CN102714068A - 具有机械附接的波动管接管热套筒的加压器 - Google Patents
具有机械附接的波动管接管热套筒的加压器 Download PDFInfo
- Publication number
- CN102714068A CN102714068A CN2010800613443A CN201080061344A CN102714068A CN 102714068 A CN102714068 A CN 102714068A CN 2010800613443 A CN2010800613443 A CN 2010800613443A CN 201080061344 A CN201080061344 A CN 201080061344A CN 102714068 A CN102714068 A CN 102714068A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- jacket tube
- hot jacket
- pressurizer
- opening
- mechanical links
- 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.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F16—ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
- F16L—PIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
- F16L1/00—Laying or reclaiming pipes; Repairing or joining pipes on or under water
-
- 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
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/09—Pressure regulating arrangements, i.e. pressurisers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/04—Arrangements for expansion and contraction
-
- 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
一种热套筒机械附接到用于压水反应堆蒸汽发生系统的一次回路的加压器的波动管接管的内腔上。热套筒用一系列键和槽附接,键和槽将热套筒保持定心在接管中,同时允许热生长并限制套筒与接管内壁之间的流动。
Description
政府利益
本发明根据能源部裁定的合同No.DE-FC0707ID14779在政府支持下作出。政府在本发明中具有一定权利。
相关申请的交叉参考
本申请涉及2010年1月13日提交的临时专利申请No.61/294,514并且要求其优先权。
技术领域
本发明总体涉及用于压水核反应堆发电系统的加压器,更具体地涉及附接至用于该加压器的波动管接管的内部的热衬里。
背景技术
核反应堆发电系统的用压力下的水冷却的一级侧包括闭合回路,该闭合回路被隔离并且与二级侧进行热交换以产生有用的能量。一级侧包括:封装有芯内部结构的反应容器,该芯内部结构支撑多个包含裂变物质的燃料组件;热交换蒸汽发生器内的一级回路;加压器的内部容积;用于使加压水循环的泵和管道,管道将每个蒸汽发生器和泵独立地连接到反应容器。一级侧的包括蒸汽发生器、泵和连接到容器的管道系统的每个部分形成一级侧的闭路。
为了例示,图1示出了简化的核反应堆一级系统,包括大致圆柱形的反应压力容器10,容器10具有封装核堆芯14的封闭头12。诸如水的液体反应堆冷却剂被泵16通过堆芯14泵送到容器10中,在堆芯14处吸收热能并且排放到通常称为蒸汽发生器的换热器18,在换热器18中热传递到利用回路(未示出),例如蒸汽驱动的涡轮发电机。反应堆冷却剂然后回到泵16而完成一级闭路。通常,多个上述闭路通过反应堆冷却剂管道20连接到单个反应容器10。一级侧通过加压器22保持大约155巴的高压,加压器22连接到一级侧的一个闭路。
加压器使得可以通过在压力趋于超过容许上限时喷洒一级冷却剂流体或者在压力趋于降至容许下限以下时电加热一级流体,而将一级回路中的压力保持在预定限值之间。这些操作在加压器外部执行,加压器包括大致圆筒形的外壳,外壳布置成使其轴线竖直并且使其下部和上部通过拱形端部封闭。下拱形端部具有穿过其的套筒,电加热器通过该套筒引入加压器中。下拱形端部还具有进出口组合的波动管接管,该波动管接管与一级闭路管道20直接连通以将一级回路内的压力保持在设计限值内。
从图2、3和5可以理解,加压器的波动管接管24包括热套筒或衬里26以减少热瞬变对接管疲劳的影响。这些热套筒典型地已经焊接到接管24或者在接管24内急剧膨胀。图2示出了沿着接管的内部焊接在一个轴向位置28处的热套筒26。间隔件29定位在热套筒26与接管24之间,接近内端部以最小化套筒的振动,从而在焊接期间将套筒保持定心在接管中,并且保持接管与套筒之间的径向间隙作为热障。图3示出了在膨胀区30处急剧膨胀到波动管接管24的内表面中的热套筒26。这些安装技术都具有缺陷。将热套筒焊接到接管仅仅在周边的一部分上发生,因为在整个周边上焊接将导致在一定瞬变期间热套筒中不可接受的应力。这导致了热套筒后方的不均匀旁路和接管弯曲。更具体地,焊接通常在接管内部上45°弧长以上发生。在冷水波动瞬变期间,热套筒相对于接管收缩,不对称的焊接模式导致热套筒与和焊接部相对的接管之间的间隙。急剧膨胀还能导致不均匀膨胀以及套筒材料中的残余应力。热套筒紧密配合到加工至包壳中的沟槽。没有特征将热套筒定心在接管中,因此热套筒在冷水波动瞬变期间的收缩会导致不均匀的径向间隙,因此导致接管中的附加热应力和弯曲应力。此外,急剧膨胀不一定是良好受控的过程,需要特殊的许可和处理,这造成了制造商的困难。
因此,期望一种用于将热套筒附接至接管的改进装置,其会将热套筒保持定心在接管中,而且不在套筒与接管内部之间产生不均匀的间隙。
发明内容
这些和其它目的通过本发明实现,本发明提供了一种压力容器,更具体地提供一种加压器压力容器,其具有波动管接管,热套筒机械附接到波动管接管的内部。波动管接管具有轴向尺寸、在轴向尺寸的一端邻近压力容器内部的第一开口、在轴向尺寸的第二端邻近压力容器外部的第二开口。热套筒沿着轴向尺寸对波动管接管的内部的至少一部分加衬,热套筒的第一端接近第一开口,热套筒的第二端接近第二开口。多个机械联接件将波动管接管的内部和热套筒连接,接近第一端和第一开口,并且沿轴向支撑热套筒,多个第一机械联接件围绕波动管接管的内部周向隔开。多个第二机械联接件将波动管接管的内部和热套筒连接,接近第二端和第二开口,并且固定热套筒防止旋转,多个第二机械联接件中的至少一些围绕波动管接管的内部周向隔开。优选地,多个第一机械联接件和多个第二机械联接件中的每一个围绕热套筒周向等距隔开。
在一个实施例中,多个第一机械联接件中的每一个基本位于第一轴向位置处,多个第二机械联接件中的每一个基本位于第二轴向位置处。在一个实施例中,多个第一机械联接件是键槽联接件,其中键穿过热套筒中的带槽开口延伸到在波动管接管内部中形成的沟槽内。优选地,键和槽是细长的,在周向上延伸。理想地,键的头部大于热套筒中的键延伸所穿过的槽,键的头部配合并焊接到热套筒的内表面,装配在波动管接管内部上的槽内的键的一部分焊接到热套筒。
在另一实施例中,多个第二机械联接件是键槽联接件,其中槽形成在热套筒的第二端中,键从波动管接管的内部向内径向伸出。理想地,在多个第二机械联接件中的槽是端部开口的,细长并且沿轴向延伸。
附图说明
在结合附图阅读时,从以下对优选实施例的描述将获得本发明的进一步理解,附图中:
图1是能应用本发明的核反应堆系统的简化示意图;
图2是具有焊接的热套筒的波动管接管的一部分的截面图;
图3是具有急剧膨胀的热套筒的波动管接管的截面图;
图4是加压器的局部截面图;并且
图5是根据本发明的具有机械附接的热套筒的波动管接管的截面图。
具体实施方式
参照图4,示出了用于压水核电站系统的加压器22。加压器22包括压力容器,该压力容器具有竖直定向的圆筒形壳体32、第一半球形头部或上半球形头部34、以及第二半球形头部或下半球形头部36。柱形裙部38从下头部36向下延伸,具有通过焊接或其它方式紧固到其上以形成用于容器的支撑结构的凸缘40。上头部34具有用于对容器内部维护的人孔或人通道42、分别与安全阀(未示出)流体连通的一个以上的接管44、以及布置在其中的喷嘴46。喷嘴46与较冷的一次流体的源流体连通并且具有与其相关联的装置(未示出),该装置控制较冷流体到加压器的流动。
多个接管48竖直布置在下头部36中,多个笔直管状浸没式电加热元件50穿过接管48延伸到加压器22中。加热元件50具有覆盖其外表面的金属鞘,在金属鞘与接管48之间形成密封焊接部。为了将加热元件支撑在加压器中,在加压器的下部横向布置单个或多个支撑板52。支撑板52具有接收加热元件50的多个孔54。
通常称为波动管接管的进出口组合的接管24布置在下头部36的中心,将加压器设置为与压水核反应堆电厂的一次流体系统流体连通。
如前所述,加压器的波动管接管包括之前关于图2和3讨论的热套筒或衬里,热套筒或衬里用于减少热瞬变对接管疲劳的影响。根据本发明,热套筒通过机械附接件附接至接管的内腔。本发明的附接装置容许套筒在纵向以及径向方向上完全膨胀,这对于解决波动管接管所经受的热瞬变是必需的。套筒附接通过在接管内腔中包括环形沟槽而实现,该环形沟槽接收为套筒提供轴向支撑的支撑键。为了防止旋转运动,在套筒的下端中设置槽,该槽接收在接管24的内腔中加工的键。
图5示出了波动管接管24的截面图,波动管接管24具有对其内表面加衬的热套筒26,热套筒26根据本发明附接至接管。热套筒26由径向键58支撑在接管24的顶端处。径向键穿过热套筒26中的开口60装配,并且在热套筒26的内腔上围绕它们的周边62焊接。优选地,径向键58在一侧上具有在开口60周围被热套筒的内表面俘获的扩大头部,并且在另一端接收在环形沟槽66中,环形沟槽66在对接管24的表面加衬的包壳64中加工。
热套筒的下端包括轴向延伸槽68。在接管24的内腔中加工的小键70接收在槽68中,以保持热套筒下端在瞬变状态期间的定心。
在上端的隆起包壳表面和下端处,通过套筒和接管内腔之间的小间隙,限制了在热套筒26后方的缝隙区域72中的流动。因而,改进了热套筒到接管内表面的附接,该附接能够适应热生长而不向接管添加明显的应力。
虽然已经详细描述了本发明的具体实施例,但本领域技术人员理解,根据本公开的整体教导能够研发出对细节的不同变型和替代。因此,公开的具体实施例仅仅是例示的,并不限制本发明的范围,本发明的范围由所附权利要求及其所有等同物的全部范围给出。
Claims (14)
1.一种用于压水核反应堆的加压器(22),包括:
压力容器(32),该压力容器包括:
波动管接管(24),该波动管接管具有轴向尺寸、在轴向尺寸的一端邻近压力容器内部的第一开口、在轴向尺寸的第二端邻近压力容器外部的第二开口;
热套筒(26),该热套筒沿着轴向尺寸对波动管接管(24)的内部的至少一部分加衬,热套筒具有接近第一开口的第一端、以及接近第二开口的第二端;
多个第一机械联接件(58,60),其位于波动管接管(24)的内部和热套筒(26)之间,接近第一端和第一开口,其中多个第一机械联接件中的至少一些围绕波动管接管的内部周向隔开;以及
多个第二机械联接件(68,70),其位于波动管接管(24)的内部和热套筒(26)之间,接近第二端和第二开口,其中多个第二机械联接件中的至少一些围绕波动管接管的内部周向隔开。
2.如权利要求1所述的加压器(22),其中,多个第一机械联接件(58,60)中的基本每一个围绕热套筒(26)周向等距隔开。
3.如权利要求2所述的加压器(22),其中,多个第一机械联接件(58,60)中的每一个基本位于相同轴向位置处。
4.如权利要求1所述的加压器(22),其中,多个第二机械联接件(68,70)中的基本每一个围绕热套筒(26)周向等距隔开。
5.如权利要求4所述的加压器(22),其中,多个第二机械联接件(68,70)中的每一个基本位于相同轴向位置处。
6.如权利要求1所述的加压器(22),其中,多个第一机械联接件(58,60)是键槽联接件。
7.如权利要求6所述的加压器(22),其中,键(58)穿过热套筒(26)中的开口(60)延伸到在波动管接管(24)内部中形成的槽内。
8.如权利要求6所述的加压器(22),其中,键(58)和槽(60)在周向上细长地延伸。
9.如权利要求7所述的加压器(22),其中,键(58)的头部大于热套筒(26)中的键延伸所穿过的开口(60),并且被俘获到热套筒的内表面上,装配在波动管接管内部上的槽内的键的径向端部焊接到热套筒。
10.如权利要求1所述的加压器(22),其中,多个第二机械联接件(68,70)是键(70)槽(68)联接件,其中槽形成在热套筒(26)的第二端中,键从波动管接管(24)的内部向内径向伸出。
11.如权利要求10所述的加压器(22),其中,热套筒(26)中的槽(68)是端部开口的。
12.如权利要求10所述的加压器(22),其中,槽(68)细长并且沿轴向延伸。
13.如权利要求10所述的加压器(22),其中,键(70)具有装配到槽(68)中的头部。
14.一种用于核蒸汽供应系统的压力容器(22),包括:
接管(24),该接管具有轴向尺寸、在轴向尺寸的一端邻近压力容器内部的第一开口、在轴向尺寸的第二端邻近压力容器外部的第二开口;
热套筒(26),该热套筒沿着轴向尺寸对波动管接管(24)的内部的至少一部分加衬,热套筒具有接近第一开口的第一端、以及接近第二开口的第二端;
多个第一机械联接件(58,60),其位于接管(24)的内部和热套筒(26)之间,接近第一端和第一开口,其中多个第一机械联接件中的至少一些围绕接管的内部周向隔开;以及
多个第二机械联接件(68,70),其位于接管(24)的内部和热套筒(26)之间,接近第二端和第二开口,其中多个第二机械联接件中的至少一些围绕接管的内部周向隔开。
Applications Claiming Priority (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US29451410P | 2010-01-13 | 2010-01-13 | |
US61/294,514 | 2010-01-13 | ||
US12/967,167 US8681922B2 (en) | 2010-01-13 | 2010-12-14 | Pressurizer with a mechanically attached surge nozzle thermal sleeve |
US12/967,167 | 2010-12-14 | ||
PCT/US2010/062180 WO2011087879A1 (en) | 2010-01-13 | 2010-12-28 | A pressurizer with a mechanically attached surge nozzle thermal sleeve |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN102714068A true CN102714068A (zh) | 2012-10-03 |
CN102714068B CN102714068B (zh) | 2016-08-03 |
Family
ID=44258511
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201080061344.3A Active CN102714068B (zh) | 2010-01-13 | 2010-12-28 | 具有机械附接的波动管接管热套筒的加压器 |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US8681922B2 (zh) |
EP (1) | EP2524377B1 (zh) |
JP (1) | JP5713481B2 (zh) |
KR (1) | KR101685235B1 (zh) |
CN (1) | CN102714068B (zh) |
CA (1) | CA2790674C (zh) |
ES (1) | ES2622206T3 (zh) |
WO (1) | WO2011087879A1 (zh) |
ZA (1) | ZA201205018B (zh) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106531247A (zh) * | 2016-12-23 | 2017-03-22 | 中国核动力研究设计院 | 喷淋式冷凝装置及构成的反应堆模拟试验装置二回路系统 |
CN112041602A (zh) * | 2018-05-16 | 2020-12-04 | 三菱动力株式会社 | 配管部件、气化复合发电装置及配管部件的组装方法 |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR3001078B1 (fr) * | 2013-01-15 | 2015-02-27 | Technicatome | Dispositif de chauffage d'un pressuriseur |
US11380447B2 (en) | 2020-05-26 | 2022-07-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for installing extension tube in a nuclear reactor |
US20230402198A1 (en) * | 2022-06-09 | 2023-12-14 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Process and tools to perform reactor pressure vessel nozzle expansion mitigating primary coolant leakage |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4840096A (en) * | 1984-03-08 | 1989-06-20 | Framatome & Cie. | Device for machining chamfers on a free of a pipe |
US5918911A (en) * | 1994-05-06 | 1999-07-06 | Entergy Arkansas, Inc. | Replacement and repair of nozzles for pressure vessels |
US6358000B1 (en) * | 2000-06-06 | 2002-03-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of repairing a reactor coolant pump shaft and a reactor coolant pump repaired by such method |
CN1925062A (zh) * | 2006-10-13 | 2007-03-07 | 核动力运行研究所 | 核电站稳压器波动管接管焊缝射线检查定位装置 |
US20080110229A1 (en) * | 2006-11-13 | 2008-05-15 | Aea Technology Engineering Services, Inc. | Mechanical stress improvement process |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3305452A (en) * | 1967-02-21 | Fall-damping device for a nuclear reactor | ||
US3999278A (en) * | 1973-04-26 | 1976-12-28 | The Anderson Company | Method of assembling a wiper blade assembly |
JPS5225518B2 (zh) * | 1974-03-15 | 1977-07-08 | ||
US4255840A (en) * | 1975-10-21 | 1981-03-17 | Westinghouse Electric Corp. | Method of repairing a heating element in a pressurizer |
JPS54106490U (zh) * | 1978-01-13 | 1979-07-26 | ||
JPS5536631A (en) * | 1978-09-06 | 1980-03-14 | Hitachi Ltd | Fluid nozzle with heat insulating plate |
JPS57162598U (zh) * | 1981-04-06 | 1982-10-13 | ||
JPS58127393U (ja) * | 1982-02-24 | 1983-08-29 | 株式会社日立製作所 | サ−マルスリ−ブ |
JPS60127192U (ja) * | 1984-01-31 | 1985-08-27 | 石川島播磨重工業株式会社 | 流体混合管 |
JPH0453600Y2 (zh) * | 1986-09-24 | 1992-12-16 | ||
FR2660478B1 (fr) * | 1990-04-02 | 1992-07-24 | Framatome Sa | Plancher amovible pour intervention a l'interieur d'une enveloppe telle qu'un pressuriseur de reacteur nucleaire a eau sous pression. |
US6345084B1 (en) * | 1999-11-19 | 2002-02-05 | General Electric Company | Apparatus and methods for replacing a core spray T-box/thermal sleeve in a nuclear reactor |
FR2914101B1 (fr) * | 2007-03-22 | 2010-12-17 | Areva Np | Pressuriseur de centrale nucleaire a eau sous pression |
-
2010
- 2010-12-14 US US12/967,167 patent/US8681922B2/en active Active
- 2010-12-28 CA CA2790674A patent/CA2790674C/en not_active Expired - Fee Related
- 2010-12-28 EP EP10843606.4A patent/EP2524377B1/en not_active Not-in-force
- 2010-12-28 KR KR1020127018156A patent/KR101685235B1/ko active IP Right Grant
- 2010-12-28 CN CN201080061344.3A patent/CN102714068B/zh active Active
- 2010-12-28 JP JP2012548949A patent/JP5713481B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2010-12-28 WO PCT/US2010/062180 patent/WO2011087879A1/en active Application Filing
- 2010-12-28 ES ES10843606.4T patent/ES2622206T3/es active Active
-
2012
- 2012-07-04 ZA ZA2012/05018A patent/ZA201205018B/en unknown
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4840096A (en) * | 1984-03-08 | 1989-06-20 | Framatome & Cie. | Device for machining chamfers on a free of a pipe |
US5918911A (en) * | 1994-05-06 | 1999-07-06 | Entergy Arkansas, Inc. | Replacement and repair of nozzles for pressure vessels |
US6358000B1 (en) * | 2000-06-06 | 2002-03-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of repairing a reactor coolant pump shaft and a reactor coolant pump repaired by such method |
CN1925062A (zh) * | 2006-10-13 | 2007-03-07 | 核动力运行研究所 | 核电站稳压器波动管接管焊缝射线检查定位装置 |
US20080110229A1 (en) * | 2006-11-13 | 2008-05-15 | Aea Technology Engineering Services, Inc. | Mechanical stress improvement process |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
CHAMPOMIER: "《PCSR-Sub-chapter5.4-Components and Systems Sizing,UKEPR-0002-054 Issue 02》", 29 June 2009, article "PCSR-Sub-chapter5.4-Components and Systems Sizing,UKEPR-0002-054 Issue 02" * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106531247A (zh) * | 2016-12-23 | 2017-03-22 | 中国核动力研究设计院 | 喷淋式冷凝装置及构成的反应堆模拟试验装置二回路系统 |
CN112041602A (zh) * | 2018-05-16 | 2020-12-04 | 三菱动力株式会社 | 配管部件、气化复合发电装置及配管部件的组装方法 |
US20210087482A1 (en) * | 2018-05-16 | 2021-03-25 | Mitsubishi Power, Ltd. | Pipe member, gasification combined power generation device, and pipe member assembly method |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CA2790674A1 (en) | 2011-07-21 |
ES2622206T3 (es) | 2017-07-05 |
KR101685235B1 (ko) | 2016-12-09 |
US20110170650A1 (en) | 2011-07-14 |
US8681922B2 (en) | 2014-03-25 |
EP2524377B1 (en) | 2017-01-18 |
EP2524377A4 (en) | 2014-12-17 |
CA2790674C (en) | 2018-03-06 |
JP2013517475A (ja) | 2013-05-16 |
CN102714068B (zh) | 2016-08-03 |
KR20120115517A (ko) | 2012-10-18 |
JP5713481B2 (ja) | 2015-05-07 |
ZA201205018B (en) | 2013-06-26 |
WO2011087879A1 (en) | 2011-07-21 |
EP2524377A1 (en) | 2012-11-21 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA2876521C (en) | Nuclear fuel bundle assembly | |
JP5107287B2 (ja) | ナトリウム冷却高速炉用蒸気発生器の伝熱管の破損感知装置 | |
EP2842135B1 (en) | Nuclear steam supply system | |
CN102714068A (zh) | 具有机械附接的波动管接管热套筒的加压器 | |
ES2534038T3 (es) | Deflector de flujo de espacio anular de reactor nuclear | |
US10665357B2 (en) | Nuclear steam supply system | |
JP4101422B2 (ja) | 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 | |
EP2814039B1 (en) | Water supply pipe for steam generator | |
CA2622547A1 (en) | Pressurized fuel channel type nuclear reactor | |
JP2015514221A (ja) | 原子力発電所用給水分配システムおよび原子力発電所の運転方法 | |
US20230162879A1 (en) | Stress relieving attachment of tube to tubesheet, such as in a pressure vessel shell of a nuclear reactor power system | |
US4303475A (en) | Nuclear reactor system with aligned feedwater and superheater penetrations | |
KR101081124B1 (ko) | On-line 전열관 파손감지 기능을 갖는 소듐 냉각 고속로용 증기발생기 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant |