CN102414757A - 快中子反应堆 - Google Patents

快中子反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN102414757A
CN102414757A CN2010800183178A CN201080018317A CN102414757A CN 102414757 A CN102414757 A CN 102414757A CN 2010800183178 A CN2010800183178 A CN 2010800183178A CN 201080018317 A CN201080018317 A CN 201080018317A CN 102414757 A CN102414757 A CN 102414757A
Authority
CN
China
Prior art keywords
cooling medium
reactor core
reactor
upper header
nozzle
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
CN2010800183178A
Other languages
English (en)
Inventor
稻富誉也
蛯原彩乃
中村博
小林英夫
长谷川克史
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Publication of CN102414757A publication Critical patent/CN102414757A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • 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
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • G21C11/022—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
    • 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

Abstract

快中子反应堆(1)，包括：容纳有堆芯(2)和主冷却剂(21)的反应堆容器(7)；设在容器(7)内从下方支撑堆芯(2)的堆芯支持件(13)；及设在支持件(13)上、向上延伸并从侧面围绕堆芯(2)的隔壁(6)。在容器(7)内面与隔壁(6)之间，设有构造成冷却主冷却剂(21)的中间换热器(15)及对已冷却的主冷却剂(21)加压的电磁泵(14)。上支撑板(29)从上方支撑的中子防护屏(8)设在电磁泵(14)下方。上支撑板(29)具有开口(29a)。在电磁泵(14)出口(14b)与上支撑板(29)之间，设有构造成通过上支撑板(29)开口(29a)将来自电磁泵(14)的加压主冷却剂(21)引向中子防护屏(8)的冷却剂导向机构(17)。

Description

快中子反应堆
技术领域
本发明涉及快中子反应堆(快堆)，尤其是具有较高冷却剂密封性能和良好维护性能的快中子反应堆。
背景技术
通常，在快中子反应堆中采取降低密封部分中冷却剂泄漏量的方法。下面的专利文献1显示了传统快中子反应堆的实例，其在图15中显示。
如图15所示，专利文献1中描述的快中子反应堆1包括由核燃料组件形成的堆芯2。整体来看，堆芯2具有基本圆柱形的形状。堆芯2的外周被堆芯筒3包围。围绕着堆芯筒3的反射器4位于堆芯筒3的外部。在反射器4的外部设置有隔壁6，该隔壁围绕反射器4并构成流过主(一次)冷却剂21(冷却剂)的流体通道的内壁。构成主冷却剂21的流体通道外壁的反应堆容器7位于隔壁6外部，两者之间具有预定间隙。中子防护屏8设置在主冷却剂21的流体通道中，从而该中子防护屏8围绕所述堆芯2。堆芯2、堆芯筒3、隔壁6和中子防护屏8分别被堆芯支持件13从下方支撑。
在图15中，在主冷却剂21被电磁泵14压缩之后，主冷却剂21穿过中子防护屏8和堆芯支持件13，然后到达堆芯2，由此使堆芯2冷却。穿过堆芯2时被堆芯2加热的主冷却剂21被送至中间换热器15。在中间换热器15中，热量在主冷却剂21和次(二次)冷却剂31之间交换。为了便于维护操作，中间换热器15构造成可从反应堆容器7中拉出。在这种情况下，附接在中间换热器上的密封波纹坐落在隔壁6上固定的波纹座上。在中间换热器15的重力作用下，密封波纹受到压缩。因此，电磁泵14出口的加压主冷却剂21能相对于隔壁6内已加热的主冷却剂21被密封。
专利文献1：JP5-119175A
发明内容
在专利文献1所描述的快中子反应堆1中，当使用钠作为主冷却剂21时，认为堆芯2出口到中间换热器15入口的区域(高温区域)的主冷却剂21温度约为500℃，中间换热器15出口到堆芯2入口的区域(低温区域)的主冷却剂21温度约为350℃。也就是说，在这种情形下，支撑堆芯2的结构部件被使用在高温和大温度差下。特别地，除了上述温度差之外，由于构成主冷却剂21流道内壁的隔壁6也在高温区域和低温区域之间承受大的压力差，因此隔壁6暴露在极度恶劣的环境中。
为了防止高温区域的主冷却剂21越过隔壁6泄露至低温区域，以及低温区域的主冷却剂21越过隔壁泄露至高温区域，到目前为止，已经提出了使用波纹密封和迷宫密封的不同密封结构40和41，如专利文献1中所描述的快中子反应堆1。但是，如上所述，这些密封结构40和41承受大温差和大压差。此外，密封质量受到制造公差例如表面粗糙度和密封表面平坦度，以及装配公差例如平行度和同心度的影响。因此，不容易提供具有足够密封特性的密封结构。
当隔壁6的密封作用不充分时，电磁泵14出口的低温加压主冷却剂21可能流入堆芯2出口的高温区域的主冷却剂21中。在这种情形下，中间换热器15的入口与出口之间的温差可能降低，造成换热功能劣化。因此，快中子反应堆1的热平衡可能丧失，这对于设备输出带来较大影响。此外，由于冷却堆芯2的主冷却剂21的流量受损失，堆芯2的温度可能增加，由此削弱快中子反应堆1的安全性。
此外，在传统的快中子反应堆1中，中间换热器15和电磁泵14相互间串联排列。因此，如果较易发生故障的电磁泵14损坏的话，该电磁泵14和中间换热器15应该要同时拉出。在这种情形下，由于这些设备是放射性的，则必须更换这两个设备。而且，由于需要存储这些设备或将这些设备运送到处置点的巨大容器(桶)，因此需要巨大的花费。
本发明考虑了上述情况。本发明了目的在于提供一种具有较高主冷却剂密封性能和良好维护性能的快中子反应堆。
根据本发明，快中子反应堆包括：
反应堆容器，其中容纳有堆芯和冷却剂；
设置在反应堆中的堆芯支持机构，该堆芯支持机构水平延伸，从而支撑堆芯；
平行于堆芯延伸、并且从侧面围绕该堆芯的隔壁；
设置在反应堆容器内表面与隔壁之间的中间换热器，该中间换热器构造成冷却已被堆芯加热的冷却剂；
设置在反应堆容器的内表面与隔壁之间的冷却剂泵，该冷却剂泵构造成对已经穿过中间换热器从而被冷却的冷却剂进行加压；以及
设置在堆芯支持机构下方的下增压部，该下增压部构造成将已被冷却剂泵压缩的冷却剂引导至堆芯；
其中，堆芯支持机构设置有开口，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该开口；以及
设置在冷却剂泵出口与堆芯支持机构之间的冷却剂导向机构构造成将来自冷却剂泵的加压冷却剂通过堆芯支持机构的开口引导至下增压部(plenum)。
根据本发明的快中子反应堆，还可包括位于冷却剂泵下方的中子防护屏，
其中：堆芯支持机构由在冷却剂泵和中子防护屏之间设置、从而支撑中子防护屏的上支撑板构成，上支撑板具有开口，冷却剂导向机构连接在该开口上。
在这种情况下，冷却剂导向机构可包括安装在冷却剂泵出口上的上部集管，以及位于上部集管下方、安装在上支撑板上的下部集管，上部集管可以设置有向下突出的喷嘴，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该喷嘴，下部集管可以设置有与上部集管的喷嘴可滑动地接合的喷嘴接收器。
另一种情况是，冷却剂导向机构可包括安装在冷却剂泵出口上的环形上部集管，以及位于上部集管下方、安装在上支撑板上的环形下部集管，上部集管可包括从冷却剂泵出口向下延伸的环形内壁和从冷却剂泵出口向下延伸的环形外壁；以及下部集管可包括与上部集管的内壁和上部集管的外壁可滑动地接合的环形接受部。
在本发明的快中子反应堆中，堆芯支持机构可由从下方支撑堆芯、并且具有开口的堆芯支持件构成，冷却剂导向机构连接在所述开口上。
在这种情形下，冷却剂导向机构可包括安装在冷却剂泵出口上的上部集管，以及位于上部集管下方、安装在堆芯支持件上的下部集管，并且，上部集管可以设置有向下突出的喷嘴，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该喷嘴；并且，下部集管可以设置有喷嘴接收器，该喷嘴接收器与上部集管的喷嘴可滑动地接合。
另一种情况是，冷却剂导向机构可包括安装在冷却剂泵出口上的环形上部集管，以及位于上部集管下方、安装在堆芯支持件上的环形下部集管，上部集管可包括从冷却剂泵出口向下延伸的环形内壁和从冷却剂泵出口向下延伸的环形外壁，下部集管包括与上部集管的内壁和上部集管的外壁可滑动地接合的环形接受部。
根据本发明的快中子反应堆，可还包括：
位于冷却剂泵下方的中子防护屏，以及
上支撑板，其设置在冷却剂泵与中子防护屏之间，从而支撑所述中子防护屏；
其中，冷却剂导向机构包括安装在冷却剂泵出口上的上部集管，以及穿过上支撑板的管道，该管道的一端与上部集管接合，而另一端连接到堆芯支持件；
上部集管设置有向下突出的喷嘴，冷却剂泵的加压冷却剂通过该喷嘴；以及
管道的所述一端与上部集管的喷嘴接合。
在本发明的快中子反应堆中，喷嘴可以通过球面座密封连接到上部集管。
在本发明的快中子反应堆中，上部集管可以设置有多个喷嘴，并且，至少其中一个喷嘴比其他喷嘴长。
在本发明的快中子反应堆中，自上方看，冷却剂泵可以布置在比中间换热器更靠近堆芯的位置，从而冷却剂泵与中间换热器相互之间不重叠。
在本发明的快中子反应堆中，位于上支撑板上方的隔壁的一部分可以由压力密封(manometerseal)构成。
根据本发明，在包括其中容纳堆芯和冷却剂的反应堆容器的快中子反应堆中，构造成将穿过中间换热器从而被冷却的冷却剂加压的冷却剂泵设置在反应堆容器的内表面与隔壁之间，中子防护屏设置在冷却剂泵下方。此外，支撑中子防护屏的上支撑板设置在冷却剂泵与中子防护屏之间。上支撑板具有开口，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该开口。设置在冷却剂泵出口与上支撑板之间的是冷却剂导向机构，其构造成通过上支撑板开口将加压冷却剂从冷却剂泵引导向中子防护屏。因此，已经被中间换热器冷却、被冷却剂泵加压的更低温度的冷却剂可以被冷却剂导向机构通过上支撑板的开口引导向中子防护屏。因此，已被冷却剂泵加压的较低温度冷却剂不可能通过隔壁泄露到已被堆芯加热的较高温度冷却剂中，由此可改善已被冷却剂泵加压的较低温度冷却剂与已被堆芯加热的较高温度冷却剂之间的密封特性。结果，能防止快中子反应堆的发电效率降低，并且能增强快中子反应堆的可靠性。
附图说明
图1是显示本发明第一实施例的快中子反应堆的视图；
图2是显示围绕本发明第一实施例的电磁泵的密封结构的视图；
图3是显示本发明第一实施例的冷却剂导向机构的视图；
图4(a)是显示自上方看到的本发明第一实施例的上部集管的视图；
图4(b)是显示自下方看到的本发明第一实施例的上部集管的视图；
图4(c)是放大显示上部集管的喷嘴的视图；
图5(a)是显示自上方看到的本发明第一实施例的下部集管的视图；
图5(b)是显示自下方看到的本发明第一实施例的下部集管的视图；
图6(a)是显示本发明第一实施例中相互连接的上部集管和下部集管的视图；
图6(b)是显示本发明第一实施例中相互连接的上部集管和下部集管的截面视图；
图7是显示本发明第二实施例中冷却剂导向机构的视图；
图8是显示本发明第三实施例中冷却剂导向机构的视图；
图9是显示本发明第四实施例中冷却剂导向机构的视图；
图10是显示本发明第五实施例中围绕电磁泵的密封结构的视图；
图11是显示本发明第六实施例中快中子反应堆的视图；
图12是显示本发明第七实施例中快中子反应堆的视图；
图13是显示本发明第八实施例中快中子反应堆的视图；
图14是显示本发明第九实施例中快中子反应堆的视图；
图15是显示传统快中子反应堆的视图。
具体实施方式
第一实施例
下面参照附图描述本发明的第一实施例。
图1～6是显示本发明第一实施例的快中子反应堆的视图。
首先，参照图1总体上描述该实施例的快中子反应堆1。
如图1所示，快中子反应堆1包括：反应堆容器7，其中容纳有由包含钚的核燃料组件形成的堆芯2以及由液体钠形成的主冷却剂(冷却剂)21；堆芯支持件13，设置在反应堆容器7中，从而从下方支撑堆芯2；堆芯筒3，设置在堆芯支持件13上，从而从侧面围绕堆芯2；反射器4，设置成围绕堆芯筒3；以及向上延伸的隔壁6，其设置在堆芯支持件13上，从而从侧面围绕堆芯2、堆芯筒3和反射器4。反射器4由中子反射部分4a和空腔部分4b组成。比主冷却剂21具有更低的中子反射性能的惰性气体或金属被密封在空腔部分4b的空腔中。
此外，如图1所示，设置在反应堆容器7内表面与隔壁6之间的环形中间换热器15构造成冷却已被堆芯2加热的主冷却剂21。构造成压缩已经穿过中间换热器15而被冷却的主冷却剂21冷却剂泵，例如环形电磁泵14，设置在反应堆7内表面与隔壁6之间靠近中间换热器15的位置。
中子防护屏8设置在反应堆容器7内表面与隔壁6之间、位于电磁泵14下方的位置。如图1所示，设置在中子防护屏8与电磁泵14之间的是从上方支撑中子防护屏8的上支撑板29。
隔壁6由从侧面围绕堆芯2、堆芯筒3和反射器4的下隔壁6a以及围绕已被堆芯2加热的主冷却剂21的上隔壁6b组成。下隔壁6a通过密封部件(未示出)装配在上支撑板29上，使得下隔壁6a可沿上下方向滑动。因此，当下隔壁6a因热膨胀而沿上下方向延伸或收缩时，下隔壁6a可相对于上支撑板29沿上下方向滑动。
下面，参照图2描述围绕电磁泵14的结构。如图2所示，上支撑板29具有开口29a，来自电磁泵14的加压主冷却剂21穿过该开口。在电磁泵出口14b与上支撑板29之间，设置有冷却剂导向机构17，该导向机构构造成通过上支撑板29的开口29a将加压主冷却剂21从电磁泵14引导向中子防护屏8。
如下所述，被引导向中子防护屏8的主冷却剂21穿过堆芯支持件13的开口13a流入图2所示的下增压部33中。其后，主冷却剂21向上移动，同时冷却堆芯2。已被堆芯2加热的主冷却剂21到达图1所示的上增压部32，然后，越过上隔壁6b流入中间换热器15的入口15a。当主冷却剂21已经在中间换热器15中冷却之后，主冷却剂21从中间换热器15的出口15b向外流出。随后，主冷却剂21被吸入电磁泵14的入口14a。在本实施例中，如图2所示，填充了已被中间换热器15冷却但仍未被电磁泵14加压的主冷却剂21的区域提供了低温低压区域23。进一步地，填充了已被电磁泵14加压但仍未被堆芯2加热的主冷却剂21的区域提供了低温高压区域24。进一步地，填充了已被堆芯2加热但仍未被中间换热器15冷却的主冷却剂21的区域提供了高温区域25。
如图2所示，自上方看，环形电磁泵14布置在比中间换热器15更靠近堆芯2的位置，从而所述环形电磁泵14与中间换热器15相互之间不重叠。因此，当修理或维护快中子反应堆1时，电磁泵14能被独立地向上拉出，而中间换热器15则保留在快中子反应堆1中。
一般而言，由于电磁泵14的故障率高于中间换热器15的故障率，电磁泵14应该会更经常地更换。在这种情况下，自上方看，假如中间换热器15和电磁泵14布置成相互重叠，在这种结构中，当更换损坏的电磁泵14时，电磁泵14与中间换热器15一起被拉出。在这种情况下，由于电磁泵14和中间换热器15都已经是带放射性的，不仅损坏的电磁泵14，而且未损坏的中间换热器15都应该被更换。
另一方面，根据本实施例，当自上方看时，环形电磁泵14布置在比中间换热器15更靠近堆芯2的位置，从而，环形电磁泵14和环形中间换热器15相互之间不重叠。因此，相比自上方看到的中间换热器15与电磁泵14相互重叠的情形，可以降低维护该快中子反应堆1所需要的费用。
此外，如图2所示，就位于上支撑板29上方的隔壁6的上隔壁6b而言，在比电磁泵14更靠近堆芯2的电磁泵14附近的上隔壁6b的一部分、以及在电磁泵14和中间换热器15之间的电磁泵14附近的上隔壁6b的一部分分别由压力密封34构成。由于这些压力密封34，在靠近电磁泵14的位置，其能有效防止低温低压区域23的主冷却剂21泄露至高温区域25，以及防止高温区域25的主冷却剂21泄露至低温低压区域23。此外，各自的压力密封34都充填有惰性气体35，由此能防止热量从高温区域25流向低温低压区域23。
下面，参考图3-6详细描述冷却剂导向机构17。如图3所示，冷却剂导向机构17由安装在电磁泵14出口14b上的环形上部集管18和位于上部集管18下方、安装在上部支撑板29上、从而从上方盖住上支撑板29开口29a的环形下部集管20组成。如图4(a)、4(b)和4(c)所示，上部集管18沿其圆周方向设置有多个喷嘴19。每个喷嘴19都向下突出，来自电磁泵14的加压主冷却剂21从其中穿过。如图5(a)、5(b)、6(a)和6(b)所示，下部集管20设置有多个喷嘴接收器20a，它们与上部集管18的相应喷嘴19可滑动地接合。由于这种冷却剂导向机构17，来自电磁泵14的加压主冷却剂21能穿过上支撑板29的开口29a引导向中子防护屏8，其中，来自电磁泵14的加压主冷却剂21与低温低压区域23的主冷却剂21隔离。
如图3所示，两个环形密封19a插入在喷嘴19和喷嘴接收器20a(喷嘴座)之间。如图3所示，密封部件51插入在下部集管20下表面与上支撑板29上表面之间。因此，来自电磁泵14的加压主冷却剂21能被更有效地与低温低压区域23中的主冷却剂21隔离。
如图4(b)双点划线所示，上部集管18的至少一个喷嘴19可以形成更长的喷嘴19c，该喷嘴比其他喷嘴19更长。
下面，描述结构如上所述的本实施例的操作。在这里，描述快中子反应堆1中主冷却剂21的流动。
在已被堆芯2加热的主冷却剂21，例如，温度约为500℃的主冷却剂21，已经到达图1所示的上增压部32之后，主冷却剂21越过上隔壁6b流入中间换热器15的入口15a。在中间换热器15中，热量在主冷却剂21和图1所示的次冷却剂31之间交换，从而主冷却剂21被冷却，而次冷却剂31被加热。例如，已经在中间换热器15中冷却的主冷却剂21的温度约为350℃。
已经在中间换热器15中冷却的主冷却剂21从中间换热器15出口15b流出。然后，主冷却剂21被吸入电磁泵14入口14a内。被吸入电磁泵14入口14a内的主冷却剂21在电磁泵14中被加压。此后，主冷却剂21从电磁泵14出口14b排出。被从电磁泵14出口14b排出的主冷却剂21通过冷却剂导向机构17和上支撑板29开口29a引导向中子防护屏8。
已被引导向中子防护屏8的主冷却剂21随后通过堆芯支持件13的开口13a流到图1和图2所示的下增压部33中。此后，如图1和图2所示，主冷却剂21向上流动，同时冷却堆芯2。
一旦将约350℃的加压主冷却剂21从电磁泵14出口14b排出，从电磁泵14出口14b排出的加压主冷却剂21通过上支撑板29开口29，被冷却剂导向机构17引导向中子防护屏8。在冷却剂导向机构17的外侧，形成有填充着仍未加压的约350℃主冷却剂21的低温低压区域23。低温低压区域23与高温区域25通过上隔壁6b接触，高温区域25填充约500℃的已被堆芯2加热的主冷却剂21。也就是说，填充有约350℃的加压主冷却剂21的低温高压区域24不通过上隔壁6b与填充有约500℃的已被堆芯2加热的主冷却剂21的高温区域25接触。因此，能够防止约350℃的加压主冷却剂21泄露至高温区域25，以及低温高压区域24与高温区域25之间的压差作用在上隔壁6b上。结果，能够防止快中子反应堆1的发电效率降低，并且能增强快中子反应堆1的可靠性。
在本实施例中，高温区域25和低温低压区域23通过上隔壁6b相互接触。在这里，高温区域25与低温低压区域23之间的压差，约为几Kpa，基本上等于中间换热器15中的压力损失。因此，如图2所示，当压力密封34被用作上隔壁6b时，高温区域25中的液面34a与低温低压区域23中的液面34b之间的高度差是约几百mm。因此，高温区域25与低温低压区域23之间的主冷却剂21的泄露可以实现基本为0。
根据本实施例，在电磁泵14出口14b与上支撑板29之间设置有冷却剂导向机构17，该导向机构构造成通过上支撑板29开口29a将加压主冷却剂21从电磁泵14引导向中子防护屏8。因此，已被中间换热器15冷却、被电磁泵14加压的低温主冷却剂21能通过上支撑板29开口29被冷却剂导向机构17引导向中子防护屏8。这样，已被电磁泵14加压的低温主冷却剂21不可能通过隔壁泄露至被堆芯2加热的高温主冷却剂21，从而，能改善被电磁泵14加压的低温主冷却剂21与被堆芯2加热的高温主冷却剂21之间的密封特性。结果，能防止快中子反应堆1的发电效率降低，并且能增强快中子反应堆1的可靠性。
此外，根据本实施例，冷却剂导向机构17由安装在电磁泵14出口14b上的环形上部集管18和位于上部集管18下方、安装在上部支撑板29上、从而从上方盖住上支撑板29开口29a的环形下部集管20组成。上部集管18沿其圆周方向设置有多个喷嘴19。每个喷嘴19都向下突出，来自电磁泵14的加压主冷却剂21从其中穿过。下部集管20设置有多个喷嘴接收器20a，它们与上部集管18的相应喷嘴19可滑动地接合。此外，两个环形密封19a插置在喷嘴19与喷嘴接收器20a之间。因此，能防止来自电磁泵14的加压主冷却剂21泄露至充填了未被加压的主冷却剂21的低温低压区域23。
此外，根据本实施例，自上方看，环形电磁泵14布置在比中间换热器15更靠近堆芯2的位置，从而所述环形电磁泵14和中间换热器15相互之间不重叠。因此，当修理或维护快中子反应堆1时，电磁泵14能被独立地向上拉出，而中间换热器15则保留在快中子反应堆1中。因此，相比自上方看到的中间换热器15和电磁泵14相互重叠的情形，可以降低维护该快中子反应堆1需要的费用。
此外，根据本实施例，比电磁泵14更靠近堆芯2的电磁泵14附近的上隔壁6b的一部分、以及电磁泵14和中间换热器15之间的电磁泵14附近的上隔壁6b的一部分分别由压力密封34构成。由于这些压力密封34，在靠近电磁泵14的位置，其能有效防止低温低压区域23中的主冷却剂21泄露到高温区域25，以及防止高温区域25中的主冷却剂21泄露到低温低压区域23。此外，各自的压力密封34充填有惰性气体35，由此能防止热量从高温区域25流向低温低压区域23。
在本实施例中，作为示例，冷却剂泵由电磁泵14构成。但是不限于此，机械泵或其他泵都可以用作冷却剂泵。
此外，在本实施例中，以示例的方式提供了环形中间换热器15和环形电磁泵14。但是不限于此，可以沿圆周布置多个中间换热器15和多个电磁泵14。在这种情形下，电磁泵14可以被更轻松地向上拉出。
此外，在本实施例中，作为示例，在比电磁泵14更靠近堆芯2的电磁泵14附近的上隔壁6b的一部分、以及在电磁泵14和中间换热器15之间的电磁泵14附近的上隔壁6b的一部分分别由压力密封34构成。但是不限于此，压力密封34可以仅仅在比电磁泵14更靠近堆芯2的电磁泵14附近的部分、以及在电磁泵14和中间换热器15之间的电磁泵14附近的部分的其中一处使用。
此外，在本实施例中，当流量计(未示出)设置在电磁泵14的下端时，上部集管18可以设置在流量计下方。
第二实施例
下面，参照图7描述本发明的第二实施例。图7是显示本发明第二实施例的冷却剂导向机构的视图。
除了其各自的喷嘴通过球面座密封连接在上部集管上之外，图7所示的第二实施例与图1-6所示的第一实施例基本相同。在图7所示的第二实施例中，与图1-6所示的第一实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图7所示，冷却剂导向机构17的各自喷嘴19都通过球面座密封19b连接到上部集管18。因此，每个喷嘴19都可以在预定范围内相对于上部集管18任意倾斜。这样，可以吸收冷却剂导向机构17的制造公差和装配公差，快中子反应堆1运转过程中造成的冷却剂导向机构17的结构变形也可以吸收。此外，能方便每个喷嘴19与下部集管20的相应喷嘴接收器20a的对准。
根据本实施例，冷却剂导向机构17的各自的喷嘴19都通过球面座密封19b连接至上部集管18。因此，可以防止来自电磁泵14的加压主冷却剂21泄露至填充了未加压主冷却剂21的低温低压区域23。此外，可以方便快中子反应堆1的安装，并且增强快中子反应堆1的维护性。
第三实施例
下面，参照图8描述本发明的第三实施例。图8是显示本发明第三实施例的冷却剂导向机构的视图。
除了该冷却剂导向机构包括穿过上支撑板的管道，管道的一端与上部集管接合、另一端连接到堆芯支持件之外，图8所示的第三实施例与图1-6所示的第一实施例基本相同。在图8所示的第三实施例中，与图1-6所示的第一实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图8所示，冷却剂导向机构17包括安装在电磁泵14出口14b上的环形上部集管18，以及穿过上支撑板29的管道22，其中，管道22的一端22a与上部集管18接合，管道22的另一端22b连接至堆芯支持件13。上部集管18设置有向下突出的喷嘴19，来自电磁泵14的加压主冷却剂21通过该喷嘴。管道的所述一端22a通过两个环形密封19a与上部集管18的喷嘴可滑动地接合。
根据本实施例，提供了穿过上支撑板29的管道22，其中，管道的一端22a与上部集管可滑动地接合，另一端22b连接到堆芯支持件13。由于电磁泵14出口14b和上支撑板29通过管道22相互连接，主冷却剂21能在流量不减的情况下上引导至下增压部33。因此，快中子反应堆1的效率能够增强，上支撑板29与堆芯筒3之间的密封结构能有所推进。
第四实施例
下面，参照图9描述本发明的第四实施例。图9是显示本发明第四实施例的冷却剂导向机构的视图。
除了上部集管包括从电磁泵出口向下延伸的环形内壁和从电磁泵出口向下延伸的环形外壁、下部集管包括与上部集管的内壁及其上壁可滑动地接合的环形接收部分之外，图9所示的第四实施例与图1-6所示的第一实施例基本相同。在图9所示的第四实施例中，与图1-6所示的第一实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图9所示，冷却剂导向机构17由安装在电磁泵14出口14b上的环形上部集管18和位于上部集管18下方、安装在上部支撑板29上、从而从上方盖住上支撑板29开口29a的环形下部集管20组成。上部集管18包括从电磁泵14出口14b向下延伸的环形内部18a和从电磁泵14出口14b向下延伸的环形外壁18b。此外，环形接收部分20b形成在下部集管20上，与上部集管18的内壁18a及其外壁18b可滑动地接合。两个环形密封19d插入环形内壁18a与环形接收部分20b内表面之间。两个环形密封19e插入环形外壁18b与环形接收部分20b外表面之间。
根据本实施例，上部集管18包括从电磁泵14出口14b向下延伸的环形内部18a和从电磁泵14出口14b向下延伸的环形外壁18b。此外，环形接收部分20形成在下部集管20上，与上部集管18的内壁18a和外壁18b可滑动地接合。由于能够简化上部集管18和下部集管20的结构，从而能够实现成本的降低。
第五实施例
下面，参照图10描述本发明的第五实施例。图10是显示本发明第五实施例的围绕电磁泵的密封结构的视图。
除了中间换热器和电磁泵沿上下方向相互串联之外，图10所示的第五实施例与图1-6所示的第一实施例基本相同。在图10所示的第五实施例中，与图1-6所示的第一实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图10所示，在快中子反应堆1中，中间换热器15和电池泵14沿上下方向串联。与图1-6所示的第一实施例类似，在电池泵14出口14b与上支撑板29之间，设置有冷却剂引导机构17，其构造成通过上支撑板29的开口29a将加压主冷却剂21从电池泵14引导向中子防护屏8。因此，能够改善已被堆芯2加热的高温主冷却剂21与已被电池泵14加压的低温主冷却剂21之间的密封特性。结果，能防止快中子反应堆1的发电效率降低，并且能增强快中子反应堆1的可靠性。
第六实施例
下面，参照图11描述本发明的第六实施例。图11是显示本发明第六实施例的快中子反应堆的视图。
在前面的各个实施例中，作为示例，设置在反应堆容器中、水平延伸从而支撑堆芯的堆芯支持件由上支撑板构成，并且，构造成引导来自冷却剂泵的加压冷却剂的冷却剂导向机构连接到上支撑板的开口。但是不限于此，堆芯支持机构可以由从下方支撑堆芯、并且具有连接冷却剂导向机构的开口的堆芯支持件构成。下面，参照图11描述本发明第六实施例的快中子反应堆。在图11所示的第六实施例中，与图1-6所示的第一实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图11所示，构造成冷却已被堆芯2加热的主冷却剂21的环形中间换热器15，设置在上支撑板29与反应堆容器7内表面之间。如图11所示，构造成将已穿过中间换热器15从而被冷却的主冷却剂21加压的环形电磁泵14围绕堆芯2设置。电磁泵14沿上下方向与中间换热器15串联。此外，如图11所示，多个，例如两个环形电磁泵14，沿上下方向相互串联。由于这种结构，与第一至第五实施例相比，反应堆1的高度可以降低。因此，用于快中子反应堆1的反应堆容器7等的材料可以减少，从而可以进一步降低快中子反应堆1的成本。此外，由于缩短了快中子反应堆1的高度，快中子反应堆1可以进一步稳定，从而能改善快中子反应堆1的抗震等能力。
如图11所示，从下方支撑堆芯2的堆芯支持件13设置有开口13a，来自电磁泵14的加压冷却剂21通过该开口。此外，如图11所示，在电磁泵14出口14b与堆芯支持件13之间，设置有冷却剂导向机构17，其构造成通过堆芯支持件13的开口13a将加压主冷却剂21从电磁泵14引导向下增压部33。因此，从主冷却剂21从电磁泵14排出直至主冷却剂21到达堆芯支持件13的开口13a，主冷却剂21都可以通过冷却剂导向机构17与其周边隔离。因此，可以防止约350℃的加压主冷却剂21泄露至高温区域25，以及防止低温高压区域24与高温区域25之间的压差作用在下隔壁6a上。结果，能防止快中子反应堆1的发电效率降低，并且能增强快中子反应堆1的可靠性。
在本实施例中，图11所示的冷却剂导向机构17的结构不作特别限定。例如，与图1-6所示的第一实施例类似，冷却剂导向机构17可以由安装在电磁泵14出口14b上的环形上部集管18和位于上部集管18下方、安装在上部堆芯支持件13上、从而从上方盖住堆芯支持件13开口13a的环形下部集管20组成。在这里，上部集管18可以沿其圆周方向设置多个喷嘴19。每个喷嘴19都向下伸出，来自电磁泵14的加压主冷却剂21从其中通过。此外，下部集管20可以设置多个喷嘴接收器20a，它们与上部集管18的相应喷嘴19可滑动地接合。在这种情形下，与图7所示的第二实施例类似，各自的喷嘴19可以通过球面座密封19b连接到上部集管18上。
或者，与图9所示的第四实施例类似，上部集管18可包括从电磁泵14出14b向下延伸的环形内壁18a和从电磁泵14出口14b向下延伸的环形外壁18b。此外，环形接收部分20b可以形成在下部集管20上，与上部集管18的内壁18a及其外壁18b可滑动地接合。
第七实施例
下面，参照图12描述本发明的第七实施例。图12是显示本发明第七实施例的快中子反应堆的视图。
除了冷却剂泵包括围绕堆芯设置的多个泵(机械泵、电磁泵等)之外，图12所示的第七实施例与图11所示的第六实施例基本相同。在图12所示的第七实施例中，与图11所示的第六实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图12所示，构造成冷却已被堆芯2加热的主冷却剂21的环形中间换热器15，其设置在上支撑板29与反应堆容器7内表面之间。换热器15构成为使得换热器15可以沿上下方向与围绕堆芯2设置的多个电磁泵14串联。例如，如图12右侧所示，围绕堆芯2设置的一个电磁泵14沿上下方向与中间换热器15串联。此外，如图12左侧所示，另一个电磁泵14沿上下方向与中间换热器15串联。围绕堆芯2设置的电磁泵14的数量可以根据快中子反应堆1的规格适当设置。
如图12所示，在电磁泵14出口14b与堆芯支持件13之间，设置有冷却剂导向机构17，其构造成通过堆芯支持件13开口13a将加压主冷却剂21从电磁泵14引导向下增压部33。因此，从主冷却剂21从电磁泵14排出直至所述主冷却剂21到达堆芯支持件13开口13a，主冷却剂21都可以通过冷却剂导向机构17与其周边隔离。因此，可以防止约350℃的加压主冷却剂21泄露至高温区域25，以及防止低温高压区域24与高温区域25之间的压差作用在下隔壁6a上。结果，能防止快中子反应堆1的发电效率降低，并且能增强快中子反应堆1的可靠性。
第八实施例
下面，参照图13描述本发明的第八实施例。图13是本发明第八实施例的快中子反应堆。
除了冷却剂导向机构连接到堆芯支持件上设置的下增压部之外，图13所示的第八实施例与图12所示的第七实施例基本相同。在图13所示的第八实施例中，与图12所示的第七实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图13所示，冷却剂导向机构17包括安装在电磁泵14出口14b上的上部集管18以及穿过堆芯支持件13开口13a的下部集管20，其中，下部集管20的一端与上部集管18接合，其另一端连接到堆芯支持件13的下增压部33。由于电磁泵14出口14b与下增压部33通过冷却剂导向机构17相互连接，从而在冷却剂21能在流量不减的情况下引导至下增压部33。因此，能够增强快中子反应堆1的效率。
第九实施例
下面，参照图14描述本发明的第九实施例。图14是本发明第九实施例的快中子反应堆。
除了下部集管由设置在上支撑板上的喷嘴接收器构成之外，图14所示的第九实施例与图1-6所示的第一实施例基本相同。在图14所示的第九实施例中，与图1-6所示的第一实施例相同的元件用同样的附图标记表示，并且略去其详细的描述。
如图14所示，冷却剂导向机构17包括安装在电磁泵14出口14b上的环形上部集管18以及位于上部集管18下方、安装在上支撑板29上的环形下部集管20。如图14所示，上部集管18沿其圆周方向设置多个喷嘴19。每个喷嘴19都向下伸出，来自电磁泵14的加压主冷却剂21从其中通过。如图14所示，下部集管20由多个喷嘴接收器27构成，该喷嘴接收器27与上部集管18的喷嘴19可滑动地接合。环形密封19a插入喷嘴19与喷嘴接收器27之间。
如图14所示，每个喷嘴接收器27都包括与上部集管18的喷嘴19可滑动地接合的接收部分27b，以及构造成将上部集管18的喷嘴19引导至接收部分27b的锥形接收基部27a。如图14所示，喷嘴接收器27通过夹子27c固定在上支撑板29上。此外，如图14所示，密封部件51插入喷嘴接收器27与上支撑板29之间。通过使用这种结构，可以更简化下部集管20的结构，从而实现成本降低。
在本实施例中，作为示例，由喷嘴接收器27形成的下部集管20固定在上支撑板29上。但是不限于此，由喷嘴接收器27形成的下部集管20可以固定在堆芯支持件13上。也就是说，在冷却剂导向机构17连接到堆芯支持件13的实施例(前面提到的第三、第六至第八实施例)中，可以使用由喷嘴接收器27形成的下部集管20。

Claims (16)

1.一种快中子反应堆，其特征在于，包括：
反应堆容器，其中容纳有堆芯和冷却剂；
设置在反应堆中的堆芯支持机构，该堆芯支持机构水平延伸，从而支撑堆芯；
平行于堆芯延伸、并且从侧面围绕该堆芯的隔壁；
设置在反应堆容器内表面与隔壁之间的中间换热器，该中间换热器构造成冷却已被堆芯加热的冷却剂；
设置在反应堆容器的内表面与隔壁之间的冷却剂泵，该冷却剂泵构造成对已经通过中间换热器从而被冷却的冷却剂进行加压，；以及
设置在堆芯支持机构下方的下增压部，该下增压部构造成将已被冷却剂泵加压的冷却剂引导至堆芯；
堆芯支持机构设置有开口，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该开口；以及
设置在冷却剂泵出口与堆芯支持机构之间的冷却剂导向机构，其构造成将来自冷却剂泵的加压冷却剂通过堆芯支持机构的开口引导至下增压部。
2.根据权利要求1所述的快中子反应堆，其特征在于：还包括位于所述冷却剂泵下方的中子防护屏，
所述堆芯支持机构由在冷却剂泵和中子防护屏之间设置、从而支撑中子防护屏的上支撑板构成，上支撑板具有开口，所述冷却剂导向机构连接在该开口上。
3.根据权利要求2所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述冷却剂导向机构包括安装在所述冷却剂泵出口上的上部集管，以及位于上部集管下方、安装在所述上支撑板上的下部集管；
上部集管设置有向下方突出的喷嘴，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该喷嘴；
下部集管设置有与上部集管的喷嘴可滑动地接合的喷嘴接收器。
4.根据权利要求3所述的快中子反应堆，其特征在于：
喷嘴通过球面座密封连接到上部集管。
5.根据权利要求3所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述上部集管设置有多个喷嘴，并且，至少其中一个喷嘴比其他喷嘴长。
6.根据权利要求2所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述冷却剂导向机构包括安装在所述冷却剂泵出口上的环形上部集管，以及位于上部集管下方、安装在所述上支撑板上的环形下部集管；
上部集管包括从冷却剂泵出口向下方延伸的环形内壁和从冷却剂泵出口向下方延伸的环形外壁；
下部集管包括与上部集管的内壁和上部集管的外壁可滑动地接合的环形接受部。
7.根据权利要求1所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述堆芯支持机构由从下方支撑所述堆芯、并且具有开口的堆芯支持件构成，冷却剂导向机构连接在所述开口上。
8.根据权利要求7所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述冷却剂导向机构包括安装在所述冷却剂泵出口上的上部集管，以及位于上部集管下方、安装在所述堆芯支持件上的下部集管；
上部集管设置有向下方突出的喷嘴，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该喷嘴；
下部集管设置有喷嘴接收器，该喷嘴接收器与上部集管的喷嘴可滑动地接合。
9.根据权利要求8所述的快中子反应堆，其特征在于：
喷嘴通过球面座密封连接到上部集管。
10.根据权利要求8所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述上部集管设置有多个喷嘴，并且，至少其中一个喷嘴比其他喷嘴长。
11.根据权利要求7所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述冷却剂导向机构包括安装在所述冷却剂泵出口上的环形上部集管，以及位于上部集管下方、安装在所述堆芯支持件上的环形下部集管；
上部集管包括从冷却剂泵出口向下方延伸的环形内壁和从冷却剂泵出口向下方延伸的环形外壁；
下部集管包括与上部集管的内壁和上部集管的外壁可滑动地接合的环形接受部。
12.根据权利要求7所述的快中子反应堆，其特征在于：还包括：
位于所述冷却剂泵下方的中子防护屏，以及
上支撑板，其设置在所述冷却剂泵与中子防护屏之间，从而支撑所述中子防护屏；
所述冷却剂导向机构包括安装在所述冷却剂泵出口上的上部集管，以及穿过所述上支撑板的管道，该管道的一端与上部集管接合，而另一端连接到所述堆芯支持件；
上部集管设置有向下方突出的喷嘴，来自冷却剂泵的加压冷却剂通过该喷嘴；
管道的所述一端与上部集管的喷嘴可滑动地接合。
13.根据权利要求12所述的快中子反应堆，其特征在于：
喷嘴通过球面座密封连接到上部集管。
14.根据权利要求12所述的快中子反应堆，其特征在于：
所述上部集管设置有多个喷嘴，并且，至少其中一个喷嘴比其他喷嘴长。
15.根据权利要求1所述的快中子反应堆，其特征在于：
自上方看，冷却剂泵布置在比中间换热器更靠近所述堆芯的位置，从而冷却剂泵与中间换热器相互之间不重叠。
16.根据权利要求1所述的快中子反应堆，其特征在于：
位于上支撑板上方的所述隔壁的一部分由压力密封构成。
CN2010800183178A 2009-04-27 2010-04-27 快中子反应堆 Pending CN102414757A (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2009107950 2009-04-27
JP107950/2009 2009-04-27
PCT/JP2010/057429 WO2010126028A1 (ja) 2009-04-27 2010-04-27 高速炉

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN102414757A true CN102414757A (zh) 2012-04-11

Family

ID=43032172

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2010800183178A Pending CN102414757A (zh) 2009-04-27 2010-04-27 快中子反应堆

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9093182B2 (zh)
EP (1) EP2426670A4 (zh)
JP (1) JP2010276602A (zh)
CN (1) CN102414757A (zh)
CA (1) CA2759865C (zh)
RU (1) RU2503071C2 (zh)
WO (1) WO2010126028A1 (zh)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10014081B2 (en) * 2015-11-01 2018-07-03 Daniel Lee Laughman Block-type movable reflector/moderator (RM) for nuclear reactor control
US11049624B2 (en) * 2015-12-07 2021-06-29 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Nuclear reactor liquid metal coolant backflow control
US11333612B2 (en) * 2016-09-02 2022-05-17 Specific Technologies, LLC Connectors for colorimetric sensors
US11145422B2 (en) 2017-10-02 2021-10-12 Westinghouse Electric Company Llc Pool type liquid metal fast spectrum reactor using a printed circuit heat exchanger connection to the power conversion system
WO2019183575A1 (en) 2018-03-22 2019-09-26 Energie Propre Prodigy Ltee / Prodigy Clean Energy Ltd. Systems and methods for rapid establishment of offshore nuclear power platforms
CN114242277A (zh) * 2021-11-02 2022-03-25 中国原子能科学研究院 一种钠冷快堆泵支承冷却通道屏蔽机构

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3976834A (en) * 1974-03-25 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Emergency core cooling injection manifold
CN86101773A (zh) * 1985-03-22 1986-09-17 西屋电气公司 核反应堆
JPH06174882A (ja) * 1992-12-03 1994-06-24 Central Res Inst Of Electric Power Ind 高速増殖炉
JP2000180572A (ja) * 1998-12-15 2000-06-30 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子炉
EP1489624A2 (en) * 2003-06-18 2004-12-22 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Nuclear reactor internal structure
US20060126775A1 (en) * 1999-12-28 2006-06-15 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1333346A (en) * 1914-09-14 1920-03-09 Westinghouse Electric & Mfg Co Fluid-translating device
DE3730656A1 (de) * 1987-09-11 1989-03-23 Interatom Kernreaktor in modulbauweise
JPH03122593A (ja) * 1989-10-06 1991-05-24 Toshiba Corp タンク型高速増殖炉
JPH0593794A (ja) * 1991-10-01 1993-04-16 Toshiba Corp ナトリウム冷却型高速炉
JPH05119175A (ja) 1991-10-29 1993-05-18 Toshiba Corp 高速炉
GB2263188A (en) * 1992-01-13 1993-07-14 Nnc Ltd Heat transfer
US5420897A (en) 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
JP4101422B2 (ja) * 1999-12-28 2008-06-18 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント
RU2341834C1 (ru) * 2007-03-30 2008-12-20 Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") Система аварийного расхолаживания реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем
KR100935089B1 (ko) * 2007-12-20 2010-01-06 한국원자력연구원 소듐냉각 고속로의 잔열제거용 중간 소듐루프에서의 소듐고화가능성을 배제한 피동 안전등급 잔열제거 시스템

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3976834A (en) * 1974-03-25 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Emergency core cooling injection manifold
CN86101773A (zh) * 1985-03-22 1986-09-17 西屋电气公司 核反应堆
JPH06174882A (ja) * 1992-12-03 1994-06-24 Central Res Inst Of Electric Power Ind 高速増殖炉
JP2000180572A (ja) * 1998-12-15 2000-06-30 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子炉
US20060126775A1 (en) * 1999-12-28 2006-06-15 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant
EP1489624A2 (en) * 2003-06-18 2004-12-22 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Nuclear reactor internal structure

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
SUMER SAHIN 等: "The fixed bed nuclear reactor concept", 《ENERGY CONVERSION AND MANAGEMENT》 *
关建维: "AC-600反应堆结构概念设计", 《核动力工程》 *

Also Published As

Publication number Publication date
CA2759865A1 (en) 2010-11-04
RU2503071C2 (ru) 2013-12-27
JP2010276602A (ja) 2010-12-09
EP2426670A4 (en) 2013-12-18
EP2426670A1 (en) 2012-03-07
RU2011148238A (ru) 2013-06-10
US9093182B2 (en) 2015-07-28
CA2759865C (en) 2015-11-24
US20120099694A1 (en) 2012-04-26
WO2010126028A1 (ja) 2010-11-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102414757A (zh) 快中子反应堆
CA2876521C (en) Nuclear fuel bundle assembly
EP2320139B1 (en) Heat transfer tube of a steam generator for sodium cooled fast reactor
CN101681685B (zh) 核反应堆降液管流动偏转器
GB1584922A (en) Heat exchanger/pump assembly
CN106683717A (zh) 紧凑型压水反应堆
US10600520B2 (en) Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bypass flow
CN103148731B (zh) 一种改良的列管式换热器管箱
JPH07191181A (ja) 抗押出し性シール組立体
US4600554A (en) Secondary heat transfer circuit for a nuclear reactor cooled by a liquid metal such as sodium, as well as a steam generator particularly suitable for such a circuit
CN103063075B (zh) 一种列管式换热器管箱结构
CN110542574A (zh) 用于验证钠与二氧化碳反应物自堵行为的装置及试验方法
CN1020822C (zh) 有组合导向装置的核反应堆上部内部设备
KR101456575B1 (ko) 내장형 붕산주입 시스템
CN104303236A (zh) 具有集成在容器中的板式或微通道热交换器的核反应器
CN203163582U (zh) 一种改良的列管式换热器管箱
JP2023507931A (ja) 一体型原子炉
CN203100525U (zh) 一种列管式换热器管箱结构
JPH1130686A (ja) 液体金属冷却型原子炉の蒸気発生器および冷却システム
CN115711358A (zh) 一种液氢储运罐系统
Noël et al. Superphenix 1 intermediate heat exchanger fabrication
CN109346199A (zh) 一种核电站阀门与接管焊缝水压试验装置及其安装方法
CN116844742A (zh) 基于干井与移动式换热器的核供热堆、供热系统
JPH04307397A (ja) タンク型高速炉
JPS61176887A (ja) 高温ガス炉の冷却材ガス取出し配管

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C02 Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001)
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Application publication date: 20120411