DOUBLE-LOOP NUCLEAR REACTOR STEAM GENERATING PLANT HAVING A BLOWDOWN AND DRAINAGE SYSTEM
The proposed double-loop nuclear reactor steam generating plant having a blowdown and drainage system is implemented on the basis of a closed loop without the conventional blowdown tanks and is designed for maximum pressure of the working fluid in the steam generators. Steam generator blowdown water...
Gespeichert in:
Hauptverfasser: | , |
---|---|
Format: | Patent |
Sprache: | eng ; rus |
Schlagworte: | |
Online-Zugang: | Volltext bestellen |
Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
Zusammenfassung: | The proposed double-loop nuclear reactor steam generating plant having a blowdown and drainage system is implemented on the basis of a closed loop without the conventional blowdown tanks and is designed for maximum pressure of the working fluid in the steam generators. Steam generator blowdown water is brought together into a single line, cooled in a regenerative heat exchanger then in a blowdown and drainage aftercooler, and removed from the containment building. Outside the containment building, the steam generator blowdown water is fed for treatment into a system for the specialized treatment of steam generator blowdown water, designed for maximum pressure of the working fluid in the steam generators. After treatment, the blowdown water is returned to the containment building and, via the regenerative heat exchanger, to feed pipes of each steam generator. The technical result is an increase in steam generator blowdown flow, which leads to the accelerated normalization of the water chemistry conditions even in the event of significant deviations and, as a result, to an increase in the working life of each steam generator and of the steam generating plant as a whole, and also leads to a reduction in energy losses during the return of the treated blowdown water to the second loop, while at the same time rendering the system autonomous due to the absence of a link to turbine hall equipment.
Предложенная паропроизводящая установка двухконтурного ядерного реактора с системой продувки и дренажа реализована по замкнутому контуру без классических расширителей продувки и рассчитана на максимальное давление рабочей среды в парогенераторах (ПГ). Продувочная вода ПГ объединяется в одну линию, охлаждается в регенеративном теплообменнике, затем в доохладителе продувки и дренажа и выводится за герметичную оболочку. За пределами герметичной оболочки продувочная вода ПГ подается на очистку в систему спецводоочистки продувочной воды ПГ, рассчитанную на максимальное давление рабочей среды в ПГ. После очистки продувочная вода возвращается в герметичную оболочку и через регенеративный теплообменник в питательные трубопроводы каждого ПГ. Достигаемым техническим результатом является увеличение расхода продувки ПГ, что приводит к ускоренной нормализация водно-химического режима даже при значительных отклонениях и, как следствие, к увеличению срока службы каждого ПГ и паропроизводящей установки в целом, а также снижению энергетических потерь на возврат очищенной продувочной воды |
---|