[go: up one dir, main page]

RU2493482C2 - Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant - Google Patents

Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant Download PDF

Info

Publication number
RU2493482C2
RU2493482C2 RU2011143600/06A RU2011143600A RU2493482C2 RU 2493482 C2 RU2493482 C2 RU 2493482C2 RU 2011143600/06 A RU2011143600/06 A RU 2011143600/06A RU 2011143600 A RU2011143600 A RU 2011143600A RU 2493482 C2 RU2493482 C2 RU 2493482C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
steam
section
water
vortex
steam generator
Prior art date
Application number
RU2011143600/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2011143600A (en
Inventor
Юрий Михайлович Красильников
Владимир Иосифович Крылов
Игорь Иванович Вангелий
Original Assignee
Юрий Михайлович Красильников
Владимир Иосифович Крылов
Игорь Иванович Вангелий
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 Юрий Михайлович Красильников, Владимир Иосифович Крылов, Игорь Иванович Вангелий filed Critical Юрий Михайлович Красильников
Priority to RU2011143600/06A priority Critical patent/RU2493482C2/en
Publication of RU2011143600A publication Critical patent/RU2011143600A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2493482C2 publication Critical patent/RU2493482C2/en

Links

Images

Landscapes

  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)

Abstract

FIELD: power engineering.
SUBSTANCE: steam generation plant of a single-circuit nuclear power plant comprises a reactor, a water heating section, a steam superheating section, a turbine, a power generator, a condenser, a condensate pump, a circulating pump, a unit of make-up water supply, a vortex steam generator connected at the inlet to a section of water heating, with its supply in the reheated condition, and at the outlet - to the pipeline of the steam superheating section. By setting of certain fluid parameters at the inlet to the vortex steam generator, the speed of steam bubbles floating in the swirling chamber may be increased at least several times, and thus to increase specific steam production per unit of evaporation mirror surface, which, in its turn, will make it possible to reduce dimensions of the steam generation plant. Transfer of the process of partial water evaporation from the heating zone in the nuclear reactor into the zone of swirled fluid of the vortex steam generator makes it possible to eliminate flow pulsations in the zone of fluid heating, which helps to increase reliability to plant operation.
EFFECT: higher efficiency and reliability of a steam generation plant, possibility to work both on Earth and under zero gravity.
1 dwg

Description

Изобретение относится к области теплоэнергетики, а именно к парогенераторной установке, которая может быть использована при создании одноконтурных атомных электростанций (АЭС) с принудительной циркуляцией и водоводяным энергетическим реактором (ВВЭР), при этом работающей как в земных условиях, так и в условиях невесомости.The invention relates to the field of power engineering, in particular to a steam generator, which can be used to create single-circuit nuclear power plants (NPPs) with forced circulation and a water-water power reactor (WWER), while operating both in terrestrial and zero gravity conditions.

Создание надежных парогенераторных установок, обеспечивающих безопасность АЭС в аварийных режимах, является одной из основных задач развития атомной энергетики в настоящее время. Новые конструктивные решения парогенераторных установок позволяют повысить их эффективность и надежность.The creation of reliable steam generating plants that ensure the safety of nuclear power plants in emergency conditions is one of the main tasks of the development of nuclear energy today. New design solutions for steam generating plants can increase their efficiency and reliability.

Известна парогенераторная установка, содержащая соединенные между собой посредством питательного трубопровода парогенератор и гидроаккумулирующую емкость, подключенную к трубопроводу подвода питательной воды, при этом питательный трубопровод со стороны гидроаккумулирующей емкости выполнен с входным элементом в виде перфорированного коллектора, установленного вертикально в гидроаккумулирующей емкости (SU, №1603907, F22B 1/02, 1996 г.).A steam generator is known, comprising a steam generator and a storage tank connected to each other by means of a feed pipe, connected to a feed water supply pipe, while the feed pipe from the storage tank side is made with an input element in the form of a perforated collector mounted vertically in a storage tank (SU, No. 1603907 , F22B 1/02, 1996).

Также известна парогенераторная установка, преимущественно для АЭС, содержащая парогенератор с испарителем и основным перегревателем острого пара, последний из которых соединен с турбиной, и включенные между цилиндрами высокого и низкого давлений промежуточные сепаратор и паровой перегреватель, в которых для промежуточного перегрева пара используют острый перегретый пар, отбираемый из паропровода непосредственно перед цилиндром высокого давления турбины (патент Франции №2116671, F22G, 1972 г.).Also known is a steam generator installation, mainly for nuclear power plants, comprising a steam generator with an evaporator and a main hot steam superheater, the last of which is connected to the turbine, and an intermediate separator and a steam superheater connected between the high and low pressure cylinders, in which acute superheated steam is used for intermediate superheating taken from the steam line directly in front of the high-pressure cylinder of the turbine (French patent No. 2116671, F22G, 1972).

Недостатками указанных установок являются большие размены установок и как следствие большие капитальные затраты. Кроме того, как показала практика, в установке по патенту Франции имеет место увеличение поверхности нагрева основного перегревателя и повышенное падение давления в нем, что снижает коэффициент полезного действия установки. К тому же падение давления приводит к существенному снижению температуры конденсации пара в промежуточном перегревателе по сравнению с температурой кипения в парогенераторе, соответствующему уменьшению температурного напора в промежуточном перегревателе и увеличению его поверхности нагрева.The disadvantages of these installations are large exchanges of installations and, as a consequence, large capital costs. In addition, as practice has shown, in the installation of the French patent there is an increase in the heating surface of the main superheater and an increased pressure drop in it, which reduces the efficiency of the installation. In addition, the pressure drop leads to a significant decrease in the temperature of steam condensation in the intermediate superheater compared to the boiling point in the steam generator, corresponding to a decrease in the temperature head in the intermediate superheater and an increase in its heating surface.

Наиболее близкой по технической сущности является парогенераторная установка одноконтурной АЭС с принудительной циркуляцией с ВВЭР, использующая тепло от ядерного реактора для выработки подаваемого на турбину пара, информация о которой представлена в: Н.Г. Рассохин, «Парогенераторные установки атомных электростанций», Атомиздат, Москва, 1972, с.7-9.The closest in technical essence is the steam generator unit of a single-circuit nuclear power plant with forced circulation with VVER, using heat from a nuclear reactor to generate steam supplied to the turbine, information about which is presented in: N.G. Rassokhin, “Steam Generator Sets of Nuclear Power Plants”, Atomizdat, Moscow, 1972, pp. 7-9.

Указанная установка включает: реактор, участок нагрева воды, участок перегрева пара, турбину, электрогенератор, конденсатор, конденсатный насос, циркуляционный насос и блок подачи добавочной воды. Установка работает следующим образом: питательную воду подают насосом в испарительную зону ядерного реактора, где ее нагревают до температуры насыщения с частичным ее испарением в количестве, соответствующем расходу пара на турбину. Далее пароводяная смесь поступает в разделительное устройство-сепаратор, в котором пароводяную смесь в сепаратор вводят на определенной заданной глубине от поверхности зеркала испарения сепаратора. Осажденная в сепараторе вода вместе с питательной водой снова поступает в испарительную зону ядерного реактора, а выделившийся и осушенный в сепараторе до заданной температуры пар по паропроводу направляется в турбогенератор.The specified installation includes: a reactor, a water heating section, a steam superheating section, a turbine, an electric generator, a condenser, a condensate pump, a circulation pump and an additional water supply unit. The installation works as follows: feed water is pumped into the evaporation zone of a nuclear reactor, where it is heated to a saturation temperature with partial evaporation in an amount corresponding to the steam flow to the turbine. Next, the steam-water mixture enters the separator-separator, in which the steam-water mixture is introduced into the separator at a certain predetermined depth from the surface of the evaporation mirror of the separator. The water precipitated in the separator together with the feed water again enters the evaporation zone of the nuclear reactor, and the steam released and dried in the separator to a predetermined temperature is sent through the steam line to the turbogenerator.

Недостатком такой установки является низкий выход пара с единицы поверхности зеркала испарения сепаратора, что обусловлено незначительной скоростью всплытия паровых пузырей, и которая составляет не более 0,4 м/сек. Кроме того, для получения насыщенного пара высокой степени сухости следует: высоту парового объема в сепараторе задавать до значительных показателей (0,5-0,6 м), устанавливать различные дополнительные сепарационные устройства, например, в виде жалюзей или дроссельных листов с отверстиями. Все эти действия требуют значительных габаритов сепаратора и приводят к утяжелению конструкции установки. Далее указанная установка не может работать в условиях невесомости, поскольку скорость всплытия паровых пузырей относительно жидкости в условиях невесомости - нулевая. Другим недостатком является также и то, что частичное испарение жидкости в испарительной зоне ядерного реактора ведет к пульсациям расхода пароводяной смеси в нагревательных каналах и, как следствие, к снижению надежности работы установки.The disadvantage of this installation is the low steam output per unit surface of the evaporation mirror of the separator, which is due to the insignificant rate of ascent of steam bubbles, and which is not more than 0.4 m / s. In addition, to obtain saturated steam with a high degree of dryness, you should: set the height of the steam volume in the separator to significant values (0.5-0.6 m), install various additional separation devices, for example, in the form of blinds or throttle sheets with holes. All these actions require significant dimensions of the separator and lead to a heavier installation design. Further, this installation cannot work in zero gravity, since the rate of rise of vapor bubbles relative to the liquid under zero gravity is zero. Another disadvantage is that the partial evaporation of liquid in the evaporation zone of a nuclear reactor leads to pulsations in the flow rate of the steam-water mixture in the heating channels and, as a result, to a decrease in the reliability of the installation.

Настоящее изобретение направлено на достижение технического результата, заключающегося в повышении эффективности и надежности парогенераторной установки, а также возможность работать как в земных условиях, так и в условиях невесомости.The present invention is aimed at achieving a technical result, which consists in increasing the efficiency and reliability of a steam generator, as well as the ability to work both in terrestrial conditions and in zero gravity.

Указанный технический результат достигается тем, что в парогенераторной установке одноконтурной атомной электростанции, содержащей реактор, участок нагрева воды, участок перегрева пара, турбину, электрогенератор, конденсатор, конденсатный насос, циркуляционный насос, блок подачи добавочной воды, согласно изобретению, она дополнительно снабжена вихревым парогенератором, подключенным на входе к участку нагрева воды с подачей ее в перегретом состоянии, а на выходе - к трубопроводу участка перегрева пара.The specified technical result is achieved by the fact that in the steam generator of a single-circuit nuclear power plant containing a reactor, a water heating section, a steam superheating section, a turbine, an electric generator, a condenser, a condensate pump, a circulation pump, an additional water supply unit, according to the invention, it is additionally equipped with a vortex steam generator connected at the inlet to the water heating section with its supply in an overheated state, and at the output to the pipeline of the steam overheating section.

Указанные признаки являются существенными и взаимосвязаны с образованием устойчивой совокупности существенных признаков, достаточной для получения требуемого технического результата.These features are significant and are interconnected with the formation of a stable set of essential features sufficient to obtain the desired technical result.

Настоящее изобретение поясняется конкретным примером исполнения, который, однако, не является единственно возможным, но наглядно демонстрирует возможность достижения требуемого технического результата.The present invention is illustrated by a specific example of execution, which, however, is not the only possible, but clearly demonstrates the possibility of achieving the desired technical result.

На чертеже показан схематично общий вид предлагаемой парогенераторной установки одноконтурной атомной электростанции.The drawing shows a schematic General view of the proposed steam generator installation of a single-circuit nuclear power plant.

Парогенераторная установка содержит ядерный реактор 1, в котором имеется участок нагрева воды 2, участок перегрева пара 3, вихревой парогенератор 4, турбину 5, электрогенератор 6, конденсатор 7, конденсатный насос 8, циркуляционный насос 9, блок подачи добавочной воды 10. Вихревой парогенератор 4 имеет цилиндрическую входную камеру 11, выходную камеру 15. Входная камера 11 имеет центральную полость 18, соединена с выходной камерой 15 расширяющимся по ходу движения жидкости (воды) диффузором 13, внутри которого с зазором установлен в виде усеченного конуса дроссель 14, а входная камера 11 имеет входной тангенциальный канал 12. Установка снабжена паропроводами 16 и 17.The steam generator installation comprises a nuclear reactor 1, in which there is a water heating section 2, a steam superheating section 3, a vortex steam generator 4, a turbine 5, an electric generator 6, a condenser 7, a condensate pump 8, a circulation pump 9, an additional water supply unit 10. A vortex steam generator 4 has a cylindrical inlet chamber 11, an outlet chamber 15. The inlet chamber 11 has a central cavity 18, is connected to the outlet chamber 15 by a diffuser 13 expanding in the direction of movement of the liquid (water), inside of which with a gap is installed in the form of a truncated con whisker throttle 14, and the input chamber 11 has an input tangential channel 12. The installation is equipped with steam lines 16 and 17.

Работает парогенераторная установка следующим образом.The steam generator works as follows.

С помощью циркуляционного насоса 9 жидкость (вода) под заданным давлением подают в участок нагрева воды 2 ядерного реактора 1, в котором при заданном давлении ее нагревают до температуры ниже температуры насыщения, т.е. до перегретого состояния. Далее жидкость в перегретом состоянии с участка нагрева воды 2 поступает по входному тангенциальному каналу 12 в цилиндрическую входную камеру 11, а затем по кольцевому зазору, образованному между расширяющимся диффузором 13 и дросселем в виде усеченного конуса 14, поступает в выходную камеру 15, а из нее к трубопроводу участка перегрева пара и далее через циркуляционный насос 9 - к участку нагрева воды.Using a circulation pump 9, liquid (water) is supplied at a predetermined pressure to the water heating section 2 of nuclear reactor 1, in which at a given pressure it is heated to a temperature below the saturation temperature, i.e. to an overheated state. Further, the liquid in the superheated state from the water heating section 2 enters through the inlet tangential channel 12 into the cylindrical inlet chamber 11, and then through the annular gap formed between the expanding diffuser 13 and the throttle in the form of a truncated cone 14, enters the outlet chamber 15, and from it to the pipeline section of the superheat of steam and then through the circulation pump 9 to the plot of heating water.

При движении жидкости в цилиндрической входной камере 11, закручиваясь с большего радиуса на меньший за счет сохранения момента количества движения, скорость воды будет возрастать, а статическое давление в соответствии с законом Бернулли падать. На определенном радиусе закрутки оно станет ниже давления насыщения для заданной температуры и на участке, где давление стало ниже давления насыщения, наступит термодинамическое неравновесие и произойдет частичное испарение жидкости за счет отбора от нее тепла. Образовавшийся в жидкости пар понизит ее температуру до равновесного состояния. Однако, если жидкость и далее будет закручиваться на еще меньший радиус, то скорость ее еще более возрастет, а давление в жидкости вновь станет ниже давления насыщения, что приведет к образованию новой порции пара.When the fluid moves in a cylindrical inlet chamber 11, spinning from a larger radius to a smaller one due to the conservation of angular momentum, the water velocity will increase, and the static pressure will drop in accordance with Bernoulli’s law. At a certain swirl radius, it will become lower than the saturation pressure for a given temperature and in the area where the pressure has dropped below the saturation pressure, thermodynamic nonequilibrium will occur and partial liquid evaporation will occur due to heat removal from it. The vapor formed in the liquid will lower its temperature to an equilibrium state. However, if the liquid continues to spin to an even smaller radius, then its speed will increase even more, and the pressure in the liquid will again become lower than the saturation pressure, which will lead to the formation of a new portion of steam.

Таким образом, во входной камере 5 вихревого парогенератора 4 на участке, начиная с некоторого радиуса закрутки, на котором давление в жидкости снизилось до величины меньшей давления насыщения при первоначальной температуре и, кончая радиусом свободной поверхности закрученной жидкости, будет происходить объемное кипение, так как при этом тепло на образование пара отбирается от самой жидкости, то температура ее в зоне кипения будет понижаться. Поскольку в жидкости имеется градиент давления по радиусу закрутки, то на образовавшиеся пузырьки пара будет действовать сила, обусловленная действием градиента давления, под действием которой они будут всплывать к свободной поверхности закрученной жидкости и собираться в центральной полости 18 входной камеры 11 вихревого парогенератора 4. При своем движении в зоне кипения пузырьки пара буду поступать из области повышенного давления, вследствие чего объем их будет увеличиваться, что должно привести к изменению параметров пара внутри самих пузырьков. При этом определенное влияние на изменение параметров пара внутри пузырьков будет оказать также и его теплообмен с окружающей жидкостью. Конечное значение температуры пара внутри пузырька в момент вылета его из жидкости будет зависеть от многих причин: теплопроводности пара, скорости испарения с поверхности жидкости внутри пузырька, теплоемкости, времени контакта с жидкостью, инерционных сил пленки, окружающей пузырек, величины поверхности и т.д. В общем случае, можно ожидать, что температура пара отдельных пузырьков, покидающих жидкость, будет отличаться от температуры поверхности жидкости. Однако, за счет того, что в паровой полости молекулы пара обладают тепловой скоростью, и за счет постоянного обмена энергией между ними и поверхностью закрученной жидкости, средние температуры их выравниваются, и обе фазы будут находиться в термодинамическом равновесии, т.е. температура и давление на поверхности жидкости будут равны по величине температуре и давлению, находящемуся над ней пара.Thus, in the inlet chamber 5 of the vortex steam generator 4 in the section, starting from a certain swirl radius, in which the pressure in the liquid decreased to a value lower than the saturation pressure at the initial temperature and ending with the radius of the free surface of the swirling liquid, volume boiling will occur, since at In this case, heat for steam formation is taken from the liquid itself, then its temperature in the boiling zone will decrease. Since the fluid has a pressure gradient along the swirl radius, the force formed by the vapor bubbles will act on the pressure bubbles, which will float to the free surface of the swirling liquid and collect in the central cavity 18 of the inlet chamber 11 of the vortex steam generator 4. In the movement in the boiling zone, the vapor bubbles will come from the high pressure area, as a result of which their volume will increase, which should lead to a change in the parameters of the steam inside their bubbles. Moreover, a certain influence on the change in the parameters of the vapor inside the bubbles will also have its heat transfer with the surrounding liquid. The final value of the temperature of the vapor inside the bubble at the time it leaves the liquid will depend on many reasons: the thermal conductivity of the vapor, the rate of evaporation from the surface of the liquid inside the bubble, heat capacity, time of contact with the liquid, the inertial forces of the film surrounding the bubble, surface size, etc. In the general case, it can be expected that the temperature of the vapor of individual bubbles leaving the liquid will differ from the temperature of the surface of the liquid. However, due to the fact that the vapor molecules in the vapor cavity have a thermal velocity, and due to the constant exchange of energy between them and the surface of the swirling liquid, their average temperatures are aligned, and both phases will be in thermodynamic equilibrium, i.e. the temperature and pressure on the surface of the liquid will be equal in magnitude to the temperature and pressure above the vapor.

Пар над поверхностью закрученной жидкости в вихревом парогенераторе будет насыщенным и сухим, так как всплывающие пузырьки пара участвуют во вращательном движении вместе с жидкостью и вылетающие из жидкости капли при разрыве пленки пузыря снова возвращаются на ее поверхность.The vapor above the surface of the swirling liquid in the vortex steam generator will be saturated and dry, since the pop-up vapor bubbles participate in the rotational motion together with the liquid and the droplets escaping from the liquid when the bubble film ruptures again return to its surface.

Выработанный в вихревом парогенераторе 4 пар по паропроводу 16 поступает в участок перегрева пара 3, перегревается до заданной температуры и по паропроводу 17 подается в турбину 5. Из турбины 5 отработанный пар поступает в конденсатор 7 и далее в виде конденсата конденсатным насосом 8 подается на вход циркуляционного насоса 9. Возможные утечки из контура воды и пара восполняются с помощью работы блока подачи добавочной воды 10.The steam generated in the vortex steam generator 4 through the steam line 16 enters the superheating section of steam 3, overheats to a predetermined temperature and is supplied to the turbine 5 through the steam line 17. From the turbine 5, the spent steam enters the condenser 7 and then is supplied as condensate by the condensate pump 8 to the circulation inlet pump 9. Possible leaks from the water and steam circuit are compensated by the operation of the additional water supply unit 10.

Таким образом, задавая определенные параметры жидкости на входе в вихревой парогенератор: расход, давление, температуру, при соответствующих геометрических размерах вихревого парогенератора скорость всплытия паровых пузырей в камере закручивания можно увеличить, как минимум, в несколько раз, тем самым повысить удельный паросъем с единицы поверхности зеркала испарения, что, в свою очередь, позволит снизить габариты парогенераторной установки.Thus, by setting certain parameters of the liquid at the entrance to the vortex steam generator: flow rate, pressure, temperature, with the corresponding geometric dimensions of the vortex steam generator, the ascent rate of steam bubbles in the swirl chamber can be increased at least several times, thereby increasing the specific steam removal from a unit surface evaporation mirrors, which, in turn, will reduce the dimensions of the steam generator.

При этом закрученная жидкость обладает одновременно хорошими сепарационными действиями, что позволяет обходиться без дополнительных сепарационных устройств в виде жалюзей или дренажных дырчатых устройств, как в известной установке по прототипу.In this case, the swirling liquid has at the same time good separation actions, which allows dispensing with additional separation devices in the form of blinds or drainage hole devices, as in the known prototype installation.

Перенос процесса частичного испарения воды из зоны нагрева в ядерном реакторе в зону закрученной жидкости вихревого парогенератора позволяет избавиться от пульсаций расхода в зоне нагрева жидкости, что способствует увеличению надежности работы установки.Transferring the process of partial evaporation of water from the heating zone in a nuclear reactor to the swirling liquid zone of the vortex steam generator allows one to get rid of flow pulsations in the liquid heating zone, which increases the reliability of the installation.

Кроме того, предлагаемая установка способна работать в условиях невесомости, поскольку всплытие паровых пузырей происходит в потенциальном поле закрученной жидкости.In addition, the proposed installation is able to work in zero gravity, since the emergence of steam bubbles occurs in a potential field of swirling liquid.

Claims (1)

Парогенераторная установка одноконтурной атомной электростанции, содержащая реактор, участок нагрева воды, участок перегрева пара, турбину, электрогенератор, конденсатор, конденсатный насос, циркуляционный насос, блок подачи добавочной воды, отличающаяся тем, что она дополнительно снабжена вихревым парогенератором, подключенным на входе к участку нагрева воды с подачей ее в перегретом состоянии, а на выходе - к трубопроводу участка перегрева пара. A steam generating unit of a single-circuit nuclear power plant, comprising a reactor, a water heating section, a steam superheating section, a turbine, an electric generator, a condenser, a condensate pump, a circulation pump, an additional water supply unit, characterized in that it is further provided with a vortex steam generator connected at the input to the heating section water with its supply in an overheated state, and at the outlet, to the pipeline of the steam superheat section.
RU2011143600/06A 2011-10-28 2011-10-28 Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant RU2493482C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011143600/06A RU2493482C2 (en) 2011-10-28 2011-10-28 Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011143600/06A RU2493482C2 (en) 2011-10-28 2011-10-28 Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011143600A RU2011143600A (en) 2013-05-10
RU2493482C2 true RU2493482C2 (en) 2013-09-20

Family

ID=48788510

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011143600/06A RU2493482C2 (en) 2011-10-28 2011-10-28 Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2493482C2 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2568032C1 (en) * 2014-10-29 2015-11-10 Юрий Михайлович Красильников Steam generating plant
RU2655161C1 (en) * 2017-06-02 2018-05-24 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Single-loop nuclear power plant with a coolant under pressure

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2081462C1 (en) * 1994-12-08 1997-06-10 Борис Федорович Кочетков Method for generation of electric power
RU2118001C1 (en) * 1994-10-19 1998-08-20 Николай Петрович Колчев Boiling reactor and nuclear power plant using it
US6674830B2 (en) * 2001-03-09 2004-01-06 President Of Tokyo Institute Of Technology Nuclear reactor plant
RU2294028C2 (en) * 2004-12-22 2007-02-20 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Военно-морская академия им. Адмирала Н.Г. Кузнецова Single-loop installation incorporating nuclear reactor and transonic jet devices
RU2373461C1 (en) * 2008-09-29 2009-11-20 Борис Алексеевич Зимин Heat supply system
RU2406021C1 (en) * 2009-10-12 2010-12-10 Юрий Михайлович Красильников Instant boiling device
RU2412909C1 (en) * 2009-09-01 2011-02-27 Борис Алексеевич Зимин Desalination installation

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2118001C1 (en) * 1994-10-19 1998-08-20 Николай Петрович Колчев Boiling reactor and nuclear power plant using it
RU2081462C1 (en) * 1994-12-08 1997-06-10 Борис Федорович Кочетков Method for generation of electric power
US6674830B2 (en) * 2001-03-09 2004-01-06 President Of Tokyo Institute Of Technology Nuclear reactor plant
RU2294028C2 (en) * 2004-12-22 2007-02-20 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Военно-морская академия им. Адмирала Н.Г. Кузнецова Single-loop installation incorporating nuclear reactor and transonic jet devices
RU2373461C1 (en) * 2008-09-29 2009-11-20 Борис Алексеевич Зимин Heat supply system
RU2412909C1 (en) * 2009-09-01 2011-02-27 Борис Алексеевич Зимин Desalination installation
RU2406021C1 (en) * 2009-10-12 2010-12-10 Юрий Михайлович Красильников Instant boiling device

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2568032C1 (en) * 2014-10-29 2015-11-10 Юрий Михайлович Красильников Steam generating plant
RU2655161C1 (en) * 2017-06-02 2018-05-24 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Single-loop nuclear power plant with a coolant under pressure
WO2018222077A1 (en) * 2017-06-02 2018-12-06 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Single-loop nuclear power plant with pressurized coolant
EP3660865A4 (en) * 2017-06-02 2021-07-28 Joint-Stock Company Engineering Company ASE SINGLE-LOOP NUCLEAR PLANT WITH PRESSURIZED COOLANT
EA038539B1 (en) * 2017-06-02 2021-09-13 Акционерное общество Инжиниринговая компания "АСЭ" Single-loop nuclear power plant with pressurized coolant
US12183471B2 (en) * 2017-06-02 2024-12-31 Joint Stock Company Engineering Company Ase Single-loop nuclear power plant with pressurized coolant

Also Published As

Publication number Publication date
RU2011143600A (en) 2013-05-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100367918B1 (en) Heat recovery steam generator
Raj et al. A review on flash evaporation desalination
KR20010042118A (en) Heat recovery steam generator
CA2890601C (en) Once-through steam generator
RU2493482C2 (en) Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant
KR102096691B1 (en) Method and device for preventing drying in a boiler of a tower solar concentration plant
TWI638942B (en) Rapid startup heat recovery steam generator and method of retrofitting heat recovery steam generator
KR20210080946A (en) Swirl vane type steam separator
RU2568032C1 (en) Steam generating plant
CN209246043U (en) Natural-circulation evaporator system applied to solar energy thermo-power station
US3613781A (en) Bayonet tube bank vapor generator
US9291344B2 (en) Forced-flow steam generator
US3464393A (en) Steam generator with forced circulation
JP2007504431A (en) Horizontal once-through boiler and its operation method
Yu et al. Liquid level expansion in steam drum during transient operation of molten-salt-steam-generator-system
Teir et al. Steam/water circulation design
CN105143768A (en) Electricity generation facility comprising device for producing steam of reduced height, application to PWR and BWR reactors
RU2450148C2 (en) Autonomous multifunctional power plant
RU2561839C2 (en) Energy conversion cycle for steam generated by fast neutron reactor with sodium cooling
CN203955198U (en) For the natural circulation waste-heat boiler heat-obtaining Apparatus and system of fluidized-bed reactor
US7243619B2 (en) Dual pressure recovery boiler
EP1929205B1 (en) Water tube boiler
JPH0445301A (en) Natural circulation waste heat recovery heat exchanger
US3250258A (en) Straight tubes in a vertical shell steam generator
CN204739566U (en) Rising film steam generator

Legal Events

Date Code Title Description
HE4A Notice of change of address of a patent owner
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20181029