RU2018145665A - Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций - Google Patents
Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций Download PDFInfo
- Publication number
- RU2018145665A RU2018145665A RU2018145665A RU2018145665A RU2018145665A RU 2018145665 A RU2018145665 A RU 2018145665A RU 2018145665 A RU2018145665 A RU 2018145665A RU 2018145665 A RU2018145665 A RU 2018145665A RU 2018145665 A RU2018145665 A RU 2018145665A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- output power
- nuclear
- power
- heat transfer
- zone
- Prior art date
Links
- 238000005728 strengthening Methods 0.000 title 1
- 238000000034 method Methods 0.000 claims 9
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims 5
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims 5
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 claims 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 claims 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 claims 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims 1
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 claims 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- 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
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
-
- 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
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/04—Pumping arrangements
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Claims (26)
1. Система, содержащая:
ранее развернутую атомную электростанцию с заданной базовой номинальной выходной мощностью и заданным базовым интервалом полной перегрузки активной зоны; и
комплект для наращивания мощности для увеличения базовой номинальной выходной мощности от базовой номинальной выходной мощности до увеличенной номинальной выходной мощности без изменения топливной загрузки, конструкций реактора или строительных конструкций.
2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что ранее развернутая атомная электростанция представляет собой атомную электростанцию на основе малого модульного реактора.
3. Система по п. 1, отличающаяся тем, что заданная базовая номинальная выходная мощность составляет приблизительно 100 МВтэ.
4. Система по п. 1, отличающаяся тем, что заданный базовый интервал полной перегрузки активной зоны составляет приблизительно 20 лет.
5. Система по п. 1, отличающаяся тем, что увеличенная номинальная выходная мощность составляет по меньшей мере приблизительно удвоенную заданную базовую номинальную выходную мощность.
6. Система по п. 1, отличающаяся тем, что увеличенная номинальная выходная мощность составляет приблизительно 200 МВтэ.
7. Система по п. 1, отличающаяся тем, что комплект для наращивания мощности содержит дополнительную систему преобразования энергии, дополнительную петлю теплопередачи, один или более дополнительных насосов первого контура и один или более теплообменников для пассивного отвода остаточных тепловыделений.
8. Система по п. 1, отличающаяся тем, что базовая атомная электростанция содержит зону неядерного оборудования и ядерную зону, причем все функции ядерной безопасности имеют место в ядерной зоне.
9. Система по п. 8, отличающаяся тем, что зона неядерного оборудования содержит систему преобразования энергии, охлаждающую систему отвода тепла и открытое распределительное устройство.
10. Система по п. 9, отличающаяся тем, что система преобразования энергии является модульной и рассчитана на то, чтобы выдерживать заданную базовую номинальную выходную мощность.
11. Система по п. 8, отличающаяся тем, что зона неядерного оборудования получает тепло по промежуточным натриевым петлям от реактора.
12. Система по п. 11, отличающаяся тем, что зона неядерного оборудования содержит одну промежуточную натриевую петлю в конфигурации с базовой выходной мощностью и две промежуточные натриевые петли в конфигурации с увеличенной выходной мощностью.
13. Система по п. 11, отличающаяся тем, что зона неядерного оборудования содержит одну промежуточную натриевую петлю в конфигурации с базовой выходной мощностью и один имитирующий элемент, имеющий такие же внешние габариты, как одна промежуточная натриевая петля.
14. Способ, включающий в себя следующие шаги:
обеспечивают ранее развернутую атомную электростанцию с заданной базовой номинальной выходной мощностью и заданным базовым интервалом полной перегрузки активной зоны; и
обеспечивают комплект для наращивания мощности во время заданного базового интервала полной перегрузки активной зоны для увеличения базовой номинальной выходной мощности от базовой номинальной выходной мощности до увеличенной номинальной выходной мощности без изменения топливной загрузки, конструкций реактора или строительных конструкций.
15. Способ по п. 14, дополнительно включающий в себя установку комплекта для наращивания мощности.
16. Способ по п. 14, отличающийся тем, что комплект для наращивания мощности содержит один или более дополнительных элементов теплопередачи, дополнительную петлю теплопередачи, один или более дополнительных насосов первого контура и один или более теплообменников для пассивного отвода остаточных тепловыделений.
17. Способ по п. 16, отличающийся тем, что установка включает в себя удаление одного или более имитирующих элементов теплопередачи и установку одного или более дополнительных элементов теплопередачи вместо одного или более имитирующих элементов теплопередачи.
18. Способ по п. 14, отличающийся тем, что минимально достижимый размер корпуса реактора определяют с учетом факторов обращения с топливом, а не факторов теплопередачи.
19. Способ по п. 14, отличающийся тем, что размеры строительных конструкций определяют с учетом факторов обращения с топливом и обращения с заменяемым элементом теплопередачи, а не факторов смягчения последствий тяжелых аварий.
20. Способ по п. 14, отличающийся тем, что допустимые температурные пределы условий разрушения оставляют неизменными при увеличении мощности, а значения пассивной обратной связи по реактивности оставляют в пределах диапазона, гарантирующего реагирование для обеспечения пассивной безопасности.
21. Способ по п. 14, отличающийся тем, что пассивный отвод остаточных тепловыделений, не зависящий от систем зоны неядерного оборудования, сохраняют после увеличения мощности.
22. Способ по п. 14, отличающийся тем, что феноменология тяжелых аварий, которые ведут к конечному состоянию, характеризующемуся сохранением внутри корпуса субкритического слоя обломков активной зоны, охлаждаемого естественной циркуляцией, остается неизменной при увеличении мощности.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US201662345147P | 2016-06-03 | 2016-06-03 | |
| US62/345,147 | 2016-06-03 | ||
| PCT/US2017/036010 WO2018075096A1 (en) | 2016-06-03 | 2017-06-05 | Upgrading power output of previously-deployed nuclear power plants |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2018145665A3 RU2018145665A3 (ru) | 2020-07-09 |
| RU2018145665A true RU2018145665A (ru) | 2020-07-09 |
Family
ID=60482821
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018145665A RU2018145665A (ru) | 2016-06-03 | 2017-06-05 | Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20170352443A1 (ru) |
| JP (1) | JP2019520562A (ru) |
| KR (1) | KR20190034501A (ru) |
| CA (1) | CA3024458A1 (ru) |
| RU (1) | RU2018145665A (ru) |
| WO (1) | WO2018075096A1 (ru) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US10424415B2 (en) | 2014-04-14 | 2019-09-24 | Advanced Reactor Concepts LLC | Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix |
| CN110580964B (zh) * | 2019-09-03 | 2021-05-04 | 中广核工程有限公司 | 一种核电机组热功率提升裕度的在线监测方法以及系统 |
| CN111797362B (zh) * | 2020-08-13 | 2023-09-12 | 蔡月清 | 一种中子源强度计算方法、存储介质和实时在线反应性仪 |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6230480B1 (en) * | 1998-08-31 | 2001-05-15 | Rollins, Iii William Scott | High power density combined cycle power plant |
| US6909765B2 (en) * | 2003-02-03 | 2005-06-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of uprating an existing nuclear power plant |
| US7333584B2 (en) * | 2004-01-14 | 2008-02-19 | Hitachi - Ge Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear power plant and operation method thereof |
| US7614233B2 (en) * | 2005-01-28 | 2009-11-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Operation method of nuclear power plant |
| WO2011142869A2 (en) * | 2010-02-22 | 2011-11-17 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| JP2011185165A (ja) * | 2010-03-09 | 2011-09-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 発電プラント |
| US20120207261A1 (en) * | 2011-02-08 | 2012-08-16 | Noel James L | Nuclear Power Facility |
| CN104662262B (zh) * | 2012-08-22 | 2017-09-08 | 海埃芙实用救援有限责任公司 | 高效率发电系统和系统升级 |
| US20150184549A1 (en) * | 2013-12-31 | 2015-07-02 | General Electric Company | Methods and systems for enhancing control of power plant generating units |
-
2017
- 2017-06-05 RU RU2018145665A patent/RU2018145665A/ru not_active Application Discontinuation
- 2017-06-05 US US15/614,536 patent/US20170352443A1/en not_active Abandoned
- 2017-06-05 KR KR1020187035353A patent/KR20190034501A/ko not_active Ceased
- 2017-06-05 JP JP2018563042A patent/JP2019520562A/ja active Pending
- 2017-06-05 CA CA3024458A patent/CA3024458A1/en not_active Abandoned
- 2017-06-05 WO PCT/US2017/036010 patent/WO2018075096A1/en not_active Ceased
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2019520562A (ja) | 2019-07-18 |
| KR20190034501A (ko) | 2019-04-02 |
| CA3024458A1 (en) | 2018-04-26 |
| RU2018145665A3 (ru) | 2020-07-09 |
| WO2018075096A1 (en) | 2018-04-26 |
| US20170352443A1 (en) | 2017-12-07 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2545098C1 (ru) | Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем | |
| RU2018145665A (ru) | Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций | |
| CN105810256B (zh) | 一种核电站非能动余热排出系统 | |
| Zhang et al. | Design and transient analyses of emergency passive residual heat removal system of CPR1000 | |
| US20150016581A1 (en) | System for removing the residual power of a pressurised water nuclear reactor | |
| EP2715734B1 (en) | Passive decay heat removal and related methods | |
| Zhang et al. | Design and transient analyses of emergency passive residual heat removal system of CPR1000. Part Ⅰ: Air cooling condition | |
| RU2016131332A (ru) | Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии | |
| Wang et al. | The comparison of designed water-cooled and air-cooled passive residual heat removal system for 300 MW nuclear power plant during the feed-water line break scenario | |
| Bandini et al. | Safety analysis results of representative DEC accidental transients for the ALFRED reactor | |
| Hu et al. | Investigation of severe accident scenario of PWR response to LOCA along with SBO | |
| KR20160105445A (ko) | 원자로 제어봉 관리 방법 | |
| Trivedi et al. | AP1000 station blackout study with and without depressurization using RELAP5/SCDAPSIM | |
| CN104134474A (zh) | 非能动冷却系统 | |
| Pal et al. | Experimental and CFD simulations of fluid flow and temperature distribution in a natural circulation driven Passive Moderator Cooling System of an advanced nuclear reactor | |
| Chung et al. | Passive cooldown performance of a 65 MW integral reactor | |
| CN204242600U (zh) | 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统 | |
| Kulkarni et al. | Thermal and structural analysis of calandria vessel of a PHWR during a severe accident | |
| Chung et al. | Strength assessment of SMART design against anticipated transient without scram | |
| KR20200025686A (ko) | 원자력 발전 안전 시스템 | |
| EP2706533A3 (en) | Method and system for external alternate suppression pool cooling for a BWR | |
| Kumar et al. | Reliability assessment of passive containment cooling system of an advanced reactor using APSRA methodology | |
| Jiang et al. | Strategy evaluation for cavity flooding during an esbo initiated severe accident | |
| Komu et al. | Station Blackout Transient Analyses for VTT’s SMR Design LDR-50 | |
| KR20090003960A (ko) | 멀티 포드 히트 파이프를 이용한 격납용기 피동냉각구조 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FA92 | Acknowledgement of application withdrawn (lack of supplementary materials submitted) |
Effective date: 20201026 |