CN105814642B - 管理核反应堆控制棒 - Google Patents
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Abstract
一种核反应堆控制棒驱动组件,包括连接到驱动轴并且操作用于在第一作用力双向推动所述驱动轴通过反应堆容器内部容积的一部分的控制棒驱动机构;连接到所述驱动轴的控制棒歧管;连接到所述控制棒歧管的多个控制棒,所述多个控制棒基于所述控制棒驱动机构的操作可以在所述反应堆容器的内部容积中的多个位置间调节;以及设置在所述控制棒驱动机构和所述多个控制棒之间的至少一个强度可变接头。
Description
相关申请的交叉引用
本申请要求享有2013年12月31日提交的序列号为No.61/922,285的美国临时专利申请和2014年2月18日提交的序列号为No.14/182,809的美国专利申请的优先权,上述两个申请的全部内容通过引用被结合于此。
技术领域
本公开总体涉及管理核反应堆控制棒的系统和方法。
背景技术
核电反应堆依靠中子吸收棒来控制反应度。通常,吸收棒被成组插入到反应堆芯中,其中每个具有控制棒的燃料组件具有一组吸收棒。所述控制棒可以在堆芯里移动以(至少部分地)控制在所述堆芯中发生的核裂变。一些反应堆设计中,具有位于主系统压力边界一侧上的控制棒驱动机构,同时所述控制棒位于所述堆芯内部的所述压力边界的相对一侧上。其它的设计中,驱动机构构成所述压力边界的一部分。在正常运行中,所述控制棒设置在所述堆芯内部,由所述驱动机构提供一个力来将所述棒进一步插入到所述堆芯内或者提供一个力将所述控制棒从所述堆芯中移除。所述驱动机构还可以使所述控制棒在所述堆芯内部保持在几个不同的角度上。
发明内容
在一般的实施方案中,核反应堆控制棒驱动组件包括控制棒驱动机构,其被连接到驱动轴并且可以操作用于在第一力下双向推动所述驱动轴通过反应堆容器内部容积的一部分;连接到所述驱动轴的控制棒岐管;连接到所述控制棒岐管的多个控制棒,所述多个控制棒基于所述控制棒驱动机构的操作可以在所述反应堆容器内部容积中的多个位置之间调节;以及设置在所述控制棒驱动机构和所述多个控制棒之间的至少一个强度可变接头。
在可与所述一般的实施方案相结合的第一方面中,所述强度可变接头包括大于所述第一力并且小于第二力的失效强度,其中所述第二力大于所述第一力并且由于异常操作事件而作用在所述多个控制棒上。
在可与前述任意方面相结合的第二方面中,所述第二力的数量级大于所述第一力。
在可与前述任意方面相结合的第三方面中,所述失效强度大于第三力,其中所述第三力大于所述第一力并且小于所述第二力,其由于SCRAM事件而作用在所述多个控制棒上。
在可与前述任意方面相结合的第四方面中,所述第一和第三力指向第一方向,并且所述第二力指向与所述第一方向相反的第二方向。
在可与前述任意方面相结合的第五方面中,所述失效强度为依赖于方向的失效强度,其在第一方向上的大小大于所述第一力并且在第二方向上小于所述第二力。
在可与前述任意方面相结合的第六方面中,所述控制棒驱动机构设置在所述反应堆容器的外部。
在可与前述任意方面相结合的第七方面中,其中一部分的所述驱动轴包括所述强度可变接头。
在可与前述任意方面相结合的第八方面中,所述驱动轴的所述部分位于所述驱动轴的远端上,所述远端与所述控制棒歧管相邻并且与被连接到所述控制棒驱动机构的所述驱动轴近端相对立。
在可与前述任意方面相结合的第九方面中,所述强度可变接头包括剪切环,卡环,或者所述驱动轴的一个直径减小部分中的至少一个。
在可与前述任意方面相结合的第十方面中,至少一个所述多个控制棒中的一部分包括所述强度可变接头。
在可与前述任意方面相结合的第十一方面中,所述至少一个控制棒的所述部分与所述控制棒岐管相邻。
在可与前述任意方面相结合的第十二方面中,所述强度可变接头包括剪切环,卡环,或者所述驱动轴的一个直径减少部分中的至少一个。
在另一个一般的实施方案中,一种管理核控制棒弹射事件的方法包括沿第一方向并且在第一力的作用下移动控制棒岐管通过一部分的反应堆容器,所述控制棒岐管借助驱动轴被连接到控制棒驱动机构;基于所述控制棒岐管的移动沿着所述第一方向调节中子吸收棒在反应堆容器中的位置,所述中子吸收棒被连接到所述控制棒岐管;响应于异常运行事件接收大于所述第一力并且沿着与所述第一方向相反的第二方向作用在所述中子吸收棒,所述控制棒歧管,或者所述驱动轴中的至少一个上的第二力;并且响应于所述第二力的接收,借助强度可变接头使所述驱动轴与所述控制棒岐管或者使所述控制棒岐管与所述中子吸收棒的至少一个断开连接。
在可与所述一般实施方案相结合的第一方面中,借助强度可变接头使所述驱动轴与所述控制棒岐管或者使所述控制棒岐管与所述中子吸收棒的至少一个断开连接包括使所述驱动轴与所述控制棒岐管断开连接。
在可与前述任意方面相结合的第二方面中,使所述驱动轴与所述控制棒岐管断开连接包括如下的至少一个:破坏将所述驱动轴连接到所述控制棒岐管的卡环;剪切将所述驱动轴连接到所述控制棒岐管的剪切环;或者破坏所述驱动轴上将所述驱动轴连接到所述控制棒岐管的部分。
在可与前述任意方面相结合的第三方面中,借助强度可变接头使驱动轴与所述控制棒岐管或者使所述控制棒岐管与所述中子吸收棒的至少一个断开连接包括使所述控制棒岐管与所述中子吸收棒断开连接。
在可与前述任意方面相结合的第四方面中,使所述控制棒歧管与所述中子吸收棒断开连接包括如下至少一个:破坏将所述中子吸收棒连接到所述控制棒岐管的卡环;剪切将所述中子吸收棒连接到所述控制棒岐管的剪切环;或者破坏所述中子吸收棒上将所述中子吸收棒连接到所述控制棒岐管的部分。
在可与前述任意方面相结合的第五方面中,所述第二力包括作用在如下至少一个之上的液压力:所述驱动轴的一个端部,其与所述驱动轴被连接到所述控制棒歧管的另一个端部相对;或者所述控制棒歧管面向所述第一方向的表面。
在可与前述任意方面相结合的第六方面,所述强度可变接头包括大于所述第一力并且小于所述第二力的失效强度。
在另一个一般的实施方案中,核反应堆控制棒驱动组件包括控制棒驱动机构;连接到所述驱动机构的驱动轴;以及采用第一连接被连接到所述驱动轴的歧管,所述歧管包括将控制棒连接到所述歧管的第二连接。所述第一连接或者所述第二连接中的至少一个为强度可变连接。
在可与所述一般实施方案相结合的第一方面,所述强度可变连接包括沿着第一方向限定的第一失效强度和沿着与所述第一方向相反的第二方向限定的第二失效强度,所述第一失效强度大于所述第二失效强度。
在可与前述任意方面相结合的第二方面中,所述第一失效强度比所述第二失效强度大至少一个数量级。
在可与前述任意方面相结合的第三方面中,所述数量级至少为二。
在可与前述任意方面相结合的第四方面中,所述强度可变连接包括在沿着所述第一方向的力等于或大于所述第一失效强度时失效,并且在沿着所述第二方向的力等于或大于所述第二失效强度时失效的剪切元件。
本公开中描述的各种实施方案不包括或者包括后面的特征中的一个,一些或者全部。例如,根据本公开的核反应堆控制棒驱动组件有助于在控制棒弹棒事件发生时防止发生堆芯损毁。所述控制棒驱动组件还有助于防止在弹棒事件发生时压力屏,例如反应堆容器,发生破裂。作为另一个实例,所述控制棒驱动组件还可以在所述核反应堆系统的正常(例如,非事故)运行过程中在提供中子吸收棒的正常操作移动的同时防止或帮助防止这些事件的发生。作为再一个实例,所述控制棒驱动组件可以防止或帮助防止由于可能发生的堆芯损毁而造成的压力边界的额外破裂(例如,除了可能触发弹棒事件的初始破裂之外的破裂)。例如,所述控制棒驱动组件可以阻止或者帮助阻止反应和堆芯损毁的插入。因此,可以防止由于变形产生的额外破裂。
本说明书中描述的主题的一个或多个实施方案的细节在附图和后面的描述中给出。所述主题的其它特征,方面,以及优点通过所述描述,所述附图以及所述权利要求变得更加清晰。
附图说明
图1为框图,示出包括核反应堆控制棒驱动组件的核反应堆系统的一个实例;
图2示出核反应堆控制棒驱动组件的一个示例性实施方案;
图3A-3B示出核反应堆控制棒驱动组件的一个示例性实施方案的部分的拉近视图;并且
图4为描述用于管理核反应堆系统中的弹棒事件的示例性方法。
具体实施方式
本公开描述了一种核反应堆控制棒驱动组件,其在某些方面防止或帮助防止中子吸收控制棒和/或所述驱动组件的部分响应于弹射事件而发生弹射。例如,所述驱动组件的两个或多个部分可以通过强度可变连接或者接头被连接到一起,所述强度可变连接或接头响应于弹射力而破裂以防止或帮助防止所述驱动组件部分或者控制棒发生弹射。
图1为框图,示出核反应堆系统100(例如,核反应堆),其包括核反应堆控制棒驱动组件25(其一部分在图1中示出)。在某些方面,所述核反应堆系统100为采用主冷却剂循环(例如,自然循环)来冷却核堆芯并且通过一个或多个换热器将热量从所述堆芯传递给二次冷却剂的商用动力加压水冷反应堆。所述二次冷却剂(例如,水),一旦被加热(例如,成为蒸汽,过热蒸汽或者其它蒸汽),在被冷凝并且返回到所述一个或多个换热器之前可以驱动发电设备,例如蒸汽轮机或者其它设备。
对于核反应堆系统100来说,反应堆芯20被设置在反应堆容器70(例如,圆筒形或者胶囊形)的一个底部部分上。反应堆芯20包括一些核燃料组件,或者棒(例如,与控制棒结合产生受控核反应的可裂变材料),以及任选的一个或多个控制棒(未示出)。在某些实施方案中,核反应堆系统100被设计成具有被动操作系统(例如,主冷却剂没有采用循环泵),其采用物理定律确保核反应堆100在正常运行中或者甚至在没有操作者介入或监视的紧急情况下至少在某些预定的期间维持安全运行。安全壳10(例如,圆筒形或者胶囊形)包围反应堆容器70,在图示的实例中,其部分或全部浸没在反应堆水池中,例如位于水线90下方(其可以位于或者恰好低于海湾5的顶表面35),位于反应堆海湾5内部。反应堆容器70和安全壳10之间的容积可以部分或完全被抽真空以减少反应堆容器70与反应堆水池之间的热传递。然而,在其它实施方案中,反应堆容器70和安全壳10之间的容积可以至少部分地充注提高所述反应堆和安全壳之间的热传递的气体和/或液体。
在图示的实施例中,反应堆芯20浸没在液体中,例如水,所述液体可以包括硼或者其它添加剂,其在与所述反应堆芯表面发生接触后上升进入通道30。被加热的冷却剂的向上运动采用通道30(例如,上升管30)内部的箭头40(例如,主冷却剂40)表示。所述冷却剂移动掠过换热器50和60的顶部并且被沿着反应堆容器70内壁的密度差向下牵引由此使得所述冷却剂将热量传递给换热器50和60。在到达反应堆容器70的底部后,与反应堆芯20的接触,由此加热所述冷却剂,其再次上升通过通道30。尽管图1所示的换热器50和60为两个不同的部件,换热器50和60可以表示任意数量的螺旋(或者其它形状)盘管,其围绕至少一部分的通道30进行缠绕。
在图示的实施例中,核反应堆模块的正常运行按照如下方式进行:其中被加热的冷却剂上升通过通道30并且与换热器50和60接触。在接触换热器50和60后,冷却剂按照如下方式朝向反应堆容器70的底部下沉:所述下沉引发热虹吸过程。在图1的实例中,反应堆容器70内部的冷却剂压力保持在环境压力之上,由此允许所述冷却剂维持在较高温度而不会蒸发(例如,沸腾)。
在图示的实施方案中,随着换热器50和60中的冷却剂温度上升,所述冷却剂开始沸腾。随着换热器50和60中的冷却剂开始沸腾,蒸发后的冷却剂,例如蒸汽,可以被用于驱动将蒸汽势能转换成电能的一个或多个汽轮机。在图示的实施方案中,在冷凝后,冷却剂返回到换热器50和60底部附近的位置。
在图示的实施方案中,位于反射器15和反应堆容器70之间的下降管区域为主冷却剂40提供流体路径,使其在上升管30和反应堆容器70之间的环状区域中从容器70的顶端(例如,在经过换热器50,60后)向容器70的底端(例如,堆芯20下方)流动。所述流体路径输送冷却剂40,冷却剂40有待于再次循环通过堆芯20与反射器15的至少一个表面进行对流接触以冷却反射器15。
尽管图1所示的为核反应堆系统的一个具体实例,所述系统100也可以是任何其它类型的核电系统,其包括提供被用于沸腾主冷却剂回路(例如,像在沸水反应堆中那样)或者二次冷却回路(例如,像在压力水冷反应堆中那样)中的水的热量的核反应堆。蒸发后的冷却剂,例如蒸汽,被用于驱动将热势能转换成电能的一个或多个汽轮机。在冷凝后,冷却剂接着被返回再次从所述核反应堆芯移除更多的热能。因此,核反应堆系统100是任意的核电系统的一个实例,其包括根据本公开的控制棒驱动组件。
控制棒驱动组件25的一部分在图1中示出,如图所示(更多细节在图2中示出),其包括连接到固定一个或多个棒45的岐管的轴。通常,控制棒驱动组件25可以在核反应堆系统100的运行中调节(例如,移动)控制棒45相对于堆芯20的位置。例如,在正常运行中(例如,不是在突发事件中),控制棒驱动组件25可以调节控制棒45在所述堆芯中的位置以维持系统100的特定的温度,压力或者其它变量。
控制棒驱动组件25还可以被设计成处理特定的突发事件,例如控制棒45的“弹棒”事件。例如,压力边界(例如,反应堆容器70)的破裂可能会使面向相对远离堆芯20的方向的表面暴露于比作用在面向相对朝向堆芯70的表面上的压力低的压力。所述压差提供了一个原动力以从堆芯20“弹射”控制棒45。这种弹棒事故发生的时长通常小于控制棒45通过驱动组件25被正常地插入堆芯20或者从其中被移除的时长。由此,在“弹棒”事故中,控制棒45的加速度大于正常运行时的加速度,并且在正常运行中施加到棒45用于移动的力小于在假设的弹棒事故场景中的力。在所述假设的弹棒事故过程中,控制棒45相对快速的移除可能产生相关联的快速反应性引入,可能造成堆芯20的损毁。
图示的驱动组件25可以有效防止(例如,帮助防止)触发事件(例如,弹棒事件)导致控制棒45从堆芯20中移除从而可以防止或者帮助防止造成堆芯损毁。图示的驱动组件25包括例如位于控制棒45和所述岐管和/或位于所述驱动轴和所述岐管(如一些实例中的那样)之间的强度可变耦接或连接。所述一个或多个强度可变连接可以被设计成如果产生由触发事件所引发的移除力,则使所述驱动组件25和控制棒45断开连接(或者部分的驱动组件25被断开连接)。因此,驱动组件25在移动力与正常运行时所经受的力类似时可以主动地连接到控制棒45,但是当在发生弹射事故事件时经受更大的力时与控制棒45断开连接。通过在如此大的力下断开连接,驱动组件45可以防止或者帮助防止在弹棒事件中压力边界(例如,反应堆容器70)产生额外的破裂,此外,可以防止或帮助防止堆芯损毁。
在正常运行(例如,不是在弹棒事件中)过程中,对控制棒驱动组件25进行的一个示例性分析中,由驱动组件25驱动的控制棒45的移动相对较慢(例如,与弹棒事件相比)并且由于加速而作用在一个或多个强度可变连接上的力可以忽略。例如,作用在特定的强度可变连接上的法向力可能仅仅是驱动组件25(并且在某些方面是控制棒45)的重量。如果所述驱动组件25被看作长度为约12英尺,那么驱动组件25的弹棒时长通常大约是160ms。计算出的作用在所述强度可变连接上的力可以参照表1(国际单位制)。
表1
在该实例中,作用在驱动组件25上的弹棒力远大于正常运行时作用在驱动组件25上的力。如图所示,弹棒事故场景下的力约是正常运行场景下的力的16倍。因此,所述强度可变连接可以被设计成在正常运行过程中保持完整而在弹射事故中破坏或剪切掉。由于作用在驱动组件25上的力的差别的量级,因此所述强度可变连接不太可能发生不期望的破坏或剪切(例如,在正常运行中)。
图2示出核反应堆控制棒驱动组件200的一个示例性实施方案,其示出一部分的核反应堆系统(例如,核反应堆系统100)。如图所示,控制棒驱动组件200包括驱动机构205,驱动致动器220,驱动轴210,以及岐管215。如图所示,驱动组件200被示出安装在反应堆容器70中并且被连接到控制棒45。该图中所示的控制棒45被至少部分地插入到核反应堆系统的堆芯20中。
在图示的实施例中,驱动机构205的致动器220可通讯地连接到控制系统225。通常,控制系统225可以接收来自于核反应堆系统100的一个或多个传感器的信息(例如,温度,压力,通量,阀状态,泵状态,或者其它信息),并且,基于这些信息控制致动器220为驱动机构205供能。在某些实施方案中,控制系统225可以是核反应堆系统的主控制器(即,基于处理器的电子装置或者其它电子控制器)。例如,所述主控制器为可通讯地连接到位于各个控制阀上的伺服控制器的主控器。在某些实施方案中,控制系统225可以是比例-积分-微分(PID)控制器,ASIC(专用集成电路),基于微处理器的控制器,或者任何其它合适的控制器。在某些实施方案中,控制系统225可以是全部或部分的分布式控制系统。
图示的驱动机构205被连接(例如,螺纹连接)到驱动轴210并且响应于致动器220的操作从而可操作用于通过升高或降低驱动轴210上的岐管215而调节控制棒45在反应堆容器70中(例如,位于堆芯20内部)的位置。在某些方面,在正常运行时(例如,不包括弹棒事件),驱动机构205仅仅控制驱动组件200和控制棒45。因此,相对于弹棒事件中(如上所述)驱动组件200的移动,驱动机构205可以缓慢的移动驱动轴210和岐管215。在图示的实施方案中,驱动机构205的致动可以施加一个力以驱动所述驱动轴210向上或者向下(例如,远离堆芯20或者朝向堆芯20)以调节控制棒45的位置。
在某些实施方案中,驱动机构205可以不施加主动力以移动驱动轴210和岐管215,而是简单地支撑这些部件抵消向下的重力。例如,控制棒45在重力引起的自身重量下悬挂在岐管215上。当用于插入时,驱动机构205可以移动放置岐管215的位置,或者高度以及相关联的用于抵消重力的支撑件所在的位置。当用于移动时,机构205可以减少用于抵消重力的力的大小,并且存在将棒45插入到堆芯20的净力。例如,对于安装在顶部的驱动机构205(如图所示)来说,用于插入控制棒45的力为重力,但是对于安装在底部的驱动机构(二者都可以在本公开中实施)来说,可能需要用于抵消重力的主动力。
驱动轴210被连接到岐管215,也就是说,如图所示,其被连接到一个或多个控制棒45。如图所示,驱动轴210在强度可变连接235处被连接到岐管215。控制棒45同样在强度可变连接230处被连接到岐管215。通常,每个强度可变连接(230和235)为接头,其被设置在驱动组件200的两个部件的接合处。在图示的实施方案中,每个接头可以在正常运行活动中(例如,操作驱动机构205来调节岐管215的位置)经受施加到其上的力以沿着一个或多个方向安全地移动棒45而不会发生破坏或剪切。此外,在图示的实施方案中,每个接头在弹棒事件中不能经受施加到其上的力而不发生破坏或剪切。
在某些方面,位于各个强度可变连接(230或235)处的接头的强度可以是依赖于方向的。例如,强度可变连接(230或235)可以被设计成能够经受沿着特定方向施加到其上的特定的力而不会破坏,同时也可以被设计成能够经受沿着相反方向施加到其上的大得多的力而不会发生破坏。因此,在一个实例中,强度可变连接(230或235)具有沿着移动控制棒45的方向(例如,远离堆芯20)可以变化的强度,但是在插入控制棒45的方向上(例如,朝向堆芯20),强度不发生变化。这使得在事故保护停堆时(例如,SCRAM事件),驱动轴210的重量,或者由驱动机构205提供的任何其它驱动力,可以有效地驱动控制棒45进入堆芯20。因此,强度可变连接(230或235)在驱动控制棒45进入堆芯20时不会发生破坏或剪切,因为所述连接只有在驱动轴210从堆芯20移动控制棒45时的移动方向上才具有可变的强度。
尽管图2示出强度可变连接位于驱动轴210和岐管215之间以及控制棒45和岐管215之间,然而,在某些实施方案中,可以仅仅在驱动轴210和岐管215之间具有强度可变连接。例如,在驱动轴210和岐管215之间没有强度可变连接的方面中,这些部件可以刚性连接(例如,焊接或其它方式)。在其它方面中,可以只在控制棒45和岐管215之间具有强度可变连接。
图3A-3B示出核反应堆控制棒驱动组件200的示例性实施例的一部分的拉近视图。例如,图3A示出位于驱动轴210和岐管215之间的强度可变连接的拉近视图。如图所示,驱动轴210的一个端部被插入到在岐管215中制作形成的凹陷250中。一部分的驱动轴210包括切除部分265(例如,直径减小部分)并且岐管215包括限定出将剪切元件260放置到其中的圆环的切除部分255。在某些方面,所述剪切元件260为剪切环或者卡环(或者是过盈配合或者其它易碎连接),其主动地将驱动轴210接合到岐管215。在该实例中,剪切元件260和切除部分265/255形成位于驱动轴210和岐管215之间的强度可变连接。
在正常运行中,力(例如来自于驱动机构205)被施加到驱动轴210上,使得沿着向下方向的移动(例如,朝向堆芯20)移动连接到岐管215的控制棒45进入堆芯20。同样,在SCRAM事件中,沿着向下方向(例如,朝向堆芯20)将力施加到驱动轴210上以移动连接到岐管215的控制棒45进入堆芯20(例如,非常快速以阻止所述事件的发生)。在SCRAM事件中的力可以远大于在正常运行中施加的力。因此,当沿着朝向堆芯20的方向施加力时,驱动轴210和岐管215之间的强度可变连接可以经受(不发生破坏或剪切)正常运行中的力以及SCRAM事件中的力。
在弹棒事故事件发生时,沿着与堆芯20相反的方向向驱动轴210的端部263施加一个力(例如,来自于堆芯20中的冷却剂的液压力)。例如,如图所示,在与端部263相邻的岐管215中形成有孔,由此限定出供流体(例如,冷却剂)通过的流体路径,以向驱动轴210的端部263施加压力。如上所述,所述力可能远大于正常运行时施加给驱动轴210的力。因此,驱动轴210和岐管215之间的强度可变连接由于沿着与堆芯20相反的方向施加的所述弹棒事件力可能被破坏或剪切。
图3B示出位于控制棒45和岐管215之间的强度可变连接的拉近视图。如图所示,每个控制棒45的一个端部被插入到在岐管215中制作形成的凹陷250中。一部分的控制棒45包括切除部分270(例如,直径减小部分)并且岐管215包括切除部分255,二者共同限定出可以将剪切元件260放置到其中的圆环。在某些实施方案中,剪切元件260为剪切环或者卡环(或者为过盈配合或其它可破坏连接),其主动地将控制棒45接合到岐管215。在该实例中,剪切元件260和切除部分255/270形成位于控制棒45和岐管215之间的强度可变连接。
在一个示例性的正常运行中,沿着向下方向向驱动轴210施加一个力(例如,来自于驱动机构205)并且其被传递给岐管215(并且接着传递给控制棒45)以移动所述控制棒45进入堆芯20。同样,在SCRAM事件中,力被施加给驱动轴210,并且被传递通过岐管215到达控制棒45,移动控制棒45进入堆芯20(例如,非常快速以阻止所述事件)。在SCRAM事件中的力远大于正常运行中施加的力。因此,当沿着朝向堆芯20的方向施加所述力时,控制棒45和岐管215之间的强度可变连接可以经受(不破坏或剪切)正常运行中的力和SCRAM事件中的力。
在弹棒事故事件中,力(例如,来自于堆芯20中的冷却剂的液压力)例如沿着与堆芯20相反的方向被施加给控制棒45的底表面,作用于以高速率向上推动棒45和岐管215(以及驱动轴210)。如上所述,所述力远大于正常运行中施加给驱动轴210的力。因此,由于沿着与堆芯20相反的方向施加的弹棒事件力,位于控制棒45和岐管215之间的强度可变连接可能发生破坏或剪切。
图4为流程图,描绘出管理核反应堆系统中的弹棒事件的一个示例性方法400。方法400例如可以用于在图1所示的包括控制棒驱动组件200的核反应堆系统100,或者在包括根据本公开的控制棒驱动组件的另一种合适的核反应堆系统中实施。
在步骤402中,控制棒岐管在第一力的作用下沿着第一方向移动(例如,通过控制棒驱动机构)。在某些实施方案中,所述第一方向可以朝向核反应堆系统的堆芯并且所述移动力(以及速度)相对可以被忽略(例如,与弹棒事件力相比)。在某些实施方案中,例如在SCRAM事件中,当控制棒岐管相对快速地移动时(与正常运行移动相比),所述沿着第一方向的力相对较大。
在步骤404中,基于所述控制棒岐管的移动,核反应堆系统的反应堆容器中的中子吸收棒,或者控制棒的位置沿着所述第一方向(例如,朝向所述堆芯)可以调节。例如,在某些情况下,控制棒被连接到所述岐管,其依次被连接到驱动轴,所述驱动轴被连接到所述控制棒驱动机构。当然,在某些实施方案中,在正常运行中,所述驱动机构可以双向调节所述控制棒的位置。
在步骤406中,响应于异常事件(例如,弹棒事件),接收作用在所述控制棒引导组件和/或一个或多个控制棒的至少一部分上的第二力。在某些实施方案中,所述第二力由处于高压下的液压力(例如,来自于流动通过堆心的冷却剂)产生。所述液压力可以作用在所述驱动轴的一个端部(例如,轴面)上,所述端部与位于接近或处于压力边界上的所述控制组件内部的另一个端部相对而设。在某些实施方案中,所述液压力可以作用在所述控制棒歧管的底表面(例如,面向所述第一方向的表面)上。所述液压力可以作用于推动所述控制棒和所述驱动组件离开所述堆芯。在某些实施方案中,所述第二力例如比所述第一力大至少两倍。
在步骤408中,响应于所述第二力,所述控制棒驱动组件的一部分与强度可变接头断开连接,所述强度可变接头具有小于所述第二力的失效强度。在某些实施方案中,所述强度可变接头设置在所述驱动轴和所述歧管之间。
当所述强度可变接头响应于所述第二力失效时,部分的所述驱动组件和/或所述控制棒可以保持在所述堆芯内部而不是从所述堆芯中弹射出去。在某些实施方案中,所述强度可变接头设置在所述控制棒和所述歧管之间。在某些实施方案中,所述强度可变接头设置在所述驱动轴和所述驱动机构之间。
在某些实施方案中,所述强度可变接头包括卡环(或者其它可破坏连接)。所述强度可变接头还包括剪切环。所述强度可变接头处的断开连接例如包括破坏所述卡环或者剪切所述剪切环以断开部分的所述驱动组件。其它强度可变接头例如包括在第二强度下可以破坏的剪切销或者一个尺寸减小或者失效部分。
在整个说明书和权利要求书中,诸如“前方”,“后方”,“顶部”,“底部”,“之上”,“上方”,以及“下方”等术语用于描述系统不同部件和这里描述的其它元件的相对位置。类似的,用于描述元件的任何水平或垂直用语是用于描述系统不同部件和这里描述的其它元件的相对方向。除非另有明确说明,这种术语的使用并不是表示所述系统或者任何其它部件相对于地球引力的方向,或者地球地表面的具体位置和方向,或者所述系统的其它元件在运行,制造以及运输过程中的其它具体位置或方向。
已经描述了多个实施方案。然而,可以理解的是,可以进行各种修改。例如,如果公开的技术的多个步骤按照不同顺序实施,如果公开的系统的多个部件按照不同方式进行组合,或者如果采用其它部件代替或补充多个部件,仍然可以获得有益的结果。因此,其它实施方案同样位于后面所附的权利要求的范围内。
Claims (26)
1.一种核反应堆控制棒驱动组件,包括:
控制棒驱动机构,其连接到驱动轴并且可操作用于在第一力的作用下沿着朝向反应堆芯的第一方向推动所述驱动轴通过反应堆容器内部容积的一部分;
连接到所述驱动轴的控制棒歧管;
连接到所述控制棒歧管的多个控制棒,所述多个控制棒基于所述控制棒驱动机构的操作可以在所述反应堆容器内部容积中的多个位置间调节;以及
至少一个接头,其设置在所述控制棒驱动机构和所述多个控制棒之间,所述至少一个接头具有沿着第一方向的第一失效强度和沿着与所述第一方向相反的第二方向的第二失效强度,所述第一失效强度大于所述第二失效强度。
2.权利要求1所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述接头包括大于所述第一力并且小于第二力的失效强度,所述第二力大于所述第一力并且由于异常运行事件作用在所述多个控制棒上,并且所述第二力指向与所述第一方向相反的第二方向。
3.权利要求2所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述第二力比所述第一力大一个数量级。
4.权利要求2所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述失效强度大于第三力,所述第三力大于所述第一力且小于所述第二力并且由于SCRAM事件作用在所述多个控制棒上,所述第三力指向第一方向。
5.权利要求4所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述第一和第三力指向第一方向,并且所述第二力指向与所述第一方向相反的第二方向。
6.权利要求5所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述失效强度包括依赖于方向的失效强度,其在所述第一方向上的大小大于所述第一力并且在所述第二方向上小于所述第二力。
7.权利要求1所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述控制棒驱动机构设置在所述反应堆容器外部。
8.权利要求1所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中一部分的所述驱动轴包括所述接头。
9.权利要求8所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述驱动轴的所述部分位于所述驱动轴的远端上,所述远端与所述控制棒歧管相邻并且与被连接到所述控制棒驱动机构的所述驱动轴近端相对立。
10.权利要求9所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述接头包括剪切环,卡环,或者所述驱动轴的一个直径减小部分中的至少一个。
11.权利要求1所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中至少一个所述多个控制棒的一部分包括所述接头。
12.权利要求11所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述至少一个所述多个控制棒的所述部分与所述控制棒歧管相邻。
13.权利要求12所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述接头包括剪切环,卡环,或者所述驱动轴的一个直径减小部分中的至少一个。
14.权利要求1所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述控制棒驱动机构包括底部安装控制棒驱动机构。
15.一种管理核控制棒弹棒事件的方法,包括:
沿着第一方向并且在第一力的作用下移动控制棒歧管通过一部分的反应堆容器,所述控制棒歧管借助驱动轴连接到所述控制棒驱动机构;
基于所述控制棒歧管的移动沿着所述第一方向调节中子吸收棒在所述反应堆容器中的位置,所述中子吸收棒连接到所述控制棒歧管;
响应于异常运行事件接收大于所述第一力并且沿着与所述第一方向相反的第二方向作用在所述中子吸收棒,所述控制棒歧管,或者所述驱动轴中的至少一个上的第二力;并且
响应于所述第二力的接收,借助接头使所述驱动轴与所述控制棒歧管,或者使所述控制棒歧管与所述中子吸收棒的至少一个断开连接,所述接头具有沿着第一方向的第一失效强度和沿着与所述第一方向相反的第二方向的第二失效强度,所述第一失效强度大于所述第二失效强度。
16.权利要求15所述的方法,其中借助接头使所述驱动轴与所述控制棒歧管,或者使所述控制棒歧管与所述中子吸收棒的至少一个断开连接包括使所述驱动轴与所述控制棒歧管断开连接。
17.权利要求16所述的方法,其中使所述驱动轴与所述控制棒歧管断开连接包括如下至少一个:
破坏将所述驱动轴连接到所述控制棒歧管的卡环;
剪切将所述驱动轴连接到所述控制棒歧管的剪切环;
或者破坏所述驱动轴上将所述驱动轴连接到所述控制棒岐管的部分。
18.权利要求15所述的方法,其中借助接头使驱动轴与所述控制棒歧管或者使所述控制棒歧管与所述中子吸收棒的至少一个断开连接包括使所述控制棒歧管与所述中子吸收棒断开连接。
19.权利要求18所述的方法,其中使所述控制棒歧管与所述中子吸收棒断开连接包括如下至少一个:
破坏将所述中子吸收棒连接到所述控制棒歧管的卡环;
剪切将所述中子吸收棒连接到所述控制棒歧管的剪切环;或者
破坏所述中子吸收棒上将所述中子吸收棒连接到所述控制棒岐管的部分。
20.权利要求15所述的方法,其中所述第二力包括作用在如下至少一个上的液压力:
所述驱动轴的一个端部,其与所述驱动轴被连接到所述控制棒歧管的另一个端部相对;或者
所述控制棒歧管面向所述第一方向的表面。
21.权利要求15所述的方法,其中所述接头包括大于所述第一力并且小于所述第二力的失效强度。
22.一种核反应堆控制棒驱动组件,包括:
控制棒驱动机构;
连接到所述驱动机构的驱动轴;以及
采用第一连接被连接到所述驱动轴的歧管,所述歧管包括将控制棒连接到所述歧管的第二连接,
其中所述第一连接或者所述第二连接中的至少一个为连接,该连接具有沿着第一方向的第一失效强度和沿着与所述第一方向相反的第二方向的第二失效强度,所述第一失效强度大于所述第二失效强度。
23.权利要求22所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述连接包括沿着第一方向限定的第一失效强度以及沿着与所述第一方向相反的第二方向限定的第二失效强度,所述第一失效强度大于所述第二失效强度。
24.权利要求23所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述第一失效强度比所述第二失效强度大至少一个数量级。
25.权利要求24所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述数量级至少为二。
26.权利要求22所述的核反应堆控制棒驱动组件,其中所述连接包括在沿着所述第一方向的力等于或大于所述第一失效强度时失效,并且在沿着所述第二方向的力等于或大于所述第二失效强度时失效的剪切元件。
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---|---|---|---|---|
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FR3077919B1 (fr) * | 2018-02-09 | 2020-03-06 | Societe Technique Pour L'energie Atomique | Architecture de reacteur nucleaire integre limitant les contraintes appliquees aux mecanismes integres |
EP3857568A1 (en) * | 2018-09-25 | 2021-08-04 | NuScale Power, LLC | Control rod drive mechanism with heat pipe cooling |
CN112102970B (zh) * | 2019-12-24 | 2021-04-23 | 四川大学 | 一种控制棒驱动机构及反应堆控制系统 |
CN111933314B (zh) * | 2020-08-07 | 2022-05-10 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核反应堆非能动停堆装置 |
US11421589B1 (en) | 2021-05-18 | 2022-08-23 | Nugen, Llc | Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101626864A (zh) * | 2007-03-13 | 2010-01-13 | 空中客车英国有限公司 | 用于接头的组件的制备 |
CN102656642A (zh) * | 2010-03-12 | 2012-09-05 | 巴布科克和威尔科克斯核作业集团股份有限公司 | 核反应堆的控制棒驱动机构 |
CN102667951A (zh) * | 2010-08-24 | 2012-09-12 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 用于核反应堆的控制棒组件中连接连接杆和控制棒的终端元件 |
CN103250211A (zh) * | 2010-12-09 | 2013-08-14 | 西屋电气有限责任公司 | 核反应堆内部液压控制棒驱动机构组件 |
TWI489488B (zh) * | 2011-07-29 | 2015-06-21 | Areva Gmbh | 沸水式核反應爐之總成 |
Family Cites Families (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3597939A (en) * | 1969-06-25 | 1971-08-10 | Atomic Energy Commission | Control assembly for a nuclear reactor including an offset coupling |
US4044622A (en) * | 1975-02-18 | 1977-08-30 | Matthews John C | Anti-ejection system for control rod drives |
JPS586000Y2 (ja) * | 1978-03-13 | 1983-02-01 | 三菱原子力工業株式会社 | 高速増殖炉用制御棒 |
FR2432197A1 (fr) * | 1978-07-27 | 1980-02-22 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de commande d'une barre de controle d'un reacteur nucleaire muni de securites contre l'ejection et le chavirement |
ES2003348A6 (es) * | 1985-09-12 | 1988-11-01 | Westinghouse Electric Corp | Conjunto de grupos de barras de material de absorcion de neutrones |
US4820475A (en) * | 1985-09-12 | 1989-04-11 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable absorber rod push out attachment joint |
JPS63290989A (ja) * | 1987-05-22 | 1988-11-28 | Hitachi Ltd | 制御棒駆動機構 |
US4855100A (en) * | 1988-03-02 | 1989-08-08 | Westinghouse Electric Corp. | Reconstitutable control rod spider assembly |
US4904443A (en) * | 1988-06-02 | 1990-02-27 | General Electric Company | Control rod drive with upward removable drive internals |
JPH04120498A (ja) * | 1990-09-11 | 1992-04-21 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | 原子炉における制御棒飛出し防止装置 |
JPH05215883A (ja) * | 1992-02-03 | 1993-08-27 | Toshiba Corp | 制御棒集合体 |
US5361279A (en) * | 1993-06-14 | 1994-11-01 | General Electric Company | Internal control rod drive for a BWR |
JP3428963B2 (ja) * | 2000-12-27 | 2003-07-22 | 川崎重工業株式会社 | 受動的炉停止機構 |
US6418178B1 (en) * | 2001-04-16 | 2002-07-09 | General Electric Company | Control rod coupling assembly for a nuclear reactor |
JP5398254B2 (ja) * | 2008-12-19 | 2014-01-29 | 株式会社東芝 | 制御棒・燃料支持金具取扱装置 |
US10102933B2 (en) * | 2012-04-13 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Control rod assembly impact limiter |
WO2014025700A2 (en) * | 2012-08-06 | 2014-02-13 | Holtec International, Inc. | Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor |
-
2014
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Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101626864A (zh) * | 2007-03-13 | 2010-01-13 | 空中客车英国有限公司 | 用于接头的组件的制备 |
CN102656642A (zh) * | 2010-03-12 | 2012-09-05 | 巴布科克和威尔科克斯核作业集团股份有限公司 | 核反应堆的控制棒驱动机构 |
CN102667951A (zh) * | 2010-08-24 | 2012-09-12 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 用于核反应堆的控制棒组件中连接连接杆和控制棒的终端元件 |
CN103250211A (zh) * | 2010-12-09 | 2013-08-14 | 西屋电气有限责任公司 | 核反应堆内部液压控制棒驱动机构组件 |
TWI489488B (zh) * | 2011-07-29 | 2015-06-21 | Areva Gmbh | 沸水式核反應爐之總成 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
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