CN102737734A - 紧凑的一体式压水核反应堆 - Google Patents

紧凑的一体式压水核反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN102737734A
CN102737734A CN2012100469335A CN201210046933A CN102737734A CN 102737734 A CN102737734 A CN 102737734A CN 2012100469335 A CN2012100469335 A CN 2012100469335A CN 201210046933 A CN201210046933 A CN 201210046933A CN 102737734 A CN102737734 A CN 102737734A
Authority
CN
China
Prior art keywords
pressure vessel
steam generator
annular
reactor core
nuclear 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.)
Pending
Application number
CN2012100469335A
Other languages
English (en)
Inventor
J·D·马洛伊三世
M·J·爱德华
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.)
BWXT Nuclear Energy Inc
Original Assignee
Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
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 Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc filed Critical Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
Publication of CN102737734A publication Critical patent/CN102737734A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
    • 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
    • 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
    • G21C1/326—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 next to or beside the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/006—Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

压水反应堆(PWR)包括：圆筒形压力容器，该圆筒形压力容器限定密封容积；核反应堆芯，该核反应堆芯设置在圆筒形压力容器的下部内，一个或多个控制棒驱动机构(CRDM)，一个或多个控制棒驱动机构在核反应堆芯上方设置在圆筒形压力容器内，以及环形蒸汽发生器，该环形蒸汽发生器围绕核反应堆芯和CRDM。在某些这种PWR中，圆筒形立管同轴设置在压力容器内且在环形蒸汽发生器内部并围绕核反应堆芯和CRDM，且蒸汽发生器同轴设置在圆筒形压力容器内部由圆筒形压力容器与圆筒形立管限定的环形容积内。在另一这种PWR中，蒸汽发生器同轴设置在圆筒形压力容器外部并固定至该圆筒形压力容器。

Description

紧凑的一体式压水核反应堆
背景技术
以下涉及核反应堆领域、发电领域和相关领域。
核反应堆器采用反应堆芯，该反应堆芯包括如含有在裂变的铀-235同位素浓缩的氧化铀(UO2)的材料之类的裂变材料的材料块。诸如轻水(H2O)或重水(D2O)或其某些混合物的一级冷却水流过反应堆芯以提取热量用于加热二级冷却水以产生然后用于某些其它有用目的的蒸汽。对于发电来说，该蒸汽用于驱动发电机涡轮。在热力核反应堆中，水还用作热能化中子的中子慢化剂，这加强裂变材料的反应。采用各种活性控制机构，诸如机械操作的控制棒、用可溶性中子毒物对一级冷却剂进行化学处理等等来调节反应和造成的热量产生。
在压水反应堆(PWR)中，一级冷却水在也包含反应堆芯的密封压力容器中保持在过冷状态。在PWR中，一级冷却水的压力和温度都受到控制。PWR方法的一个优点在于浸有放射性反应堆芯的一级冷却水容纳在压力容器中。
对于发电来说，二级冷却水与一级冷却水热连通地流动。热量(即能量)从反应堆芯经由一级冷却水的媒介传递到二级冷却水。该热量将二级冷却水从液态水转换成蒸汽。该蒸汽通常流入涡轮或实际使用蒸汽能的其他功率转换设备。
提供一级冷却水与二级冷却水之间热连通的设备称为蒸汽发生器。在外部蒸汽发生器设计中，大直径压力容器穿孔将一级冷却剂带出压力容器进入外部蒸汽发生器，在外部蒸汽发生器中一级冷却剂靠近二级冷却水回路流动。该方法的缺点在于将一级冷却水带出压力容器且为此目的形成大直径容器穿孔。
在内部蒸汽发生器设计中，蒸汽发生器位于压力容器内部(或“一体式”)。在这些“一体式PWR”设计中，二级冷却水流入内部蒸汽发生器(且因此流入压力容器)并被加热以产生蒸汽，蒸汽流出压力容器。优点包括通常较小的压力容器穿孔，并避免一级冷却水流出压力容器。
但是，一体式PWR方法具有一些缺点。将蒸汽发生器放置在压力容器内部增加压力容器的尺寸，具有制造成本方面、运输成本(例如更大的轨道运输车辆和/或专用轨道系统)、位置考虑(例如更深的地下容纳结构)以及安全性(例如当压力容器的尺寸增加时更难保持密封整体性)方面的缺点。出于包括安全性和一级冷却剂流动回路设计在内的各种原因，通常将核反应堆芯放置在压力容器底部或底部附近。被反应堆芯加热的一级冷却水在其冷却时自然地趋于上升穿过压力容器(一级回路的“热分支”)，冷却的一级冷却剂然后向下流动以返回反应堆芯(一级回路的“冷分支”)。在辅助回路设计中，通过一级冷却剂泵来增强自然循环。内部蒸汽发生器放置在反应堆芯上方，通常在冷分支内。
这种一体式PWR的说明性示例在Thome等人的2010年12月16日公开的美国公开第2010/0316181号“Integral Helical Coil Pressurized Water NuclearReactor”中示出，该公开全文以参见的方式纳入本文。该公开揭示来采用螺旋蒸汽发生器管道的蒸汽发生器；但包括直(例如垂向)蒸汽发生器管但其它盘管几何形状也是已知的。该公开还揭示了一体式PWR，其中控制棒驱动机构(CRDM)也在压力容器内部；但是外部CRDM设计也是已知的。内部CRDM设计的某些说明性实例包括Stambaugh等人的2010年12月16日公开的美国公开第2010/0316177A1号“Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor”，该公开全文以参见的方式纳入本文；以及Stambaugh等人的2010年12月16日公开的国际公开第WO2010/144563A1号“Control Rod Drive Mechanism forNuclear Reactor，该公开全文以参见的方式纳入本文。”
本文揭示了提供各种优点的改进，这些优点对于本领域的技术人员来说阅读下文时会显而易见。
发明内容
在本发明的一方面，设备包括压水反应堆(PWR)，该压水反应堆包括：圆筒形压力容器，该圆筒形压力容器限定密封容积；核反应堆芯，该核反应堆芯设置在圆筒形压力容器下部内；一个或多个控制棒驱动机构(CRDM)，一个或多个控制棒驱动机构在核反应堆芯上方设置在圆筒形压力容器内；以及环形蒸汽发生器，该环形蒸汽发生器围绕核反应堆芯和CRDM。在某些这种PWR中，圆筒形立管同轴设置在压力容器内和环形蒸汽发生器内并围绕核反应堆芯和CRDM，且蒸汽发生器同轴设置在圆筒形压力容器内由环形压力容器与圆筒形立管限定的环形容积内。在另一这种PWR中，蒸汽发生器同轴设置在圆筒形压力容器外部并固定至该圆筒形压力容器。
在本发明的另一方面，结合压水反应堆(PWR)执行一种方法，压水反应堆包括：压力容器，该压力容器限定容纳一级冷却水的密封容积；核反应堆芯，该核反应堆芯设置在压力容器下部内并浸入一级冷却水内；控制棒驱动机构(CRDM)，该控制棒驱动机构在核反应堆芯上方设置在压力容器内并浸入一级冷却水内；以及环形蒸汽发生器，该环形蒸汽发生器设置在压力容器外部并固定至压力容器。该环形蒸汽发生器包括端部与压力容器的密封容积流体连通的管和内部设置有管的二级冷却剂流动容积。二级冷却剂流动容积未与压力容器的密封容积流体连通。在该方法中，PWR运行以使核反应堆芯的核反应加热一级冷却水，一级冷却水在回路内循环，该回路包括压力容器外部一级冷却水穿过环形蒸汽发生器管的向下流动，而二级冷却水向上流动穿过二级冷却剂流动容积，在该二级冷却剂流动容积内加热核循环共同将二级冷却水转化成蒸汽。
在本发明的另一方面，设备包括压水反应堆(PWR)和环形蒸汽发生器。该PWR包括：压力容器，该压力容器限定密封容积、该密封容积容纳一级冷却水；核反应堆芯，该核反应堆芯设置在压力容器下部内并浸入一级冷却水，以及一个或多个控制棒驱动机构(CRDM)，一个或多个控制棒驱动机构设置在核反应堆芯上方并浸入一级冷却水内。该环形蒸汽发生器设置在压力容器外部并固定至该压力容器。该环形蒸汽发生器包括：管，管的端部与压力容器的密封容积流体连通；环形壁，该环形壁与压力容器一起限定二级冷却剂流动容积，该二级冷却剂流动容积容纳管且未与压力容器的密封容积流体连通，以及给水入口和蒸汽出口，给水入口和蒸汽出口与二级冷却剂流动容积流体连通。
附图说明
本发明可采用各种部件和部件的组合，以及各种工艺操作和工艺操作的组合。附图仅是为了示出较佳实施例的目的，而不应解释为限制本发明。
图1和2分别示意性地示出说明性压水反应堆(PWR)的侧视图和立体剖视图。
图3示意性地示出图1和2的PWR的蒸汽发生器的其它细节。
图4示意性地示出图1和2的PWR的立体剖视图，去除了蒸汽发生器。
图5示意性地示出替代实施例的细节，其中蒸汽发生器设置在PWR的压力容器内部。
具体实施方式
参照图1和2，压水反应堆(PWR)型的说明性核反应堆包括压力容器10和设置在圆筒形压力容器10的下部内的核反应堆芯12。压力容器10限定密封容积，当PWR运行时，该密封容积包含处于过冷状态的一级冷却水。为此，PWR包括设置在压力容器10顶部的内部加压器。内部加压器包括蒸汽气泡容积14和用于将水加热以产生蒸汽气泡14的加热器16(在某些实施例中是电阻式加热器)。内部加压器还可包括其它部件，诸如将内部加压器容积与压力容器10的密封容积的其余部分分开的挡板18、用于将较冷的水和蒸汽注入蒸汽气泡容积14以产生压降等的喷淋器(未示出)。
由控制棒(未示出)提供反应控制，该控制棒通过一个或多个杆驱动机构(CRDM)单元20升高和降低并通过控制棒引导结构引导。(注意，在图1和2的说明性实例中，仅示出一个CRDM单元20，但通常可能由几个或数十个或数百个这样的单元)。说明性CRDM单元20是内部CRDM单元20，这意味着CRDM单元20设置在压力容器10内部反应堆芯12上方。适当内部CRDM系统设计的某些说明性实例包括：Stambaugh等人的2010年12月16日公开的美国公开第2010/0316177A1号“Control Rod Drive Mechanism forNuclear Reactor”，该公开全文以参见的方式纳入本文；以及Stambaugh等人的2010年12月16日公开的国际公开第WO2010/144563A1号“Control Rod DriveMechanism for Nuclear Reactor，该公开全文以参见的方式纳入本文。”一般而言，控制棒包含中子吸收材料，且通过撤出控制棒而增强反应或通过插入控制棒而减少反应。所谓的“灰体”控制棒是连续可调节的以提供反应的增量调节。所谓的“停机”控制棒设计成尽可能快地插入反应堆芯以在紧急情况下使核反应停止。各种混合控制棒设计也是已知的。例如，灰体棒可包括用于在紧急情况下松开控制棒的机构，从而使控制棒落入反应堆芯12，因此执行停机棒功能。
尽管控制棒被揭示为典型的反应控制机构，但也可补充地或替代地提供其它反应控制机构。例如，在某些PWR设计中，将诸如硼酸之类但可溶中子毒物以受控制的量添加到一级冷却水中以提供反应控制。补充地或替代地，可将大量硼酸倒入压力容器以实现核反应的快速停止。
运行时，反应堆芯12加热一级冷却水。这使其向上流动穿过压力容器10的中心立管区域30。在说明性实施例中，中心立管区域30包括CRDM单元20和控制棒引导结构。一级冷却水到向上流动路径有时称为一级冷却剂回路的“热分支”。
向上流动的一级冷却水达到上部腔室32，在该位置，流动反向为在环形外部区域内的向下方向。可使用各结构或部件的各种布置来实现该流动反向。在说明性实例中，流动挡板34在上升的一级冷却水流入上部腔室32之前减小流动立管路径的直径，在上部腔室32挡板18提供向上的一级冷却剂流动的明确终点。流动挡板34限定挡板34与压力容器10之间用于反应堆冷却剂泵36的径向空间，该反应堆冷却剂泵36驱动一级冷却水循环。这仅是说明性实例，且一级冷却剂泵可位于一级冷却剂流动回路内的其它位置或者可采用分枝上的湿气泵，例如与反应堆头部联接的湿气泵。作为另一替代方式，可完全省略一级冷却剂泵且自然循环可依赖于在堆芯12处一级冷却剂的加热以及上升的一级冷却剂的随后冷却来驱动。
一级冷却水的向下流动路径有时称为一级冷却剂回路的“冷分支”。在冷分支内，一级冷却水向下流动穿过蒸汽发生器40。同时，二级冷却水在供水入口42处流入蒸汽发生器，并在与一级冷却水分开的路径内向上流动穿过蒸汽发生器。在蒸汽发生器40中，向下流动的被加热的一级冷却水将热量传递到附近向上流动到二级冷却水，最终将二级冷却剂转化成在蒸汽出口44排出的蒸汽。从蒸汽发生器40下端排出的一级冷却水流入下部头部46，在下部头部46处流动再次反向，这次从向下流动变为向上流动，并再次进入反应堆芯12以完成一级冷却水流动回路。
继续参照图1和2且还参照图3，在蒸汽发生器40的一实施例中，向下的一级冷却剂流入蒸汽发生器40的管50内。在示意性图3中，仅示出六个蒸汽发生器管50(各具有三个管的两组围绕圆筒形压力容器10的轴线隔开180°定位)且这些管用点线表示；但蒸汽发生器管的数量可显著更高，例如数打或数百个蒸汽发生器管。流动穿过管50的向下一级冷却剂在图3中由标有F一级的实心箭头表示。说明性蒸汽发生器40是直管单程蒸汽发生器(OTSG)，其中管50是直的且一级冷却剂流F一级穿过该管一次。第一(上部)管板52将蒸汽发生器40的管50的第一端(上端)连接到压力容器10内，而第二(下部)管板54将蒸汽发生器40的管50的第二端(下端)连接到压力容器10内。蒸汽发生器40的管50经由第一和第二管板52、54与压力容器10的密封容积流体连通，从而分别接收和排出一级冷却剂流F一级。换言之，上部管板52用作一级冷却剂流F一级从压力容器10的密封容积进入管50的入口，而下部管板54用作一级冷却剂流F一级流出管并返回压力容器10的密封容积的出口。
二级冷却剂流过由围绕压力容器10同轴设置的圆筒形蒸汽发生器壁62限定的二级冷却剂流动容积60。圆筒形蒸汽发生器壁62、压力容器10和第一和第二管板52、54的组合限定密封的二级冷却剂流动容积60，该二级冷却剂流动容积60未与压力容器10的密封容积流体连通。二级冷却剂流F二级(在图3中由多次弯曲的虚线箭头表示)从供水入口42向上流动穿过二级冷却剂流动容积60。二级冷却剂流动容积60围绕管50(或换言之，管50设置在二级冷却剂流动容积60内)，使得管内向下流动的一级冷却剂流F一级的热量传递至二级冷却剂流动容积60内向上流动的二级冷却剂流F二级以在其到达蒸汽发生器40顶部时将给水转化成蒸汽。在说明性实施例中，圆筒形蒸汽发生器壁62包括限定蒸汽套壳64的外部环形(仅图3中示出)，经由该蒸汽套壳64蒸汽向下流回到达蒸汽出口44。该蒸汽套壳方法是选配的，但具有提供更高温度的外表面以保持温度稳定性的优点。在替代实施例中，省略蒸汽套壳64且蒸汽出口位于蒸汽发生器顶部或顶部附近。
继续参照图1-3且还参照图4，所揭示的布置可看作环形蒸汽发生器40位于压力容器10外部但固定至压力容器10(且在某些实施例中由压力容器10支承)的构造。为了说明，图4示出省略环形蒸汽发生器40的各部件的压力容器(即省略管50、环形蒸汽发生器壁62、供水入口42和蒸汽出口44)。如图4中可以看出，圆筒形压力容器10包括接纳环形蒸汽发生器40的环形凹陷70。因此与图1-3相比，可以看出，密封的二级冷却剂流动容积60在该说明性实施例中由圆筒形蒸汽发生器壁62、环形凹陷70以及第一和第二管板52、54限定。包括环形凹陷70是选配的，且在替代布置中，考虑省略凹陷70并将环形蒸汽发生器定位在离开圆筒形压力容器10的中心轴线更大的半径处。将蒸汽发生器放置在外部的显著优点在于其简化蒸汽发生器40的安装和维护。
通常，一级冷却剂流F一级处于比第二冷却剂流F二级显著高的压力下。例如，在某些实施例中，压力容器10的密封容积内的一级冷却剂压力为约2000磅/平方英寸，而蒸汽处于约825磅/平方英寸的压力下。由于环形蒸汽发生器壁62用于包含二级冷却剂流F二级，其可选地设计成用于较低的二级压力。但是，由于运载一级冷却剂流F一级的管50设置在二级冷却剂流动容积60内，安全性考虑和/或政府管辖的适用核能管理政策可能使得环形蒸汽发生器壁62设计成用于较高的一级冷却剂压力。在该情况下，环形蒸汽发生器壁62在管泄露的情况下为管50提供一级压力兼容防漏。
在说明性实施例中，环形蒸汽发生器40围绕核反应堆芯12和CRDM20。该布置有利地显著降低压力容器10和外部围绕的蒸汽发生器40的组件的垂向高度。通过使环形蒸汽发生器40延长以环绕核反应堆芯12和CRDM20并与核反应堆芯12和CRDM20交叠，如图1-4的实施例那样，蒸汽发生器管50的高度可较大而没有伴随的压力容器10高度的延长。因此提供紧凑的一体式PWR。
图1-4的实施例可概括如下。在图1-4的紧凑一体式反应堆设计中，蒸汽发生器40有效地在压力容器10外部。在说明性实例中，采用环形直管蒸汽发生器，该环形直管蒸汽发生器采用说明性直蒸汽发生器管50。但是，也考虑其它蒸汽发生器管排列，诸如螺旋蒸汽发生器管排列。在图1-4的说明性实例中，反应堆芯12位于容器10底部附近的反应堆容器10的中心内。在芯12紧接着的上方，是CRDM引导结构22和内部CRDM单元20。选配流动挡板34在流动立管区域30流入上部腔室32之前缩小流动立管区域30的直径，以提供用于选配内部反应堆冷却剂泵36的径向空间。一级冷却水行进穿过上部管板52、然后其流动穿过蒸汽发生器管50，然后排出底部管板54并进入反应堆容器下部头部46。二级冷却剂进入一个或多个给水喷嘴42，向上围绕蒸汽发生器管50行进，然后进入环形流动下降通道(即图1-4的实施例中的二级冷却剂流动容积60)，环形流动下降管将流动引导到蒸汽排出喷嘴44。图1-4的一体式反应堆在过冷却区域运行——为此，提供分开的加压器区域，包括蒸汽气泡容积14，在该蒸汽气泡容积14内可使用电加热器16形成蒸汽气泡。在该说明性实施例中，蒸汽气泡容积14由上部容器头部限定。或者，可采用外部加压器(未示出)，该外部加压器通过适当管道与压力容器连接。
已经指出了图1-4的一体式PWR的优点。这些优点包括紧凑一体式PWR设计，以及易于接近外部蒸汽发生器40进行安装和维护或修理。通过将蒸汽发生器40放置在反应堆容器10外的环形区域内，实现总反应堆体积的显著减小。图1-4的一体式PWR的又一优点在于其可通过以更紧凑的几何形状加长芯12和蒸汽发生器管50而可适应更高的热功率。
参照示意性图5，揭示了一替代实施例，其中蒸汽发生器设置在PWR的压力容器内部。改型压力容器10’不包括图4所示的环形凹陷70，且还省略了环形蒸汽发生器壁62。蒸汽发生器管50改为设置在压力容器10’内部，且替代的二级冷却剂流动容积60’限定为压力容器10’的圆筒形壁与同轴设置在压力容器10’内和蒸汽发生器内的圆筒形立管80之间的环形。蒸汽发生器内的流动型式也相反——一级冷却剂流F’一级在管50外部向下流动，而二级冷却剂流F’二级在管50内部向上流动。为此，改型的下部管板54’从给水入口42接收二级冷却剂流F’二级并送入管50的下端，且改型管板52’将二次冷却剂流F’二级从管50的上端排入蒸汽出口44’。此外，蒸汽出口44’与图1-4的实施例的蒸汽出口44相比的改变在于其位于蒸汽发生器顶部或顶部附近，且在图5的实施例中省略流图3所示的蒸汽套壳64。说明性蒸汽发生器管50也是直管，但替代地也可采用螺旋管或其它蒸汽发生器管构造。
在图5的说明性实施例中，蒸汽发生器围绕核反应堆芯12和CRDM/控制棒引导管结构20、22。在图5的实施例中，反应堆芯12’与图1-4的实施例的反应堆芯12相比的改变为芯12’沿垂向相对长，使得图5的蒸汽发生器围绕反应堆芯12’但不与细长反应堆芯12’的底部共同延伸(即未延伸至与该底部交叠)。这显示了这样的优点：通过将蒸汽发生器围绕反应堆芯12’布置而不是将蒸汽发生器放置在反应堆芯上方，提供灵活性以可选地加长反应堆芯来实现较高的功率输出。应当理解，这种加长也可用在图1-4的实施例中，在图1-4的实施例中蒸汽发生器40在压力容器10外部但固定至压力容器10。
已经说明和描述了各较佳实施例。显然，在阅读和理解前述详细说明书后会有各种改型和改变。意味着本发明诠释为包含迄今为止的所有修改和变型，只要这些修改和变型在所附权利要求及其等同物的范围内。

Claims (21)

1.一种设备，包括：
压水反应堆(PWR)，所述压水反应堆(PWR)包括：
圆筒形压力容器，所述圆筒形压力容器限定密封容积；
核反应堆芯，所述核反应堆芯设置在所述圆筒形压力容器的下部内，
控制棒驱动机构(CRDM)，所述控制棒驱动机构在所述核反应堆芯上方设置在所述圆筒形压力容器内部，以及
环形蒸汽发生器，所述环形蒸汽发生器围绕所述核反应堆芯和所述CRDM。
2.如权利要求1所述的设备，其特征在于，还包括：
圆筒形立管，所述圆筒形立管同轴设置在所述压力容器内部且在所述环形蒸汽发生器内部并围绕所述核反应堆芯和所述CRDM；
其中所述蒸汽发生器同轴设置在所述圆筒形压力容器内部由所述圆筒形压力容器和所述圆筒形立管限定的环形容积内。
3.如权利要求2所述的设备，其特征在于，所述环形蒸汽发生器的管具有与二级冷却水给水入口流体连接的下端和与蒸汽出口流体连接的上端。
4.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器同轴地设置在所述圆筒形压力容器外部并固定至所述圆筒形压力容器。
5.如权利要求4所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器同轴地设置在所述圆筒形压力容器外部，所述设备还包括：
第一管板，所述第一管板将所述蒸汽发生器的各管的第一端连接到所述压力容器内；以及
第二管板，所述第二管板将所述蒸汽发生器的各管的第二端连接到所述压力容器内；
其中所述蒸汽发生器到所述管经由所述第一管板和第二管板与所述压力容器的所述密封容积流体连通。
6.如权利要求5所述的设备，其特征在于，还包括：
圆筒形蒸汽发生器壁，所述圆筒形蒸汽发生器壁围绕所述压力容器同轴地设置；
其中所述圆筒形蒸汽发生器壁、所述压力容器和所述第一管板和第二管板的组合限定密封的二级冷却剂流动容积，所述密封的二级冷却剂流动容积未与所述压力容器的所述密封容积流体连通。
7.如权利要求6所述的设备，其特征在于，所述第一管板包括第一环形管板，所述第一环形管板靠近所述CRDM到上端设置且所述第二管板包括靠近所述核反应堆芯的下端设置的第二环形管板。
8.如权利要求6所述的设备，其特征在于，所述压力容器具有外部环形凹陷，所述外部环形凹陷接纳所述环形蒸汽发生器，所述密封的二级冷却剂流动容积由所述圆筒形蒸汽发生器壁、所述环形凹陷以及所述第一管板和第二管板限定。
9.如权利要求6所述的设备，其特征在于，所述圆筒形蒸汽发生器壁、所述压力容器和所述第一管板和第二管板限定所述密封的二级冷却剂流动容积以容纳至少等于所述PWR运行期间所述压力容器的运行压力的内部压力。
10.如权利要求6所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器的所述管包括直管，且所述环形蒸汽发生器是直管单程蒸汽发生器(OTSG)。
11.如权利要求6所述的设备，其特征在于，还包括：
内部加压器，所述内部加压器设置在所述压力容器顶部并包括蒸汽气泡容积和用于在所述蒸汽气泡容积内产生蒸汽的加热器，所述环形蒸汽发生器未围绕所述蒸汽气泡容积。
12.如权利要求1所述的设备，其特征在于，还包括：
内部加压器，所述内部加压器设置在所述压力容器顶部并包括蒸汽气泡容积和用于在所述蒸汽气泡容积内产生蒸汽的加热器，所述环形蒸汽发生器未围绕所述蒸汽气泡容积。
13.一种方法，包括：
提供压水反应堆(PWR)，所述压水反应堆包括：
压力容器，所述压力容器限定密封容积，所述密封容积容纳一级冷却水；
核反应堆芯，所述核反应堆芯设置在所述压力容器下部内并浸入所述一级冷却水，
控制棒驱动机构(CRDM)，所述控制棒驱动机构在所述核反应堆芯上方设置在所述压力容器内并浸入所述一级冷却水内，以及
环形蒸汽发生器，所述环形蒸汽发生器设置在所述压力容器外部并固定至所述压力容器，所述环形蒸汽发生器包括端部与所述压力容器的所述密封容积流体连通的管和内部设置有所述管的二级冷却剂流动容积，所述二级冷却剂流动容积未与所述压力容器的所述密封容积流体连通；
运行所述PWR以使所述核反应堆芯的核反应加热所述一级冷却水；
使所述一级冷却水在回路内循环，所述回路包括一级冷却水在所述压力容器外部穿过所述环形蒸汽发生器的所述管的向下流动；以及
使二级冷却水向上流动穿过所述二级冷却剂流动容积，在所述二级冷却剂流动容积内所述加热和循环共同将所述二级冷却水转化成蒸汽。
14.如权利要求13所述的方法，其特征在于，所述二级冷却水流容积由所述压力容器以及围绕所述压力容器和所述蒸汽发生器的管的环形蒸汽发生器壁限定。
15.如权利要求13所述的方法，其特征在于，所述PWR的运行包括：
运行内部加压器，所述内部加压器设置在所述压力容器顶部以调节所述压力容器顶部处的蒸汽气泡，从而将所述一级冷却水保持在选定的运行压力下。
16.一种设备，包括：
压水反应堆(PWR)，所述压水反应堆包括：
压力容器，所述压力容器限定密封容积，所述密封容积容纳一级冷却水；
核反应堆芯，所述核反应堆芯设置在所述压力容器下部内并浸入所述一级冷却水，以及
控制棒驱动机构(CRDM)，所述控制棒驱动机构在所述核反应堆芯上方设置在所述压力容器内并浸入所述一级冷却水内；以及
环形蒸汽发生器，所述环形蒸汽发生器设置在所述压力容器外部并固定至所述压力容器，所述环形蒸汽发生器包括：
管，所述管的端部与所述压力容器的所述密封容积流体连通，
环形壁，所述环形壁与所述压力容器一起限定二级冷却剂流动容积，所述二级冷却剂流动容积容纳所述管且未与所述压力容器的所述密封容积流体连通，以及
给水入口和蒸汽出口，所述给水入口和蒸汽出口与所述二级冷却剂流动容积流体连通。
17.如权利要求16所述的设备，其特征在于，所述环形蒸汽发生器围绕所述核反应堆芯并围绕所述CRDM。
18.如权利要求17所述的设备，其特征在于，所述PWR还包括：
内部加压器，所述内部加压器设置在所述压力容器顶部并包括蒸汽气泡容积和用于在所述蒸汽气泡容积内产生蒸汽的加热器，所述环形蒸汽发生器未围绕所述蒸汽气泡容积。
19.如权利要求16所述的设备，其特征在于，还包括：
入口管板，所述入口管板将所述环形蒸汽发生器的各管的上端连接到所述压力容器的所述密封容积；以及
出口管板，所述出口管板将所述环形蒸汽发生器的各管的下端连接到所述压力容器的所述密封容积；
所述入口和出口管板还与所述环形壁和所述压力容器协作以限定所述二级冷却剂流动容积。
20.如权利要求16所述的设备，其特征在于，所述压力容器具有外部环形凹陷，所述外部环形凹陷接纳所述环形蒸汽发生器，所述二级冷却剂流动容积由所述环形壁和所述环形凹陷限定。
21.如权利要求16所述的设备，其特征在于，所述蒸汽发生器的所述管包括直管，且所述环形蒸汽发生器是直管单程蒸汽发生器(OTSG)。
CN2012100469335A 2011-04-13 2012-02-17 紧凑的一体式压水核反应堆 Pending CN102737734A (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/085,527 US9812225B2 (en) 2011-04-13 2011-04-13 Compact integral pressurized water nuclear reactor
US13/085,527 2011-04-13

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN102737734A true CN102737734A (zh) 2012-10-17

Family

ID=46993058

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2012100469335A Pending CN102737734A (zh) 2011-04-13 2012-02-17 紧凑的一体式压水核反应堆

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9812225B2 (zh)
EP (1) EP2697797B1 (zh)
JP (1) JP2014512013A (zh)
KR (1) KR20140018288A (zh)
CN (1) CN102737734A (zh)
CA (1) CA2832327A1 (zh)
TW (1) TWI528381B (zh)
WO (1) WO2012142021A1 (zh)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103177783A (zh) * 2013-01-14 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆蒸汽发生器
CN103187108A (zh) * 2013-01-14 2013-07-03 上海核工程研究设计院 一种顶部带有双层结构的一体化反应堆
CN103440884A (zh) * 2013-08-12 2013-12-11 中国核动力研究设计院 置于反应堆压力容器内部的蒸汽稳压系统及其应用方法
CN103606384A (zh) * 2013-10-21 2014-02-26 西安交通大学 一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法
CN103778978A (zh) * 2012-10-25 2014-05-07 中国核动力研究设计院 一体化反应堆主泵检修排水及余热排出方法
CN105118532A (zh) * 2015-09-11 2015-12-02 中广核（北京）仿真技术有限公司 一体化反应堆
CN105605548A (zh) * 2016-03-25 2016-05-25 上海核工程研究设计院 一种汽水分离器外置的蒸汽发生器
CN107591213A (zh) * 2017-07-31 2018-01-16 清华大学天津高端装备研究院 一体化压水反应堆
CN111937087A (zh) * 2018-02-09 2020-11-13 原子能技术公司 限制施加到一体化机构的应力的一体化核反应堆架构
CN113936829A (zh) * 2021-09-14 2022-01-14 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站乏燃料池非能动补水方法

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9997262B2 (en) * 2013-12-26 2018-06-12 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet
CN104239592B (zh) * 2014-05-26 2017-09-22 阳江核电有限公司 基于Excel的核电蒸汽发生器换热管检测时的管板图生成方法
KR101588827B1 (ko) * 2015-02-06 2016-01-27 최일호 소형 원자력 발전소
US10685752B2 (en) 2015-02-10 2020-06-16 Nuscale Power, Llc Steam generator with inclined tube sheet
KR101973996B1 (ko) * 2017-05-15 2019-04-30 한국원자력연구원 원자로용기 외벽 냉각 및 발전 시스템
KR102593579B1 (ko) * 2021-05-11 2023-10-23 한국수력원자력 주식회사 원자로
CN113654016B (zh) * 2021-09-18 2023-03-14 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器的蒸汽发生组件、泄漏检测方法及装置
CN115410728B (zh) * 2022-08-30 2024-06-07 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种全自然循环反应堆本体系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2961393A (en) * 1957-11-18 1960-11-22 Harry O Monson Power breeder reactor
US3236739A (en) * 1961-08-08 1966-02-22 Deutsche Erdoel Ag Underground nuclear reactor
US3245881A (en) * 1962-07-31 1966-04-12 Babcock & Wilcox Co Integral boiler nuclear reactor
US3255089A (en) * 1962-09-28 1966-06-07 Babcock & Wilcox Ltd Integral nuclear reactor-heat exchanger system
US4057467A (en) * 1974-09-05 1977-11-08 Interatom, Internationale Atomreaktorbau Gmbh. Integrated pressurized-water reactor and steam generator

Family Cites Families (45)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1250019B (zh) 1963-07-19
US3245879A (en) 1963-11-29 1966-04-12 Babcock & Wilcox Co Compact nuclear steam generator
US3941187A (en) * 1971-07-14 1976-03-02 The Babcock & Wilcox Company Consolidated nuclear steam generator
US4002936A (en) 1971-10-07 1977-01-11 Nikolaus Laing Electric submersible pump
US4072563A (en) 1976-06-24 1978-02-07 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique for an integral compact reactor
DE2706216A1 (de) 1977-02-14 1978-08-17 Kraftwerk Union Ag Berstgesicherte kernreaktoranlage mit druckwasserreaktor
JPS58187894A (ja) 1982-04-27 1983-11-02 三菱原子力工業株式会社 原子炉
JPS59995U (ja) 1982-06-25 1984-01-06 三菱重工業株式会社 原子炉装置
US4508677A (en) 1983-02-09 1985-04-02 General Electric Company Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof
EP0164525B1 (en) 1984-05-07 1989-07-05 Westinghouse Electric Corporation Small unitized pressurized water nuclear reactor
JPS62284289A (ja) 1986-06-02 1987-12-10 日本原子力研究所 原子炉
GB2217511B (en) 1988-04-13 1992-01-29 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly
GB2221564B (en) 1988-08-01 1992-05-13 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor with a diaphragm pressuriser for low pressures and temperatures
GB8923864D0 (en) 1989-10-24 1989-12-13 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly
WO1994003903A1 (en) 1992-08-10 1994-02-17 Combustion Engineering, Inc. Method for mechanical prestress
US5789720A (en) 1992-12-30 1998-08-04 Westinghouse Electric Corporation Method of repairing a discontinuity on a tube by welding
JP3218779B2 (ja) 1993-03-18 2001-10-15 株式会社日立製作所 耐中性子照射脆化に優れた構造部材及びそれに用いるオーステナイト鋼とその用途
US5335252A (en) * 1993-10-18 1994-08-02 Kaufman Jay S Steam generator system for gas cooled reactor and the like
US5465280A (en) 1994-06-08 1995-11-07 Wedellsborg; Bendt W. Pressure vessel apparatus
US5715288A (en) 1996-05-09 1998-02-03 Combustion Engineering, Inc. Integral head rig, head area cable tray and missile shield for pressurized water reactor
EP0970477B1 (en) 1997-02-19 2002-10-02 Performance Contracting, Inc. Suction system with end supported internal core tube suction strainers
US6091791A (en) 1997-08-29 2000-07-18 General Electric Company Shroud attachment for a boiling water reactor
DE59912395D1 (de) 1998-02-03 2005-09-15 Framatome Anp Gmbh Druckspeicher und verfahren zum bereitstellen eines unter druck stehenden fluids
US6259760B1 (en) 1999-09-08 2001-07-10 Westinghouse Electric Company Llc Unitary, transportable, assembled nuclear steam supply system with life time fuel supply and method of operating same
US6498827B1 (en) 1999-11-01 2002-12-24 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. Heat exchanger tube support structure
US7139352B2 (en) 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core
US6795518B1 (en) 2001-03-09 2004-09-21 Westinghouse Electric Company Llc Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
JP2003028975A (ja) * 2001-07-10 2003-01-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉
US20040101084A1 (en) 2001-08-02 2004-05-27 Advent Engineering Services, Inc. Integrated head assembly for a nuclear reactor
US6546066B2 (en) 2001-08-02 2003-04-08 Advent Engineering Services, Inc. Integrated head assembly for a nuclear reactor
FR2832846B1 (fr) 2001-11-26 2005-12-09 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire compact a eau sous pression
US6772832B2 (en) 2002-04-23 2004-08-10 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. Heat exchanger tube support bar
US20050190877A1 (en) 2002-10-17 2005-09-01 Framatome Anp Gmbh Method for repairing or preventing damage to a bushing
US6888908B1 (en) 2002-11-18 2005-05-03 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. Reactor head with integral nozzles
US6813328B2 (en) 2002-12-13 2004-11-02 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Nuclear reactor submerged high temperature spool pump
US6909765B2 (en) 2003-02-03 2005-06-21 Westinghouse Electric Company Llc Method of uprating an existing nuclear power plant
US6769262B1 (en) 2003-02-13 2004-08-03 Babcock & Wilcox Canada Ltd. Chilling sleeve for expansion-fitting hollow cylinders
US20040136488A1 (en) 2003-07-22 2004-07-15 Wmg, Inc. Universal modular container for reactor pressure vessel heads
US6997141B2 (en) 2003-10-28 2006-02-14 Babcox & Wilcox Canada Ltd. Anti-vibration support for steam generator heat transfer tubes and method for making same
US20050199591A1 (en) 2004-03-09 2005-09-15 Westinghouse Electric Co. Llc Method of forming a weld pad
US7567645B2 (en) 2005-07-19 2009-07-28 Advent Engineering Services, Inc. Modular integrated head assembly
US7389669B2 (en) 2006-11-13 2008-06-24 Aea Technology Engineering Services, Inc. Mechanical stress improvement process
US8971477B2 (en) 2009-06-10 2015-03-03 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
US8811561B2 (en) 2009-06-10 2014-08-19 Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor
US8811562B2 (en) 2010-03-12 2014-08-19 Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2961393A (en) * 1957-11-18 1960-11-22 Harry O Monson Power breeder reactor
US3236739A (en) * 1961-08-08 1966-02-22 Deutsche Erdoel Ag Underground nuclear reactor
US3245881A (en) * 1962-07-31 1966-04-12 Babcock & Wilcox Co Integral boiler nuclear reactor
US3255089A (en) * 1962-09-28 1966-06-07 Babcock & Wilcox Ltd Integral nuclear reactor-heat exchanger system
US4057467A (en) * 1974-09-05 1977-11-08 Interatom, Internationale Atomreaktorbau Gmbh. Integrated pressurized-water reactor and steam generator

Cited By (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103778978A (zh) * 2012-10-25 2014-05-07 中国核动力研究设计院 一体化反应堆主泵检修排水及余热排出方法
CN103187108A (zh) * 2013-01-14 2013-07-03 上海核工程研究设计院 一种顶部带有双层结构的一体化反应堆
CN103177783B (zh) * 2013-01-14 2015-07-15 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆蒸汽发生器
CN103177783A (zh) * 2013-01-14 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆蒸汽发生器
CN103187108B (zh) * 2013-01-14 2016-01-27 上海核工程研究设计院 一种顶部带有双层结构的一体化反应堆
CN103440884B (zh) * 2013-08-12 2016-05-11 中国核动力研究设计院 置于反应堆压力容器内部的蒸汽稳压系统的应用方法
CN103440884A (zh) * 2013-08-12 2013-12-11 中国核动力研究设计院 置于反应堆压力容器内部的蒸汽稳压系统及其应用方法
CN103606384A (zh) * 2013-10-21 2014-02-26 西安交通大学 一种模拟核反应堆上腔室液滴夹带的压力容器及方法
CN105118532A (zh) * 2015-09-11 2015-12-02 中广核（北京）仿真技术有限公司 一体化反应堆
CN105605548A (zh) * 2016-03-25 2016-05-25 上海核工程研究设计院 一种汽水分离器外置的蒸汽发生器
CN107591213A (zh) * 2017-07-31 2018-01-16 清华大学天津高端装备研究院 一体化压水反应堆
CN111937087A (zh) * 2018-02-09 2020-11-13 原子能技术公司 限制施加到一体化机构的应力的一体化核反应堆架构
CN111937087B (zh) * 2018-02-09 2024-05-28 原子能技术公司 限制施加到一体化机构的应力的一体化核反应堆架构
CN113936829A (zh) * 2021-09-14 2022-01-14 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站乏燃料池非能动补水方法
CN113936829B (zh) * 2021-09-14 2024-03-29 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站乏燃料池非能动补水方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR20140018288A (ko) 2014-02-12
US20120263270A1 (en) 2012-10-18
WO2012142021A1 (en) 2012-10-18
EP2697797A1 (en) 2014-02-19
US9812225B2 (en) 2017-11-07
TWI528381B (zh) 2016-04-01
TW201312585A (zh) 2013-03-16
EP2697797A4 (en) 2014-10-08
JP2014512013A (ja) 2014-05-19
EP2697797B1 (en) 2016-02-24
CA2832327A1 (en) 2012-10-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102737734A (zh) 紧凑的一体式压水核反应堆
CN102822902B (zh) 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆
US9177674B2 (en) Compact nuclear reactor
JP5608832B2 (ja) 原子炉の制御方法及び装置
JP6232051B2 (ja) 原子力蒸気供給システム及び方法
EP2862177B1 (en) Combined core makeup tank and heat removal system for a small modular pressurized water reactor
EP3309795B1 (en) Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor
US9523496B2 (en) Integral pressurized water reactor with external steam drum
KR20140091714A (ko) 크로스-흐름 차단 위어를 포함하는 상부 플레넘을 구비한 가압 경수로
CN108399957B (zh) 一种小型模块化流动球床氟盐冷却高温反应堆
KR20150014514A (ko) 가압수로형 원자로 컴팩트 증기 발생기
CN110603602A (zh) 具有离散可燃吸收剂销的环形核燃料芯块
JP6791511B2 (ja) 原子炉
CN104919532B (zh) 用于给具有器械穿透凸缘的核反应堆更换燃料的方法和装置
EP1565916A1 (en) Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions
EP3683801B1 (en) Control rod guide tube with an extended intermediate guide assembly
JPH0675073A (ja) 沸とう水型原子炉
EP2511909A2 (en) Nuclear fuel pellet
CN105190773A (zh) 一种反应堆堆芯内仪器操纵系统
EP3198611B1 (en) Pressurized water reactor fuel assembly
JP2009052999A (ja) 原子炉
Kima et al. Development of the Preliminary MELCOR1. 8.6 Model for the SMART Severe Accident Analysis

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
AD01 Patent right deemed abandoned

Effective date of abandoning: 20170922

AD01 Patent right deemed abandoned