CN1038718A - 自然循环反应堆 - Google Patents
自然循环反应堆 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1038718A CN1038718A CN89104258A CN89104258A CN1038718A CN 1038718 A CN1038718 A CN 1038718A CN 89104258 A CN89104258 A CN 89104258A CN 89104258 A CN89104258 A CN 89104258A CN 1038718 A CN1038718 A CN 1038718A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- reactor
- cooling medium
- reactor vessel
- reactor core
- vessel
- 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
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
- G21C1/084—Boiling water reactors
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
一种自然循环反应堆,具有内设堆芯的反应堆压力壳。堆芯这样放置;即使与反应堆压力壳联接的任何管道破裂而使反应堆压力壳中的冷却剂液面由于倾泻而降低,堆芯的顶部也一直浸没在冷却剂中。则在与反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂时,反应堆堆芯一直浸没在冷却剂之中,从而保证排除了这种可靠性,即在倾泻结束后一蓄积冷却剂注入系统启动并开始将冷却剂注入到反应堆压力壳中前的一段时间内,反应堆的堆芯顶部会暂时暴露。
Description
本发明涉及一自然循环反应堆,具体地说,这种自然循环反应堆在假定与反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂的情况下,能一直将反应堆堆芯浸没在冷却剂中。
在日本核协会株式会社(Japanese Nuclear Society,Corp.)“1987年年会”(1987年4月1-3日在Nagoya大学召开)的“自然循环沸水堆的概念研究(1)设备概略”(编号E44)一文中,设计了一种常规自然循环反应堆,假定在与反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂的情况下,能从一蓄积冷却剂注入系统箱注入轻水。
假定先有技术的上述反应堆中与反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂的情况下,响应于由于任何大直径管道破裂后泄漏造成的突然减压或任何小直径管道破裂时一自动减压系统(ADS)启动造成的突然减压,反应堆压力壳内的冷却剂,即轻水将倾泻出,从而都有大量冷却剂从反应堆压力壳中排放出。这样,在启动蓄积冷却剂注入系统向反应堆堆芯内注入冷却剂之前的一段时间内,反应堆堆芯的上部可能会暂时暴露,这是因为倾泻过程完成后未能出现真空,从而反应堆内冷却剂液面会降低。
再者,在长期致冷情形下,当余热消除系统在堆芯冷却模式下被启动,以在反应堆完全被减压之后将压力抑制室内的冷却剂注入反应堆堆芯时,反应堆中冷却剂液面会随着冷却剂的注入而提高,同时也会有冷却剂从破裂部位流出。此时,从破裂部位直接流出的一部分冷却剂可能还保持着较低温度而没起到冷却反应堆堆芯的作用,这样,反应堆堆芯所产生的余热便可能得不到有效消除。因此,需要用先有技术来确定余热消除系统的流量及热交换器的容量,以保证足够裕度。
本发明的一个目的是提出这样一种自然循环反应堆,在假定与反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂的情况下,能一直将反应堆压力壳内的堆芯浸在冷却剂中。
为达到上述目的,本发明提供了一种具有反应堆压力壳的自然循环反应堆,置于压力壳内的堆芯这样来放置,即在与上述反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂从而反应堆压力壳内的冷却剂由于倾泻而降低其液面的情况下,堆芯的顶部一直浸在冷却剂中。
根据本发明如上的安排,假定与反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂的情况下,反应堆堆芯将一直浸没在冷却剂中,从而即使在出现倾泻后启动蓄积冷却剂注入系统前的一段时间内也绝不会暴露,尽管这时反应堆堆芯内的冷却剂响应于通过任何管道的破裂部分时泄漏或启动一自动减压系统(ADS)造成的突然减压而倾泻并损失,因而,在倾泻过程完成后反应堆内冷却剂液面降低。
再者,倾泻过程完成后,蓄积冷却剂注入系统启动,将来自蓄积冷却剂注入箱内的冷却剂注入,然后余热消除系统开始运行,将冷却剂注入压力抑制室。这样注入反应堆压力壳的冷却剂在流出反应堆压力壳的同时能保持浸没反应堆堆芯。流出的冷却剂传输到围绕反应堆压力壳较低部分的一个下干燥井内而填充之。反应堆堆芯就放置在此下干燥井的通道孔水平面之下,当填充到下干燥井的冷却剂量增加时,最终的冷却剂液面会抬高到反应堆堆芯位置之上。其后,冷却剂通过通道孔流出并进入压力抑制室。这样,即使有一部分注入反应堆压力壳的冷却剂在直接从破裂部分流出反应堆压力壳时还处于较低温度,从而未能带走反应堆堆芯的任何余热,但处于较低温度的冷却剂在下干燥井内得到蓄积,并被用来从反应堆压力壳的外部来冷却其壁表面,进而冷却反应堆堆芯。于是就可靠并有效地除去了反应堆堆芯产生的余热。
图1是其中包含了根据本发明的反应堆压力壳的反应堆容器垂直剖面图;
图2是反应堆压力壳的纵剖面图;
图3是反应堆容器沿图1中线Ⅲ-Ⅲ所取的示意剖面图。
以下将参照图1及图2结合一较佳实例来介绍本发明。
在图1中,构成一自然循环反应堆的反应堆压力壳1设置在支撑于一混凝土底座15上的一反应堆容器7中。反应堆容器7包括一干燥井8、一压力抑制室9、压力抑制室内的一冷却剂池10、一支架11、通气管12,及水平出口16。干燥井8通过通道孔20与压力抑制室9联通。处于反应堆容器7外侧的圆周形池子13与对其进行补充的冷却剂管线22联接,并且还通过其通气管14与外部联通。反应堆压力壳1通过各自管道分别与一蓄积冷却剂注入系统17、一余热消除及清洗系统18,及一余热消除系统19联接。当与反应堆压力壳1联接的任何管道出现破裂从而反应堆压力降至一定水平时,蓄积冷却剂注入系统17被启动,将冷却剂注入反应堆压力壳1。余热消除系统18、19各自有泵23、24及热交换器25,26,它们响应于与反应堆压力壳联接的任何管道破裂反应堆的完全减压而被启动,以消除反应堆堆芯产生的余热。此时,余热消除系统19从压力抑制室10内的冷却剂池10将冷却剂注入反应堆压力壳1。
如图2所示,反应堆压力壳1包括一组燃料控制棒2、一个反应堆堆芯3、一个蒸汽上升筒4及一个蒸汽干燥器。冷却剂6被灌入反应堆压力壳1,以将反应堆堆芯3浸没在冷却剂6中。反应堆堆芯3产生的蒸汽通过在冷却剂6之上的蒸汽干燥器5及一主蒸汽管(未示出)流入透平机。在此实施例中,如以下详细介绍的,按设计当反应堆压力壳1内的冷却剂6的量减至总容量的60%时,反应堆堆芯3被安置在冷却剂液面之下。此外,在反应堆压力壳1安置在反应堆容器7中的状态下,反应堆堆芯3最好定位于通道孔20之下,如从图1中所见。这意味着本发明的一个特征是,反应堆堆芯3的位置比先有技术中的要低。
在这样构成的自然循环反应堆中,假定与反应堆压力壳1联接的任何大直径管道出现破裂,反应堆压力壳1中的冷却剂6将响应于反应堆压力壳内的突然减压而倾泻出,并从那里向外排放。在排放蒸汽之前(即任何大直径管道出现破裂之前),被排放的冷却剂量大约为总量的40%。理论计算如下:
e=(ET-EW)/(ES-EW)
其中,e:冷却剂的蒸发率
ET:冷却剂的焓(千卡/千克)
ES:大气压下蒸汽的焓(千卡/千克)
EW:大气压下水的焓(千卡/千克)
正常运行时,反应堆压力壳内的压力是80ata,大气压是1ata,ET、ES及EW分别为313.314千卡/千克、639.15千卡/千克及100.092千卡/千克。
因此,冷却剂蒸发率e由下式给出:
e=(313.314-100.092)/(639.15-100.092)
=0.396
换句话说,超过总量60%的冷却剂留了下来。这样,假定与反应堆压力壳1联接的一根大直径管道出现破裂X,由于反应堆堆芯3按设计是当冷却剂量降至60%时安置在冷却剂液面之下的,即使冷却剂6倾泻出后它也将一直浸没在冷却剂中。其后,由于反应堆堆芯产生余热使冷却剂开始蒸发,造成冷却剂液面进一步下降。另一方面,当反应堆内压力降至5ata时,蓄积冷却剂注入系统17启动,将冷却剂从蓄积冷却剂注入箱注入到反应堆压力壳1中,以保持反应堆堆芯3浸没在冷却剂中。此后,当反应堆压力壳内部完全减压至大气压时,余热消除系统18、19开始运行,使反应堆压力壳进入长期冷却方式。从那时起,余热消除系统19运行,将冷却剂从压力抑制室内的冷却池10通过热交换器23注入到反应堆压力壳1中,从而提高了反应堆压力壳中冷却剂的液面。被注入的冷却剂从管道破裂部分流到反应堆压力壳1的外面的同时,能保持将反应堆堆芯3浸没在冷却剂中,然后蓄积在反应堆压力壳1下部周围的下干燥井21中。一旦下干燥井21中冷却剂液面达到通道孔20,冷却剂将通过通气管12及水平通气管16连续流出通道孔20,进入压力抑制室9。由于冷却剂的这种循环,压力抑制室9及下干燥井21中的冷却剂液面将维持在接近通道孔20的水平。
从余热消除系统19注入反应堆压力壳1的处于较低温度的大部分冷却剂,先沿蒸汽上升筒4外表面向下流,然后从其底部通过反应堆堆芯3向上流,在此过程中带走反应堆堆芯3的余热而温度升高。从余热消除系统19注入反应堆压力壳1的一部分冷却剂6绕过反应堆堆芯,并仍以较低温度从管道破裂部分直接流出。这样,流出并在围绕反应堆压力壳1下部的下干燥井21中蓄积的冷却剂的温度比反应堆压力壳1中的冷却剂温度要低。
在先有技术中,反应堆堆芯位置在下干燥井中的冷却剂液面之上,由于从一余热消除系统19注入一反应堆压力壳的冷却剂中有一部分绕过反应堆堆芯流向管道的破裂部分而没有向下通过蒸汽上升筒,所以需要注入足够充分量的冷却剂来弥补,不仅如此,而且还要驱动余热消除系统的热交换器去冷却仍处于较低温度的冷却剂,后者以低温从下干燥井通过通道孔进入一压力抑制室时未起到冷却反应堆堆芯的作用。这样,热交换器的效率被降低了,而且处于较低温度的冷却剂未能充分利用来冷却反应堆堆芯。
在本发明的前面所述实例中,当下干燥井21中冷却剂液面升到通道孔20从而冷却剂易于从蓄积冷却剂注入系统17及余热消除系统19注出时,由于通道孔20位于反应堆堆芯3之上,所以反应堆堆芯3则位于下干燥井21中冷却剂液面之下。有了这种安排,即使从余热消除系统19注出的冷却剂绕过反应堆堆芯3仍以低温状态流出反应堆压力壳1,蓄积在下干燥井21中的冷却剂可从反应堆压力壳1外侧通过壁与反应堆压力壳里的较高温度冷却剂进行热交换而间接地冷却反应堆堆芯3。用这种方式,绕过反应堆堆芯3而流出的冷却剂也对冷却反应堆堆芯有作用,从而改善了消除余热的效率。
另外,通过与反应堆压力壳1内冷却剂热交换加热到较高温度的冷却剂趋向于向上运动到驻留在下干燥井21中冷却剂池的上部,所以处于较高温度的冷却剂有选择地通过通道孔20流入压力抑制室9,从而提高了压力抑制室9中冷却剂的温度。因此,较高温度的冷却剂在余热消除系统19中得到热交换,结果是余热消除系统19的热交换效率被改善,从而较小的热交换器能产生足够的效应。
如上所述,按照本发明,即使与反应堆压力壳联接的任何管道出现破裂,反应堆堆芯也一直能浸没在冷却剂中,所以下述可能性的根除得到保证,这种可能性即在倾泻结束后蓄积冷却剂注入系统启动并开始向反应堆压力壳内注射冷却剂之前的一段时间内反应堆堆芯的顶部会暂时暴露。
此外,由于堆芯在反应堆压力壳内位于下干燥井的通道孔水平面之下,从反应堆压力壳流出并在倾泻之后在下干燥井内蓄积的处于较低温度的冷却剂可以从外面冷却反应堆压力壳的壁表面,因而进一步冷却反应堆堆芯。这样,反应堆堆芯中产生的余热可以可靠而有效地被消除。
Claims (2)
1、一种自然循环反应堆,具有堆芯装在其内的反应堆压力壳,所述堆芯被置于这样的位置上,即使与所述反应堆压力壳联接的任何管道破裂从而使所述反应堆压力壳内的冷却剂液面由于倾泻而降低,所述堆芯的顶部也一直浸没于冷却剂中。
2、一种根据权利要求1的自然循环反应堆,其中当反应堆压力壳内冷却剂的量减到总容量的60%时,所述反应堆堆芯根据设计被设置于冷却剂液面之下。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP148513/88 | 1988-06-16 | ||
JP63148513A JP2537538B2 (ja) | 1988-06-16 | 1988-06-16 | 自然循還型原子炉 |
JP63-148513 | 1988-06-16 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1038718A true CN1038718A (zh) | 1990-01-10 |
CN1022357C CN1022357C (zh) | 1993-10-06 |
Family
ID=15454447
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN89104258A Expired - Fee Related CN1022357C (zh) | 1988-06-16 | 1989-06-16 | 自然循环反应堆 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5091143A (zh) |
JP (1) | JP2537538B2 (zh) |
CN (1) | CN1022357C (zh) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20090129531A1 (en) * | 2007-11-15 | 2009-05-21 | The State Of Or Acting By And Through The State System Of Higher Education On Behalf Of Or State U | Submerged containment vessel for a nuclear reactor |
CN101999149A (zh) * | 2007-11-15 | 2011-03-30 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的被动应急给水系统 |
US8588360B2 (en) | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
US11756698B2 (en) | 2007-11-15 | 2023-09-12 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2793437B2 (ja) * | 1991-07-08 | 1998-09-03 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
US6795518B1 (en) * | 2001-03-09 | 2004-09-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same |
JP2007232503A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
JP4916569B2 (ja) * | 2010-09-17 | 2012-04-11 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
JP5876320B2 (ja) * | 2012-02-23 | 2016-03-02 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント |
ES2687524T3 (es) * | 2012-04-25 | 2018-10-25 | Smr Inventec, Llc | Sistema nuclear de suministro de vapor |
US9589685B2 (en) | 2012-05-21 | 2017-03-07 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
RU2014151737A (ru) * | 2012-05-21 | 2016-07-10 | СМР ИНВЕНТЕК, ЭлЭлСи | Пассивная система обеспечения безопасности защиты реактора |
US10096389B2 (en) | 2012-05-21 | 2018-10-09 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
US9786394B2 (en) | 2012-05-21 | 2017-10-10 | Smr Inventec, Llc | Component cooling water system for nuclear power plant |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1463148A (en) * | 1973-12-12 | 1977-02-02 | Commissariat Energie Atomique | Liquid cooled nuclear reactors |
JPS53122097A (en) * | 1977-03-31 | 1978-10-25 | Toshiba Corp | Atomic power plant |
SE428611B (sv) * | 1979-12-17 | 1983-07-11 | Asea Atom Ab | Nodkylningsanordning vid kokarvattenreaktor |
SE435432B (sv) * | 1981-03-30 | 1984-09-24 | Asea Atom Ab | Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten |
JPS5913990A (ja) * | 1982-07-15 | 1984-01-24 | 株式会社東芝 | 非常用炉心冷却装置 |
JPS6053887A (ja) * | 1983-09-03 | 1985-03-27 | 株式会社東芝 | 自然循環型原子炉プラント |
CH664037A5 (de) * | 1984-07-17 | 1988-01-29 | Sulzer Ag | Anlage mit einem nuklearen heizreaktor. |
JPH0631782B2 (ja) * | 1985-11-06 | 1994-04-27 | 株式会社日立製作所 | 軽水型原子炉 |
FR2599179B1 (fr) * | 1986-05-22 | 1988-07-22 | Commissariat Energie Atomique | Petit reacteur nucleaire a eau pressurisee et a circulation naturelle |
JPS63229390A (ja) * | 1987-03-18 | 1988-09-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
JPS63200098A (ja) * | 1987-02-16 | 1988-08-18 | 株式会社日立製作所 | 炉心冷却系 |
JPH0782104B2 (ja) * | 1987-10-02 | 1995-09-06 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器 |
-
1988
- 1988-06-16 JP JP63148513A patent/JP2537538B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-06-09 US US07/363,877 patent/US5091143A/en not_active Expired - Fee Related
- 1989-06-16 CN CN89104258A patent/CN1022357C/zh not_active Expired - Fee Related
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20090129531A1 (en) * | 2007-11-15 | 2009-05-21 | The State Of Or Acting By And Through The State System Of Higher Education On Behalf Of Or State U | Submerged containment vessel for a nuclear reactor |
CN101884073A (zh) * | 2007-11-15 | 2010-11-10 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的浸没式安全壳 |
CN101999149A (zh) * | 2007-11-15 | 2011-03-30 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的被动应急给水系统 |
CN101999149B (zh) * | 2007-11-15 | 2013-06-19 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 用于核反应堆的被动应急给水系统 |
US8588360B2 (en) | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
US8687759B2 (en) * | 2007-11-15 | 2014-04-01 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Internal dry containment vessel for a nuclear reactor |
US9870838B2 (en) | 2007-11-15 | 2018-01-16 | Nuscale Power, Llc | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
US10186334B2 (en) | 2007-11-15 | 2019-01-22 | Nuscale Power, Llc | Internal dry containment vessel for a nuclear reactor |
US11594342B2 (en) | 2007-11-15 | 2023-02-28 | Nuscale Power, Llc | Evacuated containment vessel for nuclear reactor |
US11756698B2 (en) | 2007-11-15 | 2023-09-12 | Nuscale Power, Llc | Passive emergency feedwater system |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US5091143A (en) | 1992-02-25 |
JPH01314995A (ja) | 1989-12-20 |
JP2537538B2 (ja) | 1996-09-25 |
CN1022357C (zh) | 1993-10-06 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1022357C (zh) | 自然循环反应堆 | |
JP2507694B2 (ja) | 原子炉設備 | |
US4753771A (en) | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor | |
CN1041571C (zh) | 分段减压系统 | |
US20100272226A1 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
JPH0342595A (ja) | 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置 | |
KR890001251B1 (ko) | 가압 수로형 원자로용 급속냉각장치 | |
KR20180077217A (ko) | 냉간 셧다운을 위한 수동 냉각 | |
US4812286A (en) | Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor | |
JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
CN101916594A (zh) | 一种非能动的核电站破口事故缓解系统 | |
JP2934341B2 (ja) | 原子炉格納容器冷却設備 | |
EP0238079A2 (en) | Emergency core cooling apparatus | |
CN212230087U (zh) | 一种利用浮球阀控制的池式反应堆余热排出系统 | |
JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
CN214012518U (zh) | 一种压力容器顶部双层壳体的一体化非能动反应堆 | |
KR100319068B1 (ko) | 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로 | |
CN111899902A (zh) | 一种利用浮球阀控制的池式反应堆余热排出系统 | |
JP2007205923A (ja) | 沸騰水型原子力発電設備 | |
JPH05323084A (ja) | 原子炉格納容器 | |
KR100306123B1 (ko) | 가압기에 연결된 압력균형관을 구비한 노심보충수탱크 | |
JPH058997B2 (zh) | ||
JPH07159581A (ja) | 原子炉冷却設備 | |
JPH08211181A (ja) | 原子炉格納容器の冷却装置 | |
JPH05215886A (ja) | 非常用炉心冷却系 |
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 | ||
C19 | Lapse of patent right due to non-payment of the annual fee | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |