きに流れるようにすることが最も簡単である。
相応した程度融通性は貫流型のボイラではたやすく利用
することができない。
することができない。
すなわち、その場合には蒸気はボイラから出る際に十分
に乾燥飽和されなげればならず、また飽和蒸気ボイラの
高められた冷媒と蒸気との温度差は境膜沸騰が重大な問
題となる貫流型発電機の方式への熱伝達流束レベルを高
める。
に乾燥飽和されなげればならず、また飽和蒸気ボイラの
高められた冷媒と蒸気との温度差は境膜沸騰が重大な問
題となる貫流型発電機の方式への熱伝達流束レベルを高
める。
補助ボイラとして再循環型を使用するさらに別の利益は
、上記で述べたように補助ボイラからの蒸気が一部設備
の補助(安全)作用のために用いられる場合、特に重要
である広い出力範囲にわたって、この型のボイラが本来
安定であることにある。
、上記で述べたように補助ボイラからの蒸気が一部設備
の補助(安全)作用のために用いられる場合、特に重要
である広い出力範囲にわたって、この型のボイラが本来
安定であることにある。
この発明においては、次のように実施できる。
(1)炉心を有し、この炉心から熱を受け、また主蒸気
発生ボイラおよび補助蒸気発生ボイラを有し、主蒸気発
生ボイラからの蒸気を順次通す多数のタービン段を備え
かつタービン段の二つの間に連結して主蒸気発生ボイラ
からの上記蒸気な再熱する蒸気再熱器ユニットを備えた
蒸気り−ビンをもつ主タービン発電機を主蒸気発生ボイ
ラで駆動し、主蒸気発生ボイラかもの上記蒸気な再熱す
る蒸気な再熱器ユニットへ供給するように補助蒸気発生
ボイラを連結した原子炉発電用設備。
発生ボイラおよび補助蒸気発生ボイラを有し、主蒸気発
生ボイラからの蒸気を順次通す多数のタービン段を備え
かつタービン段の二つの間に連結して主蒸気発生ボイラ
からの上記蒸気な再熱する蒸気再熱器ユニットを備えた
蒸気り−ビンをもつ主タービン発電機を主蒸気発生ボイ
ラで駆動し、主蒸気発生ボイラかもの上記蒸気な再熱す
る蒸気な再熱器ユニットへ供給するように補助蒸気発生
ボイラを連結した原子炉発電用設備。
(2)補助ボイラが貫流型ボイラである上記第1項に記
載の設備。
載の設備。
(3)補助ボイラが蒸気ドラムと組合さった蒸発器部を
有する再循環型のものであり、蒸気ドラムには飽和蒸気
が供給され、そのような蒸気から分離された水が蒸気ド
ラムから蒸発器部へ再循環され1.補助ボイラが節約装
置を備えてなく、また補助ボイラに対する給水入口装置
が蒸気ドラムに直接連結された上記第1項に記載の設備
。
有する再循環型のものであり、蒸気ドラムには飽和蒸気
が供給され、そのような蒸気から分離された水が蒸気ド
ラムから蒸発器部へ再循環され1.補助ボイラが節約装
置を備えてなく、また補助ボイラに対する給水入口装置
が蒸気ドラムに直接連結された上記第1項に記載の設備
。
(4)原子炉が気体冷却式原子炉であり、炉心から主ボ
イラへ送られた冷媒ガスを炉心へ再循環させるようにし
た主冷媒ガス循環器および炉心から補助ボイラへ送られ
た冷媒ガスを炉心へ再循環させるようにした補助冷媒ガ
ス循環器を備えている上記第1〜3項に記載の設備。
イラへ送られた冷媒ガスを炉心へ再循環させるようにし
た主冷媒ガス循環器および炉心から補助ボイラへ送られ
た冷媒ガスを炉心へ再循環させるようにした補助冷媒ガ
ス循環器を備えている上記第1〜3項に記載の設備。
(5)主冷媒ガス循環器が補助ボイラによって供給され
た蒸気の少なくとも一部分で駆動されかつそのような蒸
気な再熱器ユニットへ排出するように連結された上記第
4項に記載の設備。
た蒸気の少なくとも一部分で駆動されかつそのような蒸
気な再熱器ユニットへ排出するように連結された上記第
4項に記載の設備。
(6)補助ボイラによって供給された蒸気の一部分を受
けるように連結した少なくとも一つの別の蒸気タービン
を有しく再熱器ユニットがそのような蒸気の大部分を受
ける)、上記側の蒸気タービンが主ボイラまた補助ボイ
ラに対する補助発電機また給水ポンプを駆動するように
された上記第1〜5項に記載の設備。
けるように連結した少なくとも一つの別の蒸気タービン
を有しく再熱器ユニットがそのような蒸気の大部分を受
ける)、上記側の蒸気タービンが主ボイラまた補助ボイ
ラに対する補助発電機また給水ポンプを駆動するように
された上記第1〜5項に記載の設備。
(力 上記側の蒸気タービンから排出された蒸気が再熱
器ユニットを介して主ボイラからの蒸気の通過する前ま
たは後にすぐに主ボイラからの蒸気と混合される上記第
6項に記載の設備。
器ユニットを介して主ボイラからの蒸気の通過する前ま
たは後にすぐに主ボイラからの蒸気と混合される上記第
6項に記載の設備。
第1図は、冷媒ガスを蒸気タービンで駆動した循環器に
よって循環させる、原子炉と組合さった主および補助蒸
気回路を示す概略図、第2図は電気駆動型循環器で冷媒
を循環させる変形装置における主および補助蒸気回路を
示す概略図、第3図は補助ボイラとして異なった型のボ
イラ装置を使用した、第2図の装置と同様な装置を示す
概略図である。 図面中、9は炉心、10は圧力容器、11は主ボイラ(
主蒸気発生ボイラ)、12は補助ボイラ(補助蒸気発生
ボイラ)、13.14はガス循環器、19は再熱器ユニ
ット、26は主タービン、24Aは高圧段、24Bは中
圧段、24Cは低圧段、26は主発電機である。
よって循環させる、原子炉と組合さった主および補助蒸
気回路を示す概略図、第2図は電気駆動型循環器で冷媒
を循環させる変形装置における主および補助蒸気回路を
示す概略図、第3図は補助ボイラとして異なった型のボ
イラ装置を使用した、第2図の装置と同様な装置を示す
概略図である。 図面中、9は炉心、10は圧力容器、11は主ボイラ(
主蒸気発生ボイラ)、12は補助ボイラ(補助蒸気発生
ボイラ)、13.14はガス循環器、19は再熱器ユニ
ット、26は主タービン、24Aは高圧段、24Bは中
圧段、24Cは低圧段、26は主発電機である。
Claims (1)
- 1 炉心およびこの炉心からそれぞれ熱を受ける主蒸気
発生ボイラと補助蒸気発生ボイラを有し、上記主蒸気発
生ボイラが主タービン発電機を駆動し、上記主タービン
発電機が上記主蒸気発生ボイラからの蒸気を順次通す多
数のタービン段とこれらタービン段の二つの間に連結さ
れて主蒸気発生ボイラかもの上記蒸気な再熱する蒸気再
熱器装置とをもつ蒸気タービンを備え、また上記補助蒸
気発生ボイラを上記蒸気再熱器装置に連結して上記主蒸
気発生ボイラからの上記蒸気を上記蒸気再熱器装置にお
いて上記補助蒸気発生ボイラから供給される蒸気で再熱
することを特徴とする原子炉発電用設備。
Applications Claiming Priority (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB3940972 | 1972-08-24 | ||
| GB3940972 | 1972-08-24 | ||
| GB2482173*[A GB1443700A (en) | 1972-08-24 | 1973-05-24 | Nuclear reactor power installations |
| GB2482173 | 1973-05-24 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5035596A JPS5035596A (ja) | 1975-04-04 |
| JPS5932760B2 true JPS5932760B2 (ja) | 1984-08-10 |
Family
ID=26257311
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP48094517A Expired JPS5932760B2 (ja) | 1972-08-24 | 1973-08-24 | 原子炉発電用設備 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5932760B2 (ja) |
| DE (1) | DE2342403A1 (ja) |
| FR (1) | FR2199607B1 (ja) |
| GB (1) | GB1443700A (ja) |
| IT (1) | IT994148B (ja) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2724812C3 (de) * | 1977-06-02 | 1981-09-17 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zum Betreiben einer Kernenergieanlage mit in einem Hochtemperaturreaktor erhitzten Arbeitsgas und Kernenergieanlage zur Durchführung des Verfahrens |
| JPS5994673A (ja) * | 1982-11-18 | 1984-05-31 | 井上エムテ−ピ−株式会社 | 少なくとも一つがフアブリツクからなる二枚のシ−ト状物の接合方法 |
| JPS6116396U (ja) * | 1984-07-05 | 1986-01-30 | 東レ株式会社 | 布帛の継ぎ目構造 |
| JP2602198B2 (ja) * | 1984-10-15 | 1997-04-23 | 三井東圧化学株式会社 | ポリイミド樹脂粉末からなる耐熱性接着剤 |
| JP2596536B2 (ja) * | 1984-10-15 | 1997-04-02 | 三井東圧化学株式会社 | ポリイミド樹脂粉末からなる耐熱性接着剤 |
| JPS62170577A (ja) * | 1986-01-20 | 1987-07-27 | 帝人株式会社 | 接合布の製造方法 |
| JPS6430396U (ja) * | 1987-08-10 | 1989-02-23 | ||
| DE102004050308A1 (de) * | 2004-10-14 | 2006-06-14 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren und Probenahmesystem zur Gewinnung einer Probe aus der Atmosphäre in einem Reaktorsicherheitsbehälter einer kerntechnischen Anlage |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB879260A (en) * | 1958-01-14 | 1961-10-11 | Babcock & Wilcox Ltd | Improvements in power plant |
| DE1073647B (de) * | 1958-10-07 | 1960-01-21 | Escher Wyss Aktiengesellschaft, Zürich (Schweiz) | Anlage zur Ausnützung der in einem Kernreaktor anfallenden Wärme |
| DE1147330B (de) * | 1959-08-29 | 1963-04-18 | Sulzer Ag | Atomkernreaktoranlage mit zwei voneinander getrennten Primaerkreislaeufen |
| GB1368954A (en) * | 1970-08-28 | 1974-10-02 | British Nuclear Design Constr | Nuclear-reactor power-generating plant |
-
1973
- 1973-05-24 GB GB2482173*[A patent/GB1443700A/en not_active Expired
- 1973-08-20 IT IT52064/73A patent/IT994148B/it active
- 1973-08-22 DE DE19732342403 patent/DE2342403A1/de not_active Withdrawn
- 1973-08-24 JP JP48094517A patent/JPS5932760B2/ja not_active Expired
- 1973-08-24 FR FR7330734A patent/FR2199607B1/fr not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB1443700A (en) | 1976-07-21 |
| DE2342403A1 (de) | 1974-03-07 |
| IT994148B (it) | 1975-10-20 |
| FR2199607B1 (ja) | 1976-11-19 |
| JPS5035596A (ja) | 1975-04-04 |
| FR2199607A1 (ja) | 1974-04-12 |
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