CN101939793B - 一种核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核反应堆(1),特别是一种由液态金属(例如,诸如铅或铅铋共晶体等重金属)或由钠或熔盐冷却的池型核反应堆,具有由一捆燃料元件(12)形成并浸没在主流体(F)中的堆芯(4),所述主流体(F)在所述堆芯与至少一个热交换器(10)之间循环;所述燃料元件(12)沿各自的平行纵向轴线(A)延伸,并具有浸没在所述主流体中以构成所述堆芯的各自的底部活性部分(13),以及从所述活性部分在顶部延伸并从所述主流体中露出的各自的服务部分(14);所述燃料元件(12)利用被固定到支撑结构(120)的各自的顶端头部(32)机械地支撑,并能够利用装卸机操作。

Description

一种核反应堆
技术领域
本发明涉及一种核反应堆,特别是一种由液态金属或由钠或由熔盐冷却的池型核反应堆,其具有新概念燃料元件。 
背景技术
利用常压主流体运行的许多核反应堆具有池构造,除了在电厂的正常运行期间或在意外情况期间或在换料操作期间所必需的一系列辅助系统和部件以外,该池构造还包括由燃料元件形成的堆芯、热交热交换器和循环泵。根据已知方案,堆芯位于反应堆的主箱的底部,浸没在主流体中,并由支撑栅板支撑。 
根据已知方案的反应堆存在很多缺点。 
堆芯支撑栅板一般被固定到反应堆的箱的底部,因此无法更换。在主流体为液态重金属的情况下,燃料元件还必须配备有用于联接到栅板的系统以防止燃料元件悬浮。同样,具有堆芯安全壳的机械功能和热歧管与冷歧管之间液压分离(hydraulic separation)的机械功能的内部结构也无法更换。 
另外,通常在堆芯上方布置有用于支撑堆芯控制仪器的复杂结构、包括旋塞的换料机以及用于反应堆的控制的杆。一般而言,在堆芯周围需要大量自由空间,用于供换料机进行操作,而不会与用于支撑堆芯控制仪器的结构发生干涉。 
由于许多部件无法更换,所以必须限制由中子流对这些部件造成的损坏。为此目的,每个燃料元件在活性部分下方沿长度延伸,以这样一种方式来减小对支撑栅板的损坏。同样,在堆芯的外围部分与内部结构之间引入各种屏蔽结构。结果导致反应堆的尺寸显著增大。 
另外,燃料的装卸非常复杂,这是因为其需要堆芯控制仪器的电缆和控制杆致动系统的电缆断开以使旋塞能够运动,并且还因为要求机器在封闭且高温的主系统内进行操作。在装卸期间某些机构发生阻塞以及燃料元件缺乏冷却的风险很高。此外,为了防止该风险,通过从反应堆熄灭之后等待数月,或者通过将衰变的耗尽元件设置在相对于堆芯的侧向位置中,换料仅在衰变功率充分减小之后执行。但是,在第一种情况下,电厂的可用性减小;而在第二种情况下,反应堆的尺寸显著增大。 
在堆芯运行期间,裂变气体通过燃料芯块释放,在燃料杆的内部为了所述气体保留有与燃料的体积相匹配的空间。结果造成燃料杆的加长,其加压到数十个大气压,且反应堆堆芯的压头损失增大。 
发明内容
本发明的目的在于提供一种核反应堆,其能够克服已知方案中所突出的缺陷,并呈现结构优势和安全优势。 
本发明因此涉及如所附权利要求1限定的一种核反应堆,特别是由液态金属冷却的池型核反应堆,并且其附加特征和电厂构造限定在从属权利要求中。 
附图说明
参照附图中的各个视图,根据实施例的非限制性示例来描述本发明,其中: 
图1为根据本发明的核反应堆的纵向截面的整体示意图; 
图2为图1的反应堆的细部的放大比例视图,特别示出构成反应堆堆芯的燃料元件; 
图3为燃料元件的纵向截面的示意图,其中一些部分未按比例绘制; 
图4和图5示出图3的燃料元件的放大比例的细部; 
图6和图7分别示出图1的反应堆的细部,特别示出燃料元件的可移除 的支撑系统; 
图8为图1的反应堆的俯视平面示意图,其中一些部分出于清楚考虑而被去除; 
图9至14示出根据本发明的反应堆的放大比例的其它细部。 
具体实施方式
参照图1,核反应堆1包括为大致杯形或池形、沿中心轴线C并围绕中心轴线C延伸的主箱2,以及处于多个水平高度上的多层封闭结构3。箱2包含堆芯4和液压分离结构5,该液压分离结构5为大致管形、特别是圆柱形,并界定用于冷却堆芯4的主流体F在其中循环的热歧管6和冷歧管7。热歧管6被设置在堆芯4上方。冷歧管7被限定在箱2与结构5之间,由此设置为在径向外部围绕热歧管6。主流体F具有自由表面,在反应堆1的正常运行中,该自由表面在歧管6、7中处于不同水平高度H1、H2。 
在箱2内容纳有反应堆1的功能部件8,特别是用于主流体F循环的泵9和主热交热交换器10以及其他部件(已知且未示出)(举例而言,例如,剩余能量的交换器),主热交热交换器10被主流体F横穿并将堆芯4中产生的能量传递到在外部第二回路(已知且未示出)中循环的第二流体。优选地,主流体F为液态金属,特别是液态重金属,例如铅或铅铋共晶体。第二流体例如为水。在箱2中存在覆盖气体G,其覆盖歧管6、7中的主流体F。 
优选地,功能部件8包括如名称为“具有紧凑主热交换器的核反应堆,特别是由液态金属冷却的核反应堆”、日期为2007年8月22日的专利申请MI2007A001685中所描述的泵和主热交换器,读者可参照该专利申请获取进一步的细节。 
另外参照图2和图8,封闭结构3为具有多个水平高度的结构,并包括:设置在箱2上方的大致环形的外围底部结构3a、中心顶部结构3b以及竖直中间结构3c,竖直中间结构3c从将其连接到顶部结构3b的底部结构3a向上延伸并在顶部由顶部结构3b封闭。 
外围结构3a由环形顶板110构成,该环形顶板110在外围区域封闭箱2并具有中心开口112。顶部结构3b基本上由塞54构成,例如旋塞。中间结构3c包括:封闭元件111,其大致面对顶板110并具有大致对准开口112的中心开口113;将开口112连接到开口113的管形超高部分114;以及大致圆柱形套环53。 
旋转塞54由推力轴承支撑,并装备有两个密封系统,一个在塞处于封锁构造中(反应堆处于运行中)时工作,另一个在塞处于旋转构造中(反应堆进行换料)时工作。轴承和密封件表示在附图中,但由于其为已知因而不再进行描述。封闭元件111和结构3c在正视图中界定设置在反应堆上方的顶部单元室(cell)115的底部水平高度(bottom level)。 
位于环形封闭外围元件111下方的是底部服务用室(service room)116,其设置在管形超高部分114的外侧并大致围绕管形超高部分114。在服务用室116中容纳有各个功能部件8(主换热器、用于主流体循环的泵、剩余能量的交换器,等)的顶部头部117,其被布放为穿过形成在顶板110中的窗口118,并围绕开口112沿周向间隔布置。封闭元件111具有(图1和图8)与相应的窗口118对准的活板门119,通过该活板门119功能部件8的头部117能够从单元室115够到。 
另外还参照图3至5,在结构5内包含有一捆燃料元件12,多个燃料元件12沿各自的大致竖直平行的纵向轴线A延伸,并围绕反应堆1的轴线C按照平行排列的栅格图案设置。 
多个元件12包括:各自的底部活性部分13,其作为整体构成堆芯4;以及具有如下文所述的各种功能的各自的顶部服务部分(service part)14。每个元件12均设置有中心纵向管道15,其大致延伸贯穿元件12的整个长度。沿各个功能延展段(functional stretches),管道的截面可不同。 
根据已知方案,每个元件12的活性部分13包含一捆并排布置的杆16,其平行于轴线A并由设置在杆16的相反的纵向端部的两个盒结构18、19支撑。结构18、19、即底部结构和顶部结构,分别具有多边形轮廓,例如六边 形或优选正方形,并在顶部的底部开放用于主流体F的通过。结构18、19通过结构系杆17以及导管11彼此相连,导管11横穿活性部分13,具有优选正方形的截面,通过从栅格中移除一些中心杆16栅格而为导管11提供空间。一些间隔网栅(spacer grid)20被布放在一捆杆16的不同高度上。顶部结构19具有用于支撑杆16的平行梳集器(comb)21。杆16为中空的并具有内腔22,该内腔22包含芯块形式的可裂变物质(已知且未示出)。杆16在顶部具有小孔24,这些小孔将腔22与用于裂变气体复原的系统25相连。 
具体而言,孔24通过管26相连,汇聚到管道27中,从而与容纳在服务部分14中的扩充空间23相连。沿整个元件12上升的另外的管道31将扩充容器23与通过旋塞54能够到的阀49相连,以形成与设置在箱2外侧的受控压力容器(未示出)的临时气体连接。阀49优选为双重密封阀,并能够通过衔接元件71连接到辅助气体系统(未示出),衔接元件71设置有用于排放裂变气体72的管道和冲刷管道73。 
顶部结构19将元件12的活性部分13连接到顶部服务部分14。服务部分14包括:沿轴线A设置并由底部30a和顶部30b形成的中心管30、顶端头部32以及具有与结构18、19相同的多边形截面(优选正方形)且设置在管30外部并围绕管30的边缘结构33。头部32具有与结构33相同的轮廓(或截面)。 
元件12彼此并排设置,以使结构33通过各自的侧壁大致彼此接触:根据栅格的一个准线面对面,而根据另一准线面对两个半面。该接触可通过稍微突出的硬化的且打磨的接触板而被规定在预设的点中。 
结构33为中空的,并沿轴线A具有各自的一系列局部中断部或限制部,该一系列局部中断部或限制部由设置在沿轴线A的不同水平高度的相应的截面变化来限定,并设置在结构33的纵向部分之间以构成相应的自由区域34。与多个元件12一同设置的多个区域34彼此连通以形成设置在水平层中的自由栅格空间36。在每个元件12中,第一底部区域34a设置在结构19与结构33的最下部之间,因而在活性部分13的紧上方。区域34a构成主流体F从 堆芯4的出口直到管道35之间的液压连接的空间36a,用于传输到泵9。进一步,另外的区域34b、34c设置位于分别在泵9正常操作和泵9停止的情况下主流体F在热歧管6中的自由表面的水平高度H1、H3处。再进一步,另外的区域34d设置在沿轴线A的相隔一段距离处,以构成相应的分层空间36,用于防止由此形成的气体G和污染物上升。 
为了控制堆芯4,至少元件12中的一些被提供有用于控制核反应的吸收器38,吸收器38被插入以使其能够在元件12内轴向滑动,并能够通过位于元件12自身内的致动机构37被直接移动,以从静止位置移位到干预位置。特别地,堆芯4包括圆柱体形式的、可能中空的吸收器38,其被插入以使其能够在形成于管道15的延展段内的导承中轴向滑动。吸收器38可设置有能够被引入在活性部分13正上方的吸收剂部分39a,或者设置有能够横穿活性部分13以被选择性地引入到堆芯4和从堆芯4引出的吸收剂部分39b,或者能够如图3所示同时设置有吸收剂部分39a和39b二者。 
在每个元件12中,吸收器38沿轴线A由共用活动棒40承载,并通过电磁体41和固定到棒40的顶端的下面的铁磁锚(ferromagnetic anchor)42接合到机构37。电磁体41的断电通过相对于棒40固定的由高密度材料制成的质体51的重力推力来确定吸收器38朝向堆芯4的行程。代替地,为了吸收器38的较慢平移以及吸收器38的抬升,机构37包括内螺旋43,内螺旋43设置有作用于部分30b上的对比键(contrast keys),并被操纵螺旋44接合,操纵螺旋44由竖直安装在头部32中的电机45移动。在液态重金属中使用的情况下,如果吸收器38在静止时位于活性部分13下方并从下方向上竖直进入所述活性部分13内,则吸收器38能够被更快速地插入堆芯中。在所述变型中,控制棒40延长到活性部分13下方穿入导管11内,导管11也延伸到底部盒结构18下方。在该构造中,控制机构的体系结构适于新的操作模式:特别地,活动致动棒40沿轴线A横穿电磁体41并通过铁磁锚42接合机构37,在该情况下,铁磁锚42被定位为覆盖在电磁体41上面。接着在电磁体41断电之后,由于液态重金属的浮力,吸收器38进入活性部分13。 
在反应堆1中,元件12的构成堆芯4的活性部分13浸没在主流体F中,同时服务部分14在顶部伸出超过主流体F的自由表面(其一般在歧管6、7中处于不同的水平高度H1、H2)。服务部分14的顶部被包含在侧部由环形套环114、53界定且顶部由旋塞54界定的空间中。燃料元件12和屏蔽元件84(其将在下文详细描述)由堆芯4的支撑结构120机械地支撑;支撑结构120设置在箱2上方和顶部结构3b下方,顶部结构3b覆盖在元件12上面,元件12被包含在箱2的中心区域中并相对于箱本身突出。 
支撑结构120包括横梁55,横梁55被设置为穿过制成在超高部分53中的开口并搁置在支撑56上,元件12悬挂在横梁55支撑上,横梁55支撑横穿制成于中心并布置在电机45上方端座52下方的狭槽125,电机45被设计用于致动吸收器38,端座52的形状为使每个元件12能够接合到装卸机的夹持器。 
横梁55为大致直线的且彼此平行,并聚集划分为两个对称的系列55a、55b。横梁55为复杂结构,其执行多种功能:机械支撑燃料元件12和屏蔽元件84,支撑用于供应测量堆芯的设备的电缆80,帮助进行换料操作。在反应堆正在运行的构造中,两个系列的横梁中仅有一个(55a或55b)在起作用,而在换料的构造中,两个系列均在起作用。在对反应堆1的功能部件8进行维护的情况下,覆盖在功能部件8上面的横梁系列可被全部或部分移除。图6示出反应堆处于运行中的构造,其中横梁的系列55a在起作用。起作用的横梁的末端延展段(反应堆侧)搁置在制成于竖直封闭结构3c的套环53上的两个支撑56上。沿该延展段,元件12悬挂在中心区域,且元件84悬挂在外围区域。连接形式允许横梁相对于元件12、84相对轴向滑动,并允许所述元件以特定间隔57相对于横梁沿正交于横梁自身轴线的方向间隔开。图5示出实现以上所述功能要求的连接示例。位于矩形截面的狭槽125的各个顶面和底面上的是带有笼式球(caged balls)(或滚轮)的滚轮轨58。位于顶部滚轮轨下方和底部滚轮轨上方的是两个滑块60,其具有平行于横梁55的轴线的滑座。滑块60利用已知形式安装:例如,固定到插入在元件12的头 部32上的同一个滑块承载支撑61(如图5所示),或者根据适当的侧部阻挡装置62的情况采用直接固定到头部32上。固定在横梁55的顶面和底面的中心的是两个纵向导承63,滑块60接合在该导承63上。横梁55的在反应堆内的末端延展段由支撑56来支撑,支撑56允许横梁55仅执行轴向滑动。因此,元件12和84相对于横梁55的相对运动可由于全部横梁55/导承63相对于滑块60的滑动而为轴向,或者由于滚轮轨58上的滑块承载元件61滑动直到恢复间隔57而为横向。横梁55伸出套环53通过支撑56之一,并还通过另外的支撑64的引导而继续行进,支撑64位于单元室115中并固定到换热器整体尺寸外侧的层板。从一对相对的横梁55a和55b的相对端部在支撑56之一上彼此接触的构造开始,横梁55a和55b可同时滑动,直到使相应的端部接触与起始的支撑相反的支撑56。由此,元件12和84的支撑从横梁55a传递到横梁55b。各个横梁的滑动通过致动器65实现,在所示示例中,致动器65通过如下构成的链系统工作:齿形小齿轮66牵引循环链74,循环链74在返回链轮75上封闭成环,且循环链74的端部76固定到位于反应堆外部的部分上的横梁55。在套环53外侧,在对应于横梁55穿过的位置安装有滑阀77。阀77当横梁55存在时打开,而当横梁55滑出时封闭。在阀77的封闭位置,阀77确保在没有横梁时反应堆1与单元室115之间的密封。当横梁存在时单元室115与反应堆1之间的密封利用不同的护套模块(sheathmodule)69和支撑64实现,护套模块69包围横梁,并且支撑64也包围横梁。每个护套模块69均以密封方式连接两个连续的支撑的相对的面,并可在其未被横梁穿过时移除。第一护套模块69在一侧连接到第一支撑64,在另一侧连接到滑阀77。 
当横梁55处于反应堆外侧的撤回的行程末端位置的情况下,支撑56和反应堆1外部的第一支撑64均从横梁脱离。因此,阀77可封闭,并且第一护套模块69可在先由吹送通过管道配件70引入和引出的气体实现的冲洗之后被移除。多个平行的包覆模块的移除释放覆盖在反应堆1的功能部件8上面的区域,因此所述部件能从反应堆1移除或插入到反应堆1中。 
在换料操作期间,待被更换的元件12或84首先被固定到具有通过设置在旋塞54上的开口122能够进入的装卸机上,然后从两个横梁上释放,两个横梁被定位为相应的横梁55a和55b分别支撑位于关于待被更换的元件的相对侧上的元件。 
参照图8,一捆元件12由设置为在径向外侧围绕该捆元件12的屏蔽元件84包围。每个元件84具有基本上类似于元件12的形状的常规形状,特别是包括形状和尺寸与元件12的头部32和结构33相同的头部和边缘结构,但是考虑到屏蔽元件84的主要功能是屏蔽活性部分13的活性,屏蔽元件84不包含可裂变材料。在该捆元件12周围可提供多个元件84的环。参照图12至13,在特殊维护操作的情况下,元件84的环还执行包箍堆芯4的功能。为此目的,元件84通过可释放的连接构件46、47彼此结合以形成封闭循环的连续环,该连续环包箍该捆元件12。例如,元件84通过具有双T形状的拼装元件46彼此结合,局部元件46配合到设置在相对的元件84的结构33的侧面上的成对镜像凹槽(specular grooves)47中。每个元件84在两个邻接的侧面上或者两个相对的侧面上具有凹槽47。相邻元件84的凹槽47具有开槽延展段(slotting stretches)48,开槽延展段48被拼装元件46接合并具有有限长度,从而通过部分提升拼装元件46并随后将一个元件84相对于另一个元件84稍微水平后撤能够使元件84分离。无论如何局部元件46都将保持为相对于另一个元件84固定。由于局部元件46延伸贯穿必要的长度,还穿过分层空间36,元件84的包箍可在多个水平高度下进行。包箍/拆散操作可通过作用在拼装元件46的顶部上的远程操纵器(已知且未示出)执行。 
元件84由结构5封闭和环绕。结构5包围该捆元件12(和元件84的环)以同时限定用于包容和环绕元件12的结构。结构5可由管状单件制成,或者(如图示示例中所示)包括多个区段67(例如四个),区段67为拱形的并彼此周向并排设置。区段67利用纵向拼装元件92两两固定,纵向拼装元件92接合在与区段67接触的纵向端部的两个相对的镜像凹槽93中。纵向接触表面94成台阶状以便于引入和取出。接触表面的底端98倾斜以提供楔效应, 目的在于致使相邻区段彼此抵靠和/或施力抵靠相邻区段彼此防止可能引起自联结(self-binding)的角度。 
当拼装元件92被取出时,区段67被释放,通过逐个更换,能够改换整个结构5,而无需移除燃料元件,燃料元件在操作期间可通过横梁55保持在竖直位置,横梁55搁置在位于反应堆的与正在更换的区段67相反的一侧上的支撑56上。 
在反应堆的正常运行期间,燃料元件12保持接触。操纵元件12所必需的间隙可以不同方式提供。图9示出在设想在反应堆的正常运行中位于相对于结构5的区段67固定的台阶状轮廓103与屏蔽元件84(外围元件84)的第一(径向外部)环之间的间隔101。在正常运行期间,利用对比装置(contrastdevices)或元件104,牢固的机械连接仍可重新建立。例如,使用电机驱动的对比装置104,对比装置104相对于部分114固定并以密封的方式穿过部分114且接合在外围元件84的外面上。在换料期间,间隙可通过释放对比杆(contrast rod)105重新建立,对比杆105能够在支撑套筒106中滑动。对比杆105和支撑套筒106可从外侧取出以允许更换区段67。 
另外的对比装置108(图2)可被提供用于将区段67径向地紧固到管形部分114。 
对比装置104也可由偏心凸轮(未示出)构成,偏心凸轮通过在外围(径向外部)的屏蔽元件84的头部的水平高度上致动的轴在不同水平高度处作用。通过致动偏心凸轮,可以校准外围元件84与结构5的区段67之间的间隙。外围元件84与结构5的区段67之间的间隙也可通过外围元件84的竖直运动的竖直运动来校准,外围元件84自身设置有一个或多个楔形部分(未示出)。在该情况下,外围元件将例如可以通过由换料机致动的装置(未示出)能够相对于支撑横梁55进行的特定竖直滑动。 
外部环的屏蔽元件84承载能够沿轴线A设置在多个水平高度上的弹性箔片78,其以悬臂方式侧向突出以与轮廓103接触。当对比杆释放且元件84与轮廓103接触时,箔片78被完全容纳在相应的座109中,以配合回到元件 12的垂直投影中从而不会从结构33侧向突出。在反应堆的正常运行期间,当元件84设置在距轮廓103一定距离处时,箔片78沿垂直于轴线A的方向弹性延伸,以阻挡气体或主流体F在间隔101内的任何竖直运动。 
如图2所示,元件84可进一步用于容纳辅助装置,例如,限定用于冷却和净化气体G的处理系统50的装置。 
特别地,一些元件84在位于主流体F之外的顶部包含循环装置(鼓风机)85、热交换器86和/或过滤装置87,其操作气体G并液压连接到分层空间36。系统50使得沿元件12和元件84能够在浸没在主流体F中的热底部与位于冷的封闭结构3b的底部的冷顶部之间建立热梯度。 
如图2所示,在换料期间,由于杆16的捆在顶部、底部和侧部开放,从反应堆1移除的元件12的活性部分13(示出为相对于剩余元件12部分提升)临时构成用于气体G平行于热交换器86循环的一支回路100。在元件12被完全取出且随后被插入冷输送容器(cold conveying container)99(图1)中之前,流动在杆16之间的气体G冷却元件12。 
相反,如果具有新鲜燃料的元件12被插入到反应堆1中,则能够通过短暂地停止一些热交换器86,回路100(特别是较热的底部中)可用作预热回路。 
回路100由空间36和选取的元件84限定;可以将回路100与一个或多个管道102(可能包含过滤器和/或鼓风机和/或热交换器)相连,管道102将气体G送回单元室115或送到某些其他特意设置的腔中,以连续地形成朝向元件12的泄流(leakage flow)(由图2中的小箭头107表示)。在朝向输送容器99传送燃料元件期间(在输送容器99中燃料元件可由其他装置冷却),位于燃料元件的头部的顶部上的管道121允许冷却气体的循环。 
参照图5-7,在横梁55的两侧均制成有纵向凹槽126,在该纵向凹槽126内延伸有电缆80,电缆80将安装在元件12上的传感器127连接到反应堆外侧的导体(附图中未示出)。电缆80由封闭板128保护。在板128的外面上,对应于每个元件12的位置中,插入有平面电触点(plane electrical contact) 129,电触点129相对于板电绝缘。电触点129连接到电缆80的端子。电缆80的相反端位于端子130下面,端子130以密封方式穿过端部护套69。在驱使横梁55滑动的操作过程中,端子130被断开。 
有利地,每个元件12由通过可释放的联接器97沿轴线A接连联接的两个或多个区段96构成,这样单独的区段96能够彼此可分离以进行恢复和重新使用或遗弃。例如,元件12包括:底部交叉区段96a,其包含活性部分13并被送到电厂以回收燃料;不能再利用的中间区段96b;和顶部区段96c,其包含机构37和用于控制堆芯4的仪器,且能重新用于提供新的元件12。 
安装在功能元件8(特别是主热交换器的)的顶部上的安全管道88将由箱2中的覆盖气体G占据的空间与单元室115相连,并在内部设置有受控失效隔膜,该受控失效隔膜当例如由管或热交换器的失效所决定的过压发生之后失效。 
参照图1和图8,对安装在冷歧管7中的功能部件8的正常维持操作从位于顶板110上方的服务用室116执行。在预先打开设置在单元室115中位于功能部件8上方的对应活板门119之后,可以利用安装在单元室115中的装卸装置90来更换功能部件8。 
可以临时构成以密封方式隔离的空间91以延伸单元室115,空间91包含功能部件8的顶部头部。为了上述目的,插入隔离结构95,其与顶板110、单元室115和部分114共同配合以界定空间91。 
由以上描述清楚地呈现出本发明的优点。 
-作为机械关键部件的用于支撑堆芯的栅板被去除。 
-燃料元件的支撑结构位于冷气中,完全可见,且易于用机械臂够到。 
-当主流体为流体重金属时,燃料元件实际上由主流体自身支撑,且支撑结构首要具有的是定位功能,而不受到被巨大的载重。 
-热歧管与冷歧管之间的液压分离结构5可被更换,而不必移除燃料元件。 
-由名称为“具有紧凑主热交换器的核反应堆,特别是由液态金属冷却的 核反应堆”、日期为2007年8月22日的专利申请MI2007A001685可知的冷歧管中的泵和热交换器的电厂方案的组合采用,在必要时,允许安装在反应堆内部的任何部件的更换。 
-设置在堆芯的活性部分与热歧管和冷歧管间的液压分离结构之间的屏蔽元件84的数量可被减少。 
-用于装卸浸没在主流体中的燃料的所有机器被去除。 
-用于控制堆芯的仪器不需要浸没在主流体中的附加支撑结构,而可以直接安装在燃料元件上。 
-用于控制核反应的吸收器38、39可被直接容纳在燃料元件中并可在燃料元件内移动,不占据燃料杆所需的空间的方式定位,并以使中子流的分布尽可能均匀的方式分布在堆芯中。 
-由于燃料杆不需要任何用于气体扩张的空间,因此燃料杆较短。 
-由于燃料杆较短,堆芯的压头损失减少,因而泵的泵浦功率(pumpingpower)减少,从而提高自然循环中的操作。 
-由于燃料元件在活性部分下方的整体尺寸的减小,反应堆箱的高度减小。 
-由于不存在杆的显著加压,燃料护套的厚度可被减小,杆可被始终保持在接近外部冷却剂压力的内部压力。 
-在杆失效的情况下(这可从反应堆的主冷却剂的活性(activation)的增大检测出),可以通过依次加压各个元件来识别其所属的元件。 
-在任何时刻(反应堆处于运行中和反应堆停止时),可以对燃料元件的压力进行测试,甚至单独地通过管道对它们加压以收集裂变气体。 
-在换料之前,可以通过减压将从芯块中产生的剩余裂变气体抽出并将该剩余裂变气体气体更换为干净气体。 
-在燃料元件传送到反应堆顶部的单元室之前,可以冷却从主制冷流体取出的燃料元件。 
-在浸没到流体自身中之前,通过将新燃料元件保持在主制冷流体的自由 表面上方,可以加热新燃料元件。 
-燃料元件的包含机构的顶部没有被完全活化(activated)且可重新使用。 
-燃料元件和控制杆由相同结构支撑,因此由于例如地震的情况中引起的相对运动所导致的反应性触发(triggering ofreactivity)的情况被排除。 
-在反应堆的正常运行期间,堆芯被完整地包围。 
-燃料元件进行水平移位的可能性排除了在装卸期间发生阻碍的可能性。 
-部件数量的减少减小了用于执行维修检查所需的资源量。 
-部件的形式利于更换。 
最后,可以理解的是,在不脱离所附权利要求的范围的情况下,可以对本文所述和所示的反应堆进行多种修改和变更。 

Claims (42)

1.一种核反应堆(1),具有容纳堆芯(4)的主箱(2),所述堆芯(4)包括一捆燃料元件(12)并浸没在主流体(F)中,所述主流体(F)在所述堆芯与至少一个热交换器(10)之间循环;该反应堆的特征在于:所述燃料元件(12)沿各自的平行纵向轴线(A)延伸,并具有各自的活性部分(13)和各自的服务部分(14),所述活性部分(13)设置在所述燃料元件的底端并浸没在所述主流体中以构成所述堆芯,所述服务部分(14)在所述活性部分的上方延伸并从所述主流体露出。
2.根据权利要求1所述的反应堆,其中所述核反应堆(1)是池型核反应堆。
3.根据权利要求1所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)通过各自的顶端头部(32)被机械地支撑,所述顶端头部(32)被固定到所述堆芯(4)的支撑结构(120)上。
4.根据权利要求3所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)从所述支撑结构(120)的横梁(55)悬挂在上部并从所述横梁向下延伸。
5.根据权利要求4所述的反应堆,其中每个横梁(55)支撑一排燃料元件(12),所述横梁(55)通过各自的狭槽(125)接合所述一排燃料元件(12),所述狭槽(125)被提供有滑块(60)和滚轮轨(58)并形成在所述燃料元件(12)的所述顶端头部(32)中。
6.根据权利要求4或5所述的反应堆,其中所述横梁(55)利用致动器(65)能够纵向滑动。
7.根据权利要求6所述的反应堆,其中所述致动器(65)被提供有链传动系统。
8.根据权利要求6所述的反应堆,其中所述支撑结构(120)包括第一组横梁(55a)和第二组横梁(55b),所述第一组横梁(55a)在所述反应堆的正常运行期间支撑所述燃料元件(12),所述第二组横梁(55b)被布置为对准所述第一组横梁的各个横梁,并当所述第一组横梁向外滑动以释放待被更换的燃料元件(12)时,每次插入一个横梁以悬臂方式支撑从所述第一组横梁的对应横梁脱离的所述燃料元件。
9.根据权利要求3所述的反应堆,其中所述支撑结构(120)被容纳在封闭结构(3)内,该封闭结构(3)在上部封闭所述主箱(2)。
10.根据权利要求9所述的反应堆,其中所述支撑结构(120)包括横梁(55),所述横梁(55)被布置为穿过制成在所述封闭结构(3)的侧壁中的开口。
11.根据权利要求9所述的反应堆,其中所述封闭结构(3)为多层结构,该多层结构包括设置在所述主箱(2)上方的大致环形的底部结构(3a)、从所述底部结构向上延伸的中间结构(3c)和在上方封闭所述中间结构的中心顶部结构(3b);所述堆芯(4)的所述支撑结构(120)被定位在所述主箱(2)上方和所述顶部结构(3b)下方。
12.根据权利要求11所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)被容纳通过所述底部结构(3a)的开口(113),并且在先打开形成在所述顶部结构(3b)上的另外的开口(122)之后,所述顶端头部(32)能被容纳在位于所述顶部结构(3b)上方的单元室(115)中的装卸机够到。
13.根据权利要求12所述的反应堆,具有安装在功能部件(8)的相应顶部上的安全管道(88),该安全管道(88)将由所述主箱(2)中的覆盖气体(G)占据的空间与所述单元室(115)相连,且在内部提供有受控失效隔膜,该受控失效隔膜在预设过压发生之后失效。
14.根据权利要求12或13所述的反应堆,其中所述封闭结构(3)包括:封闭所述主箱(2)的顶板(110)和顶部封闭元件(111),二者基本上彼此面对且分别具有中心开口(112,113);第一管形超高部分(114),其连接所述开口(112,113);和第二管形超高部分(53),其从所述顶部封闭元件(111)延伸,所述各部分容纳所述燃料元件(12);所述顶板(110)提供有用于容纳所述反应堆(1)的功能部件(8)的窗口(118),并且所述封闭元件(111)具有与各个窗口(118)对准的活板门(119)。
15.根据权利要求14所述的反应堆,其中在所述第一管形超高部分(114)外侧并大致围绕所述第一管形超高部分(114)限定有服务用室(116),该服务用室与所述单元室(115)分离,且在该服务用室中有所述功能部件(8)分别的顶部头部(117),并且在该服务用室中提供有活动绝缘结构(95),用于临时构成包含所述功能部件(8)的所述顶部头部(117)的密封隔离空间(91)。
16.根据权利要求14所述的反应堆,其中所述支撑结构(120)包括横梁(55),并且其中悬挂所述燃料元件(12)的所述横梁(55)被定位为穿过制成在所述第二管形超高部分(53)中的开口且搁置在支撑(56)上。
17.根据权利要求9所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)被布置为平行的排,并能够沿所述排在垂直于所述轴线(A)的方向上受限于预设间隔(57)的恢复而移动,且还能够在横切于所述排的方向上移动。
18.根据权利要求9所述的反应堆,具有大致管形的分离结构(5),该分离结构(5)分离覆盖在所述堆芯(4)上面的热歧管(6)与环绕所述热歧管并位于所述热歧管径向外部的冷歧管(7);所述分离结构(5)包围所述一捆燃料元件(12)以同时限定燃料元件安全壳结构。
19.根据权利要求18所述的反应堆,其中所述分离结构(5)由整体式单件构成,或者包括多个区段(67),所述多个区段沿周向彼此并排设置并能彼此分离以在不移除所述燃料元件(12)的情况下被替换。
20.根据权利要求19所述的反应堆,其中在所述反应堆的正常运行中,所述结构(5)的所述区段(67)通过对比装置(108)与所述封闭结构(3)的容纳所述燃料元件(12)的所述顶端头部(32)的管形超高部分(114)共同配合而被径向约束。
21.根据权利要求17所述的反应堆,其中所述一捆燃料元件(12)由一个或多个屏蔽元件(84)的环包围,所述屏蔽元件(84)的环设置为在径向外部围绕所述一捆燃料元件(12)。
22.根据权利要求21所述的反应堆,包括可调节的对比装置(104),其作用在外围屏蔽元件(84)的径向外部的环上以径向夹住所述屏蔽元件。
23.根据权利要求21所述的反应堆,其中所述屏蔽元件(84)由基本上管形的分离结构(5)围绕。
24.根据权利要求23所述的反应堆,其中在所述反应堆(1)的正常运行期间,最外部的外围屏蔽元件(84)以间隔(101)与所述分离结构(5)分离,所述间隔(101)在换料操作期间在所述排的位于前述屏蔽元件下方的所述燃料元件(12)之间分配,从而减少所述燃料元件(12)的相互压缩,并由此减少属于这些排的所述燃料元件(12)的取出力。
25.根据权利要求22所述的反应堆,其中在所述反应堆的正常运行中,所述外围屏蔽元件(84)通过对比装置(104)保持聚集在一起,所述对比装置(104)在所述屏蔽元件与所述封闭结构(3)的容纳所述燃料元件(12)的所述顶端头部(32)的管形超高部分(114)之间相互作用。
26.根据权利要求21所述的反应堆,其中在所述反应堆的正常运行中,径向外部的外围屏蔽元件(84)在底部通过对比装置(104)保持为聚集在一起,所述对比装置(104)与环绕所述屏蔽元件的轮廓结构(103)共同配合。
27.根据权利要求26所述的反应堆,其中所述对比装置(104)具有偏心凸轮或楔的形状。
28.根据权利要求24所述的反应堆,其中所述屏蔽元件(84)沿所述轴线(A)在多个水平高度上承载弹性箔片(78),所述弹性箔片在所述间隔(101)开放的情况下侧向突出以接触所述分离结构(5)的径向内部接触轮廓(103),并在所述间隔(101)关闭的情况下完全容纳在所述屏蔽元件(84)的相应的座(109)中。
29.根据权利要求21所述的反应堆,其中所述屏蔽元件(84)基本上类似于所述燃料元件(12)的形状的常规形状,且一些屏蔽元件(84)在相应的顶部中容纳辅助气流处理装置(85-87)。
30.根据权利要求1所述的反应堆,其中所述堆芯(4)包括核反应控制吸收器(38),该核反应控制吸收器(38)轴向可滑动地插入在所述燃料元件(12)内并直接由位于所述燃料元件内的致动机构(37)移动。
31.根据权利要求30所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)包括提供有相应的吸收剂部分(39)的吸收器(38),所述吸收剂部分(39)被定位在所述活性部分(13)的正上方和/或穿过所述活性部分(13),且能移动以被选择性地引入所述堆芯中并从所述堆芯(4)引出,从而在所述燃料元件的相应的中心管(30)内滑动以将自身定位在所述堆芯上方,或者在相应的导管(11)内滑动以将自身定位在所述堆芯内。
32.根据权利要求30所述的反应堆,其中在固定电磁体(41)断电之后通过高密度材料的质体(51)的重力推力和/或利用电机驱动的内外螺纹联接,所述吸收器(38)被引入干预位置。
33.根据权利要求1所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)包括导管(11),该导管(11)在所述活性部分(13)下方延伸,且吸收器(38)位于该导管(11)内,所述吸收器(38)提供有通常位于所述活性部分(13)下方的吸收剂部分(39),该吸收剂部分(39)用于被选择性地引入所述堆芯(4)中和从所述堆芯(4)引出,从而在所述导管(11)内滑动以将自身定位在所述堆芯内。
34.根据权利要求33所述的反应堆,其中在固定电磁体(41)断电之后通过高密度主流体的静压推力和/或利用电机驱动的内外螺旋联接,所述吸收器(38)被引入干预位置。
35.根据权利要求3所述的反应堆,其中用于控制所述堆芯(4)的仪器被直接安装在所述燃料元件(12)上。
36.根据权利要求35所述的反应堆,其中用于控制所述堆芯(4)的所述仪器的电缆(80)沿所述燃料元件(12)设置到相应的顶端头部(32),并通过用于伴随所述支撑结构(120)和所述燃料元件(12)的移位的电滑动触点(129)电连接到安装在所述支撑结构(12)上的导体。
37.根据权利要求3所述的反应堆,其中每个燃料元件(12)的所述活性部分(13)包括彼此并排设置的一捆杆(16),所述杆(16)具有包含可裂变材料的内腔(22);所述腔(22)通过用于排出裂变气体的管道被连接到扩充空间(23),并通过沿整个燃料元件(12)上升的另外的管道(31)连接到阀(49),该阀(49)能够在所述元件(12)的所述顶端头部(32)的水平高度处被连接到空置且压力控制的系统。
38.根据权利要求1所述的反应堆,其中每个燃料元件(12)的所述服务部分(14)包括沿所述轴线(A)设置的中心管(30)和设置在所述中心管(30)周围并具有多边形截面的边缘结构(33);所述结构(33)沿所述轴线(A)具有由相应的截面变化限定的一系列局部中断部或限制部,以构成相应的自由区域(34);所述燃料元件(12)的并排区域(34)彼此连通以形成布置在水平层中的自由栅格空间(36)。
39.根据权利要求38所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)具有第一底部区域(34a),该第一底部区域(34a)设置在相应的活性部分(13)的紧接的上方并构成在所述主流体(F)从所述堆芯(4)的出口与连接到主流体循环泵(9)的输送管道(35)之间液压连接的空间(36a)。
40.根据权利要求38所述的反应堆,其中所述燃料元件(12)具有布置在所述主箱(2)中的所述主流体(F)的自由表面处的区域(34b,34c),和/或沿所述轴线(A)彼此分隔开、在所述主流体的所述自由表面上方且由气体占据的区域(34d),该区域(34d)限定用于在所述元件之间进行连通的分层气体空间(36)。
41.根据权利要求1所述的反应堆,其中所述一捆燃料元件(12)提供有气体处理系统(50),该气体处理系统(50)包括:沿所述燃料元件(12)限定在预设水平高度处的多个分层空间(36),且气体(G)循环在该多个分层空间(36)中;以及操作所述气体并被液压连接到所述分层空间(36)且容纳在设置在所述一捆燃料元件(12)周围的屏蔽元件(84)的相应的顶部中的循环装置、热交换器和/或过滤装置(85-87)。
42.根据权利要求1所述的反应堆,其中每个燃料元件(12)由两个或多个区段(96)构成,所述区段(96)通过可释放的联接器(97)沿所述轴线(A)连续联接,使得所述区段(96)能够彼此分离以恢复和重新使用或遗弃单个区段。
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Families Citing this family (45)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9704604B2 (en) 2009-04-16 2017-07-11 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same
US9443623B2 (en) 2009-04-16 2016-09-13 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same
RU2530751C2 (ru) 2009-04-16 2014-10-10 Сирит ЭлЭлСи Способ управления работой тепловыделяющей сборки ядерного реактора деления и способ управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления
US9159461B2 (en) 2009-04-16 2015-10-13 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product
US9659673B2 (en) 2009-04-16 2017-05-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same
CA2863845C (en) * 2012-02-06 2022-07-05 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
US11875906B2 (en) 2012-02-06 2024-01-16 Terrestrial Energy Inc. Method of operating a nuclear power plant
US10056160B2 (en) 2013-08-05 2018-08-21 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
KR101791758B1 (ko) 2012-11-26 2017-11-20 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″ 액체 금속 냉각제를 갖는 원자로
RU2558152C2 (ru) 2012-11-26 2015-07-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Ядерный реактор
CN103065692B (zh) * 2013-01-18 2015-04-22 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态重金属冷却反应堆的安全棒驱动系统
CN103310855B (zh) * 2013-05-23 2015-11-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态重金属冷却反应堆燃料组件
CN103714868A (zh) * 2014-01-12 2014-04-09 中国科学技术大学 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆堆内热分隔系统
CN105719710A (zh) * 2014-12-01 2016-06-29 上海核工程研究设计院 一种小型模块化反应堆的装换料设备
CN104681108B (zh) * 2014-12-03 2017-03-29 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态金属冷却反应堆失流后非能动自然循环强化系统及方法
WO2016109442A1 (en) * 2014-12-29 2016-07-07 Ken Czerwinski Nuclear materials processing
US10304570B2 (en) * 2015-03-03 2019-05-28 Nuscale Power, Llc Fasteners for nuclear reactor systems
HUE045089T2 (hu) * 2015-03-19 2019-12-30 Hydromine Nuclear Energy S A R L Atomreaktor, különösen kompakt, folyékony-fém hûtésû atomreaktor
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10734122B2 (en) 2015-09-30 2020-08-04 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
CN105276979B (zh) * 2015-11-16 2017-09-05 江苏大学 一种实验用真空电阻炉
ITUB20160544A1 (it) * 2016-01-19 2017-07-19 Luciano Cinotti Pompa di circolazione primaria per reattore nucleare con albero a profilo assiale ottimizzato
WO2017192464A2 (en) * 2016-05-02 2017-11-09 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
ITUA20163717A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare, con barre di controllo e spegnimento esterne al nocciolo ed alle sue strutture portanti
ITUA20163713A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare con nocciolo autoportante
ITUA20163715A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare con elementi di combustibile muniti di condotto di raffreddamento
ITUA20163716A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante
IT201600069589A1 (it) * 2016-07-05 2018-01-05 Luciano Cinotti Reattore nucleare munito di scambiatore di calore rialzato
CN106205749B (zh) * 2016-08-29 2018-06-15 北京新核清能科技有限公司 核反应堆系统
CN106782715B (zh) * 2016-12-29 2018-04-10 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态重金属反应堆换料系统
CN106782701A (zh) * 2017-02-10 2017-05-31 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可移动式核能发电装置
KR20190097701A (ko) 2018-02-13 2019-08-21 서울대학교산학협력단 납냉각 피동형 소형모듈화원전의 안전성 검증을 위한 풀형 종합 실험 장비
PL3588514T3 (pl) * 2018-06-21 2024-03-18 Westinghouse Electric Sweden Ab Pastylka paliwowa oraz sposób wytwarzania pastylki paliwowej
CN109378089A (zh) * 2018-11-12 2019-02-22 中国原子能科学研究院 一种用于泳池式低温供热堆功率扩展的堆内构件
CN109545411A (zh) * 2018-11-20 2019-03-29 中国科学院合肥物质科学研究院 一种核反应堆的堆芯
CN109585039B (zh) * 2018-12-03 2022-08-19 中国科学院合肥物质科学研究院 一种小型铅基反应堆用模块化堆芯结构及其组装方法
CN110010257B (zh) * 2019-04-09 2022-03-25 中国核动力研究设计院 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法
CN114651311A (zh) 2019-12-23 2022-06-21 泰拉能源公司 熔融燃料反应堆和用于熔融燃料反应堆的孔环板
RU2745348C1 (ru) * 2019-12-31 2021-03-24 Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (сокращенно АО "АКМЭ-инжиниринг") Ядерный реактор интегрального типа (варианты)
US11728052B2 (en) 2020-08-17 2023-08-15 Terra Power, Llc Fast spectrum molten chloride test reactors
CN112635083B (zh) * 2020-12-04 2024-05-10 中广核工程有限公司 可在线换料熔盐堆及其换料方法
RU2756230C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
CN113963823A (zh) * 2021-10-25 2022-01-21 中国原子能科学研究院 反应堆的换料系统及换料方法
CN115295192B (zh) * 2022-07-06 2023-11-14 中核核电运行管理有限公司 一种使用流体驱动在重水堆中装卸靶件的装置和方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1217810A (zh) * 1996-05-09 1999-05-26 燃烧工程有限公司 用于加压水反应堆的整体的头部装备、头部区电缆托架和发射体屏障
CN1405847A (zh) * 2001-06-30 2003-03-26 三星电子株式会社 利用离心力干燥晶片的防吸附方法和设备

Family Cites Families (33)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2743224A (en) * 1946-06-14 1956-04-24 Leo A Ohlinger Submerged reactor
NL214631A (zh) * 1956-02-16
US2992176A (en) * 1957-03-25 1961-07-11 Babcock & Wilcox Co Pool type nuclear reactor
BE568450A (zh) * 1957-06-10
GB862208A (en) * 1958-07-14 1961-03-01 Thompson Nuclear Energy Co Ltd Improvements relating to fuel elements for nuclear reactors
BE598378A (zh) * 1960-01-07 1900-01-01
US3177122A (en) * 1960-02-23 1965-04-06 Internuclear Company Multi-purpose reactor
US3318776A (en) * 1960-12-23 1967-05-09 American Mach & Foundry Two pass pressure tube research reactor
US3156624A (en) * 1961-01-30 1964-11-10 Gen Dynamics Corp Nuclear reactor system
US3203867A (en) * 1961-06-26 1965-08-31 Atomic Energy Authority Uk Organic liquid moderated and cooled nuclear reactors
BE638823A (zh) * 1962-10-17
US3257285A (en) * 1963-02-18 1966-06-21 Gen Dynamics Corp Nuclear power reactor having a high, prompt negative temperature coefficient of reactivity
FR1363933A (fr) * 1963-03-16 1964-06-19 Commissariat Energie Atomique Pile piscine
FR1364645A (fr) * 1963-04-05 1964-06-26 Grenobloise Etude Appl Perfectionnements aux réacteurs nucléaires du type piscine
US3296083A (en) * 1964-09-14 1967-01-03 Gen Dynamics Corp Forced circulation boiling nuclear power reactor
US3352757A (en) * 1965-09-30 1967-11-14 Fuel element
US3393127A (en) * 1966-01-06 1968-07-16 Braun & Co C F Thermosiphon deep pool reactor
FR1552306A (zh) 1966-12-23 1969-01-03
US3715270A (en) * 1968-01-30 1973-02-06 Ikaea Nuclear reactors
FR1581632A (zh) * 1968-07-03 1969-09-19
GB1278799A (en) * 1968-08-20 1972-06-21 Cnen Nuclear fuel elements
US3599424A (en) * 1968-10-02 1971-08-17 Gulf Oil Corp Power conversion system
FR2134074B1 (zh) * 1970-08-05 1973-12-21 Electricite De France
FR2220847B1 (zh) * 1973-03-07 1975-10-31 Commissariat Energie Atomique
FR2283523A1 (fr) * 1974-08-30 1976-03-26 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire calogene du type piscine
US4233116A (en) * 1975-06-10 1980-11-11 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor coolant transport system
US4186050A (en) * 1978-05-22 1980-01-29 General Atomic Company Nuclear reactors
GB2163888B (en) * 1984-08-30 1988-06-22 Atomic Energy Authority Uk Fission gas plenum chamber for nuclear fuel element sub-assembly
US4755352A (en) * 1985-05-15 1988-07-05 Atomic Energy Of Canada Limited System of generating electricity using a swimming pool type nuclear reactor
US4859402A (en) * 1987-09-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Bottom supported liquid metal nuclear reactor
US4968477A (en) * 1989-02-02 1990-11-06 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for removing the fuel rods of a nuclear fuel assembly
US5021211A (en) * 1989-07-25 1991-06-04 General Electric Company Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
ITMI20071685A1 (it) * 2007-08-22 2009-02-23 Luciano Cinotti Reattore nucleare, in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido, con scambiatore di calore primario compatto

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1217810A (zh) * 1996-05-09 1999-05-26 燃烧工程有限公司 用于加压水反应堆的整体的头部装备、头部区电缆托架和发射体屏障
CN1405847A (zh) * 2001-06-30 2003-03-26 三星电子株式会社 利用离心力干燥晶片的防吸附方法和设备

Also Published As

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