DE1439846B2 - Mit fluessigem kuehlmittel gekuehlter atomkernreaktor - Google Patents
Mit fluessigem kuehlmittel gekuehlter atomkernreaktorInfo
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Description
Die Erfindung bezieht sich auf einen mit flüssigem Kühlmittel gekühlten Atomkernreaktor mit
einem Reaktordruckbehälter, in welchem sich ein Reaktorkern und ein Druckerzeuger für die Unterdrucksetzung
des Kühlmittels für Vermeidung seines Siedens befinden, wobei in den Druckerzeuger hinein
ein Druckerzeugungsstrom fließt, um einen Kühlmitteldruck entsprechen der Temperatur des Druckerzeugerstromes
zu erzeugen, wobei dieser Kühlmitteldruck den Betriebsdruck des Kühlmittels bei seinem
Zwangsumlauf durch den Reaktorkern darstellt.
Das Reaktorkühlmittel wird zu dem Zweck unter Druck gesetzt, das Sieden des Kühlmittels im Reaktorkern
zu reduzieren, da siedendes Kühlmittel eine beeinträchtigende Wirkung auf die Betriebscharakteristiken
des Reaktors infolge der Auswirkungen auf Kern- und Pumpenleistung haben kann. Zu diesem
Zweck wird das Reaktorkühlmittel einem Druck über dem Sättigungsdampfdruck des Kühlmittels bei
der höchsten Temperatur, die das Kühlmittel während seines Durchfließens durch den Kern erreicht,
ausgesetzt. Ein derartiger Druck, der in Beziehung zu der höchsten Kühlmitteltemperatur steht, wird mit
Überdruck bezeichnet.
Ein wassergekühlter Reaktor, bei welchem Überdruck dadurch bewirkt wird, daß unter Druck gesetztes
Gas in den den Reaktor enthaltenden Behälter eingebracht wird, ist in der belgischen Patentschrift
629 810 umrissen; wenn der Überdruck durch unter Druck gesetztes Gas bewirkt wird, besteht die Gefahr,
daß Gas im Kühlmittel mitgerissen wird.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, den Atomkernreaktorkern durch Mittel unter Überdruck
zu setzen, welche es unnötig machen, Energie von außerhalb des den Reaktor enthaltenden Druckbehälters
einzubringen.
Die Aufgabe wird bei dem eingangs genannten Reaktor erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die
Kühlmittelstromführung im Reaktorkern aus einem Hauptstrom und dem Druckerzeugungsstrom besteht,
wobei Mittel vorgesehen sind, um den Druckerzeugungsstrom auf seinem Weg durch den Reaktorkern
auf eine höhere Temperatur als den Kühlmittelhauptstrom im Reaktorkern zu bringen.
Durch die Erfindung wird ein System vorgesehen, bei welchem der Überdruck zur Temperatur des
Druckerzeugungsstromes in Beziehung gesetzt wird, wobei die Temperatur allein dadurch erzielt wird,
daß nukleare Heizwirkungen ausgenutzt werden, welche sich den sich ändernden Kernkonditionen
bzw. -zuständen sehr genau und rasch angleichen. Somit ist der Überdruck nicht von einem Druck abhängig,
welcher von Gasüberdruck herstammt, mit der Möglichkeit, daß Gas im Kühlmittel mitgerissen
wird, oder welcher von elektrischen Heizsystemen, mit ihren langsamen Ansprechzeiten, herkommt.
Die Erfindung wird nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung näher erläutert,
und zwar zeigt
F i g. 1 einen Längsschnitt durch den Reaktor, während
Fig.2 einen schematischen Aufriß darstellt, wobei
die linke Seite eine Anordnung gemäß der Erfindung illustriert, während die rechte Seite eine andere
Anordnungsmöglichkeit wiedergibt, die der Anordnung von F i g. 1 ähnlich ist.
Der Druckwasserreaktor gemäß F i g. 1 weist einen aktiven Kern aus Kernbrennstoffelementen auf,
welche durch Druckwasser gekühlt werden, das auch als Moderator wirkt. Der Kern weist einen Satz von
aufrechten Brennstoffelementen oder -baugruppen 11 (von denen zwei dargestellt sind) auf, die zwischen
oberen und unteren Halterosten 12, 13 angebracht sind. Jede Baugruppe weist eine Anzahl länglicher
Brennstoffnadeln 14 auf, die von einer sechskantigen wasserdichten Ummantelung (Kühlmittelstromführung)
15 umgeben sind und aus angereicherten Uraniumoxyd-Pellets bestehen, welche in Hüllen
aus rostfreiem Stahl gestapelt sind. Der Kern ist von einem Leitblech oder Prallkörper 16 (der die Roste
12, 13 hält) umschlossen und in dem unteren geschlossenen Ende eines Reaktorbehälters 17 untergebracht
und gestützt, wobei eine Ringleitung 18 zwischen dem Kernprallkörper 16 und dem Reaktorbehälter
17 zum Pumpen von Reaktorkühlwasser in einen Kühlmittel-Einlaßraum 19 unterhalb des Kerns
gebildet ist. Kühlmittel-Umlaufvorrichtungen in Form von Umwälzpumpen 21, die in Gehäusen 22
angebracht sind, welche einstückig mit dem Reaktorbehälter 17 sind und aus diesem herausragen bzw.
außerhalb desselben vorstehen, sind durch eine koaxiale Rohrleitung 23 in den Strömungsweg zwischen
oberen und unteren Abschnitten der Ringleitung 18 geschaltet, wobei die Abschnitte durch einen Kühl-
mittel-Prallkörper 24 unterteilt sind; diese Pumpen 21 dienen dazu, das Kühlmittel durch den unteren
Abschnitt der Ringleitung in den Einlaßraum 19 und von dort durch Kanäle, die von den Brennstoffbaugruppen
im Reaktorkern gebildet sind, umzuwälzen.
Über dem Reaktorkern teilt ein zylindrischer Prallkörper 25, der an seinem unteren Ende an dem
Prallkörper 16 angebracht ist, das Innere des Reaktorbehälters 17 in einen zentralen Regelraum 26 und
einen koaxialen ringförmigen Wärmeaustauschraum 27. Wärmeaustauscher 28 befinden sich in dem Wärmeaustauschraum
27, womit Wärme auf ein Arbeitsmittel oder Sekundärkühlmittel — wie z. B. Wasser,
aus dem Dampf gewonnen wird — übertragen werden kann. Im Wärmeaustauschraum 27 wird das Arbeitsmittel
durch Wärmeaustauschrohre geleitet (die schematisch durch senkrechte Linien im Raum 27
dargestellt sind), während das Reaktorkühlmittel nach unten über die Wärmeaustauschrohre in den
oberen Abschnitt der den Kern umgebenden Ringleitung 18 strömt. Das Arbeitsmittel wird in die Rohre
der Wärmeaustauscher und aus diesen heraus durch koaxiale radiale Sammelrohrgruppen 29 geleitet, die
sich durch den Reaktorbehälter 17 an seinem oberen Ende erstrecken und in Ventilen 31 endigen, von denen
Abgaberohre 32 weggeführt sind.
Der Regelraum 26 beherbergt durch Strömungsmittel betätigte Reaktor-Steuerstabmechanismen 33,
durch welche neutronenabsorbierende Steuerstäbe 34 von Y-förmigem Querschnitt zwischen Ummantelungen
15 in den Kern und aus diesem heraus bewegt werden können. Außerdem befindet sich in dem zentralen
Regelraum 26 ein Kühlmittel-Unterdrucksetzungsbehälter bzw. Kühlmittel-Druckbehälter
35, der die Form eines koaxialen zylindrischen Tanks hat, welcher an seinem unteren Ende geschlossen
und an seinem oberen Ende offen ist und eine wärmeisolierende Schicht aufweist. Das untere,
abgedichtete Ende des Tanks 35 befindet sich in einer Höhe unter der Mitte der Vertikallänge der
Wärmeaustauscher 28, während das obere offene Ende des Tanks 35 mit dem oberen offenen Ende
des Reaktorbehälters verbunden und über eine Flanschverbindung 36 abgedichtet ist. Die Flanschverbindung
36 weist einen oberen Außenflansch auf,
der mit dem Behälter 17 dicht verbunden ist, und einen unteren Innenflansch, der mit einem Außenflansch
am oberen Ende des Tanks 35 dicht verbunden ist. Ein Deckel 37 für den Reaktorbehälter 17
dient ebenfalls dazu, den Druckerzeugertank strömungsmitteldicht abzuschließen. Ein Einlaß 38 für
den Druckerzeugertank 35 hat die Form eines aufrechten Rohrs, welches in abgedichteter Weise koaxial
durch das untere Ende des Druckerzeugertanks 35 hindurchführt und sich nach unten erstreckt, um
mit einem ausgewählten Brennstoffelement, nämlich mit der zentralen Brennstoffbaugruppe 11 im Reaktorkern,
in Verbindung zu stehen, wobei das Rohr 38 eine Einlaßöffnung 38 a aufweist und mit der Ummantelung
15 dieser zentralen Brennstoffbaugruppe 11 mittels eines Adaptors 38 b dicht verbunden ist.
Das Rohr 38 weist eine wärmeisolierende Außenschicht auf. An ihrem oberen Ende, und zwar über
dem Tank 35, ist das Einlaßrohr 38 abgeschlossen und an seinem Ende 38 c mit Öffnungen versehen
(wobei Sprühdüsen in den Öffnungen vorgesehen sind), so daß Kühlwasser, welches durch das Einlaßrohr
von der zentralen Brennstoffgruppe 11 aus kommt, in das Innere des Tanks 35 gesprüht wird.
Auslaßöffnungen aus dem Druckerzeugertank 35 sind durch offenendige Tauchringe 39 (von denen
eines gezeigt ist) gebildet, die unter dem Kühlmittel-S pegel im Tank eintauchen. Diese Tauchrohre 39 steigen
in dem Tank 35 auf eine Höhe über dem oberen Ende der Wärmeaustauscher 28 (d. h. über die Höhe
der Sammelrohre 29) an, ragen durch den Tank auf dieser Höhe und erstrecken sich nach unten durch
ίο den Wärmeaustauschraum 27, um Kühlwasser von
dem Druckerzeuger 35 in das Reaktorkühlmittel in dem Wärmeaustauschraum 27 nahe dem unteren
Ende dieses Raums (d. h. gerade oberhalb des oberen Pegels des Reaktorkerns) abzugeben. Benachbart
dem Einlaß 38 a kann das Rohr 38 Druckminderungsöffnungen für die Verbindung mit dem Raum
26 aufweisen.
Der Reaktorbehälter 17 ist in einer dichtpassenden Ummantelung 41 untergebracht, die ihrerseits
von einer Außenschale 42 umgeben ist. Der Zwischenraum 43 zwischen Reaktorbehälter und Ummantelung
ist mit Gas gefüllt, während der Zwischenraum 44 zwischen Ummantelung und Schale
mit Wasser bis zu einer Höhe 45 gefüllt ist. Kühlschlangen 46 sind unterhalb des Wasserpegels 45 in
der Schale 42 angebracht. Die Ummantelung weist eine Ausweichöffnung 47 auf, die normalerweise von
einer zerbrechlichen Scheibe 48 abgeschlossen ist; eine Ausweichleitung 49 steht mit der Öffnung 47 in
Verbindung. Im Falle eines Bruchs des Reaktorbehälters, welcher ein Freiwerden von radioaktivem,
unter hohem Druck und hoher Temperatur stehendem Kühlwasser in die Ummantelung verursacht,
wird dieses frei werdende Wasser durch die Scheibe 48 geleitet und unter dem Wasserpegel in der Schale
42 ausgelassen. Diese Anordnung dient dazu, jedem etwaigen Druckaufbau in der Schale entgegenzuwirken.
Außerdem wirkt das Wasser in der Schale 42 als Neutronenschirm, welcher durch zusätzliche Schirme
50, die die unteren Bereiche des Reaktorbehälters umgeben, ergänzt wird.
Während des Reaktorbetriebs wird Kühlwasser, das durch den Reaktorkern mittels der Pumpen 21
umgewälzt wird, durch die die Strömung leitenden Brennstoffbaugruppen-Ummantelungen 15 in getrennte
Ströme unterteilt. Der größere Teil des Kühlmittels, der als erster oder Haupt-Kühlmittelstrom
bezeichnet werden soll, steigt durch den Kern hindurch an, wobei er in diesem erwärmt wird, und gelangt
in den Regelraum 26 über dem Kern und um das Äußere des Druckerzeugertanks 35 herum zu
dem oberen Ende des Reaktorbehälters 17, um von dort nach unten durch den Wärmeaustauschraum 27
zu strömen, wobei er seine Wärme an das Arbeitsmittel in den Wärmeaustauschrohren abgibt, und gelangt
in den oberen Abschnitt der Ringleitung 18 und somit in die Pumpen 21. Ein zweiter oder
druckerzeugender Kühlmittelstrom wird durch das Kühlmittel gebildet, das durch die Ummantelung 15
der zentralen Brennstoffbaugruppe fließt. Dieser druckerzeugende Strom steigt in dem in Verbindung
damit stehenden Druckerzeuger-Einlaßrohr 38 und wird durch die Düsen am Ende 38 c in den Druckerzeugertank
35 eingesprüht; Kühlwasser aus dem Druckerzeugertank wird zu dem Hauptstrom mit Hilfe der Tauchrohre 39 zurückgeführt. Der Verlauf
der beiden Ströme ist durch Pfeile angezeigt.
Zum Betrieb des erfindungsgemäßen Reaktors,
bei dem die Schwierigkeiten des Pumpens von Gemischen in zwei Phasen vermieden und Leerräume im
Kern auf ein Minimum beschränkt bleiben sollen, muß das Kühlwasser im Druckerzeuger-Einlaßrohr
38 heißer als das Kühlwasser an irgendeiner Stelle des Hauptkühlmittelstroms sein. Dies kann auf verschiedene
Weise erreicht werden. Gemäß F i g. 1 erfolgt es dadurch, daß eine Kühlmittelströmungsdrosselung
an der Ausgangsseite der Baugruppen-Ummantelung 15 vorgesehen ist, die mit dem Rohr 38
verbunden ist. Die Drosselung wird durch die Bohrungsverringerung erzeugt, die der Einlaß 38 α bildet,
und durch die Abmessungen der Düsen am Ende 38 c, wodurch der Druckerzeugerstrom veranlaßt
wird, langsamer als der Hauptstrom durch den Reaktorkern zu fließen, und demzufolge auf eine höhere
Temperatur als der Hauptstrom erhitzt zu werden. Wenn der Druckerzeugungsstrom einmal im
Druckerzeugertank 35 ist, baut er einen Dampfdruck auf, der zu seiner Temperatur in Beziehung steht und
somit über dem Kühlmittel-Sättigungsdampfdruck an jeder Stelle im Hauptstrom liegt. Ein Kühlwasservorrat
sammelt sich am Grund des Druckerzeugertanks 35, und dieses Wasser wird durch die Tauchrohre 39
zum Hauptstrom zurückgeführt, welche dabei den Druck im Tank als Überdruck dem Hauptkühlmittelstrom
übermitteln, wenn er aus dem Reaktorkern heraustritt.
Die rechte Seite von F i g. 2 zeigt in rein schematischer Form die allgemeine Anordnung des Reaktors
von Fig. 1. Das System ergibt einen Überdruck, der zu der Temperatur des Druckerzeugungsstroms in
Beziehung steht, was wiederum allein mit Hilfe der Ausnützung von nuklearen Heizwirkungen erreicht
wird, die eng und rasch an sich ändernde Kernbedingungen angepaßt sind, so daß der Überdruck nicht
von einem Druck abhängt, der von elektrischen Heizanlagen mit ihren langsamen Ansprechzeiten
oder von Gasüberdruck mit der Gefahr, daß Gas von Kühlmittel mitgerissen wird, erzeugt wird, und auch
kein kaltes Sprühmittel erfordert. Das Sprühen des Druckerzeugerdampfes durch die Düsen (von denen
eine auf der rechten Seite von F i g. 2 gezeigt und mit 51 bezeichnet ist) ist insofern vorteilhaft, als dadurch
der Druck in dem Druckerzeugungsraum am oberen Ende des Tanks 35 unmittelbar dem Druck des in
den Druckerzeugertank eintretenden Wassers folgen kann. Druckerzeugerstrom und Hauptstrom können
als parallel zum Kern und Wärmeaustauscher angesehen werden, wodurch der Druckabfall des
Druckerzeugungsstroms niedrig gehalten wird. Damit der Druckerzeugungsdampf auf einer höheren Temperatur
als der Hauptstrom gehalten wird, sind der Tank 35 und der Druckbehälter 17 außen mit Wärmeisolierungsmaterial
versehen, das mit 52 bzw. 53 bezeichnet ist.
Der schematisch auf der linken Seite von F i g. 2 gezeigte Reaktor ist in den meisten Punkten gleich
demjenigen von Fig. 1, mit dem Hauptunterschied, daß gemäß F i g. 2 der Druckerzeugertank 35' an seinem
unteren Ende offen ist und die Tauchrohre 39 von F i g. 1 nicht vorgesehen sind. Diese Anlage arbeitet
im wesentlichen wie an Hand von F i g. 1 beschrieben, liefert jedoch eine größere Ausströmfläche
für den Druckerzeuger. Wenn sich Druckerzeugungsund Hauptstrom über dem oberen Kernende vereinigen,
verursacht dies eine höhere durchschnittliche Einlaßtemperatur für die Wärmeaustauscher als in
der Anlage gemäß F i g. 1, wo die beiden Ströme sich nach den Wärmeaustauschern vereinigen, aber es erfordert
einen höheren Druckabfall, der durch zusätzliche Drosseln 54 geliefert wird. Die Wärmeaustauscher
28 sind schematisch in F i g. 2 gezeigt, und zwar mit oberen und unteren Sammelrohren, aber es
ist offensichtlich, daß diese lediglich eine zweckmäßige Illustrierung der koaxialen Sammelrohrgruppen
29 von F i g. 1 darstellen.
ίο Die Erfindung ist vorstehend an Hand der einstückigen
Kernreaktoren, die in der Zeichnung gezeigt sind, erläutert worden, d. h. an Hand von Reaktoren,
bei denen sowohl Reaktorkern als auch Wärmeaustauscher in einem Druckbehälter eingeschlossen
sind, und sie wird als vorteilhaft betrachtet dank der Verwendung von begrenzter Kernwärme zur Erzeugung
eines Überdrucks, wobei die begrenzte Kernwärme durch die örtliche Kühlmittelaufteilung
an einer bestimmten Stelle im Kern erhalten wird, um einen Hauptkühlmittelstrom und einen verhältnismäßig
kleineren Kühlmittel-Druckerzeugungsstrom zu ergeben, und dadurch, daß der strömende
Druckerzeugungsstrom ein hohes Maß an Steuerung erhält, und zwar durch die Strömungsführung und '
die Drosselungsanordnung.
Zweckmäßig wird der Druckerzeugungskühlmittelstrom durch eine Zone des Kerns geleitet, in der
ein niedriger Neutronenfluß bzw. ein Neutronenflußgefälle herrscht. Dann kann der Druckerzeugungsstrom
mit einer höheren Temperatur als der Hauptstrom betrieben werden, während die Gefahr eines
Abbrennens der Brennstoffgruppe, die von dem Druckerzeugungsstrom gekühlt wird, verringert wird.
Die vorstehend beschriebene Anordnung eignet sich für einen Reaktorkern mit einer zentralen Flußminderzone,
aber es können auch bei anderen Reaktoren gemäß der Erfindung die Druckerzeugungsströme
von den Umfangszonen des Kerns abgeleitet werden.
Außerdem ist es möglich, daß Reaktoren gemäß der Erfindung veränderliche Strömungsdrosseln im
Druckerzeugungsstrom haben, durch welche dann der Grad des Überdrucks in dem Hauptstrom geregelt werden könnte. Derartige veränderliche Drosseln
können die Form von Klappen in den Druckerzeuger-Einlaßrohren zusätzlich zu den Öffnungen oder in
den Einlaß- und/oder Auslaßenden der Ummantelungen haben. Außerdem kann eine von dem
Druckerzeugungsstrom gekühlte Brennstoffgruppe dahingehend abgeändert werden, daß sie Brennstoffnadeln
von kleinerem Durchmesser oder geringerer Anreicherung als diejenigen, welche von dem Hauptstrom
gekühlt werden, enthält. In diesem Fall würde der gesamte Wärmeausgang der abgeänderten Baugruppe
auf dem Niveau der anderen Baugruppen dadurch gehalten, daß eine größere Anzahl von Brennstoffnadeln
in der Baugruppe vorgesehen wird. Eine derart abgewandelte Brennstoffgruppe würde
für jede Brennstoffnadel einen niedrigeren Wärmefluß und demzufolge einen größeren Betriebsspielraum
gegen das Ausbrennen haben; dies würde die Baugruppe für den Betrieb in dem heißen Druckerzeugungs-Kühlmittelstrom
geeignet machen. Alternativ können die Brennstoffnadeln der Baugruppe besondere Wärmeübertragungsflächen zur Verringerung
der Abbrenngefahren haben.
Bei einer anderen möglichen Ausführungsform wird der Druckerzeugungskühlmittelstrom von einem:
Teil des aus dem Kern herauskommenden Kühlmittels abgeleitet, welches durch einen zweiten Durchgang
durch einen getrennten Teil des Kerns geschickt wird, damit seine Temperatur höher wird.
Die Erfindung betrifft auch Abänderungen der im
beiliegenden Patentanspruch 1 umrissenen Ausführungsform und bezieht sich vor allem auch auf sämtliche
Erfindungsmerkmale, die im einzelnen — oder in Kombination — in der gesamten Beschreibung
und Zeichnung offenbart sind.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
309507/103
Claims (4)
1. Mit flüssigem Kühlmittel gekühlter Atom1 kernreaktor mit einem Reaktordruckbehälter, in
welchem sich ein Reaktorkern und ein Druckerzeuger für die Unterdrucksetzung des Kühlmittels
zur Vermeidung seines Siedens befinden, wobei in den Druckerzeuger hinein ein Druckerzeugungsstrom
fließt, um einen Kühlmitteldruck entsprechend der Temperatur des Druckerzeugerstromes
zu erzeugen, wobei dieser kühlmitteldruck den Betriebsdruck des Kühlmittels bei seinem
Zwangsumlauf durch den Reaktorkern darstellt, dadurch gekennzeichnet, daß
die Kühlmittelstromführung (15) im Reaktorkern aus einem Hauptstrom und dem Druckerzeugungsstrom
besteht, wobei Mittel vorgesehen sind, um den Druckerzeugungsstrom auf seinem
Weg durch den Reaktorkern auf eine höhere Temperatur als den Kühlmittelhauptstrom im
Reaktorkern zu bringen.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Druckerzeuger in Form
eines Tanks ausgebildet ist, der einen Einlaß (38) aufweist, welcher mit der Führung (15) in Verbindung
steht.
3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Tank am unteren Ende geschlossen
ist und daß ein Tauchrohr (39) einen Strömungsweg für das Kühlmittel vom Inneren
zum Äußeren des Tanks bildet.
4. Kernreaktor nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß sich das Tauchrohr außerhalb
des Tanks über die Länge des Wärmetauschers (28) erstreckt.
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Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
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Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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Families Citing this family (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1122452A (en) * | 1965-11-02 | 1968-08-07 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
DE2013586C3 (de) * | 1970-03-21 | 1975-11-27 | Gesellschaft Fuer Kernforschung Mbh, 7500 Karlsruhe | Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor |
FR2223792B1 (de) * | 1973-03-30 | 1978-01-06 | Commissariat Energie Atomique | |
US4554129A (en) * | 1982-03-17 | 1985-11-19 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Gas-cooled nuclear reactor |
CH664037A5 (de) * | 1984-07-17 | 1988-01-29 | Sulzer Ag | Anlage mit einem nuklearen heizreaktor. |
US4863676A (en) * | 1985-12-19 | 1989-09-05 | Proto-Power Corporation | Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system |
GB2217511B (en) * | 1988-04-13 | 1992-01-29 | Rolls Royce & Ass | An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly |
GB8923864D0 (en) * | 1989-10-24 | 1989-12-13 | Rolls Royce & Ass | An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly |
JP2003028975A (ja) * | 2001-07-10 | 2003-01-29 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉 |
US9478317B2 (en) * | 2012-05-21 | 2016-10-25 | Westinghouse Electric Company Llc | Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors |
KR20150132510A (ko) | 2013-03-15 | 2015-11-25 | 비더블유엑스티 엠파워, 인크. | 장기간 반응기 냉각을 위한 수동형 기법 |
CN114582529B (zh) * | 2022-02-16 | 2024-08-20 | 中国核动力研究设计院 | 基于大盘管蒸汽发生器的微型全自然循环压水反应堆系统 |
CN115083632B (zh) * | 2022-06-22 | 2023-08-22 | 华能核能技术研究院有限公司 | 高温气冷堆和余热排出系统 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CA613363A (en) * | 1961-01-24 | Uthe Siegfried | Liquid cooled nuclear reactor | |
US2990349A (en) * | 1955-09-12 | 1961-06-27 | Walter G Roman | Reactor |
BE629810A (de) * | 1962-03-23 | |||
US3150051A (en) * | 1962-08-16 | 1964-09-22 | John H Ammon | Packaged nuclear plant with integral superheater and pressurizer |
NL297053A (de) * | 1962-08-23 | 1900-01-01 |
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1963
- 1963-11-12 GB GB44591/63A patent/GB1092107A/en not_active Expired
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Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE1439846A1 (de) | 1970-11-19 |
US3312596A (en) | 1967-04-04 |
BE655641A (de) | 1965-05-12 |
GB1092107A (en) | 1967-11-22 |
DE1439846C3 (de) | 1973-10-25 |
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Date | Code | Title | Description |
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C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
EHJ | Ceased/non-payment of the annual fee |