CN1468141A - 核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明提供了一种确定一混合腔的混合装置,该混合腔具有以成角度地隔开位置导入该腔的两个入口。该装置还包括从混合腔导出的出口。该混合腔通常是球形的,其出口位于与一个入口径向向对的位置。本发明还包括一个具有堆芯调节系统的核能设备,调节系统包括一对热交换器即一个换热器和一个水冷热交换器。换热器包括一个热侧和一个冷侧,该设备包括位于换热器热侧上的入口上游的混合装置,在混合装置中的混合物送到换热器热侧之前混合热气和冷气,从而使送入换热器的气温限制到预定的最大值。

Description

核反应堆
本发明关于混合两种流体流的方法,还关于一种混合装置。另外,本发明关于核能设备和除去核能设备的堆芯中产生的热量的方法。
在本说明书中,词“换热器”具有广泛的意义,它包括一种热传导装置,该装置能使离开反应堆容器的热流体或类似物用于加热反应堆容器的输入流体,输出的热流体和输入的冷流体流过相应的热侧和冷侧,其中输出和返回的流体流通路限定在该热传导装置中,并在其间传导热量。词“换热器式”给出了相对应的意义。
按照本发明的一个方面,提供了一种混合流体流的方法,该方法包括将该流体流从成角度地隔开的位置送入球形混合腔。
按照本发明的另一个方面,提供一种混合两种流体流的方法,它包括将两种要混合的流体流送入混合腔,使流体流相互成直角地进入该腔。
该方法包括从混合腔的一个位置抽吸混合物,该位置与至少一个输入流体成角度地隔开。
该流体流可以是气体,通常是在不同温度上的氮气,较热的气流通过热入口送入混合腔,较冷的气流通过冷入口送入混合腔,混合物通过出口从混合腔排出。
在本发明的优选实施例中,该方法可以包括将冷气流送入混合腔,并使混合物在径向向对的位置上从混合腔排出。
按照本发明的另一个方面,提供一种混合装置,它包括:
一个混合腔;
至少两个在成角度地隔开的位置上导入混合腔的入口;和
一个从混合腔导出的出口,该混合腔通常为球形。
按照本发明的又一个方面,提供一种混合装置,它包括:
一个混合腔;
至少两个在成角度地隔开的位置上导入混合腔的入口;和
一个从混合腔导出的出口,入口导向混合腔的中心。
在本发明的一个实施例中,该混合装置包括相互垂直的第一入口和第二入口,出口位于一个入口的对面。
按照本发明的另一个方面,在一个核能设备中,提供了一种除去在形成部分核能设备的核反应堆堆芯中产生的衰变热的方法,该方法包括的步骤有:在反应堆和堆芯调节系统之间循环冷却剂,该堆芯调节系统至少包括一个具有一个热侧和一个冷侧的换热器,热侧具有一个入口和一个出口,冷侧也具有一个入口和一个出口,热侧入口与反应堆的出口流体连通,冷侧出口与反应堆的入口流体连通,和一个第二热交换器可操作地连到热侧出口和冷侧入口中间的换热器上。
本申请人熟悉一种具有高温气冷反应堆的核能设备,它采用基于Brayton循环的热动态转换。申请人相信,本发明可特别适用于这类设备中,以除Brayton循环不工作时的衰变热。
该方法可包括限制通常是氮气的冷却剂的温度,使到达换热器热侧的温度限制到预定的最高温度。
限制送到换热器热侧的冷却剂的温度可以包括使来自反应堆的热冷却剂在混合物送到换热器热侧之前与冷却剂混合。
该方法可包括在上述混合装置中混合热冷却剂和冷冷却剂,它的出口连到换热器热侧入口上。
按照本发明的又一个方面,提供了一种核能设备,它包括一个反应堆和与之串连的堆芯调节系统,堆芯调节系统包括至少一个具有一个热侧和一个冷侧的换热器,热侧和冷侧分别具有一个入口和一个出口,热侧入口与反应堆的出口流体连通,冷侧出口与反应堆的入口流体连通,一个第二热交换器可操作地连到热侧出口和冷侧入口中间的换热器上。
该设备包括位于换热器热侧上游的混合装置,因此来自反应堆的热冷却剂可与通常来自第二热交换器的冷却剂在送入换热器之前混合。这样,可以调节送入换热器的冷却剂的最高温度。
该混合装置可以是如上所述的一种装置,它的第一入口连到反应堆的出口上,它的出口连到换热器的热入口上,它的第二入口连到或可连到第二热交换器的出口上,该堆芯调节系统包括用阀门来调节从第二热交换器到混合装置的冷却剂流。这就使冷、热冷却剂的比率、因而使混合装置中和进入换热器热侧的冷却剂温度得到控制。
该堆芯调节系统可包括至少两组并联的热交换器。一个鼓风机可装在两组热交换器上或每组装一个鼓风机,每组热交换器通常能除去来自反应堆的衰变热,因此提高了安全性并有利于维护工作。
如上所述,该核反应堆可以是高温气冷型的。特别是,该核反应堆可以是被称作为卵石床式反应堆的反应堆,其中采用了包括多个球形燃料件的燃料。该燃料件可包括球状的可裂变材料和陶瓷基体,或封装在陶瓷材料中的可裂变材料球。该反应堆可以是氦冷却的。该反应堆可通过控制的核裂变过程来产生热能,再用基于Brayton直接气体循环的热动态过程将热能转换成电能。该反应堆基本采用纯氦气作为工作气体。可以看出,工作流体将还包括冷却剂流体。
在本发明的一个优选实施例中,换热器是气-气热交换器。该热交换器可以是已知类型的板式小型散热片式热交换器。
第二热交换器可以是可以水冷的管式热交换器。
氦气鼓风机可支撑在磁轴承上并可由电动机驱动。
该堆芯调节系统、具体地说,换热器的热入口可以由出口气流管连到反应堆的出口上,混合腔安装在出口气流管上。换热器的热出口可由第一中间气流管连到第二热交换器上。换热器的冷入口可由第二中间气流管连到第二热交换器的气体出口上。换热器的冷出口可由入口气流管连到反应堆的入口上。于是从反应堆出口到入口的正常的气流通路可由出口气流通路到换热器的热侧,通过第一中间气流通道到第二热交换器,通过第二中间的气流通道和换热器的冷侧流到入口气流管和反应堆的入口。
一个入口阀可以安置在第二中间气流管上,用来控制第二热交换器和换热器冷侧之间的气流。一个支流管可以安置在第二中间气流管和入口气流管的中间,在该管上可以安置一个第一旁路阀。在该设备包括一个混合装置时,支流管可以连到混合装置的第二入口上。然后,通过使用支流管的第一旁路阀,冷气体可在混合腔中与来自反应堆热通风室的进入混合装置的混合腔的热气体混合,从而为换热器的热入口提供预定温度的气体。一个旁路管可安置在支流管和入口气流管中间并可在其中安置一个第二旁路阀。可以看出,通过操纵入口阀和第一、第二旁路阀,来自第二水冷却热交换器的出口的冷气可直接转到入口气流管并导向反应堆的冷通风室,由此有效地旁路了换热器的返回气流通路。
在使用中,热堆芯气体从核反应堆堆芯中的热通风室抽出并传送到换热器的热侧,在它进入换热器之前,该气体在混合腔中与离开第二热交换器的部分冷气混合。这样做能确保进入换热器的气体温度决不会超过通常为900℃的换热器的最高温度限。在该换热器中,氦气温度在进入第二热交换器之前进一步降低,在第二热交换器中从系统中除去了热。离开第二热交换器的冷氦气进入鼓风机并继续流到换热器的冷入口。如果需要,一部分冷气转移到混合装置,如上所述,与进入混合腔的热气混合。然后其余的气流进入换热器的冷入口,在换热器中它的温度通过来自换热器侧的热入口气流的热传导而上升。加热后的气流的温度仍然低于反应堆压力容器的出口的气体的温度,该气流通过反应堆入口输送到反应堆的冷通风室中。
下面将参照附图,以举例来描述本发明。
在附图中:
图1表示本发明的核能设备的能量产生回路;
图2表示形成部分核能设备的堆芯调节系统;
图3表示本发明的混合装置,它形成图2中的部分堆芯调节系统;
图4表示本发明的、类似于图2的另一种堆芯调节系统;
在图1中,参照数字10通常表示本发明的部分核能设备。
该核能设备10包括由参照数字12示出的封闭环式能量产生回路。该能量产生回路12包括一个核反应堆14,一个高压涡轮16,一个低压涡轮18,一个动力涡轮20,一个换热器22,一个预冷却器24,一个低压压缩机26,一个中间冷却器28和一个高压压缩机30。
该反应堆14是一种采用球形燃料件的卵石床式反应堆。该反应堆14具有入口14.1和出口14.2。
高压涡轮16驱动地连接到高压压缩机30上,并具有一个上游侧或入口16.1和一个下游侧或出口16.2,入口16.1连到反应堆14的出口14.2上。
低压涡轮18驱动地连接到低压压缩机26上,并具有一个上游侧或入口18.1和一个下游侧或出口18.2。入口18.1连到高压涡轮16的出口16.2上。
该核能设备10包括一个由参照数字32指出的发电机,动力涡轮20驱动地连到发电机上。动力涡轮20包括一个上游侧或入口20.1和一个下游侧或出口20.2。动力涡轮20的入口20.1连到低压涡轮18的出口18.2上。各种电阻器组可断开地连接到发电机32上。
换热器22具有热或低压侧34和冷或高压侧36。该换热器的低压侧34具有一个入口34.1和一个出口34.2。低压侧的入口34.1连到动力涡轮20的出口20.2。
预冷却器24是一个水-氦热交换器,它具有一个氦入口24.1和一个氦出口24.2。预冷却器24的入口24.1连到换热器22的低压侧34的出口34.2上。
低压压缩机26具有一个上游侧或入口26.1和一个下游侧或出口26.2。低压压缩机26的入口26.1连到预冷却器24的氦出口24.2。
中间冷却器28是一个氦-水热交换器,它包括一个氦入口28.1和一个氦出口28.2。氦入口28.1连到低压压缩机26的出口26.2上。
高压压缩机30包括一个上游侧或入口30.1和一个下游侧或出口30.2。高压压缩机30的入口30.1连到中间冷却器28的氦出口28.2上,出口30.2连到换热器22高压侧的入口36.1上。换热器22的高压侧的出口36.2连到反应堆14的入口14.1上。
该核能设备10包括以参照数字38指出的起动鼓风机系统,该系统连接在换热器22的低压侧34的出口34.2和预冷却器24的入口24.1之间。
该起动鼓风机系统38包括一个正常打开起动鼓风机系统的在线阀40,它连接在换热器的低压侧的出口34.2和预冷却器24的入口24.1之间的管线上。两台鼓风机42和起动鼓风机系统在线阀40并联,一个通常关闭的隔离阀44与每台鼓风机42串联。
一根低压压缩机旁路管46从低压压缩机26的出口或下游侧26.2和中间冷却器28的入口28.1之间的一个位置伸向起动鼓风机系统38和预冷却器24的入口24.1之间的一个位置。一个通常关闭的低压旁路阀48安装在低压压缩机旁路管46上。
一根高压压缩机旁路管50从高压压缩机的出口或下游侧30.2和换热器22高压侧36的入口36.1之间的一个位置伸向低压压缩机26的出口或下游侧26.2和中间冷却器28的入口28.1之间的一个位置。一个通常关闭的高压旁路阀51安装在高压压缩机旁路管50上。
一根换热器旁路管52从它的高压侧36的入口36.1的上游的一个位置伸到它的高压侧36的出口36.2的下游的一个位置。一个通常关闭的换热器旁路阀54安装在该同流换热器旁路管52上。
该设备10包括一个高压冷却剂阀56和一个低压冷却剂阀58。高压冷却剂阀做成在其打开时能提供从高压压缩机30的出口30.2或高压侧到低压涡轮18的入口或低压侧18.1的氦旁路。低压冷却剂阀58做成在其打开时能提供从高压压缩机30的高压侧或出口30.2到动力涡轮20的入口20.1的氦旁路。
在正常操作的Bryaton循环中,反应堆14中产生的热耗散在动力产生回路12中。
该设备还包括由参照数字100指示的堆芯调节系统(图2),该系统与反应堆14串联。堆芯调节系统通过一根供热管或出口气流管102连到出口14.2,并通过一根冷返回管104或入口管连到反应堆的入口14.1。供热管102在其上游端连到堆芯出口通风室,冷返回管104在其下游端连到堆芯入口通风室(图1中未示)。
该堆芯调节系统100包括一个气-气热交换器或换热器106,该换热器具有一个热侧108和一个冷侧110。热侧具有入口108.1和出口108.2,同样冷侧110具有入口110.1和出口110.2。
该堆芯调节系统100还包括水-气热交换器112,它具有一个气体入口112.1和一个气体出口112.2。
该堆芯调节系统100包括由参照数字114示出的鼓风机组。该鼓风机组114包括并联的三台鼓风机116和与每台鼓风机串联的鼓风机隔离阀118。该堆芯调节系统100还包括一个混合装置120。正如从图3中清楚看出的,该混合装置120包括一个限定一个球形腔124的本体122。一个热入口导入混合腔124并连到供入管102或出口气流管上,一个冷入口128以与热入口126呈90°的位置导入混合腔124。一个混合腔124的出口130连到换热器106的热侧108的入口108.1上。
该堆芯调节系统100还包括一个鼓风机旁路阀132,一个节流阀134,一个混合阀136和一个换热器旁路阀138。
该堆芯调节系统的用途是在反应堆关闭和Brayton循环切断时从反应堆除去衰变热。在切断动力产生回路的情况下,该堆芯调节系统用来使反应堆冷却到可重新起动的温度。在重新起动时,该起动鼓风机系统38提供所需要的堆芯质量流(core mass flow)以除去堆芯裂变热。
该堆芯调节系统换热器106的功能是确保返回到反应堆的温度不下降到可接受的限度之下。同时又降低了到热交换器112的入口温度。提供了一个混合装置120以限制供到换热器106热侧108的入口108.1的气体的温度,从而使该温度不超过通常为900℃的预定温度。
这样,来自反应堆的热气通过热入口126送到混合腔124。按照热气的温度的不同的、已经冷却的气体通过冷入口128进入混合腔124,在其中与热气混合,通过出口130排出,再送到换热器的热侧。
正如从图3中清楚看出的,入口126和128直接通到球形混合腔124的中心并互相垂直。出口130的位置与冷入口128径向向对。本发明人相信,送入混合腔124的冷气流将穿过热气流。当混合在一起的气流撞击混合腔124的相对的壁时,可产生旋涡运动,从而导致层高很低的有效的混合。当然,入口128和出口130的直径可以变化,从而改变送入混合腔的气流速度和冲量,以改变冷气和热气之间的穿透程度,从而使混合过程最佳化。
该堆芯调节系统100最好罩在一个压力容器中(未示出)。
现在参见图4,其中除了另有指示外,用与上面相同的参照数字来描述同样的构件。
在该图中,参照数字200表示本发明的另一个堆芯冷却系统或堆芯调节系统。
堆芯调节系统200连到一个核反应堆202上,该核反应堆202是一个高温气冷反应堆,并被称作为卵石床式反应堆,其中采用了由球形燃料件组成的燃料。该燃料件包括封装在陶瓷材料中陶瓷基中的可裂变材料的球。该反应堆是氦冷却的,该反应堆通过受控制的核裂变过程产生热能,采用基于Bryton直接的气体循环的热动力过程来将热能转变为电能。该反应堆采用基本纯净的氦气作为工作流体,还包括用于反应堆堆芯的冷却剂流体(未示出)。
反应堆202具有一个反应堆压力容器204,它包含由氦气冷却的反应堆堆芯206,该反应堆容器204具有入口208和出口210。反应堆容器204的出口210与反应堆堆芯206的热通风室212流体连通,入口208与反应堆堆芯206的冷通风室214流体连通。
为了便于维护和从安全考虑,通常罩在一个压力容器(未示出)中的堆芯调节系统200具有两组220热交换器。每组220均类似于系统100中的热交换器,具有带一入口108.1、一个出口108.2、一个入口110.1和一个出口110.2的换热器106。入口108.1通过流出管102连到出口210上,出口110.2通过流入管104连到入口208上。每个换热器106是多管式气体热交换器。
另外,每组220具有第二热交换器112,它可操作地连到它的相关的换热器106的中间的入口110.1和出口108.2上。该第二热交换器112是印刷电路式的热交换器,并是水冷的。
每组220还包括一个位于换热器106的出口210和入口108.1中间的气体混合装置120。
每组220还具有一个氦气鼓风机116,它用来驱动氦气通过热交换器106和112。该鼓风机116支撑在磁轴承(未示出)上并由一个电动机驱动。
在每组220中,换热器106的出口108.2用第一中间气流管230连到相关的第二热交换器112的气体入口112.2上。换热器106的入口110.1用第二中间气流管232连到第二热交换器112的气体出口112.2上。因此在正常工作时,气流通路234为从出口210到入口208,即气流通过流出管102流到换热器106,流过第一中间气流管230到第二热交换器112,再流到第二中间气流管232,然后再通过换热器106流到流入管104和入口210。
一个入口阀134安置在第二中间气流管234中,用以控制第二热交换器112和换热器106的入口110.1之间的气流。一个支流管236安置在第二中间气流管232和流出管104中间,在支流管上安置了第一旁路阀136。支流管236连到混合装置120入口128,出口210通过流出管102连到混合装置120的入口126。混合装置120的出口130连到换热器106的入口108.1。然后借助于支流管236的第一旁路阀136,较冷的气体可在装置120中与进入混合装置120的来自反应堆206的热通风室212的热气混合,从而使预定温度的气体供应到换热器106的入口108.1。一根旁路管238安置在支流管236和入口气流管104中间,并在该管上装有旁路阀240。通过操纵入口阀134和第一和第二旁路阀136、240,来自第二水冷热交换器112的冷气可以直接地转移到入口管104,并导向反应堆106的冷通风室214,由此有效地旁路了换热器106的返回流通路。
在使用时,从核反应堆202的堆芯206的热通风室212抽出热堆芯气体,并传送到换热器106的入口108.1,在进入换热器106之前,在混合装置120中与水冷却器112的冷气混合。这样做是为了确保进入换热器106的气体温度决不会超出换热器106的最高温度限。在换热器106中,在进入水冷却器112之前,氦气温度进一步下降。在水冷却器112中从该系统带走热量,然后离开水冷却器112的冷氦气进入鼓风机116并继续流到换热器106的入口110.1。一部分冷气转移混合装置如上所述,与进入混合装置120的热气混合,然后其余的气流进入换热器20的入口110.1,在换换器20中它的温度通过流过换热器106的热侧108的热气的热传导而上升。该加热后的气流的温度仍低于通过出口210输出的反应堆压力容器204中气体的温度,该气流再通过反应堆容器入口208传送到反应堆的冷通风室214。
在使用中,混合装置120限制了送到换热器106的进气温度。换热器106控制通过反应堆堆芯206的温差并降低了进入水冷热交换器112的气体温度。因此氦气的温度可以降到已知标准水冷热交换器112可以使用的温度。鼓风机116提供了必需的氦气流。该堆芯调节系统的压力容器(未示出)最好直接耦合到该反应堆压力容器204的第一压力边界值,因此使它的工作压力可遵循第一系统的压力。
在使用中,该堆芯调节系统100,200在不使用Brayton循环时除去堆芯的衰变热和起动操作时除去堆芯的裂变热。因此,如果能量产生回路(如图1所示)断开,反应堆出口上的平均的氦气温度可降到允许Brayton循环重新起动的量级上。另外,在维护关机时,反应堆出口上的温度可降低到允许进行维护操作的量级上。另外,该堆芯调节系统100,200将控制从反应堆的堆芯14、206除去堆芯裂变热量的速度,并可控制反应堆堆芯的加热速度。该调节系统100,200还可用于使出口的氦气温度增加到可以开始Brayton循环的量级。
在一种推荐的卵石床式核反应堆中,堆芯中和反应堆出口的氦气温度可约为900℃。在气体进入换热器106之前,如果必要,可采用与冷气流混合来冷却到约900℃。在换热器106中,气体冷却到低于550℃。这就能利用工业上采用的鼓风机116和水冷却热交换器112。然后气体进入水冷却器112,在其中热量从气体中吸出并冷却到约350℃的最高温度。在重新进入换热器106时,气体在进入反应堆入口之前被加热,从而在堆芯逐步被冷却的同时能保持反应堆堆芯中所需要的入口对出口温度之比。一旦堆芯的温度降到换热器106不起作用的那一点上,可以使换热器106如上所述从气流通路上除去,并进一步进行上述冷却,如果需要使堆芯完全冷却,可由水冷却热交换器112来提供进一步的冷却。
采用本发明,提供了一种核反应堆和核反应堆冷却或堆芯调节系统100,200,该系统可在维护时使反应堆堆芯进行有控制的冷却。另外,在采用Brayton定向气体热动态循环时,为了起动该Brayton循环,该调节系统100,200可对氦工作流体提供温度控制。

Claims (21)

1.一种混合流体流的方法,包括从成角度地隔开的位置上将流体流送入球形混合腔中。
2.一种混合两种流体流的方法,包括将要混合的两种流体流送入一个混合腔,从而使流体流相互成直角地进入该腔。
3.如权利要求1或2的方法,包括在与至少一个进入的流体流成直角地隔开的位置上从混合腔抽出混合物。
4.如前面权利要求的任何一个的方法,其中该流体流是不同温度的气体,较热的气体通过热入口送入混合腔,较冷的气体通过冷入口送入混合腔,混合物通过一个出口从混合腔排出。
5.如权利要求4的方法,还包括将较冷的气流供入混合腔,并使混合物在径向相对的位置上排出混合腔。
6.一种混合装置,包括:
一个混合腔;
至少两个在成角度地隔开的位置上导入混合腔的入口;和
一个从混合腔导出的出口,该混合腔通常是球形的。
7.一种混合装置,包括:
一个混合腔;
至少两个在成角度地隔开的位置上导入混合腔的入口;和
一个从混合腔导出的出口,该入口导向混合腔的中心。
8.如权利要求6或7的混合装置,包括相互垂直的第一入口和第二入口,出口位于一个入口的对面。
9.在一种核能设备中,提供了一种除去形成部分核能设备的核反应堆的堆芯中产生的衰变热的方法,该方法包括下列步骤:在反应堆和堆芯调节系统之间循环冷却剂,该堆芯调节系统包括至少一个具有热侧和冷侧的换热器,热侧具有一个入口和一个出口,冷侧也具有一个入口和一个出口,热侧入口与反应堆出口连通,冷侧出口与反应堆入口连通,一个第二热交换器可操作地连到热侧出口和冷侧入口中间的换热器上。
10.如权利要求9的方法,包括使供到换热器侧的冷却剂的温度限制到一个预定的最高温度。
11.如权利要求10的方法,其中限制供到换热器热侧的冷却剂的温度包括使来自反应堆的热冷却剂在将混合物供到换热器热侧之前与冷冷却剂混合。
12.如权利要求11的方法,包括在如权利要求6~8中的任何一个混合装置中混合热冷却剂和冷冷却剂,其中包括混合装置的出口连到换热器的热侧。
13.一种核能设备,包括一个反应堆和一个与反应堆串联的堆芯调节系统,该堆芯调节系统包括至少一个具有热侧和冷侧的换热器,热侧具有一个入口和一个出口,冷侧也具有一个入口和一个出口,热侧入口与反应堆出口流体连通,冷侧出口与反应堆入口流体连通,一个第二热交换器可操作地连到热侧出口和冷侧入口中间的换热器上。
14.如权利要求13的设备,包括一个位于换热器热侧上游的混合装置,由此使来自反应堆的热冷却剂在送入换热器之前与冷冷却剂混合。
15.如权利要求14的设备,其中混合装置是如权利要求6~8中的任何一个的混合装置,其中包括混合装置的第一入口连到反应堆容器的出口,混合装置的出口连到换热器的热侧,混合装置的第二入口连到或可以连接到第二热交换器的出口,该堆芯调节系统包括用阀来调节从第二热交换器的出口到混合装置的冷却剂流。
16.如权利要求13~15中任何一个的设备,其中堆芯调节系统包括至少两组并联的热交换器。
17.如权利要求1或2的混合两种流体流的方法,基本如这里描述和说明的一样。
18.如权利要求6或7的混合装置,基本如这里描述和说明的一样。
19.如权利要求7的从核反应堆中除去热量的方法,基本如这里描述和说明的一样。
20.如权利要求13的核能设备,基本如这里描述和说明的一样。
21.一种基本如这里描述的新方法、装置或设备。
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Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20030086248A (ko) * 2001-03-26 2003-11-07 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 원자력 발전소 및 그 운전방법
KR100857982B1 (ko) * 2001-03-30 2008-09-10 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 핵 발전 플랜트 및 그 동력 발생 회로를 조절하는 방법
CN1240079C (zh) * 2001-05-25 2006-02-01 球床模件反应堆(专有)有限公司 布雷顿循环核电站以及启动布雷顿循环的方法
AU2002319558A1 (en) * 2001-07-26 2003-02-17 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited A nuclear power plant and a method of regulating the speed of a generator of the plant
RU2566294C2 (ru) * 2010-01-13 2015-10-20 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой
US8767902B2 (en) * 2010-02-22 2014-07-01 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
KR200458109Y1 (ko) * 2010-06-23 2012-01-20 김원제 향기 발산 및 살균 기능을 가지는 배수구 악취 차단 커버
WO2012167256A2 (en) * 2011-06-03 2012-12-06 Claudio Filippone Passive decay heat removal and related methods
KR102238185B1 (ko) * 2014-02-26 2021-04-09 한국과학기술원 원자력 발전소의 피동 붕괴열 제거계통
GB2586102B (en) 2014-04-14 2021-05-05 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix
CN110491533B (zh) * 2019-08-22 2022-02-22 哈尔滨工程大学 一种双层冷却堆芯发电系统
CN112614602B (zh) * 2020-12-11 2022-12-27 西安交通大学 钠冷快堆堆芯出口冲击射流搅混特性模化实验系统及方法

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US378894A (en) * 1888-03-06 Pocket-rule
US2989380A (en) * 1953-11-24 1961-06-20 Exxon Research Engineering Co Apparatus for carrying out chemical reactions
US3210254A (en) * 1961-02-10 1965-10-05 Gen Dynamics Corp Heat extraction system for a nuclear reactor
DE1272893B (de) * 1964-07-01 1968-07-18 Combustion Eng Vorrichtung zum Mischen von unter hohem Druck stehenden Fluessigkeiten
CH512808A (de) * 1970-03-09 1971-09-15 Bbc Brown Boveri & Cie Kernkraftwerk mit geschlossenem Kühlkreislauf
JPS5321804Y1 (zh) * 1972-03-25 1978-06-07
US4052260A (en) * 1975-06-12 1977-10-04 Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung Method of operating a nuclear-power-generating installation with closed gas cycle and plant operated by this method
DE2923639A1 (de) * 1979-06-11 1980-12-18 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Verfahren zum wiederbeladen der kaverne eines reaktordruckbehaelters mit kugelfoermigen betriebselementen
DE3030697A1 (de) * 1980-08-14 1982-03-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Gasgekuehlter kernreaktor
DE3335451A1 (de) * 1983-09-30 1985-04-18 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage
JPS61231492A (ja) * 1985-04-05 1986-10-15 株式会社東芝 原子炉補助設備
GB2216191B (en) * 1988-03-31 1992-08-12 Aisin Seiki Gas turbine cogeneration apparatus for the production of domestic heat and power
JPH02152532A (ja) * 1988-12-02 1990-06-12 Minoru Nakamura 液体混合装置
JP2904590B2 (ja) * 1990-12-18 1999-06-14 電気化学工業株式会社 混練物の吐出用混合管
US5375151A (en) * 1991-12-09 1994-12-20 General Electric Company Reactor water cleanup system

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