[go: up one dir, main page]

RU2018145665A - Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций - Google Patents

Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций Download PDF

Info

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
Application number
RU2018145665A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2018145665A3 (ru
Inventor
Леон С. УОЛТЕРС
Original Assignee
Эдвансед Реактор Консептс Ллк
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 Эдвансед Реактор Консептс Ллк filed Critical Эдвансед Реактор Консептс Ллк
Publication of RU2018145665A3 publication Critical patent/RU2018145665A3/ru
Publication of RU2018145665A publication Critical patent/RU2018145665A/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/02Arrangements of auxiliary equipment
    • 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/04Pumping arrangements
    • 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

  • 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.
RU2018145665A 2016-06-03 2017-06-05 Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций RU2018145665A (ru)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

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