CN1008140B - 在地下装在圆柱形压力壳空腔中的小功率核反应堆 - Google Patents

在地下装在圆柱形压力壳空腔中的小功率核反应堆

Info

Publication number
CN1008140B
CN1008140B CN86100039A CN86100039A CN1008140B CN 1008140 B CN1008140 B CN 1008140B CN 86100039 A CN86100039 A CN 86100039A CN 86100039 A CN86100039 A CN 86100039A CN 1008140 B CN1008140 B CN 1008140B
Authority
CN
China
Prior art keywords
vessel
nuclear reactor
nuclear
reflector
cooling system
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.)
Expired
Application number
CN86100039A
Other languages
English (en)
Other versions
CN86100039A (zh
Inventor
约瑟夫·舍宁
温弗里德·瓦克霍尔兹
乌尔里克·韦克特
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.)
Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Original Assignee
Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
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 Hochtemperatur Reaktorbau GmbH filed Critical Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
Publication of CN86100039A publication Critical patent/CN86100039A/zh
Publication of CN1008140B publication Critical patent/CN1008140B/zh
Expired legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • 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
    • G21D9/00Arrangements to provide heat for purposes other than conversion into power, e.g. for heating buildings
    • 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Apparatus For Radiation Diagnosis (AREA)

Abstract

一种建在地下的使用球形燃料元件的小功率核反应堆,结构坚固,不需要主动的操作装置如送料设备、气体净化设备、调控系统和安全系统等,特别适用于生产热能。含有球形装料的核容器也可吸收由石墨制成的底反射器和侧反射器的一部分。里面的侧反射器有一些管道,排列许多微调棒和关断棒。顶反射器直接放在固定的燃料元件装料上。燃料元件烧尽后,拆除核容器及其中的一些组元。核心产生的热量由从上到下贯穿装料的冷却气体送给冷却系统,该系统装在压力壳的内侧,与一次回路由气封套分开。

Description

本发明介绍装在圆柱形压力壳空腔中的小功率核反应堆,以及球形燃料元件的装料,可拆卸的钢质核容器,由底、侧、顶反射器组成的石墨反射器和装在侧反射器中用以安放吸收棒的管道。
这种核反应堆由于DE-OS    30    16    402而出名。本文只涉及以组件结构方式出现的一种高温反应堆。含有球形装料的金属壳体装在用盖子密封的混凝土壳的空腔中,关闭反应堆、排出球形燃料元件、拆掉调节杆、打开顶盖,就可把金属壳体连同金属底板以及底、侧、顶反射器一起取出。在底板上至少可连接一根通向下方的管道,以排出加热的冷却气体,冷气是从下向上吹的。热气管道通向第二个空腔,它平行装在混凝土壳体中,在热气管道里装上热消耗器,如汽锅。DE-OS    30    16    402提出建议,把内有核反应堆的空腔向下延长,把热消耗器装在金属壳体的下方。
在DE-OS    33    35    451资料中所介绍的核反应堆装置亦属于这样的技术等级,该装置同样是一个装有球形燃料元件的高温反应堆。在这种装置中,一次回路的全部组件如调节装置和关闭装置装在钢质反应堆压力壳内,可从上面装拆。采用地下的建筑方式可能是经济的。在高温反应堆的下面装备排气管,用以取出燃料元件,排出管可从反应堆压力壳的侧面引出。
本发明的任务在于按开始介绍的建筑方式建造一个核反应堆,其中 在很大程度上可放弃一些主动的操作设备,如送料设备、气体净化设备,调节系统和安全系统,这样,该反应堆由于使用的维修费用少,工作人员少,因而显得非常适用,例如在生产热量时。
根据这项发明,解决这些问题,具有以下特征:
a)侧反射器和底反射器分成内反射器和外反射器,核容器里面装内反射器,可拆卸;
b)完全放在核容器内的顶反射器直接放在燃料元件上,此种元件构成固定的装料,由于可拆卸核容器,燃料元件可互换;
c)内里的侧反射器具有很多管道,为了进行微调和关断,在这些管道上排列一些吸收棒;
d)在压力壳的顶部区域内是一个用盖子关闭的中心开孔,便于装拆核容器以及在其中安装的组元和燃料元件;
e)在外壳内,用来冷却空气的鼓风机成垂直状态装在中心位置;
f)冷却系统装在压力壳的全部内侧上,它能把在燃料元件-装料中所产生的热量从压力壳中放出;
g)在冷却系统的前面安装一个气封外套,在外套和外面的侧反射器之间是一个输送冷却气体的敞开的环形室;
h)一次气体和冷却系统布置合理,就是在受到干扰的情况下,也能确保余热安全排出;
i)一次回路的结构密封得非常好,主要是焊唇密封好,这样就不需要强制通风和过滤装置。
本文所介绍的核反应堆由于结构坚实而著名,因为是建在地下,因而可避免外来作用(如飞机降落、压力波、破坏活动等)的影响。此外,周围的土地对放射的辐射具有突出的防护力。
简单而又经济的设计使功率大小达到10至20MW。较高的功率消耗通过成倍增加标准反应堆即可达到。所有必需的附加装置,为了提高其 经济性,事前都考虑到了。
由于结构简单,能量产生的成本当然很低,其价格能与现在的化石能源相竞争。
稳定的燃料元件一装料能够负荷运转约10至40年。随后,燃料元件可以置换,它可与核容器、内反射层、微调和关断棒一起拆去;这样就可以放弃连续的和不连续的给料。核容器里的燃料元件的低临界状态,在进料和出料时,由于核容器里的微调和关断棒保持不变,因而能够得到保障。
拆除核容器及其内部安装的部件可延长整个设备的使用期限,因为侧向反射器和顶盖反射器等高负荷部件可交换,此外还可对这些部件进行维修。
压力容器既可作为预应力铸铁容器,也可作为应力混凝土容器、钢筋混凝土容器或钝钢制容器处理。
冷却气体,主要是氦,利用鼓风机和突出的叶轮(该叶轮位于一个介于顶盖和顶盖反射器之间的自由空间)自上而下通过燃料元件-装料进行传输。冷却气体流过装料后分布在压力容器底部,在外部侧向反射器和密封的辐射板之间的环形室附近流动,向上流进顶盖反射器上的自由空间,然后再进入鼓风机。
在压力容器内侧安装的冷却系统可排出产生的全部热量。冷却系统通过传导和辐射进行传热。在冷却系统循环的冷却媒质(例如将核反应堆用作热化反应堆中的水)被引向自身的管道。它们被密封的辐射护板与一次回路完全隔开,因此在一次回路中可避免冷却系统可能的泄漏。因而,这里不需要快速反应堆保护系统用来控制反应干扰。
在一次回路无含水部件,和出现对运转时一次回路不增加燃料元件可暂不考虑这种情况时,可不用气体净化设备,或者可用其它方式净化。
一次回路的气体压力可作如下有利选择,使该压力高于冷却系统内 媒质的压力。这样,在一次回路内的媒质出故障时也可确保安全。
燃料元件的重金属含量很高,从而燃料元件在核心处可有很长的停留时间。
在盖的外部,可适当设置在渗透时可供吸收棒用的传动装置。
在顶盖反射器上面的自由空间设置含水辐射护板是有利的,这样,鼓风机的低压部分和高压部分以及吸入侧和加压侧可分开。含气辐射护板与核容器连接。
为了改进加热的冷却气体向冷却系统的热传导,密封的辐射护板在其面向环形室的一侧增加肋条。这些肋条是纵向构成,在它们上面可直接支承外设侧向反射器。从而构成可供向上流动冷却气体用的冷却槽。
为了支承核容器,可设置一个金属支承装置,在它上面放置核容器。支承装置直接用压力容器底座支承。
在供中心安装孔和拆卸孔用的顶盖穿透处设置鼓风机用的电动机,并在穿透处设置自身可取下的锁紧部件。这样做便于鼓风机和电动机的维修。
在放在一个基座上的压力壳上适当放置一个便于接近的混凝土保护层。在该保护层(它与地下结构一起保护核反应堆不受外界响影,)上面设置放有辅助设备和供电系统的轻结构室。
在这种新式核反应堆中,拥有在内部的侧向反射器内设置的、仅用于微调和关断的吸收棒;完全通过控制鼓风机转速和冷却系统的二次流量来调整反应堆的功率,因而可利用负温度系数具有的稳定性特点。从而不必用吸收棒作有效调整。
微调和关断棒与易燃的中子毒气(如钆)相结合,用于限制最初的过剩反应。在反应堆运转时出现的过剩反应变化,通过微调和关断棒补偿。因此,微调和关断棒有时可用手工方法逐步抽出。缓慢的反应性变化不需要调整和自动装置;因此,微调和关断棒仅仅是在通过降低反应 堆功率不能产生足够的热量(即不能提供足够的热水质量)时采用的方法。由于陶瓷燃料元件在较宽范围内耐热性好,因此能经受燃料元件温度的短时间变化。
核反应堆在燃料元件产生烧损后按下述方式卸载比较有利,即先将一个屏蔽容器直接装在压力容器上,然后在去盖后,将核容器装在屏蔽容器内。
一次回路和冷却系统的安装要确保在有故障时也能可靠地排出余热。
在鼓风机停止工作时,将冷却系统的余热用自然对流方法排出,从而在燃料装料中,冷却气体改变流向。结果,鼓风机及其传动马达不会因为受热而有危险。最后,在一次回路产生的升压,在一次回路安装时已加以考虑,或者可用储气容器内的冷却气体的流动得到补偿。冷却系统的结构方式是:为了利用自然对流方法排出余热,让足量的冷却媒质通过冷却系统的管道进行循环。
在出现减压干扰情况时,在冷却系统中也同样传播余热,就是说,在石墨反射器上传热和通过从石墨反射器向冷却系统热辐射。因而在反应堆堆芯,不会超出正常运转时产生的温度很多。
而在冷却系统停止工作时,余热可以可靠地排出,而不损坏燃料元件,或消除燃料元件的活动性。在这种情况下,通过压力容器在周围的地面和大气中的传导,将余热排出。将钢制或应力混凝土容器用作压力容器,利用钢加固的特殊装置足以影响热传导。这种简单结构只需很少的监视费用。
图中以一个设计为例对这种新式核反应堆作了详细说明。图1依据新设计,用图说明核反应堆的纵断面。图2说明带地上结构的整个装置。
从图1可见,设置一个用钢筋混凝土制取的安装在地下的圆柱形压力容器1,该容器包括一个空腔2。在其复盖范围3有一个中心开口4,该开口可用可卸下的盖5关闭。在空腔2中,设有一个核反应堆6,其 堆心由球状燃料元件的固定装料7组成。装料7直径约为1.2-1.5米,高为1.5-2.5米,堆芯处的功率密度约为4-6兆瓦/米    ,总功率可达10-20兆瓦。用热压方法或冷压方法生产的燃料元件在每个球内约含20-40克重金属。
装料7被一个石墨反射器8包围住,它由底反射器9,侧反射器10和顶反射器11组成。石墨反射器8的厚度约为0.75至1.0米。
顶反射器11直接放在装料7上。在它和顶盖5之间是一个敞开的空间12。另一个敞开的空间13装在底反射器9和压力壳1的基面之间,在此空间装一个金属支撑装置14,以支撑压力壳基础上的核反应堆6。
装料7从上到下被一种冷却气体(主要是氦)吹透,氦气用鼓风机15进行循环。鼓风机15装在顶盖5的下面,它的叶轮装在空间12里。驱动马达27装在顶盖5的穿透处16内,外面装一个密封件17。
装料7的侧面和下面被核容器18所包围,核容器也能容纳侧反射器10和底反射器9的一部分。侧和底反射器又分为内和外反射器部分;在侧反射器10的旁边,内反射器标以19,外反射器标以20,在底反射器9的旁边,则用22和23加以标记。在内反射器19里面装的是垂直的管道28,在管道里安装用以微调和关断的吸收棒21。吸收棒21用的驱动装置29装在顶盖5的穿透处38内。
核容器18连同内侧反射器19,顶反射器11,燃料元件和吸收棒21,按照顶盖5的距离,可向上拆除。为此,可得到一个辅助防护罩。吸收棒21在拆装过程中能保证装料7的低临界状态。如果燃料元件完全烧尽的话,就可拆除核容器18。
在压力壳1的整个内侧上安装一个冷却系统24,该系统主要由冷却水流过的管子组成,冷却系统布置合理,装料7所产生的热量,在负荷运转以及在余热排出时,能安全可靠地放出。为了阻止水渗入一次回路中,在空腔2内,在冷却系统24前,装一个气封外套25。在这个外套和 外侧反射器之间是一个环形室26。
在敞开的空间12内是一个导气外壳30,它把鼓风机15的吸入侧和压力侧分开。它连接核容器18的上端。
通过鼓风机15的转速和冷却系统24的二次流量来控制反应堆的功率,这时可利用球堆反应堆所固有的负的温度系数。鼓风机15吸入冷却气体,其压力在正常工作时可调到大约8至10个巴,从空间12把冷却气体送入装料7。在装料7穿流时,气温从约300℃升高到500℃。加热的冷却气体通过核容器18以及底反射器9中的开孔进入敞开的空间13,送给环形室26。从这里又到达12室。
冷却气体压力的选择,使其在冷却系统24内水压的上面。
核反应堆6不需要给料装置、气体净化装置、反应堆保护装置和主动的调控装置等一系列设备,因此,该反应堆所产生的能量的费用和维修费用是很低的。
图2所示为装在地下空腔40里的装有压力壳1的整个核反应堆装置,立在基础31上,上面是隔离的混凝土防护罩和一个轻建筑结构的机房33。机房33有一个大门36,被分成车间37和房间39,用于装拆核容器18。为了这个目的,在房间39里面安装滑轨35,滑轨上吊车34可自由跑动。空腔40用混凝土砌面。以漏损和活性来监视堆壁和压力壳1之间的间隙41。抽气很少就可调整与环境相比很轻的低压。意外的漏损将断断续续地被排出。

Claims (14)

1、在地下装在圆柱形压力壳的空腔中的小容量核反应堆,内有由球形燃料元件堆,冷却气体借助于鼓风机自上而下通过燃料元件堆,反应堆设有钢制的、可以拆卸的核容器和由所有各方围住燃料元件堆的底、侧和顶反射器组成的石墨反射器,其侧反射器分成内、外反射器两部分,用侧反射器内的通道收容吸收棒,其特征在于:
a)底反射器(9)也分成一个内反射器(22)和一个外反射器(23),侧反射器(10)的内反射器(19)和底反射器(9)的内反射器(22)装在核容器(18)内部并可与核容器一起拆卸,
b)全装在核容器(18)里的顶反射器(11)直接座落在构成固定的燃料元件堆(7)的燃料元件上,通过拆卸核容器(18),可以更换燃料元件,
c)侧反射器的内反射器(19)有通道,其中安设仅用于微调和关断目的,可上下活动的吸收棒(21)。
d)在压力壳(1)的顶部区是一个用盖子(5)封住的中央开口(4),用于装拆核容器(18)及其内装的部件和燃料元件,
(e)在顶盖(5)里的中央位垂直位置把冷却气体的鼓风机紧固,
(f)在压力壳(1)的整个内侧上设有一个冷却系统(24),它把燃料元件堆(7)产生的热从压力壳(1)排出,
(g)在冷却系统(24)的前面,靠压力壳空腔一侧设有气密壳(25),在气密壳和侧反射器的外反射器(20)之间是一个用于输送冷却气体的环形空间(26),
(h)一次回路和冷却系统(24)结构特点是,既便在故障情况下,也能确保把余热排出,
(i)一次回路的密封结构特点是,尽量采用焊唇密封,不需要强制通风和过滤装置。
2、根据权利要求1所述的核反应堆,它的特征是一次回路中气压是这样选择的,以致于气压超过冷却系统(24)内介质的压力。
3、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,燃料元件是一种重金属含量的装料。
4、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,吸收棒(21)用的驱动装置(29)装在穿通(38)的顶盖(5)的外部区。
5、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,在敞开的空间(12)内把导气罩(30)装在顶反射器(11)的上面,导气罩把鼓风机(15)的吸收侧和压力侧分开,并与核容器(18)相连接。
6、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,转向环形室侧面上的气封的外套装上肋条。
7、根据权利要求6所述的核反应堆,其特征是,肋条形成纵向肋条,这样,外面的侧反射器就可支撑住,此刻,冷却通道即告形成。
8、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,核容器(18)立在一个金属支撑装置(14)上,该装置直接支撑在压力壳(1)的地面上。
9、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,鼓风机马达(27)装在顶盖(5)的穿透(16)处内,中心装卸开口(4)装备一可拆卸的密封件(17)。
10、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,置于基础(31)上面的压力壳(1)的上面是一块坚实的混凝土护板(32),护板上面是一个轻型建筑方式的大厅(33),用来安装辅助系统和供给系统。
11、根据权利要求1所述的核反应堆,其特征是,用鼓风机(15)的转速和冷却系统(24)的二次流量来调节反应堆的容量,在调节时,利用负温度系数。
12、根据权利要求11所述的核反应堆,其特征是,微调和关断用吸收棒(21)以及可燃耗的中子毒剂用以吸收初始的剩余反应性,并通过手动微调和关断用吸收棒来补偿反应堆运行时出现的剩余反应性变化。
13、根据权利要求1所述的核反应堆的,其特征是,为了在燃料元件燃耗之后,使核反应堆(6)卸料,设有一个可直接装在压力壳(1)上的屏蔽钟并设有在取下顶盖(5)后把核容器拉入屏蔽钟的装置。
14、权利要求1所述核反应堆的运转方法,具有下列特征:
(a)在鼓风机(15)不能工作时,靠自然对流把余热排出,这时在一次回路中可能会出现压力上升,通过气体贮存器中的冷却气体的溢出进行校正;
(b)在卸压受到干扰的情况下,通过石墨反射器(8)上的热传导和热辐射,把余热送给冷却系统(24);
(c)在冷却系统(24)损坏停运时,余热通过穿过压力壳(1)一管道送给周围的土地和大气层。
CN86100039A 1985-05-25 1986-01-08 在地下装在圆柱形压力壳空腔中的小功率核反应堆 Expired CN1008140B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19853518968 DE3518968A1 (de) 1985-05-25 1985-05-25 Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DEP3518968.1 1985-05-25

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN86100039A CN86100039A (zh) 1986-11-19
CN1008140B true CN1008140B (zh) 1990-05-23

Family

ID=6271719

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN86100039A Expired CN1008140B (zh) 1985-05-25 1986-01-08 在地下装在圆柱形压力壳空腔中的小功率核反应堆

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4701298A (zh)
JP (1) JPS61275693A (zh)
CN (1) CN1008140B (zh)
CH (1) CH670011A5 (zh)
DE (1) DE3518968A1 (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101271737B (zh) * 2008-04-30 2010-08-11 中国核动力研究设计院 提高均匀性水溶液核反应堆额定稳态运行功率的方法

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3534422A1 (de) * 1985-09-27 1987-04-09 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE3603090A1 (de) * 1986-02-01 1987-08-06 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Reaktordruckbehaelter aus beton fuer einen gasgekuehlten kernreaktor niedriger leistung
DE3604869A1 (de) * 1986-02-15 1987-08-20 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlter kernreaktor mit einer stationaeren schuettung kugelfoermiger betriebselemente
DE3617406A1 (de) * 1986-05-23 1987-11-26 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Mit einem metallischen liner ausgekleideter zylindrischer betondruckbehaelter
DE3621516A1 (de) * 1986-06-27 1988-01-07 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3641504A1 (de) * 1986-12-04 1988-06-16 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh In der kaverne eines druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE3642542A1 (de) * 1986-12-12 1988-06-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem aussermittig in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3726637A1 (de) * 1987-08-11 1989-02-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Gasgekuehlte kernreaktoranlage niedriger leistung und verfahren zum be- und entladen der betriebselemente einer derartigen kernreaktoranlage
WO2007030224A2 (en) * 2005-07-27 2007-03-15 Battelle Memorial Institute A proliferation-resistant nuclear reactor
ITRM20070256A1 (it) * 2007-05-07 2008-11-08 Susanna Antignano Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato.
JP2011252800A (ja) * 2010-06-02 2011-12-15 Toshiba Corp 原子炉建屋
CN102436856A (zh) * 2011-12-13 2012-05-02 匡仲平 核泄漏事故引发的核辐射污染规避方法
CN104751922B (zh) * 2015-03-31 2017-07-28 北京三超核科学技术研究院有限公司 地下核电站
CN107039096B (zh) * 2017-05-24 2023-10-10 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站严重事故下过滤排放系统
CN112820430B (zh) * 2019-11-18 2024-05-14 中国核工业二三建设有限公司 高温气冷堆石墨和碳堆内构件安装建造方法及安装小车
US11610694B2 (en) * 2020-08-11 2023-03-21 Radiant Industries, Incorporated Nuclear reactor system with lift-out core assembly
CN114293814B (zh) * 2022-01-10 2022-11-04 湖南大学 一种稳定干磨的自适应式重混凝土墙壁拆除装置
CZ2022459A3 (cs) * 2022-11-04 2024-01-03 Witkowitz Atomica A.S. Modulární tlakovodní jaderný reaktor

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB867825A (en) * 1958-11-06 1961-05-10 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in wall means and in panels for use in such wall means and in or relating to nuclear reactors
GB1101067A (en) * 1966-11-30 1968-01-31 Atomic Power Constr Ltd Improvements in or relating to metal-lined concrete pressure vessels
DE3009390A1 (de) * 1980-03-12 1981-09-17 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor
DE3016402A1 (de) * 1980-04-29 1981-11-05 GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise
DE3335451A1 (de) * 1983-09-30 1985-04-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101271737B (zh) * 2008-04-30 2010-08-11 中国核动力研究设计院 提高均匀性水溶液核反应堆额定稳态运行功率的方法

Also Published As

Publication number Publication date
DE3518968A1 (de) 1986-11-27
JPS61275693A (ja) 1986-12-05
CN86100039A (zh) 1986-11-19
US4701298A (en) 1987-10-20
JPH0569395B2 (zh) 1993-09-30
CH670011A5 (zh) 1989-04-28
DE3518968C2 (zh) 1993-09-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1008140B (zh) 在地下装在圆柱形压力壳空腔中的小功率核反应堆
CN104051033B (zh) 用于核反应堆的浸没式安全壳
US4158599A (en) Method of refueling reactor
ES442249A1 (es) Recinto para contener un reactor nuclear y los componentes auxiliares, asi como materiales para dicho reactor.
US4832903A (en) Dry storage arrangements for nuclear fuel
CN201242875Y (zh) 一种用于钠冷快堆的堆顶固定屏蔽装置
US4828789A (en) Reactor vessel head permanent shield
US20160336081A1 (en) Operating floor confinement and nuclear plant
EP3364420B1 (en) Dry storage facility with waste heat exhaust and ventilation system for spent nuclear fuel
US4826652A (en) Low capacity nuclear reactor housed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel
CN1010139B (zh) 具有高温反应堆的核电站
US3929568A (en) Nuclear power plant containment construction
CN203026159U (zh) 一种适用于压水堆的一体化堆顶结构
CA1183729A (en) Structural water seal trough
JP3435270B2 (ja) 原子炉圧力容器の搬入方法
CN205984290U (zh) 池式结构反应堆
JP3343447B2 (ja) 原子炉圧力容器の搬出方法
KR20220152551A (ko) 용융염 고속 반응기
EP0020143A1 (en) Nuclear reactor dip seal
CN219243321U (zh) 氢气设备置换用安全排氢装置
JPH08285997A (ja) 原子炉圧力容器取替時の遮蔽方法
Kolditz GKN I and GKN II: Reactor containment pressure relief and measures against hydrogen energy release in case of severe accidents
KASSCHAU Army Package Power Reactor
Davidson Design of an Experimental Reactor for High Operating Temperatures
Gronemeyer et al. 75,000 Kilowatts of Electricity by Nuclear Fission at the Hallam Nuclear Power Facility

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C13 Decision
GR02 Examined patent application
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
C19 Lapse of patent right due to non-payment of the annual fee
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee