[go: up one dir, main page]

DE1139215B - Nuclear reactor plant - Google Patents

Nuclear reactor plant

Info

Publication number
DE1139215B
DE1139215B DES68103A DES0068103A DE1139215B DE 1139215 B DE1139215 B DE 1139215B DE S68103 A DES68103 A DE S68103A DE S0068103 A DES0068103 A DE S0068103A DE 1139215 B DE1139215 B DE 1139215B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
heat
heat exchanger
nuclear reactor
fissile material
transport medium
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Pending
Application number
DES68103A
Other languages
German (de)
Inventor
Dr Alfred Brunner
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Sulzer AG
Original Assignee
Sulzer AG
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 Sulzer AG filed Critical Sulzer AG
Publication of DE1139215B publication Critical patent/DE1139215B/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04Reactor and engine not structurally combined
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

Atomkernreaktoranlage Die Erfindung bezieht sich .auf eine Atomkernreaktoranlage mit mindestens zwei Gruppen, entsprechend ihrer unterschiedlichen Wärmeentwicklung strömungsmäßig zusammengefaßter Spaltstoffelemente, bei der jeweils eine Gruppe der Spaltstoffelemente mit geringerer Wärmeentwicklung Wärmetransportmittel mit höherer Eintrittstemperatur und höherer Austrittstemperatur führt als eine andere Gruppe der Spaltstoffelemente mit größerer Wärmeentwicklung.Nuclear reactor plant The invention relates to an atomic nuclear reactor plant with at least two groups, according to their different heat development Fissile material elements combined in terms of flow, in each of which one group the fissile material elements with lower heat generation with heat transport means higher inlet temperature and higher outlet temperature than another Group of fissile material elements with greater heat generation.

Es ist bekannt, daß die in heterogenen Kernreaktoren in den einzelnen Brennelementen entwickelte Wärme unterschiedlich ist, daß insbesondere die Wärmeentwicklung von der Mitte des Reaktorkerns zum Rand hin abnimmt. Um trotz dieser unterschiedlichen Wärmeentwicklung einen guten Wirkungsgrad zu erzielen, wurde bei bekannten Kernreaktoren der Reaktorkern in verschiedene Zonen aufgeteilt, die von Kühlmittel verschiedener Eingangs- und Ausgangstemperaturparallel oderhintereinander so durchflossen werden, daß jeweils der Teil des Reaktorkerns mit Spaltstoffelementen geringerer Wärmeentwicklung von einem Kühlmittel höherer Temperatur durchflossen wird als ein anderer Teil des Reaktorkerns mit Spaltstoffelementen größerer Wärmeentwicklung. Bei diesen bekannten Kernreaktoren wurde für jeden einzelnen der Kreisläufe eine besondere Umwälzvorrichtung vorgesehen. Zum Einstellen der verschiedenen Temperaturen in den Kreisläufen sind mehrere Wärmeaustauscher erforderlich. Dies bedingt einen erheblichen Aufwand und eine relativ große Kompliziertheit der Anlagen, die deren Betriebssicherheit beeinträchtigt. Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, diese Nachteile durch geeignete vereinfachende Zusammenführung der verschiedenen Kreisläufe und durch eine geeignete Anordnung der Umwälzvorrichtungen zu beseitigen. Zu diesem Zweck wird erfindungsgemäß in den Strömungsweg des Wärmetransportmittels ein Wärmeübertrager mit verschiedenen Anschlüssen für das Wärmetransportmittel entsprechend dessen unterschiedlichen Temperaturen angeordnet und in den Strömungsweg des Wärmetransportmittels werden zwischen den verschiedenen Anschlüssen für den Eintritt in den Wärmeübertrager und den verschiedenen Anschlüssen für den Austritt aus dem Wärmeübertrager Umwälzvorrichtungen für das Wärmetransportmittel angeordnet. Dadurch wird es ermöglicht, mit einer minimalen Anzahl von Umwälzvorrichtungen, z. B. mit einem einzigen Umwälzgebläse, auszukommen. Es wird die Wartung der Anlage vereinfacht und die Betriebssicherheit wegen der verringerten Anzahl von Bauteilen erhöht, ohne daß dabei auf den Vorteil einer bestmöglichen thermodynamischen Ausnutzung der im Reaktor frei werdenden Wärme verzichtet werden muß.It is known that in heterogeneous nuclear reactors in the individual Heat developed by fuel elements is different, that in particular the heat development decreases from the center of the reactor core to the edge. To despite this different Heat generation to achieve a good efficiency, was in known nuclear reactors the reactor core is divided into different zones, which are different from coolant Inlet and outlet temperature are flowed through parallel or one behind the other in such a way that that in each case the part of the reactor core with fissile material elements with lower heat generation is traversed by a higher temperature coolant than another part of the Reactor core with fissile material elements with greater heat generation. With these well-known Nuclear reactors have a special circulation device for each of the circuits intended. To set the different temperatures in the circuits are several heat exchangers required. This requires a considerable effort and a relatively great complexity of the systems, which affects their operational safety. The object of the present invention is to overcome these disadvantages by means of suitable simplifying Merging of the various circuits and through a suitable arrangement to eliminate the circulation devices. For this purpose, according to the invention in the The flow path of the heat transport medium is a heat exchanger with various connections for the heat transport medium according to its different temperatures arranged and in the flow path of the heat transport medium between the various connections for entry into the heat exchanger and the various Connections for the outlet from the heat exchanger Circulation devices for the Arranged heat transport. This makes it possible with a minimal Number of circulating devices, e.g. B. get along with a single circulation fan. The maintenance of the system is simplified and the operational safety because of the reduced number of components increased without sacrificing the advantage of the best possible thermodynamic utilization of the heat released in the reactor can be dispensed with got to.

Die Erfindung wird an Hand einiger in der Zeichnung schematisch dargestellter Ausführungsbeispiele erläutert. Es zeigt Fig. 1 eine Atomkernreaktoranlage mit einem Umwälzgebläse in den Kreisläufen des Reaktorkühlmittels, Fig. 2 eine Atomkernreaktoranlage mit einem Ejektor als Umwälzvorrichtung, Fig.3 eine Atomkernreaktoranlage mit mehreren Ejektoren.The invention is illustrated schematically with reference to some in the drawing Embodiments explained. It shows Fig. 1 an atomic nuclear reactor plant with a Circulating fan in the circuits of the reactor coolant, FIG. 2 an atomic nuclear reactor system with an ejector as a circulation device, FIG. 3 an atomic nuclear reactor system with several Ejectors.

In Fig. 1 ist ein Atomreaktor 1 mit in Gruppen a, b und c zusammengefaßten Spaltstoffstäben versehen. Die Stäbe der Gruppe a befinden sich im Zentrum des Reaktorkerns, d. h. einer Zone mit großer Wärmeentwicklung, die Stäbe c hingegen im Außenteil des Reaktorkerns, also der Zone mit geringster Wärmeentwicklung. Die einzelnen Gruppen sind an Rohrleitungen 40, 41, 42 angeschlossen, welche in einen Wärmeübertrager 43 führen. Im Wärmeübertrager 43 befindet sich eine Rohrschlange 44, an welche die Rohrleitungen 40, 41, 42 nacheinander entsprechend der Temperatur des von ihnen geführten Wärmetransportmittels angeschlossen sind. Die Rohrschlange 44 mündet in eine Umwälzpumpe 45, aus welcher das Wärmetransportmittel in eine Rohrschlange 46 gelangt. Aus der Rohrschlange 46 führen wieder Rohrleitungen 47, 48, 49, die in der Reihenfolge ihrer Aufzählung Wärmetransportmittel mit geringerer Temperatur führen, zu den einzelnen Spaltstoffstäben c, b und a. Der Wärmeübertrager wird sekundärseitig vom Arbeitsmittel durchströmt, welches durch eine Speisepumpe 50 in den Wärmeübertrager 43 gebracht wird, diesen nach seiner Verdampfung und überhitzung durch eine Rohrleitung 51 verläßt und in eine Turbine 52 gelangt. Aus der Turbine 52 gelangt das Arbeitsmittel in einen Kondensator 53 und wird durch eine Kondensatpumpe 54 in einen Behälter 55 gefördert, aus dem es von. der Speisepumpe 50 entnommen wird.In FIG. 1, an atomic reactor 1 is provided with fissile material rods combined in groups a, b and c. The rods of group a are located in the center of the reactor core, ie a zone with a large amount of heat, whereas the rods c are in the outer part of the reactor core, that is, the zone with the least amount of heat development. The individual groups are connected to pipes 40, 41, 42 which lead into a heat exchanger 43. In the heat exchanger 43 there is a pipe coil 44 to which the pipes 40, 41, 42 are connected one after the other in accordance with the temperature of the heat transport medium carried by them. The pipe coil 44 opens into a circulating pump 45, from which the heat transport medium passes into a pipe coil 46. Pipelines 47, 48, 49, which in the order in which they are listed, lead heat transport media at a lower temperature, lead again from the pipe coil 46 to the individual fissile material rods c, b and a. On the secondary side, the heat exchanger is traversed by the working medium, which is brought into the heat exchanger 43 by a feed pump 50, leaves the heat exchanger 43 after it has been vaporized and overheated through a pipeline 51 and arrives in a turbine 52. The working medium passes from the turbine 52 into a condenser 53 and is conveyed by a condensate pump 54 into a container 55, from which it is conveyed by. the feed pump 50 is taken.

Im Wärmeübertrager 43 befinden sich das Wärmeübertragungsmittel und das Arbeitsmittel in Gegenströmung. Das Wärmeübertragungsmittel aus den einzelnen Zonen des Reaktors wird seiner Temperatur entsprechenden verschiedenen Teilen der durch die Rohrschlangen gebildeten Wärmeübertragungsfläche des Wärmeübertragers zugeführt und aus diesem wieder mit der für die einzelnen Zonen des Reaktors erforderlichen Temperatur entnommen. Die zentrale Zone des Reaktors erhält das Wärmeübertragungsmittel mit niedrigster Temperatur und leitet es wieder mit niedrigster Temperatur in die Rohrschlange 44 weiter. Den in der Außenzone des Reaktors befindlichen Spaltstoffstäben c wird das Wärmetransportmittel mit höchster Temperatur zugeführt und aus diesem wieder mit höchster Temperatur in die Rohrschlange 44 geleitet.The heat transfer medium and are located in the heat exchanger 43 the working medium in countercurrent. The heat transfer medium from the individual Zones of the reactor will be different parts of the corresponding temperature The heat transfer surface of the heat exchanger formed by the pipe coils supplied and from this again with that required for the individual zones of the reactor Temperature taken. The central zone of the reactor receives the heat transfer medium with the lowest temperature and feeds it back into the at the lowest temperature Pipe coil 44 further. The fissile material rods located in the outer zone of the reactor c the heat transport medium with the highest temperature is fed in and out of this again passed into the coil 44 at the highest temperature.

In der Fig. 2 ist eine der Anordnung nach Fig. 1 ähnliche Ausführung gezeigt, bei der jedoch als Wärmetransportmittel und Arbeitsmittel das gleiche Mittel dient. Das Arbeitsmittel gelangt durch eine Rohrleitung 60 in einen Wärmeübertrager 61 und aus diesem durch eine Rohrleitung 62 zu den Stäben a. Von dort gelangt das Arbeitsmittel durch eine Rohrleitung 63 in einen Ejektor 64 und durch eine Rohrleitung 65 zu den Spaltstoffstäben c. Von den Spaltstoffstäben c führt eine Rohrleitung 66 das Arbeitsmittel zurArbeitsleistung in eine nichtdargestellteTurbine. Im Wärmeübertrager 61 sind zwei Rohrschlangen 67 und 68 angeordnet, von denen die Rohrschlange 67 Arbeitsmittel aus den Druckrohren der Stäbe b durch eine Rohrleitung 70 erhält. Aus der Rohrschlange 67 wird das Arbeitsmittel durch eine Rohrleitung 71 der Saugstelle des Ejektors 64 zugeführt. Die Rohrschlange 68 ist durch eine Rohrleitung 72 an ein Staurohr im Ejektor 64 angeschlossen und das Arbeitsmittel gelangt aus ihr durch eine Rohrleitung 73 zu der Gruppe b der Spaltstoffstäbe.In FIG. 2, an embodiment similar to the arrangement according to FIG. 1 is shown shown, in which, however, the same means as heat transport medium and working medium serves. The working medium passes through a pipe 60 into a heat exchanger 61 and from this through a pipeline 62 to the rods a. From there that comes Working medium through a pipe 63 into an ejector 64 and through a pipe 65 to the fissile material rods c. A pipeline leads from the fissile material rods c 66 the work equipment for work performance in a turbine, not shown. In the heat exchanger 61 two pipe coils 67 and 68 are arranged, of which the pipe coil 67 is working means from the pressure pipes of the rods b received through a pipeline 70. From the pipe snake 67 is the working medium through a pipe 71 of the suction point of the ejector 64 supplied. The coil 68 is connected to a pitot tube through a conduit 72 connected in the ejector 64 and the working fluid comes out of it through a pipeline 73 to group b of the fissile material rods.

Bei der Anordnung nach Fig. 2 erfolgt im Wärmeübertrager 61 die Verdampfung bei flüssigem, bzw. die Vorwärmung bei gasförmigem Arbeitsmittel. Darauf folgt eine zweistufige Erhitzung des Arbeitsmittels in hintereinander geschalteten Druckrohren der Gruppen a und c. Der durch die Rohrschlangen 67, 68 und die Druckrohre der Gruppe b führende Kreislauf führt dabei dem Wärmeübertrager 61 Wärme zu.In the arrangement according to FIG. 2, the evaporation takes place in the heat exchanger 61 with liquid or preheating with gaseous working medium. This is followed by a two-stage heating of the working medium in pressure pipes connected in series of groups a and c. The one through the coils 67, 68 and the pressure pipes of the group b leading circuit supplies the heat exchanger 61 with heat.

Bei der Ausführung nach Fig. 3 sind im Reaktor 1 Spaltstoffstäbe vom Zentrum nach außen in Gruppen a, b, c, d und e zusammengefaßt. Das Arbeitsmittel gelangt durch eine Rohrleitung 80 in einen Wärmeübertrager 81 und aus diesem durch eine Rohrleitung 82 in die Stäbe der Gruppe a. Aus den Stäben der Gruppe a gelangt das Arbeitsmittel durch eine Rohrleitung 83 in eine Rohrschlange 84 im Wärmeübertrager 81 und aus dieser durch eine Rohrleitung 85 nacheinander zu den Spaltstoffstäben d und e und durch eine Rohrleitung 86 zur nichtdargestellten Turbinenanlage. Von der Rohrleitung 83 zweigt eine im Wärmeübertrager 81 zur Rohrschlange 84 parallele Rohrschlange 87 ab, welche in eine Rohrleitung 88 mündet, die zu den Spaltstoffen c führt. Von den Spaltstoffstäben c gelangt das Arbeitsmittel in eine Rohrleitung 90, aus dieser in eine Rohrschlange 91 und eine Rohrleitung 92, welche in einen in der Rohrleitung 83 angeordneten Ejektor 93 mündet. Aus der Rohrleitung 85 wird ein Teil des Arbeitsmittels durch eine Rohrleitung 94 entnommen, gelangt in eine Rohrschlange 95, eine Rohrleitung 96, zu den Spaltstoffstäben der Gruppe b, eine Rohrleitung 97 und durch eine Rohrschlange 98 zu einem in der Rohrleitung 85 befindlichen Ejektor 100. Die Anordnung nach der Fig. 3 zeigt eine stufenförmige Hintereinanderschaltung des die einzelnen Spaltstoffstabgruppen umströmenden Arbeitsmittels. Die Hauptströmung durchfließt nacheinander die Druckrohre der Gruppen a, d und e mit zu den Randzonen des Reaktors sich erhöhenden Temperaturen. Die Spaltstoffstabgruppen b und c dienen, wie im vorigen Beispiel, zum Erhitzen des Arbeitsmittels der durch den Wärmeübertrager führenden Kreisläufe.In the embodiment according to FIG. 3, in the reactor 1, fissile material rods are combined from the center to the outside in groups a, b, c, d and e. The working medium passes through a pipe 80 into a heat exchanger 81 and from there through a pipe 82 into the rods of group a. From the rods of group a, the working medium passes through a pipe 83 into a coil 84 in the heat exchanger 81 and from there through a pipe 85 one after the other to the fissile material rods d and e and through a pipe 86 to the turbine system (not shown). From the pipe 83 branches off a pipe coil 87 which is parallel to the pipe coil 84 in the heat exchanger 81 and which opens into a pipe 88 which leads to the fissile materials c. The working medium passes from the fissile material rods c into a pipeline 90, from there into a coil 91 and a pipeline 92 which opens into an ejector 93 arranged in the pipeline 83. Part of the working medium is removed from the pipeline 85 through a pipeline 94, reaches a pipe coil 95, a pipe 96, to the fissile material rods of group b, a pipe 97 and through a pipe coil 98 to an ejector 100 located in the pipe 85. The arrangement according to FIG. 3 shows a stepped connection in series of the working medium flowing around the individual groups of fissile material rods. The main flow successively flows through the pressure pipes of groups a, d and e at temperatures increasing towards the edge zones of the reactor. The fissile material rod groups b and c serve, as in the previous example, to heat the working medium of the circuits leading through the heat exchanger.

Claims (4)

PATENTANSPRÜCHE: 1. Atomkernreaktoranlage mit in mindestens zwei Gruppen entsprechend ihrer unterschiedlichen Wärmeentwicklung strömungsmäßig zusammengefaßten Spaltstoffelementen, bei der jeweils eine Gruppe der Spaltstoffelemente mit geringerer Wärmeentwicklung Wärmetransportmittel mit höherer Eintrittstemperatur und höherer Austrittstemperatur führt als eine andere Gruppe der Spaltstoffelemente mit größerer Wärmeentwicklung, dadurch gekennzeichnet, daß in dem Strömungsweg des Wärmetransportmittels ein Wärmeübertrager mit verschiedenen Anschlüssen für das Wärmetransportmittel entsprechend dessen unterschiedlichen Temperaturen angeordnet ist und in dem Strömungsweg des Wärmetransportmittels zwischen den verschiedenen Anschlüssen für den Eintritt in den Wärmeübertrager und den verschiedenen Anschlüssen für den Austritt aus dem Wärmeübertrager Umwälzvorrichtungen für das Wärmetransportmittel angeordnet sind. PATENT CLAIMS: 1. Atomic nuclear reactor system with fissile material elements summarized in at least two groups according to their different heat development in terms of flow, in each of which one group of the fissile material elements with lower heat development leads to heat transport media with a higher inlet temperature and higher outlet temperature than another group of the fissile material elements with greater heat development, characterized in that In the flow path of the heat transport medium, a heat exchanger with different connections for the heat transport medium is arranged according to its different temperatures and arranged in the flow path of the heat transport medium between the various connections for the entry into the heat exchanger and the various connections for the exit from the heat exchanger, circulation devices for the heat transport medium are. 2. Atomkernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Wärmetransportmittel im Reaktorkern parallel geschaltete Kanäle und im Wärmeübertrager (43) ein für mehrere dieser Kanäle gemeinsames Rohr (44, 46) mit entsprechenden Anzapfungen durchströmt. 2. Atomic nuclear reactor installation according to claim 1, characterized in that the heat transport medium in the reactor core flows through channels connected in parallel and in the heat exchanger (43) a pipe (44, 46) common to several of these channels with corresponding taps flows through. 3. Atomkernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Wärmeübertrager (61., 81) primärseitig und sekundärseitig von einem Wärmetransportmittel, welches gleichzeitig das Arbeitsmittel bildet, und von mindestens zwei, durch einen Ejektor miteinander verbundenen Kreisläufen primärseitig durchströmt ist. 3. Nuclear reactor facility according to claim 1, characterized in that the heat exchanger (61, 81) is on the primary side and on the secondary side of a heat transfer medium, which is also the working medium forms, and of at least two, through an ejector to each other connected circuits is flowed through on the primary side. 4. Atomkernreaktoranlage nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Ejektor an einer Stelle angeordnet ist, wo in beiden miteinander verbundenen Kreisläufen zumindest annähernd die gleiche Temperatur herrscht. In Betracht gezogene Druckschriften: Deutsche Auslegeschrift Nr. 1071854; französische Patentschrift Nr. 1162 270.4. Atomic nuclear reactor plant according to claim 3, characterized in that the ejector is arranged at a point where at least approximately the same temperature prevails in two interconnected circuits. Documents considered: German Auslegeschrift No. 1071854; French patent specification No. 1162 270.
DES68103A 1960-04-11 1960-04-16 Nuclear reactor plant Pending DE1139215B (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CH1139215X 1960-04-11

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1139215B true DE1139215B (en) 1962-11-08

Family

ID=4559590

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DES68103A Pending DE1139215B (en) 1960-04-11 1960-04-16 Nuclear reactor plant

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE1139215B (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1183606B (en) 1961-04-28 1964-12-17 Sulzer Ag Nuclear reactor plant

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1071854B (en) * 1955-11-08
FR1162270A (en) * 1956-10-31 1958-09-10 Rateau Soc Device for extracting the heat generated in nuclear reactors

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1071854B (en) * 1955-11-08
FR1162270A (en) * 1956-10-31 1958-09-10 Rateau Soc Device for extracting the heat generated in nuclear reactors

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1183606B (en) 1961-04-28 1964-12-17 Sulzer Ag Nuclear reactor plant

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0526816B1 (en) Power plant with gas and steam turbines with solar steam generator
EP3068237B1 (en) Method and system for pasteurization of products in containers
DE3035349C2 (en) Plant for the evaporation of liquid natural gas
DE1129930B (en) Multi-stage flash evaporator
EP0199251B1 (en) Waste heat steam generator
DE1927949A1 (en) Steam generation and overheating device, especially for with molten metal, molten metal salt or the like. nuclear reactors working as heat exchangers
DE1276970B (en) Gas turbine plant, in particular with a closed circuit of the working medium, and with a nuclear reactor as a heater
DE1139215B (en) Nuclear reactor plant
DE1451133C2 (en) Mixing condenser
DE2458382C2 (en) FEED WATER PREHEATER WITH TWO STEAM ROOMS
DE102019207638B4 (en) Heat exchanger device and refrigeration system and motor vehicle with refrigeration system
DE3121346C2 (en)
DE1551002B1 (en) Device for keeping the pressure of a liquid heat carrier constant in the primary circuit of an indirectly heated steam generator
DE1119874B (en) Method and device for multi-stage feed water preheating by means of bleed steam taken from different stages of the steam turbine of a steam power plant
DE1451142B1 (en) Condensation device for steam power plants in the sense of a step condenser
DE10025525A1 (en) Heat transfer circuit has main pipe system with secondary system also having pump and radiator integrated with it
DE1281657B (en) Hot water generator with preferably electrically heated heat storage
DE2914116C2 (en)
CH382189A (en) Method and device for multi-stage feed water preheating by means of bleed steam taken from different stages of the steam turbine of a steam power plant
DE1969151U (en) STEAM GENERATORS FOR NUCLEAR POWER PLANTS.
DE1124527B (en) Heat exchange arrangement, especially for reactor systems, with a closed coolant circuit
AT371590B (en) HEAT EXCHANGER
AT272379B (en) Method and device for cooling the superheated heating steam from heat exchangers
DE1173191B (en) Nuclear reactor plant
DE1183606B (en) Nuclear reactor plant