CN1010139B - 具有高温反应堆的核电站 - Google Patents

具有高温反应堆的核电站

Info

Publication number
CN1010139B
CN1010139B CN87104549A CN87104549A CN1010139B CN 1010139 B CN1010139 B CN 1010139B CN 87104549 A CN87104549 A CN 87104549A CN 87104549 A CN87104549 A CN 87104549A CN 1010139 B CN1010139 B CN 1010139B
Authority
CN
China
Prior art keywords
nuclear power
power station
reactor
heat exchanger
temperature reactor
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
CN87104549A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1030322A (zh
Inventor
赫尔曼·施米特
约瑟夫·舍恩英
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 CN1030322A publication Critical patent/CN1030322A/zh
Publication of CN1010139B publication Critical patent/CN1010139B/zh
Expired legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D9/00—Arrangements to provide heat for purposes other than conversion into power, e.g. for heating buildings
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear 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)
  • Emergency Protection Circuit Devices (AREA)
  • Excavating Of Shafts Or Tunnels (AREA)

Abstract

使用氦冷却和球状燃料元件的高温反应堆的核电站(供热设备)安装在一个圆柱形预应力混凝土压力容器内，它适用于供应热量，其功率大约为50-300兆瓦热。高温反应堆堆芯偏离预应力混凝土压力容器中心安装，至少有两个热交换器靠近堆芯安装，并相对于堆芯能沿向上方向移动。热交换器的二次侧各自连接到包括中间热交换器和循环泵的中间循环回路。带有二次冷却系统的辅助循环回路和中间循环回路并联连接以除去裂变热量。辅助回路在正常工作时关闭。

Description

本发明涉及一种具有圆柱形预应力混凝土压力容器的核电站，更详细地说，是涉及一种设备，该设备包括一个由内部复盖金属内衬的空腔所组成的压力容器，一个高温反应堆，其堆芯由球状燃料元件构成，作为冷却气体的氦气从顶部穿过燃料流向底部，石墨反射层围绕堆芯的四周。许多吸收棒可以插入石墨反射层侧面部分。球丸堆的上方配置有补充管使得球状燃料元件能输入反应堆，而在石墨反射层的底部安装有一条球丸清除管。热交换器安置在压力容器的空腔内，循环风机跟在上述热交换器之后配置在氦气，即冷却剂气流通道中。
从美国专利4，689，194中可以了解到一种装备有球形燃料元件的小容量高温反应堆的情况。球形燃料元件及其需用的主热交换器系配置在一钢质压力容器中。钢质压力容器中还装有数目与主热交换器相当的余热交换器。由于反应堆带负荷运行时，余热交换器连同其余热冷却水循环总是在运行，因此消耗不必要的功率。
联邦德国DS-OS    33    44    527中所说明的核电站装备有许多蒸汽发电机并分组围绕着中心配置的反应堆。所得到的热量主要用于若干水-蒸汽回路用来发电。核电站的功率大约为300-600兆瓦电。在联邦德国DE-P    35    18    968.1中，描述了一种使用球状燃料元件、特别适合于产生用来供热的热能的高温反应堆，其功率为1-20兆瓦电的反应堆。在这种所谓的供热反应堆中，常用的工作设备，例如加料装置、控制系统和安全系统基本上可以省去。反应堆安装在建于地下的钢材加固的混凝土压力容器内。由于很少需要维修，这种反应堆适用于工业不发达和人口稀 少因而对热能需要较少的地区。如果需要较大的功率，例如对于供应本地区和外地区的大的供热网，增多这样的供热反应堆就受到经济上的限制。
本发明的目的是提供一种简化结构，其功率大约为50-300兆瓦热的核电站，它能将热量传送给供热网，运行也很节约，同时遵守各种安全要求。
根据本发明，一个具有以下特性的设备可以达到这个目的：
a.一个偏离室腔中心安置的高温反应堆，
b.至少有两个热交换器，各自和循环风机相连并且靠近高温反应堆互相平行地安装在空腔内，上述热交换器相对于高温反应堆可沿向上高度位移;
c.每个热交换的二次侧可以接到用水工作的中间回路。中间回路可以包括在预应力混凝土压力容器外部的一个中间热交换器和一个循环泵;
d.通过中间回路，热交换器用于传输工作热量同时去除裂变热量;和
e.与每个中间回路并联连接的辅助回路，辅助回路包括一个二次冷却系统。
这里所提出的核电站（供热设备）仅仅是为产生热量，而不是为了发电而设计的，至少有两个热交换器保证了足够的工作效率。另外，在循环风机出现故障的情况下，把热交换器升起到一个高架位置便能利用自然对流除去热量。
核电站的特征在于结构简单，操作方便，而且非常实用。它具有高温反应堆固有的全部优点（负的温度和功率系数，使用氦作为冷却媒质，低的功率密度/热功率比，堆芯装置和燃料元件具有高的热阻，低的裂变产物泄漏率）。
核电站特别适合于125-250兆瓦热功率。可是，它对功率的适应性很强，以致可用于较高或较低的功率需要。
其余的优良特性包括二次冷却系统，它由配置于辅助回路内并充有水的高架蓄水池所组成。辅助热交换器和湿式冷却塔可通过另一个回路接到辅助热交换器。二次冷却系统的热容量是这样的，使得单个二次冷却系统在各种工作和事故情况下都能去除热量。每个高架蓄水池可以包括装配有一个减压安全阀的排放管路。本地或外地的供热系统可以接到每个中间热交换器的二次侧。
设备可以包括通过每个中间热交换器的二次侧，输送从核电站出来的供热蒸汽的装置。另外，除了湿式冷却塔外，预应力混凝土压力容器以及中间和辅助循环回路的构件都可以封闭在防护性反应堆建筑物内。核电站的重要设备，例如中间和辅助回路可用安全壳保护，而整套设施的其余构件可安装在常规结构的建筑物内。空腔内衬的冷却系统可以设计成使得它能独立地去除所有的裂变热。根据一次通过工艺充加燃料元件，可以便利地操作高温反应堆。
本发明其余的有益的改善陈述在相关的权利要求书和下文参照简略附图的实施例的说明中。
图1表示根据本发明的核供热站的一个循环图。
图2表示穿过位于预应力混凝土压力容器中的核电站部分按照图3中Ⅱ-Ⅱ线的一个垂直剖面图。
图3表示按照图2中Ⅲ-Ⅲ线的一个水平剖面图。
图4表示简略地展示在图1中的建筑物范围内的一个详细的视图。
图1表示一个位于圆柱形预应力混凝土压力容器1内的高温反应堆2。向下的氦气作为冷却媒质流通过反应堆，两个热交换器3设置在氦回路内，循环风机4和每个热交换器3直接相连接或者沿每个热交换器的出口管路连接。每个热交换器3的二次侧接到中间循环回路5。回路 5的中间热交换器6和循环泵7位于预应力混凝土压力容器1的外部。每个中间热交换器6的二次侧可以和当地的或外地暖气装置的供热网相连接。反应堆2发出的热量也可以用来生产供热蒸汽。
热交换器3各自同时用作既提供工作热量又除去裂变热量。因此，核电站装备有两个辅助循环回路8，各自并联连接到两个中间循环回路5中的一个。正常运行时，各自的开闭装置9把两个辅助循环回路8关掉。每个辅助循环回路8包括有一个充有水的高架蓄水池11的二次冷却系统10，一个辅助热交换器12、一个循环泵13和一个湿式冷却塔14。通过循环回路15，湿式冷却塔14和位于高塔蓄水池11内的辅助热交换器12相连接。而且，每个高架蓄水池11装配有一条带有减压安全阀17的排放管16。
两个二次冷却系统10各自的热容量是这样的，即单个二次冷却系统就足以去除在各种工作和事故情况下所产生的全部热量。两个高架蓄水池11各自贮有一定容量的水，以便在若干小时的一段时间，单靠蒸发就能消除热量，即不通过辅助热交换器12的二次冷却。
图2和图3详细地说明了安装在预应力混凝土压力容器1内的设备部分。部件安装在一个很大的空腔19内。空腔19铺设有金属内衬20，内衬20包含图中部分显示的冷却系统21。这个冷却系统设计成可以去除全部的裂变热量。在预应力混凝土压力容器1的上盖，即顶部，有两个通道22。顶盖23把每个通道密封。循环风机4安装在通道22内。
如图3所示，高温反应堆2偏离中心地安装在空腔19内。两个热交换器3靠近高温反应堆2相互平行地放置或悬置。相对于反应堆堆芯的高度它们可以向上位移。在循环风机4出现故障的情况下，这就具有通过自然对流去除热量的优点。
通过第二媒质的入口管路24和出口管路25，每个热交换器3和位于预应力混凝土压力容器1外部的第二循环回路5相连接。通过气体导管 26，热氦气从堆芯的下面流向热交换器3。冷却后的氦气受循环风机4压缩然后通过气体输送装置28返回高温反应堆2。
高温反应堆2的堆心有一堆周围被石墨反射层29所包围的球状燃料元件28。热屏30围绕反射层29。预应力混凝土压力容器1的底部有一些支撑31支持住热屏30的底部。热气收集器区32位于石墨反射层29底部的下方。气体导管26接到热气收集器区。穿过热屏30的小孔，经过压缩的冷氦气进入限定在热屏和石墨反射层29侧面部分之间的环形空间33。冷的氦气向上流向冷气体收集器区34。
为了将燃料元件输入燃料堆28，堆芯的上方配置有若干条补充管（图中未予表示）。堆28的燃料元件通过球丸清除管35排出，球丸清除管35穿越石墨反射层29的底部和预应力压力容器1。加燃料最好以这样的方式进行，使得燃料一次通过堆28，就到达最后的烧尽状态，即它们只是一次输入反应堆。
高温反应堆2装配有两种不同的控制和停堆系统。一个系统是许多由石墨反射层29顶部上方的管子37导向的，可以直接插入堆28的芯棒36。芯棒36用于长期的停堆。第二个系统用于高温反应堆2的控制和快速停堆。它包括许多反射层棒38，即如图2所示可在石墨反射层侧向内孔移动的吸收棒。
图4详细地说明简略地表示在图1中的密封情况。核电站被防护性的反应堆建筑物所封闭。高温反应堆2和热交换器3互相靠近地安装在预应力混凝土压力容器1唯一的空腔19内。所有不装有重要设备的建筑物都可用常规的方法建造。这些包括反应堆大厅39。大厅39内装有导轨40和吊车41可用于安装和拆卸工作。另一个类似结构的建筑物42可以包括工作室或控制区。安全壳43保护重要的设备，例如中间循环回路5和辅助回路8，以防备外来的影响。这些影响可能包括飞机或其它同类物体的冲撞。包括预应力混凝土压力容器的设备部分和上述装置安装在地面44以下的部分。

Claims (10)

1、一种具有高温反应堆的核电站，使用圆柱形预应力混凝土压力容器，该容器包括一个衬有内衬的空腔，一个高温反应堆，一堆由球状燃料元件形成堆芯，作为冷却气体的氦气从顶部穿过燃料元件流向底部，反应堆还包括围绕球丸堆周围的石墨反射层和许多可以插入球丸堆和石墨反射层侧面部分的吸收棒，球丸堆的上方配置有补充管使得能输入燃料元件而在石墨反射层的底部配置有一条球丸清除管，连同安装在空腔内的若干个热交换器和连接在上述热交换器后面的循环风机，其特征在于下列部件：
a)高温反应堆偏离空腔(19)的中心线安装，
b)至少两个热交换器(3)，各自和一个风机(4)相连并且靠近高温反应堆(2)互相平行地安装在空腔(19)内，同时能相对于高温反应堆(2)沿向上方向高度位移，
c)每个热交换器(3)的二次侧和用水工作的中间循环回路(5)相连接，上述回路(5)包括预应力混凝土压力容器(1)外部的中间热交换器(6)和循环泵(7)，
d)热交换器通过中间环路(5)既用于传输工作热量，也用于除去裂变热量，并且
e)辅助循环回路(8)和每个中间循环回路(5)并联连接，上述辅助循环回路(8)在正常运行时被关闭并含有一个二次冷却系统(10)。
2、根据权利要求1的核电站，其特征在于：每个二次冷却系统（10）包括一个配置在辅助循环回路（8）并充有水的高架蓄水池（11），一个辅助热交换器（12），以及通过另一个回路（15）和辅助热交换器（12）连接的一个湿式冷却塔（14）。
3、根据权利要求2的核电站，其特征在于：二次冷却系统（10）的热容量设计成使得一个二次冷却系统（10）就能在各种工作和事故情况下除去热量。
4、根据权利要求2的核电站，其特征在于：每一个高架蓄水池（11）包括一条装配有减压安全阀（17）的排放管路（16）。
5、根据权利要求1的核电站，其特征在于：本地和外地的供热系统和每一个中间热交换器（6）的二次侧相连接。
6、根据权利要求1的核电站，其特征在于：从核电站出来的供热蒸汽，通过每一个中间热交换器的二次侧传送。
7、根据权利要求2的核电站，其特征在于：除了湿式冷却塔（14）以外，预应力混凝土压力容器（1）以及中间和辅助循环回路（5，8）的构件都封闭在防护性反应堆建筑物（18）内。
8、根据权利要求1或2的核电站，其特征在于：用安全壳保护核电站的重要设备，例如中间和辅助回路（5，8），而整套设施的其余构件安装在常规结构的建筑物（39，42）内。
9、根据权利要求1的核电站，其特征在于：空腔内衬（20）的冷却系统（21）设计成使得它能去除所有的裂变热量。
10、根据权利要求1的核电站，其特征在于：按照一次通过工艺将燃料元件加入高温反应堆（2）。
CN87104549A 1986-06-27 1987-06-27 具有高温反应堆的核电站 Expired CN1010139B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19863621516 DE3621516A1 (de) 1986-06-27 1986-06-27 Kernkraftwerk mit einem in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DEP3621516.3 1986-06-27

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1030322A CN1030322A (zh) 1989-01-11
CN1010139B true CN1010139B (zh) 1990-10-24

Family

ID=6303807

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN87104549A Expired CN1010139B (zh) 1986-06-27 1987-06-27 具有高温反应堆的核电站

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4761260A (zh)
JP (1) JPS639889A (zh)
CN (1) CN1010139B (zh)
CH (1) CH672965A5 (zh)
DE (1) DE3621516A1 (zh)
TR (1) TR22893A (zh)

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3642542A1 (de) * 1986-12-12 1988-06-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem aussermittig in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3701604A1 (de) * 1987-01-21 1988-08-04 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem gasgekuehlten hochtemperaturreaktor
US5428653A (en) * 1993-08-05 1995-06-27 University Of New Mexico Apparatus and method for nuclear power and propulsion
FR2838555B1 (fr) * 2002-04-12 2006-01-06 Framatome Anp Procede et dispositif de production d'electricite a partir de la chaleur produite dans le coeur d'au moins un reacteur nucleaire a haute temperature
JP4127630B2 (ja) * 2002-07-29 2008-07-30 株式会社東芝 原子炉格納容器
US7436922B2 (en) * 2005-12-21 2008-10-14 General Electric Company Electricity and steam generation from a helium-cooled nuclear reactor
US20130287162A1 (en) * 2009-11-03 2013-10-31 Korea Advanced Institute Of Science And Technology Integrated process for water-hydrogen-electricity nuclear gas-cooled reactor
GB2477376B (en) * 2010-12-07 2011-12-14 Clive Roger Stamp Carbon dioxide production
KR101406389B1 (ko) * 2011-12-29 2014-06-16 한국수력원자력 주식회사 고온가스로 정지냉각시스템
CN104252884A (zh) * 2013-06-27 2014-12-31 中广核工程有限公司 核电站一回路主管道安装方法
JP5848490B1 (ja) * 2014-02-28 2016-01-27 中国電力株式会社 発電設備の熱交換構造
CN104751923A (zh) * 2015-03-31 2015-07-01 北京三超核科学技术研究院有限公司 一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统
CN107578833B (zh) * 2017-08-30 2018-10-23 清华大学 一种用于球床堆堆内温度在线测量的快响应式测温石墨球
CN107610792B (zh) * 2017-08-30 2018-10-23 清华大学 一种用于球床堆堆内温度在线测量的测温石墨球
CN108375073A (zh) * 2018-04-10 2018-08-07 西安热工研究院有限公司 一种利用核能进行垃圾热解气化处理的系统及方法
CN108417282A (zh) * 2018-05-11 2018-08-17 上海核工程研究设计院有限公司 一种反应堆回路以及具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2812303A (en) * 1945-10-11 1957-11-05 Daniels Farrington Atomic power plant
DE1115846B (de) * 1959-06-24 1961-10-26 Babcock & Wilcox Dampfkessel Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen
US3461034A (en) * 1966-09-06 1969-08-12 Gulf General Atomic Inc Gas-cooled nuclear reactor
GB1297951A (zh) * 1969-04-14 1972-11-29
US4343681A (en) * 1974-07-23 1982-08-10 Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung Core energy plant with closed working gas circuit
DE2516123C3 (de) * 1975-04-12 1979-06-21 Hochtemperatur-Kernkraftwerk Gmbh (Hkg) Gemeinsames Europaeisches Unternehmen, 4701 Uentrop Verfahren zum Abführen der Zerfallswärme radioaktiver Spaltprodukte
DE2713824C2 (de) * 1977-03-29 1982-03-18 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Kernreaktoranlage in unterirdischer Bauweise
JPS54145890A (en) * 1978-05-09 1979-11-14 Nippon Atom Ind Group Co Ltd By-pass flow controlling method for fast breeder plant
US4299660A (en) * 1978-06-16 1981-11-10 General Atomic Company Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor
DE3025336C2 (de) * 1980-07-04 1982-10-28 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Nachwärmeabführsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor
DE3344527A1 (de) * 1983-12-09 1985-06-20 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage
DE3345113A1 (de) * 1983-12-14 1985-06-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernkraftwerk mit einem ht-kleinreaktor
DE3435255A1 (de) * 1984-09-26 1986-04-03 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen
DE3518968A1 (de) * 1985-05-25 1986-11-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung

Also Published As

Publication number Publication date
JPS639889A (ja) 1988-01-16
US4761260A (en) 1988-08-02
DE3621516A1 (de) 1988-01-07
CN1030322A (zh) 1989-01-11
CH672965A5 (zh) 1990-01-15
DE3621516C2 (zh) 1991-07-18
TR22893A (tr) 1988-10-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1010139B (zh) 具有高温反应堆的核电站
CN102522127B (zh) 非能动安全壳热量导出系统
US4664871A (en) Nuclear power installation with a high temperature pebble bed reactor
CN104051033A (zh) 用于核反应堆的浸没式安全壳
US4959193A (en) Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
US4701298A (en) Low capacity nuclear reactor placed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel
US6519308B1 (en) Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems
US4476089A (en) High temperature reactor of modular construction
US5021211A (en) Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
US5229067A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
JP2983290B2 (ja) 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置
US4826652A (en) Low capacity nuclear reactor housed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel
EP0541297A1 (en) Heat exchanger
US4299660A (en) Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor
Dazhong The design characteristics and construction experiences of the 5 MWt nuclear heating reactor
US4554129A (en) Gas-cooled nuclear reactor
Koch et al. Construction design of EBR-II: an integrated unmoderated nuclear power plant
JPS58173490A (ja) 原子炉設備
US3211623A (en) Neutronic reactor and fuel element therefor
Cinotti et al. The inherently safe immersed system (ISIS) reactor
Gaudet et al. Conceptual plant layout of the Canadian generation IV supercritical water-cooled reactor
US4842810A (en) Nuclear power plant with a high temperature reactor located eccentrically in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel
CN112420226B (zh) 一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统
RU2762391C1 (ru) Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны
Schultz et al. A new steam-cooled reactor

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