CN101606204B - 加压水反应堆流动裙部设备 - Google Patents

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Abstract

一种加压水反应堆容器,具有由穿孔的筒形结构形成的流动裙部,该流动裙部在降液管环形空间的出口处支承在下反应堆容器头部中,该流动裙部将冷却剂流引导通过筒形结构的壁中的流动孔。流动裙部支承在下反应堆容器头部上的多个沿周向间隔开的位置处,所述位置没有相等地间隔开或者与堆芯筒附装点竖直地对准,并且流动裙部采用独特的孔的图案布置,确保冷却剂的压力和流动在下堆芯支承板的整个下侧上的基本平衡。

Description

加压水反应堆流动裙部设备
相关申请的交叉参考
本申请享有2007年2月12日提交的临时申请序列号60/889,312的优先权。
政府利益
本发明是在政府支持下进行的(由能源部资助的合同No.DE-FC07-051D14636)。政府享有本发明中的特定权利。
技术领域
本发明涉及水冷却的核反应堆,并且更具体地涉及用于改进进入水冷却核反应堆的堆芯的冷却剂的分布的设备。
背景技术
用加压水冷却的核反应堆发电系统的初级侧包括闭合回路,所述闭合回路与用于产生有用能量的次级侧隔离且与其有热交换关系。初级侧包括:封装堆芯内部结构的反应堆容器,所述堆芯内部结构支承多个包含可裂变材料的燃料组件;热交换蒸汽发生器中的初级回路;用于循环加压水的加压器、泵以及管道的内体积,这些管道将各蒸汽发生器和各泵独立地连接至反应堆容器。包括连接至容器的管道系统、蒸汽发生器和泵的初级侧各部件形成初级侧的回路。初级侧还连接至辅助回路,所述辅助回路包括用于加压水的体积测量和化学监测的回路。该辅助回路布置在初级回路的分支上,该辅助回路能够通过在需要的时候补充测量的水量来维持初级回路中的水量,并且能够监测冷却水的化学性质,尤其是对于反应堆的操作很重要的硼酸的含量。
在全功率反应堆操作期间堆芯部件的平均温度是大约580°F(304℃)。周期性地,必须使反应堆系统停止运转以用于维护并且得到至压力容器内侧的通路。在这种运转中断期间,压力容器的内部部件可以冷却到大约50°F(10℃)的温度。压力容器的内部部件典型地由上内部结构和下内部结构构成。上内部结构包括控制棒导引管组件、支承柱、通过外壳封头进入反应堆的用于仪器的导管、以及燃料组件对准结构,并称为上堆芯板。下内部结构包括称为堆芯筒(barrel)的堆芯支承结构、以及堆芯护罩,所述堆芯护罩位于堆芯筒内并将筒的圆形内部转化成与构成支承在下堆芯支承板与上堆芯板之间的堆芯的燃料组件的周边型面基本对应的有台阶的型式。
通常,堆芯容器是具有半球状的下端的筒形。堆芯筒在反应堆容器的圆筒部分和半球状部分接触的区域处或与该区域相邻处连接到反应堆容器的内壁。在主堆芯支承部(即,在下端处用下堆芯支承部覆盖的堆芯筒)下方,半球状容器限定下头部或下稳压室。大体环形的降液管在堆芯筒与反应堆容器的内壁之间围绕反应堆堆芯筒。通常是水的冷却流体被泵送到该环形降液管中。冷却剂流体向下循环到下稳压室中。半球形状的下稳压室辅助冷却剂流体在其中均匀地循环。多个反应堆堆芯冷却剂入口位于下堆芯支承板的下侧上。冷却剂从下稳压室流到堆芯冷却剂入口中,并向上流到堆芯中以冷却燃料组件。
为了维持整个堆芯的适当且均匀的冷却,重要地是,在下堆芯支承板中的所有反应堆堆芯冷却剂入口中维持均匀的冷却剂流和压力。非均匀的冷却剂压力或冷却剂流产生不均匀的流入堆芯的冷却剂流,这导致堆芯的燃料组件的不均匀冷却。不均匀的燃料组件冷却可能会迫使整个堆芯减载运行以适应“热组件”位置。非均匀的冷却剂流和压力会导致在下稳压室中循环的冷却剂流体中形成旋涡或其它流动破坏。
可期望地是在核反应堆的堆芯内设置堆芯监测仪器。传统地,将这种仪器连接到反应堆外部的导线通过反应堆容器的下半球状部分的中央部分离开反应堆容器。从下堆芯板的下侧延伸到反应堆容器的下半球状部分的内壁的多个导管携带仪器线路通过下稳压室。
下稳压室中的导管辅助在下稳压室内维持均匀的冷却剂流并且破坏循环的冷却剂流体中旋涡的形成。这些旋涡破坏冷却剂流并且在旋涡相交的堆芯冷却剂入口处产生低压区。
在较新反应堆中,对于任何仪器导管变得可期望的是不通过下稳压室而离开反应堆。已经发现,在没有来自下稳压室的仪器导管时会在下稳压室中的循环的冷却剂中形成旋涡。
1993年11月30日授权并转让给本发明受让人的美国专利5,267,285提出使用一个或多个间隔开的平行板作为抑制旋涡的装置,这些平行板与下支承板平行地支承在下稳压室中并且具有用于冷却剂通过的孔。
随着具有较大堆芯的较大被动设备的出现,很明显需要其它装置来改进下稳压室中的冷却剂流的分布,以确保在下堆芯支承板中的所有反应堆堆芯冷却剂入口中维持均匀的冷却剂流和压力。
因此,还需要改进下反应堆容器稳压室的设计以确保维持这种均匀的冷却剂流和压力。
发明内容
通过采用具有下头部和下堆芯支承板的筒形反应堆压力容器实现这些和其它目的。具有竖直壁的筒从绕下头部的多个位置支承,所述竖直壁具有延伸通过的多个孔和上边缘,筒的上边缘接近下堆芯支承板,以便使进入反应堆压力容器且向下进入筒形反应堆压力容器壁与堆芯筒之间的环形空间的冷却剂流的大部分通过筒的竖直壁中的孔,继续通过下堆芯支承板中的堆芯入口孔,所述下堆芯支承板由堆芯筒的下端支承。可期望地,筒的上边缘在下堆芯支承板的底面下方间隔开。优选地,周向的肋部从筒的竖直壁的内部径向地向内延伸以加强壁,从而使壁能够经受住流动冷却剂的压力。
在一个实施例中,周向的肋部在筒的竖直壁的高度的中心稍上方形成,并且竖直壁中的孔形成第一图案和第二图案。优选地,筒的竖直壁中的孔具有基本相同尺寸,并且孔的第一图案在肋部的上方,孔的第二图案在肋部的下方。可期望地,第一图案是基本周向连续的,并且第二图案是基本周向不连续的。在一个实施例中,从所述筒形流动裙部的底部竖直地向上延伸的多对沿周向间隔开的竖直槽切入所述筒形流动裙部的所述竖直壁的下部分中,每对竖直槽都形成与所述下头部相连的附装腿。优选地,多对间隔开的竖直槽中的部分成对槽之间的周向距离不同于多对间隔开的竖直槽中的其它成对槽之间的距离,并且可期望地,槽横跨筒的直径是对称的。优选地,附装腿连接到下稳压室的连接位置不与堆芯筒附装到反应堆压力容器的附装位置竖直地对准。在一个实施例中,设置有六个至八个附装腿,并且槽竖直地向上延伸到刚好肋部的高度下方。可期望地,第二图案的孔的非连续的图案被附装腿分离。
在另一实施例中,第一图案中的孔和第二图案中的孔基本排列成周向的行,并且第二图案的行的数量大于第一图案的行的数量。优选地,第一图案的各行都嵌在第一图案的另一行中,并且第二图案的各行都嵌在第二图案的另一行中。
优选地,筒基本封闭环形空间与下头部的底部部分之间的空间,并且筒的竖直壁中的孔布置成使得冷却剂的第一部分被直接向上指引通过下堆芯支承板中的多个孔,并且冷却剂的第二部分朝下头部的底部部分向下指引并向上通过旋涡抑制板。
附图说明
从以下结合附图阅读的优选实施例的说明,可以得到对本发明的进一步理解,附图中:
图1是可以应用本发明的核反应堆系统的简化示意图;
图2是可以应用本发明的核反应堆压力容器和内部部件的局部剖视图;
图3是图2中所示的反应堆压力容器的下部分的部分剖视图,本发明的流动裙部(skirt)支承在反应堆容器的下半球状部分的内壁上;
图4是示出安装在堆芯支承板下方的本发明的流动裙部的部分剖视图;
图5是本发明的流动裙部的孔的图案的平图案视图;
图6是本发明的一段流动裙部的内部分的示意图。
具体实施方式
现在参照附图,图1示出简化的核反应堆初级系统,其包括大致筒形反应堆压力容器(10),该容器具有封闭核堆芯(14)的外壳封头(12)。诸如水的液体反应堆冷却剂由泵(16)通过堆芯(14)泵送到容器(10)中,在所述堆芯(14)处热能被吸收并且排放到热交换器(18)(通常称为蒸汽发生器),在所述热交换器中热转移至诸如蒸汽驱动涡轮发电机的利用回路(未示出)。反应堆冷却剂然后回到泵(16),完成初级回路。典型地,多个如上所述的回路通过反应堆冷却剂管道系统(20)连接至单个反应堆容器(10)。
图2中更详细地示出示例性的反应堆设计。除了包括多个平行、竖直协同延伸的燃料组件(22)的堆芯(14)以外,为了本说明的目的,其它的容器内部结构可以分成下内部结构(24)和上内部结构(26)。在传统设计中,下内部结构的功能是支承、对准和导引堆芯部件和仪器,以及在容器内指引流动。上内部结构约束或提供用于燃料组件(22)的次级约束,并且支承和导引诸如控制棒(28)的仪器和部件。
在图2中所示的示例性的反应堆中,冷却剂通过一个或多个入口喷嘴(30)进入容器(10),向下流动通过容器(10)与堆芯筒(32)之间的环形空间,在下稳压室(34)中转过180°,向上通过下堆芯板(36)(燃料组件(22)位于其上),并且通过组件附近。流动通过堆芯和围绕区域的冷却剂流量通常很大,在大约20英尺每秒的速度下为400,000加仑每分钟的量级。所得到的压降和摩擦力趋向于导致燃料组件升起,所述运动由包括圆形上堆芯板(38)的上内部结构(26)约束。离开堆芯(14)的冷却剂沿上堆芯板(38)的下侧流动并向上通过多个穿孔。冷却剂然后向上径向地流到一个或多个出口喷嘴(40)。
可直线运动的控制棒(28)典型地包括中子毒物棒的多脚架组件和驱动轴,所述控制棒(28)由控制棒导引管(48)导引通过上内部结构(26)进入对准的燃料组件(22)中。导引管(48)固定地结合到上支承组件(44)并由压配合到上堆芯板(38)的顶部中的开口销连接。销结构使导引管组装和替换容易(如果有必要),并且确保尤其在地震或其它高负荷意外条件下主要由支承柱(46)而不是导引管(48)承担堆芯负荷。这有助于在会有害地影响控制棒插入能力的意外条件下延迟导引管变形。
在较大的设备中,可期望的是在下稳压室(34)中进一步改善流动图案以确保在下堆芯支承板(36)的整个表面上方维持恒定的流量和压力。为了实现该目的,本发明采用流动裙部,所述流动裙部在图2中由附图标记(50)示意性示出并在图3至6中更详细地示出。流动裙部(50)是在下反应堆容器稳压室(34)中的穿孔的筒结构,其将流出容器(10)与堆芯筒(32)之间的环形空间的冷却剂导引通过流动裙部(50)中的流动孔,并且通过将一体的附装腿(66)在绕底部头部沿周向间隔开的位置处焊接到反应堆容器底部头部(52)上的着落区(56),而附装至反应堆容器底部头部(52)。流动裙部(50)在绕底部头部(52)沿周向间隔开的着落区(56)上的安装位置是直径对称的,虽然没有均匀地间隔开,但这些安装位置不与堆芯筒附装至反应堆容器的内壁的附装位置竖直地对准。
图3示出流动裙部(50)与下容器头部(52)的连接以及流动裙部(50)相对于下堆芯支承板(36)的相对间隔。在流动裙部(50)与下堆芯支承板(36)之间维持有空间(70)以用于堆芯筒的相对运动,例如在发生地震事件以及有差异的热膨胀时的相对运动,使得流动裙部不被损坏。流动裙部(50)中的孔(72)全部都具有大约相同的尺寸并且布置成两种分离的图案。第一图案(62)在流动裙部的上边缘(68)与水平肋部之间延伸,所述水平肋部在流动裙部(50)的外表面中形成沿周向的凹部(58)。第一图案(62)中的孔(72)形成嵌在一起的沿周向连续的两行。四行沿周向不连续的孔(72)形成第二孔图案(64),所述四行沿周向不连续的孔(72)在凹部(58)的下方在流动裙部(50)的竖直壁的表面上嵌在一起。在图4、5和6中示出的附装腿(66)中断第二孔图案(64)中的沿周向连续的行。周向唇缘(60)绕流动裙部(50)延伸并限定唇缘(60)下方的流动裙部(50)的竖直壁的厚度的增加,所述唇缘(60)增强流动裙部并克服冷却剂流的力支承流动裙部。
图4示出下稳压室(34)的四分之一的正视图,并提供将堆芯筒支承在容器(10)上的径向键之一和其相对于支承腿(66)的定位的视图。径向键(74)被支承在容器(10)的主要轴线(cardinalaxis)上,而支承腿设计成与主要通道偏移。对于所有其它方面,图4中示出先前参照图3所述的流动裙部。下堆芯支承板(36)具有检查口(76),所述检查口(76)的盖可以被去除以在设备运转中断期间检查下堆芯支承板下方的内部结构。典型地,有六个至八个附装腿(66)在下头部(52)上支承流动裙部(50)。
图5示出流动裙部(50)的竖直壁的外表面的平图案视图。图5提供具有两行嵌在一起的孔(72)的基本沿周向连续的图案(62)的清楚的视图。图5还提供基本沿周向不连续的孔的图案(64)的清楚的视图,其包括四行嵌在一起并且沿周向被附装腿(66)中断的孔(72)。
图6提供流动裙部(50)的内部的部分的示意图,示出周向加强肋部(58),所述周向加强肋部(58)径向地向内延伸以增强流动裙部(50)。在这几个附图中使用相同的附图标记指示相对应的部件。
再次参照图2和3,冷却剂通过入口(30)进入容器(10)中并向下进入环形空间(54)。在环形空间(54)的底部,冷却剂遇到流动裙部(50)。冷却剂的大部分然后被迫通过流动裙部(50)中的孔(72),其中一部分被向上指引直接通过下堆芯支承板(36),而第二部分被指引到旋涡抑制板下方的稳压室(34)的下部分,在该处这部分冷却剂转而向上通过旋涡抑制板中的孔到达下堆芯支承板。该液压作用平衡了在下堆芯支承板(36)的整个下侧的压力和流动。
虽然已经详细说明本发明的具体实施例,但本领域中的技术人员将应理解,考虑所公开的全部教导可对这些细节进行各种修改和替换。因此,所公开的具体实施例仅表示示例且不限定本发明的范围,本发明的范围将由所附权利要求的全部范围及其任何和全部等同方案所给出。

Claims (21)

1.一种反应堆压力容器,包括:
反应堆压力容器筒形壁部分;
下头部,其封闭所述筒形壁部分的底部;
堆芯筒,其基本同轴地布置在所述筒形壁部分内并限定所述堆芯筒与所述筒形壁部分之间的冷却剂降液管环形空间;
下堆芯支承板,其盖住所述堆芯筒的底部;以及
在所述下头部中布置在所述下堆芯支承板下方的筒形流动裙部,所述筒形流动裙部具有竖直壁,所述竖直壁具有延伸通过的多个孔和上边缘,所述筒形流动裙部从绕所述下头部间隔开的支承位置支承,所述支承位置中的至少部分位置之间的周向距离不同于所述支承位置中的其它位置之间的周向距离,并且所述上边缘接近所述下堆芯支承板,以便使进入所述反应堆压力容器且向下流经所述环形空间的冷却剂流的大部分在通过所述下堆芯支承板之前通过所述筒形流动裙部的所述竖直壁中的所述孔;
其中从所述筒形流动裙部的底部竖直地向上延伸的多对沿周向间隔开的竖直槽切入所述筒形流动裙部的所述竖直壁的下部分中,每对竖直槽都形成在所述支承位置处与所述下头部相连的附装腿。
2.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,其中所述筒形流动裙部的所述上边缘与所述下堆芯支承板的底面间隔开。
3.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,包括周向的肋部,所述肋部从所述筒形流动裙部的所述竖直壁的内部径向地向内延伸以加强所述壁。
4.根据权利要求3所述的反应堆压力容器,其中所述肋部在所述筒形流动裙部的所述竖直壁的高度的中心稍上方形成。
5.根据权利要求3所述的反应堆压力容器,其中所述筒形流动裙部的所述竖直壁中的所述孔形成第一图案和第二图案。
6.根据权利要求5所述的反应堆压力容器,其中所述筒形流动裙部的所述竖直壁中的全部孔具有基本相同尺寸。
7.根据权利要求5所述的反应堆压力容器,其中所述第一图案在所述肋部上方,并且所述第二图案在所述肋部下方。
8.根据权利要求7所述的反应堆压力容器,其中所述第一图案是基本周向连续的,并且所述第二图案不是基本周向连续的。
9.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,其中所述多对沿周向间隔开的竖直槽中的部分成对槽之间的距离不同于所述多对沿周向间隔开的竖直槽中的其它成对槽之间的距离。
10.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,其中所述竖直槽从所述壁的所述底部基本向上延伸到所述肋部的高度。
11.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,其中有6至8个附装腿。
12.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,其中所述附装腿基本薄于所述附装腿之间的周向距离。
13.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,其中所述堆芯筒在多个沿周向间隔开的位置处附装至与所述下头部的底部间隔开的所述反应堆压力容器的内部,其中在所述多个沿周向间隔开的位置处所述附装腿不与所述堆芯筒附装位置竖直地对准。
14.根据权利要求8所述的反应堆压力容器,其中所述第二图案的所述孔的非连续图案是被所述附装腿沿周向分离的第二图案。
15.根据权利要求14所述的反应堆压力容器,其中所述第一图案中的所述孔和所述第二图案中的所述孔基本排列成沿周向的行,并且所述第二图案的所述行的数量大于所述第一图案的所述行的数量。
16.根据权利要求15所述的反应堆压力容器,其中所述第一图案的各行都嵌在所述第一图案的另一行中,并且所述第二图案的各行都嵌在所述第二图案的另一行中。
17.根据权利要求3所述的反应堆压力容器,其中所述肋部在所述筒形流动裙部的所述竖直壁的外表面中形成周向的凹部。
18.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,包括在与所述上边缘下方有一段距离处位于所述筒形流动裙部的所述竖直壁的外表面上的周向的唇缘,所述唇缘限定所述唇缘下方所述竖直壁的厚度的增加。
19.根据权利要求1所述的反应堆压力容器,其中所述筒形流动裙部的所述竖直壁中的所述孔布置成使得冷却剂的第一部分被直接向上指引通过所述下堆芯支承板中的多个孔,并且冷却剂的第二部分被向下指引向所述下头部的底部部分。
20.根据权利要求19所述的反应堆压力容器,包括水平的涡流抑制板,所述涡流抑制板具有从其穿过的孔以用于通过冷却剂,其中冷却剂的第二部分的主要部分被从下侧通过所述涡流抑制板向上指引到所述下堆芯支承板。
21.一种具有压力容器的反应堆,包括:
下头部;
下堆芯支承板;以及
在所述下头部中布置在所述下堆芯支承板下方的筒形流动裙部,所述筒形流动裙部具有竖直壁,所述竖直壁具有延伸通过的多个孔和上边缘,所述筒形流动裙部从绕所述下头部间隔开的支承位置支承,所述支承位置中的至少部分位置之间的周向距离不同于所述支承位置中的其它位置之间的周向距离,并且所述上边缘接近所述下堆芯支承板,以便使进入所述压力容器的冷却剂流的大部分在通过所述下堆芯支承板之前通过所述筒形流动裙部的所述竖直壁中的所述孔;
其中从所述筒形流动裙部的底部竖直地向上延伸的多对沿周向间隔开的竖直槽切入所述筒形流动裙部的所述竖直壁的下部分中,每对竖直槽都形成在所述支承位置处与所述下头部相连的附装腿。
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Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012149996A (ja) * 2011-01-19 2012-08-09 Toshiba Corp 加圧水型原子炉
CN103377735B (zh) * 2012-04-27 2016-08-03 上海核工程研究设计院 一种反应堆下部堆内构件
CN103871502A (zh) * 2012-12-14 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种核反应堆下腔室筒式流量分配装置
CN103871500B (zh) * 2012-12-14 2016-08-10 中国核动力研究设计院 一种核反应堆下腔室筒状流量分配装置
CN103177782B (zh) * 2013-01-08 2015-08-26 上海核工程研究设计院 一种反应堆下部堆内构件
CN103177780B (zh) * 2013-01-14 2015-11-25 上海核工程研究设计院 一种压水核反应堆流量分配装置
CN104409114B (zh) * 2014-12-12 2017-05-31 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式强迫循环反应堆的流量分配装置
US20160189813A1 (en) 2014-12-29 2016-06-30 Terrapower, Llc Molten nuclear fuel salts and related systems and methods
CN104637553A (zh) * 2015-01-28 2015-05-20 中科华核电技术研究院有限公司 流量分配装置及具有该装置的核反应堆组件
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
EP3453024B1 (en) 2016-05-02 2020-09-09 TerraPower LLC Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
WO2018140117A2 (en) 2016-11-15 2018-08-02 Terrapower, Llc Thermal management of molten fuel nuclear reactors
FR3075448B1 (fr) * 2017-12-19 2020-01-03 Electricite De France Ensemble de tranquillisation de flux de reacteur nucleaire
CA3092142A1 (en) 2018-03-12 2019-11-28 Terrapower, Llc Reflectors for molten chloride fast reactors
US11881320B2 (en) * 2019-12-23 2024-01-23 Terrapower, Llc Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors
US11728052B2 (en) 2020-08-17 2023-08-15 Terra Power, Llc Fast spectrum molten chloride test reactors
CA3217129A1 (en) * 2021-04-27 2022-11-17 Matthew W. Ales Space nuclear propulsion reactor aft plenum assembly
CN114005555B (zh) * 2021-10-22 2024-02-20 中国原子能科学研究院 反应堆及其堆芯熔融物收集装置

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3548222A (en) * 1965-12-29 1970-12-15 Gen Electric Thermionic power generation apparatus
US4557891A (en) * 1977-03-02 1985-12-10 Combustion Engineering, Inc. Pressurized water reactor flow arrangement
CN1020824C (zh) * 1988-02-11 1993-05-19 法玛通公司 核反应堆下部内部部件
US5267285A (en) * 1992-06-24 1993-11-30 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for suppressing formation of vortices in the coolant fluid of a nuclear reactor and associated method
US5436945A (en) * 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2990349A (en) * 1955-09-12 1961-06-27 Walter G Roman Reactor
GB913653A (en) * 1958-01-31 1962-12-19 Babcock & Wilcox Co Improvements in or relating to nuclear reactors
US3623948A (en) * 1968-04-25 1971-11-30 Babcock & Wilcox Co Pressurized-water nuclear reactor
US4649609A (en) 1983-12-30 1987-03-17 Westinghouse Electric Corp. Apparatus and process for providing an alternate coolant path in the core of a nuclear reactor
US4759904A (en) 1986-04-04 1988-07-26 Westinghouse Electric Corp. Pressurized water reactor having improved calandria assembly
JPS62266492A (ja) * 1986-05-14 1987-11-19 株式会社東芝 原子炉
DE4308364A1 (de) * 1993-03-16 1994-09-22 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit individuell angepaßter Druckverteilung im Kühlmittel
JPH0862372A (ja) * 1994-08-18 1996-03-08 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 加圧水型原子炉の炉内構造
JP4220845B2 (ja) * 2003-07-01 2009-02-04 三菱重工業株式会社 原子炉の炉内構造
US7245689B2 (en) * 2003-06-18 2007-07-17 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd Nuclear reactor internal structure
JP4202200B2 (ja) * 2003-07-02 2008-12-24 三菱重工業株式会社 原子炉の炉内構造
JP4202197B2 (ja) * 2003-06-18 2008-12-24 三菱重工業株式会社 原子炉の炉内構造
JP4358561B2 (ja) * 2003-06-26 2009-11-04 三菱重工業株式会社 原子炉の冷却材供給構造

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3548222A (en) * 1965-12-29 1970-12-15 Gen Electric Thermionic power generation apparatus
US4557891A (en) * 1977-03-02 1985-12-10 Combustion Engineering, Inc. Pressurized water reactor flow arrangement
CN1020824C (zh) * 1988-02-11 1993-05-19 法玛通公司 核反应堆下部内部部件
US5267285A (en) * 1992-06-24 1993-11-30 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for suppressing formation of vortices in the coolant fluid of a nuclear reactor and associated method
US5436945A (en) * 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding

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