DE2530850A1 - Kernreaktor und verfahren zu dessen laden - Google Patents
Kernreaktor und verfahren zu dessen ladenInfo
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Description
Diving. R. B ε ε T Z Jr.
·Μ0· ·Β·η St, eMMdoifetr. Ii
11O-2i*.i52P 10. 7. 1975
Commissariat ä I1Energie Atomique, Paris (Prankreich)
Kernreaktor und Verfahren zu dessen Laden
Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor mit Wasserkühlung und ein Verfahren zum Entladen und Nachladen des Kernreaktors.
Die Erfindung betrifft insbesondere eine Anordnung von Anlagen, die den Reaktordruckbehälter eines Kernreaktors mit Wasserkühlung
umgeben und das Entladen und Nachladen eines Kernreaktors mit Brennstoffen ermöglichen, wobei diese Anordnung von Anlagen
insbesondere an den Fall angepaßt ist, bei dem der Kernreaktor in ein Schiff eingebaut ist.
Bekanntlich benötigen bei einem Kernreaktor, insbesondere einem Druckwasserreaktor (PWR-Reaktor) das Entladen des erschöpften
Brennstoffs und das Nachladen mit neuem Brennstoff die Stillegung des Kernreaktors. Es versteht sich von selbst, daß für einen
maximal wirtschaftlichen Betrieb des Kernreaktors diese Vorgänge
41O-(B5333.3)Lpt
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des Ladens und Entladens so schnell wie möglich erfolgen müssen.
Es gibt bereits mehrere Nachladeverfahren für einen Druckwasserreaktor,
vgl. insbesondere die FR PS 71 240 117 , deren Verfahren die folgenden Schritte aufweist:
Betätigen der Löseeinrichtung zum Entriegeln und Abheben der Befestigungsbolzen des auf dem Reaktordruckbehälter befindlichen
Reaktorbehälters in einem einzigen Vorgang, Verschieben des oberen Aufbaus mit seiner ganzen Ausrüstung in einem einzigen Hubvorgang
zu einem im Abstand vom oberen Aufbau befindlichen Ort, wobei auf diese Weise ein Zugang zum Reaktorkern geschaffen wird,
und Austauschen der Brennstoffelementbündel.
Für den Fall eines dem Schiffsantrieb dienenden Kernreaktors weichen
die Ausnutzungsbedingungen des Kernreaktors sicher wesentlich von denjenigen ab, die bei einem auf dem Festland befindlichen
Kernreaktor angetroffen werden können. Insbesondere ist der verfügbare Raum, insbesondere in der Höhe, für die den Kernreaktor
umgebende Anordnung von Anlagen weitaus kleiner. Es ist daher weitaus schwieriger, die Sicherheitsnormen zu erfüllen,
insbesondere bei Handhabungsvorgängen für den Brennstoff. Aufgrund des eingeschränkten Raums ist es unmöglich, die in der obigen
Patentschrift beschriebenen Lade- und Entladeanlagen zu verwenden,
überdies ist es aus Sicherheitsgründen erforderlich, daß alle Handhabungsvorgänge innerhalb eines dichten Gehäuses erfolgen.
Es ist überdies sehr wünschenswert, daß kein Handhabungsvorgang durch über dem Reaktorkern befindliche Seile ausgeführt
wird. Schließlich müssen die bestrahlten Brennelementbündel vom Schiff nach einer Zerfallsdauer in Transportbehältern entfernt
werden, die bei ihrer Herausnahme aus der Lagerzone keinerlei
Gefahr von Radioaktivität und Verunreinigung aufweisen.
Gegenstand der vorliegenden Erfindung ist insbesondere ein Kernreaktor
mit Wasserkühlung, der ein besseres Erfüllen aller oben angegebenen Bedingungen als die bisherigen Anlagen ermöglicht.
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Der Kernreaktor mit Wasserkühlung gemäß der Erfindung ist gekennzeichnet
durch eine Reaktorzelle, in deren unterem Teil sich ein Reaktordruckbehälter befindet, der an seinem oberen Teil von
einem Deckel verschlossen ist und der einen Reaktorkern enthält, der aus einer Vielzahl von senkrechten Brennelementbündeln besteht,
wobei oberhalb des Reaktorkerns innere obere Aufbauten und oberhalb des Reaktordruckbehälters eine mit einem waagerechten
Boden versehene Konstruktion angeordnet ist, die sich als Reaktorbecken eignet, wobei die Konstruktion in ihrem Boden eine
über dem Reaktordruckbehälter gelegene erste öffnung enthält,
deren Durchmesser geringfügig über demjenigen des Deckels liegt, wobei die Konstruktion eine zweite öffnung enthält, die eine
Verbindung der Konstruktion mit einem "Lagerzelle" genannten
dichten Abteil herstellt, das teilweise in der Reaktorzelle enthalten ist, das in geringerer Höhe als die Konstruktion angeordnet
ist und das Aufnehmer zum Lagern der Brennelementbündel enthält, wobei sich die Aufnehmer von einer unter der zweiten
öffnung gelegenen Stellung in eine unter einer dritten öffnung
gelegene Stellung bewegen können, wobei die dritte öffnung an der Außenseite der Reaktorzelle mündet,, durch einen Lagerschacht
bzw. eine Lagerzone für den Deckel des Reaktordruckbehälters, durch eine erste Einrichtung zum Heben des Deckels und zu dessen
Transport bis zur Lagerzone, durch eine zweite Einrichtung zum Heben der Brennelementbündel und zu deren Transport bis zum Abteil,
und durch eine abnehmbare Einrichtung bzw. einen abnehmbaren Ring für einen dichten Anschluß des Bodens der Konstruktion in
Höhe der ersten öffnung an das obere Ende des Reaktordruckbehälters.
Gemäß einer vorteilhaften Weiterbildung der Erfindung besteht die erste Einrichtung zum Heben aus einer auf Schienen beweglichen
Maschine, wobei sich die Schienen über der Konstruktion von der über der ersten öffnung der Konstruktion gelegenen Stellung
in die Lagerzone des Deckels erstrecken.
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Gemäß einer anderen vorteilhaften Weiterbildung der Erfindung enthält
die zweite Einrichtung zum Heben und Transpprtieren der Brennelementbündel eine teleskopartige Förderhaube, die sich
mittels einer Rolleinrichtung auf Schienen verschiebt, die sich Über der Konstruktion von der über der ersten öffnung der Konstruktion
gelegenen Zone bis zu der über der zweiten öffnung der Konstruktion gelegenen Zone erstrecken, wobei die Förderhaube
einen fest mit der Rolleinrichtung verbundenen ersten Teil und einen beweglichen zweiten Teil umfaßt, der sich im
Innern des ersten Teils senkrecht'verschieben kann, wobei der
bewegliche Teil einen inneren Hohlraum oder Aufnahmeraum zum Aufnehmen eines Brennelementbündels und eine Einrichtung zum
Heben von Brennelementbündeln bis zum Aufnahmeraum umfaßt.
Gemäß einer bevorzugten Ausführungsform enthält das Abteil eine Vielzahl von Aufnehmern, von denen jeder ein äußeres Gehäuse
und eine sich drehende Trommel mit mehreren Lagerstellen für die Brennelementbündel aufweist, wobei das Gehäuse eine öffnung
aufweist, unter der sich jede Lagerstelle der Trommel vorbeibewegen kann, und wobei der Aufnehmer mit einem inneren Austauscher
zum Kühlen der gelagerten Brennelementbündel versehen ist.
Die vorliegende Erfindung betrifft ebenfalls ein Verfahren zum Entladen und Nachladen des obigen Kernreaktors und ist gekennzeichnet
durch Lösen des Deckels des Reaktordruckbehälters, durch Befestigen des zum Verbinden verwendeten Rings zwischen dem Boden
der Konstruktion und dem Reaktordruckbehälter, durch Abheben des Deckels mittels der ersten Einrichtung zum Heben, durch Anordnen
des Deckels in der Lagerzone, durch Füllen der Konstruktion und des Innenraum» des Rings mit Wasser, durch Abheben des
inneren oberen Aufbaus vom Reaktordruckbehälter mittels der ersten Einrichtung zum Heben, durch Festlegen der den Aufbau
enthaltenden ersten Einrichtung über der Lagerzone, durch Anordnen
des Halters für die Zwischenlagerung am oberen Teil des Reaktördruckbehälters
mittels der Lademaschine, durch Herausziehen eines erschöpften Brennelementbündels aus dem Reaktorkern, durch
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Einhängen dieses Brennelementbündels an einer ersten Lagerstelle
des Halters, durch gleichzeitiges Zuführen eines neuen Brennelementbündels des Aufnehmers bis zu einer zweiten Lagerstelle des
Halters mittels der Förderhaube, durch Abheben des absorbierenden Elements, das in dem aus dem Reaktorkern herausgezogenen Brennelementbündel
enthalten ist, durch Einführen des absorbierenden Elements in das neue Brennelementbündel, durch Schwenken des beweglichen
Kranzes des Halters zum Zuführen des neuen Brennelementbündels unter die Lademaschine und zum Zuführen des erschöpften
Brennelementbündels unter die Förderhaube, durch gleichzeitiges Anordnen des neuen Brennelementbündels im Reaktorkern mittels
der Lademaschine und Einführen des erschöpften Brennelementbündels in den Aufnehmer mittels der Förderhaube, durch Drehen der
Trommel des Aufnehmers um einen Schritt in der Weise, daß die ein neues Brennelementbündel enthaltende nachfolgende Lagerstelle unter
der zweiten Öffnung des Bodens der Konstruktion angeordnet wird, und durch Wiederholen der vorhergehenden Phasen für das
Laden und Entladen so oft wie austauschende Brennelementbündel vorhanden sind.
Die Erfindung wird anhand der Zeichnung erläutert. Darin zeigt:
Fig. 1 eine Ansicht als Schnitt und Seitenansicht des Kernreaktors;
Fig. 2 bis 5 Ansichten des Kernreaktors als Schnitt und Seitenansicht
der verschiedenen Stellungen der beweglichen Elemente, der Anlage im Verlauf der verschiedenen Ladephasen
der Brennelementbündel;
Fig. 6 eine Ansicht von unten der entlang der Ebene AA der Fig. geschnittenen Anlage.
Fig. 1 zeigt eine dichte Reaktorzelle 2, die die Gesamtanlage einschließt. Innerhalb der Reaktorzelle 2 befindet sich im wesentlichen
ein von einem Deckel 6 an seinem oberen Teil geschlos-
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sener Reaktordruckbehälter 4. Der Reaktordruckbehälter 4 schließt in bekannter Weise den durch die Brennelementbündel 10 gebildeten
Reaktorkern 8 ein. Der Reaktorkern 8 ist von inneren oberen Aufbauten 12 überbaut, die Führungsanordnungen für Kontrollstäbe
und Geräte der Kernreaktorkontrollanlage enthalten.
Der Deckel 6 ist durch einen Befestigungsbund bzw. eine Befestigungs-
oder Spanneinrichtung 14 auf dem Reaktordruckbehälter befestigt, wobei die Spanneinrichtung schematisch dargestellt
und ebenfalls von bekannter Bauart ist. Selbstverständlich sind mit dem Kernreaktor ebenfalls Wärmeaustauscher 16 und Pumpen
verbunden. Diese Wärmeaustauscher und Pumpen sind so angeordnet, daß sie den über dem Deckel 6 gelegenen Raum freilassen. Der
Reaktordruckbehälter 4 liegt auf Stützkonstruktionen auf, die bei 20 schematisch dargestellt sind. Innerhalb der Reaktorzelle
2 befindet sich ebenfalls eine mit einem waagerechten Boden versehene Konstruktion 22, die in einer über dem Deckel 6 des
Reaktordruckbehälters 4 gelegenen Höhe angeordnet ist. Diese Konstruktion 22 dient, wie später noch zu beschreiben, als
Reaktorbecken. Der Boden 24 der Konstruktion 22 weist eine am Ort des Reaktordruckbehälters 4 angebrachte erste öffnung 26 auf.
Diese öffnung 26 weist einen Durchmesser auf, der geringfügig größer als der Außendurchmesser des Deckels 6 ist, und ermöglicht
den Durchtritt des Deckels 6. Die als Reaktorbecken dienende Konstruktion 22 verlängert sich durch eine Decke 28, die
z.B. von kleinen Balken 30 gestützt wird. In die Decke 28 öffnet sich ein Lagerschacht bzw. eine Lagerzone 32, die, wie später
noch zu sehen, zur Zwischenlagerung des Deckels 6 während der Nachladevorgänge dient. Wände 32' und ein Boden 32" sind vorzugsweise
mit Blei bedeckt und haben die Form eines Schachts.
Die Anlage umfaßt ebenfalls eine Lagerzelle, die durch ein dichtes
Abteil 34 gebildet wird, das teilweise innerhalb der Reaktorzelle 2 und teilweise außerhalb dieser Reaktorzelle gelegen
ist. Der Boden 24 der Konstruktion 22 weist eine zweite öffnung
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auf, die eine Verbindung der Reaktorzelle 2 und der Konstruktion
22 mit dem Abteil 34 herstellt. Die öffnung 36 kann durch ein Absperrorgan bzw. Schieberventil 38 verschlossen werden.
Es wurden bisher die festen Teile der den eigentlichen Kernreaktor
umgebenden Anlage beschrieben. Es werden nun die beweglichen Konstruktionen beschrieben, die zum Laden und Entladen des Reaktorkerns
erforderlich sind.
Innerhalb des Abteils 34 befinden sich mehrere Aufnehmer 39 für die Lagerung von neuen oder erschöpften Brennelementbündeln 10.
Jeder Aufnehmer 39 weist ein dichtes verbleites äußeres Gehäuse 40 von im allgemeinen zylindrischer Form auf. Außerhalb des Gehäuses
40 befindet sich eine Vorrichtung mit einer Trommel 42. Die Trommel 42 kann sich um eine senkrechte Achse XX' drehen,
weist mehrere Lagerstellungen 44 auf (beim beschriebenen Beispiel 8), die ein Brennelementbündel aufnehmen
können,und kann einen inneren Wärmeaustauscher aufweisen, wie in der brit. PS 916 064 beschrieben und dargestellt.
Das Gehäuse 40 jedes Aufnehmers 39 ist an seinem oberen Teil von einer öffnung 46 durchbohrt, die den Durchtritt eines Brennelementbündels
ermöglicht. Diese öffnung 46 ist in der Weise angeordnet, daß sich bei ihrer Drehung jede Lagerstelle 44 unterhalb
der öffnung 46 vorbeibewegt, überdies ist die öffnung 46 ebenfalls
mit einem Schieberventil versehen, das deren Verschluß ermöglicht.
Jeder Aufnehmer 39 ist an seinem unteren Teil mit Rollen 48 versehen, die die Verschiebung der Aufnehmer innerhalb des
Abteils 34 ermöglichen. Die Rollen 38 arbeiten mit Schienen 50 (in Fig. 6 strichpunktiert dargestellt) zusammen, die am Boden
des Abteils 34 befestigt sind. Dank diesen Schienen 50 kann jeder Aufnehmer 39 verschiedene Arbeitsstellungen einnehmen: die Stellung
52a, die dem Herausziehen oder Einführen von Brennelementbündeln 10 in den Aufnehmer 39 entspricht, die Stellung 52b, die
dem Lagern des Aufnehmers im Abteil 34 entspricht, und die Stellung 5 2c, die dem Entfernen eines Aufnehmers 39 aus dem Abteil
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entspricht. Dieses Entfernen erfolgt durch eine in der oberen Wand des Abteils 34 vorgesehene öffnung 54, die innerhalb der
Reaktorzelle 2 mündet. Diese öffnung 54 ist selbstverständlich von einem Deckel verschlossen. Zwei hintereinander angeordnete
nicht dargestellte aufblasbare Dichtungen stellen die Abdichtung zwischen den öffnungen 36 und 46 her.
Die Anlage weist ebenfalls drei bewegliche Maschinen auf, die den Transport des Deckels 6 für die inneren oberen Aufbauten 12 und
der Brennelementbündel 10. Die erste Maschine ist die Maschine für das Handhaben des Deckels 6 und der inneren oberen Aufbauten
12. Diese Maschine besteht aus einem Gestell 58, das mit einer Rolleinrichtung 60 versehen ist, die mit Schienen 52 zusammenarbeiten,
die auf der Decke 28 befestigt sind und sich von der Lagerzone 32 bis zu der über der Öffnung 26 gelegenen Zone erstrecken.
Die erste Maschine umfaßt zwei voneinander unabhängige Hubeinrichtungen.
Sie weist einerseits zwei Gruppen aus zwei teleskopartigen Stellzylindern 63 auf, von denen jede den Deckel 6 heben
kann. Diese Stellzylinder 63 weisen an ihrem unteren Ende eine Einrichtung zum Befestigen am Deckel 6 auf und sind in Flg. 1
in ausgefahrener Stellung dargestellt. Wenn der Deckel 6 im Schacht bzw. in der Lagerzone 32 gelagert wird, bleiben die
Stellzylinder 63 auf dem Deckel befestigt. Die erste Maschine weist auch ein Windensystem 63' (Fig. 3) auf zum Heben
des inneren oberen Aufbaus 12.
Die zweite Maschine ist eine Lade- bzw. Förderhaube 64. Sie kann sich dank der Rolleinrichtung 36 verschieben, die mit den Schienen
67 zusammenarbeitet, die unter der Konstruktion 22 befestigt sind, und von der über der öffnung 26 gelegenen Zone bis zu der
über der öffnung 36 gelegenen Zone verlaufen. Diese Förderhaube
64 weist einen fest mit der Rolleinrichtung 66 verbundenen Teil 68 auf. Innerhalb des Teils 68 kann sich ein beweglicher ver-.bleiter
Teil 70 senkrecht verschieben. Der bewegliche Teil 70
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lst mit einem Aufnahmeraum 71 versehen, dessen Abmessungen das
Einführen eines Brennelementbündels ermöglichen. Der Aufnahmeraum 71 ist an seinem unteren Teil von einer Abdichtungsklappe verschlossen.
Die Förderhaube 6 4 umfaßt schließlich eine Hubwinde 72, deren Ende mit einer Greifeinrichtung für die Köpfe der
Brennelementbündel IO versehen ist.
Die dritte und letzte Maschine ist die Lademaschine 74 für die Brennelementbündel 10. Sie umfaßt eine Rolleinrichtung 75, die
mit die Schienen 62 verlängernden Schienen 76 zusammenarbeiten. Diese Maschine 74 umfaßt ein Gestell 77 und eine Säule 78 zum
Handhaben. Die Säule 78 ist während der Handhabungsphasen einstückig und zur Erleichterung ihrer Lagerung in zwei Abschnitten
teleskopartig. Die Säule 78 weist an ihrem unteren Ende selbstverständlich eine Greifeinrichtung für die Köpfe der Brennelementbündel
10 auf.
Es ist ebenfalls ein abnehmbarer Ring 82 vorhanden, der die Herstellung
einer dichten Verbindung zwischen dem Rand der öffnung 26 und dem oberen Rand 84 des Reaktordruckbehälters 4 herstellt.
Schließlich 1st ein Halter 86 vorhanden (in Fig. 1 in Lagerstellung dargestellt), der am oberen Teil des Reaktordruckbehälters
4 eingeführt werden kann und auf einer Schulter 87 aufliegt (vgl. Fig. 5). Der Halter 86 weist einen äußeren festen Kranz
88 und einen inneren Kranz 89 auf, der gegenüber dem äußeren Kranz 88 beweglich ist.
Der bewegliche innere Kranz 89 des Halters 86 weist mehrere Stellungen
für die Zwischenlagerung der Brennelementbündel 10 auf. Es sind vorzugsweise drei LagerStellungen anzutreffen, von denen
zwei diametral gegenüberliegende der Vertauschung der Brennelementbündel 10 dienen, während die dritte Stellung zum Herausziehen
des absorbierenden Elements aus einem bestrahlten Brennelementbündel 10 und zum Einführen des absorbierenden Elements
in ein neues Brennelementbündel dient, das in den Reaktorkern
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geladen werden soll. Schließlich besteht jede Lagerstelle 44 aus einer Ausnehmung, die das Aufhängen eines Brennelementbündels
10 an seinem Greifkopf ermöglicht. Die Drehung des beweglichen Teils 89 des Halters 86 kann z.B. durch ein Zahnrad erhalten
werden, das mit einem zweiten Zahnrad zusammenarbeitet, das von einem mit dem äußeren Kranz 88 fest verbundenen Motor angetrieben
wird.
Die Flg. 2 zeigt einen ersten Schritt für das Entladen und Nachladen
des Reaktorkerns 8. Die Spanneinrichtung 14 des Deckels 6 für den Reaktordruckbehälter 4 wird gelöst. Der Ring 82 wird angebracht,
und stellt beim Abnehmen sowie beim Wiederanbringen die Führung des Deckels 6 sowie die Abdichtung zwischen dem Boden
24 der Konstruktion 22 (Reaktorbecken) und dem Reaktordruckbehälter 4 her. Die zum Handhaben dienende Maschine 56 wird über
den Reaktordruckbehälter 4 geführt. Der Deckel 6 wird mittels der daran befestigten teleskopartigen Stellzylinder 6 3 hochgeholt
und befindet sich dann bezüglich der Maschine 56 in der strichpunktiert dargestellten Stellung. Die Maschine 56 wird
verschoben, bis sie sich über der Lagerzone 32 des Deckels 6 befindet. Der Deckel 6 wird dann in die Lagerzone 32 abgesenkt.
Dies ist die bei 6a strichpunktiert dargestellte Stellung. Zur Erleichterung der Handhabung werden die Stellzylinder 6 3 am
Deckel 6 belassen. Danach wird die Konstruktion 22 (Reaktorbecken) und somit selbstverständlich auch der vom Ring 82 begrenzte
Raum mit Wasser gefüllt. Fig. 13 zeigt das Zurückziehen des inneren oberen Aufbaus 12. Hierzu wird die Maschine 56 von
neuem über den Reaktordruckbehälter 4 geführt. Mittels der Hubwinde
63' wird der innere obere Aufbau 12 in den Innenraum der Maschine 56 höchgeholt, die von neuem über die Lagerzone 32 des
Deckels 6 geführt wird·. Der innere obere Aufbau 12 wird im Innenraum
der Maschine 5 6 belassen, die aufgrund der Aktivität dieses Aufbaus mit einem Bleischutz versehen ist.
Fig. 4 zeigt den nachfolgenden Schritt, der darin besteht, daß der Halter 46 für die Zwischenlagerung der Brennelementbündel
angeordnet wird. Das Anordnen geschieht mittels mit der Lade-
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maschine 74 verbundener Winden.
Fig. 5 zeigt das eigentliche Laden und Entladen der Brennelementbündel
10.
Dieser Vorgang benötigt gleichzeitig die Lademaschine 74 und die Förderhaube 64. Zu Beginn dieses Schritts sind die Aufnehmer 39
mit neuen Brennelementbündeln 10 gefüllt und befindet sich ein Aufnehmer unter der Öffnung 36. Mittels der dem Greifen dienenden
Säule 78 wird das erste abzuhebende Brennelementbündel 10 an seinem Kopf ergriffen. Dieses Brennelementbündel wird hochgeholt
bis sein Kopf in einer der Ausnehmungen des Halters 86 für die Zwischenlagerung befestigt ist. Gleichzeitig wird mittels der
Förderhaube 64 ein neues Brennelementbündel 10 aus dem Aufnehmer 39 herausgezogen und in diejenige Ausnehmung des Halters 86 geführt,
die der das erschöpfte Brennelementbündel enthaltenden Ausnehmung gegenüberliegt. Während dieses Vorgangs wird mittels
einer Stange 102 das absorbierende Element 100 des erschöpften Brennelementbündels herausgezogen und in die dritte Ausnehmung
des Halters 56 eingesetzt.
Es wird dann, wie durch den Pfeil f dargestellt, der bewegliche Teil 89 des Halters 86 gedreht, um das erschöpfte Brennelementbündel
10 unter die Förderhaube 64 und das neue Brennelementbündel unter die Lademaschine 74 zu führen.
Das absorbierende Element 100 wird in das neue Brennelementbündel lO eingesetzt.
Gleichzeitig wird das erschöpfte Brennelementbündel 10 mittels
der Förderhaube 64 in den Aufnehmer 39 entfernt und wird das neue Brennelementbündel 10 mittels der Lademaschine 74 in den
Reaktorkern 8 eingesetzt.
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Zum Ausführen des ersten Vorgangs befindet sich selbstverständlich
der bewegliche Teil 70 der Förderhaube 64 in seiner unteren Stellung. Das Brennelementbündel wird mittels der Winde 72 in
den Aufnahmeraum 71 des beweglichen Teils 7O angehoben, der dann
seinerseits angehoben wird. Das Brennelementbündel befindet sich dann in der strichpunktiert dargestellten Stellung (lOa).
Es wird dann die Förderhaube 64 verschoben, damit sie über die
Öffnung 36 der Konstruktion 22 geführt wird. Mittels der Hubeinrichtung der Förderhaube 6 4 wird dann das Brennelementbündel 10
erneut herabgelassen. Die Ventile des Aufnehmers 39 und der öffnung
36 werden geöffnet und das Brennelement wird in eine der Lagerstellen 44 des Aufnehmers 39 eingeführt. Die Trommel 42 wird
um einen Ausschnitt gedreht, damit vor die öffnung 46 eine ein neues Brennelementbündel 10 enthaltende Lagerstelle 4 4 der Trommel
42 geführt wird.
Wenn ein Aufnehmer 39 vollständig gefüllt ist, wird er selbstverständlich
verschoben, um einen leeren Aufnehmer 39 zuzuführen, wenn es sieh um ein Entladen handelt, oder einen mit neuen Brennelementbündeln
10 gefüllten Aufnehmer 39 zuzuführen, wenn es sich um ein Laden handelt.
Es versteht sich überdies von selbst, daß bei Beendigung der Entlade-
und Nachladevorgänge selbstverständlich der innere obere Aufbau 12 und der Deckel 6 sowie die Spanneinrichtung 14 wieder
angebracht werden. Das ursprünglich in der Konstruktion 22 enthaltene Wasser wird zu in der Reaktorzelle 2 enthaltenen Lagertanks
hin entleert.
Bekanntlich kann man während der Lade- und Entladevorgänge dazu verleitet werden, im Reaktorkern 8 ein erschöpftes Brennelementbündel
einfach an seinem Platz zu wechseln, ohne daß daher dieses erschöpfte Brennelementbündel entfernt wird. Dieser Vorgang kann
leicht ausgeführt werden unter Verwendung der Lademaschine 74
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für die Vorgänge des Handhabens und des Halters 86 für die Zwischenlagerung
der erschöpften Brennelementbündel 10, die an ihrem Platz ausgetauscht werden sollen.
Es ist ersichtlich, daS die vorliegende Anlage zahlreiche Vorteile
dadurch aufweist, daß für das Laden und Entladen der Brennelementbündel 10 zwei Maschinen verwendet werden, und daß der
Halter 56 mehrere Stellungen für die Zwischenlagerung aufweist. Die Förderhaube 6 4 kann die Förderung von Brennelementbündeln
zur gleichen Zeit ausführen, wie die Lademaschine 74 Brennelementbündel 10 im Reaktorkern 8 entnimmt, um sie in den Halter 86
für die Zwischenlagerung zu führen, was daher die gleichzeitige Ausführung der Lade- und Entladevorgänge und hierdurch einen
Zeitgewinn ermöglicht.
überdies wird das absorbierende Element aus einem bestrahlten
Brennelementbündel 10 nur einmal herausgezogen, wenn dieses in den Halter 56 eingesetzt ist, d.h. außerhalb des Reaktorkerns 8,
was folglich den bei den bisherigen Verfahren vorhandenen,Zwang beseitigt, eine Erhöhung der Konzentration an Bor während der
Entlade- und Ladevorgänge vorzunehmen.
überdies ist festzustellen, daß die Förderhaube 64, die eine
geregelte Verschiebung auf den Schienen 67 ausführt, sich niemals völlig über dem Reaktordruckbehälter 4 befindet, überdies ist
dank der teleskopartigen Förderhaube 64 und der teleskopartigen Säule 78 für das Laden der Lademaschine 74 die erforderliche Höhe
über der Decke 28 stark vermindert. Die Auslegung der Anlage nach der Erfindung vermeidet jede Gefahr von radioaktiver Verunreinigung
der Außenseite der Reaktorzelle 2, insbesondere bezüglich des Abteils 34 und der Aufnehmer 39.
Weiterhin vermindert die Ladeart dieser Aufnehmer 39 durch den Boden 24 der Konstruktion 22 merklich die Höhe des biologischen
Schutzes. Außerhalb der Lade- und Nachladevorgänge sind die verschiedenen beweglichen Teile der Anlage selbstverständlich
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in fester Stellung verspannt. Z.B. ist die der Förderung dienende Maschine 56 des Deckels 6 über der Lagerzone 32 dieses Deckels
und die Förderhaube 64 über der Öffnung 36 befestigt,
während die Lademaschine 74 auf ihrem Rollweg verspannt ist.
Zur Erfindung gehört auch eine bezüglich der vorhergehenden vereinfachte Anlage. Bei einer derartigen Anlage wird für
das Laden und Entladen der Brennelementbündel lediglich die Förderhaube 64 verwendet. Dies führt folglich zur Weglassung
der Lademaschine 74.
Der Halter 86 wird nicht weiter benötigt. Diese Variante weist den Vorteil der Vereinfachung der Anlage auf, verkompliziert aber
die Handhabung und vermindert die Schnelligkeit der Entlade- und Ladevorgänge.
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Claims (5)
1. Kernreaktor mit Wasserkühlung, gekennzeichnet durch eine Reaktorzelle
(2) , in deren unterem Teil sich ein Reaktordruckbehälter (4) befindet, der an seinem oberen Teil von einem Deckel (6)
verschlossen ist und einen Reaktorkern (8) enthält, der aus einer Vielzahl von senkrechten Brennelementbündeln (10) besteht,
wobei oberhalb des Reaktorkerns (8) innere obere Aufbauten (12) und oberhalb des Reaktordruckbehälters (4) eine
Konstruktion (22) angeordnet ist, die sich als Reaktorbecken eignet, wobei die Konstruktion (22) in ihrem Boden (24) eine
über dem Reaktordruckbehälter (4) gelegene erste Öffnung (26) enthält, deren Durchmesser geringfügig über demjenigen
des Deckels (6) liegt, und wobei die Konstruktion (22) eine zweite Öffnung (36) enthält, die eine Verbindung der Konstruktion
(22) mit einem "Lagerzelle" genannten dichten Abteil (34) herstellt, das teilweise in der Reaktorzelle (2) enthalten
ist, das in geringerer Höhe als die Konstruktion (22) angeordnet ist und das Aufnehmer (39) zum Lagern der Brennelementbündel
(10) enthält, wobei sich die Aufnehmer (39) von einer unter der zweiten Öffnung (3 6) gelegenen Stellung
in eine unter einer dritten Öffnung gelegene Stellung bewegen können, wobei die dritte Öffnung an der Außenseite der Reaktorzelle
(2) mündet, durch eine Lagerzone (32) für den Deckel (6) des Reaktordruckbehälters (4), durch eine erste Einrichtung
(56) zum Heben des Deckels (6) und zu dessen Transport bis zur Lagerzone (32), durch eine zweite Einrichtung (64, 74)
zum Heben der Brennelementbündel (10) und zu deren Transport bis zum Abteil (34), und durch einen abnehmbaren Ring (82)
für eine dichte Verbindung zwischen dem Boden (24) der Konstruktion (22) in Höhe der ersten Öffnung (26) und dem oberen Rand
(84) des Reaktordruckbehälters (4).
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2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die erste Einrichtung (56) zum Heben aus einer auf Schienen (62)
beweglichen Maschine besteht, wobei sich die Schienen (62) über der Konstruktion (22) von der über der ersten Öffnung (26)
der Konstruktion (22) gelegenen Stellung in die Lagerzone (32) des Deckels (6) erstrecken.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die zweite Einrichtung (64, 74) zum Heben und Transportieren der
Brennelementbündel (10) eine teleskopartige Förderhaube (64) enthält, die sich mittels einer Rolleinrichtung (66) auf
Schienen (€7) verschiebt, die sich über der Konstruktion (22)
von der über der ersten Öffnung (26) der Konstruktion gelegenen Zone bis zu der über der zweiten Öffnung (36) der Konstruktion
(22) gelegenen Zone erstrecken, wobei die Förderhaube (64) einen fest mit der Rolleinrichtung (66) verbundenen ersten
Teil (68) und einen beweglichen Teil (70) umfaßt, der sich im Innern des ersten Teils (6 8) senkrecht verschieben kann, wobei
der bewegliche Teil (70) einen Aufnahmeraum (71) zum Aufnehmen eines Brennelementbündels (10) und eine Einrichtung (72) zum
Heben von Brennelementbündeln (10) bis zum Aufnahmeraum (71) umfaßt.
4. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet,
daß das Abteil (34) eine Vielzahl von Aufnehmern
(39) enthält, von denen jeder ein äußeres Gehäuse (40) und eine sich drehende Trommel (42) mit mehreren Lagerstellen (44)
für die Brennelementbündel (10) aufweist, wobei das Gehäuse
(40) eine Öffnung (46) aufweist, unter der sich jede Lagerstelle (44) der Trommel (42) vorbeibewegen kann, und wobei
der Aufnehmer (39) mit einem inneren Austauscher zum Kühlen der gelagerten Brennelementbündel (1O) versehen ist.
5. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß sich die Öffnung (46) des Gehäuses (40) des Aufnehmers (39) an der
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Stelle der zweiten Öffnung (36) der Konstruktion (22) befindet, wenn die Öffnung (46) des Gehäuses (40) unter die zweite Öffnung
(36) gebracht wird, wobei die Öffnung (46) des Gehäuses (40) und die zweite Öffnung (36) der Konstruktion (22) je
ein Ventil aufweisen.
Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet,
daß die zweite Einrichtung (6 4, 74) zum Heben außer der Förderhaube (64) eine Lademaschine (74) aufweist, die sich
in einer der ersten Öffnung (26) der Konstruktion (22) benachbarten Zone auf Schienen (76) bewegen kann, wobei die
Lademaschine (74) eine auf den Schienen (76) angeordnete Rolleinrichtung (75) und eine teleskopartige Säule (78) aufweist,
die an ihrem unteren Ende mit einer Greifeinrichtung für die Brennelementbündel (10) endet, und gekennzeichnet
durch einen abnehmbaren Halter (86) für die Zwischenlagerung der Brennelementbündel (10), der eine Vielzahl von Einhängestellungen
aufweist, wobei der Halter (86) die allgemeine Form eines kreisförmigen Kranzes (88, 89) hat, der auf einer
Schulter (87) der Innenwand des Reaktordruckbehälters (4) aufliegt, wobei der Halter (86) mit einer Einrichtung zum Drehen
um die Achse des Reaktordruckbehälters (4) versehen ist, und wobei sich der Halter (86) in einer solchen Höhe über dem
Reaktorkern (8) befindet, daß in der Einhängestellung die Brennelementbündel (10) vom Reaktorkern (8) völlig freigegeben
sind.
Verfahren zum Entladen und Nachladen des Kernreaktors gemäß
einem der Ansprüche 1 bis 6, gekennzeichnet durch Lösen des Deckels (6) des Reaktordruckbehälters (4), durch Befestigen
des zum Verbinden verwendeten Rings (82) zwischen dem Boden (24) der Konstruktion (22) und dem Reaktordruckbehälter (4),
durch Abheben des Deckels (6) mittels der ersten Einrichtung (56) zum Heben, durch Anordnen des Deckels (6) in der Lagerzone
(32), durch Füllen der Konstruktion (22) und des Innenraums des Rings (82) mit Wasser, durch Abheben des inneren
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oberen Aufbaus (12) vom Reaktordruckbehälter (4) mittels der
ersten Einrichtung (56) zum Heben, durch Festlegen der den Aufbau (12) enthaltenden ersten Einrichtung (56) über der
Lagerzone (32), durch Anordnen des Halters (86) für die Zwischenlagerung
am oberen Teil des ReaktordruckbehMlters (4) mittels der Lademaschine (74), durch Herausziehen eines erschöpften
Brennelementbündels (10) aus dem Reaktorkern (8), durch Einhängen dieses Brennelementbündels (10) an einer ersten
Lagerstelle (40) des Halters (86) durch gleichzeitiges Zuführen eines neuen Brennelementbündels (10 ) des Aufnehmers
(39) zu einer zweiten Lagerstelle des Halters (86) mittels der Förderhaube (64), durch Abheben eines absorbierenden Elements
(100), das in dem aus dem Reaktorkern (8) herausgezogenen Brennelementbündel (10) enthalten ist, durch Einführen des absorbierenden
Elements (100) in das neue Brennelementbündel (10 ), durch Schwenken des beweglichen Kranzes (89) des Halters (86)
zum Zuführen des neuen Brennelementbündels (10 ), in das vorher ein absorbierendes Element (100) eingeführt wurde, unter
die Lademaschine (74) und zum Zuführen des erschöpften Brennelementbündels (10) unter die Förderhaube (64), durch gleichzeltiges
Anordnen des neuen Brennelementbündels (10 ) im Reaktorkern (8) mittels der Lademaschine (74) und Einführen des
erschöpften Brennelementbündels (10) in den Aufnehmer (39) mittels der Förderhaube (64), durch Drehen der Trommel (42)
des Aufnehmers (39) um einen Schritt in der Weise, daß die ein neues Brennelementbündel (10 ) enthaltende nachfolgende
Lagerstelle (44) unter der zweiten Öffnung (36) des Bodens (24) der Konstruktion (22) angeordnet wird, und durch Wiederholen
der vorhergehenden Phasen für das Laden und Entladen so -oft wie auszutauschende Brennelementbündel (10) vorhanden
sind.
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Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR7424158A FR2278136A1 (fr) | 1974-07-11 | 1974-07-11 | Chargement et dechargement du coeur d'un reacteur nucleaire |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2530850A1 true DE2530850A1 (de) | 1976-02-12 |
Family
ID=9141164
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19752530850 Ceased DE2530850A1 (de) | 1974-07-11 | 1975-07-10 | Kernreaktor und verfahren zu dessen laden |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4056435A (de) |
JP (1) | JPS5133294A (de) |
DE (1) | DE2530850A1 (de) |
ES (1) | ES439350A1 (de) |
FR (1) | FR2278136A1 (de) |
GB (1) | GB1480681A (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2836238A1 (de) * | 1978-08-18 | 1980-03-06 | Kraftwerk Union Ag | Kerntechnische anlage |
Families Citing this family (36)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2431752A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-02-15 | Commissariat Energie Atomique | Enceinte de confinement pour reacteur a eau, comportant une piscine de stockage de combustible |
FR2439459A1 (fr) * | 1978-10-20 | 1980-05-16 | Bretagne Atel Chantiers | Bloc reacteur et installation nucleaire en comportant application |
FR2444996A1 (fr) * | 1978-12-18 | 1980-07-18 | Commissariat Energie Atomique | Ensemble d'installation pour le dechargement-rechargement d'un reacteur nucleaire |
FR2460027A1 (fr) * | 1979-06-26 | 1981-01-16 | Framatome Sa | Procede de manutention des assemblages et crayons combustibles lors du rechargement d'un reacteur nucleaire |
FR2475784A1 (fr) * | 1980-02-08 | 1981-08-14 | Novatome Sa | Dispositif de transfert et de stockage d'assemblages combustibles pour reacteurs nucleaires |
US4446098A (en) * | 1981-05-29 | 1984-05-01 | Westinghouse Electric Corp. | Spent fuel consolidation system |
US4450134A (en) * | 1981-07-09 | 1984-05-22 | Olaf Soot | Method and apparatus for handling nuclear fuel elements |
EP0071685A3 (de) * | 1981-08-12 | 1983-06-15 | Olaf Soot | Verfahren und Vorrichtung zum Handhaben von Kernbrennstoffelementen |
JPS5958393A (ja) * | 1982-09-28 | 1984-04-04 | 日立造船株式会社 | 原子炉の燃料交換設備 |
EP0130227B1 (de) * | 1983-07-01 | 1987-03-18 | Hitachi, Ltd. | Verfahren zum Laden von nuklearen Brennstoffbündeln |
US4705661A (en) * | 1985-05-31 | 1987-11-10 | Electricite De France Service National | Fast neutron nuclear reactor equipped with a central handling cell and a boxed slab |
US4737338A (en) * | 1986-05-07 | 1988-04-12 | Stone & Webster Engineering Corp. | Nuclear reactor containing connecting means for connecting a reactor vessel and at least one receiver vessel |
US4859409A (en) * | 1988-05-27 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor vessel lower internals temporary support |
US4859404A (en) * | 1988-06-29 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor vessel internals storage area arrangement |
US5291531A (en) * | 1992-12-30 | 1994-03-01 | Combustion Engineering, Inc. | Auxiliary platform for boiling water reactors |
US6263037B1 (en) * | 1998-08-07 | 2001-07-17 | Ce Nuclear Power Llc | Cutting zone for radioactive materials |
JP4237445B2 (ja) * | 2001-04-27 | 2009-03-11 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 構造物の取扱方法 |
FR2921510B1 (fr) * | 2007-09-20 | 2010-03-12 | Electricite De France | Procede de remplissage en eau et de vidange en air du circuit primaire principal d'une tranche nucleaire, couvercle et bride pour la mise en oeuvre de ce procede |
FR2995438B1 (fr) * | 2012-09-13 | 2014-10-10 | Areva Np | Procede de remplacement d'une clavette de guidage d'un equipement interne de reacteur nucleaire |
FR3021449B1 (fr) * | 2014-05-23 | 2019-05-24 | Dcns | Systeme de rechargement en element combustible et installation comprenant un tel systeme |
US20160189813A1 (en) | 2014-12-29 | 2016-06-30 | Terrapower, Llc | Molten nuclear fuel salts and related systems and methods |
US11276503B2 (en) | 2014-12-29 | 2022-03-15 | Terrapower, Llc | Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts |
CA2999894A1 (en) | 2015-09-30 | 2017-04-06 | Terrapower, Llc | Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting |
US10867710B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-12-15 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
US10665356B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-05-26 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
RU2614518C1 (ru) * | 2016-04-01 | 2017-03-28 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Наклонный подъемник ядерного реактора |
MX2018013287A (es) | 2016-05-02 | 2019-05-09 | Terrapower Llc | Configuraciones mejoradas de administracion termica del reactor de combustible fundido. |
EP3485496B1 (de) | 2016-07-15 | 2020-04-15 | TerraPower, LLC | Vertikal segmentierter kernreaktor |
EP3497062B1 (de) | 2016-08-10 | 2021-09-29 | TerraPower, LLC | Elektrosynthese von uranchloridbrennstoffsalzen |
EP3542371B1 (de) | 2016-11-15 | 2021-03-03 | TerraPower, LLC | Thermisches management eines flüssigsalzreaktors |
US11145424B2 (en) | 2018-01-31 | 2021-10-12 | Terrapower, Llc | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor |
WO2019226218A2 (en) | 2018-03-12 | 2019-11-28 | Terrapower, Llc | Reflectors for molten chloride fast reactors |
JP7460605B2 (ja) | 2018-09-14 | 2024-04-02 | テラパワー, エルエルシー | 耐腐食性冷却材塩及びその製造方法 |
US11881320B2 (en) | 2019-12-23 | 2024-01-23 | Terrapower, Llc | Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors |
CN111696688A (zh) * | 2020-05-07 | 2020-09-22 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 用于浮动核电站的多功能存放支架 |
US11728052B2 (en) | 2020-08-17 | 2023-08-15 | Terra Power, Llc | Fast spectrum molten chloride test reactors |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1179311B (de) * | 1960-10-28 | 1964-10-08 | Atomic Energy Authority Uk | Verfahren und Vorrichtung zum Beschiken von Kernreaktoren |
DE1807422A1 (de) * | 1968-08-30 | 1970-05-21 | Atomic Power Const Ltd | Kernreaktor |
DE1812088A1 (de) * | 1968-12-02 | 1970-06-11 | Interatom | Verfahren und Vorrichtung zum Be- und Entladen eines nicht stationaeren Kernreaktors mit Brennelementen |
DE2130589A1 (de) * | 1970-07-08 | 1972-01-20 | Westinghouse Electric Corp | Verfahren zum Brennstoffbeschicken eines Kernreaktors |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3089836A (en) * | 1957-01-31 | 1963-05-14 | Babcock & Wilcox Ltd | Pressurized water nuclear reactor |
DE1161360B (de) * | 1959-12-07 | 1964-01-16 | Atomenergi Ab | Verfahren und Vorrichtung zum Austauschen von Kernen in Schwerwasserreaktoren |
GB1112383A (en) * | 1964-08-28 | 1968-05-01 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
US3282793A (en) * | 1966-03-03 | 1966-11-01 | Aloysius R Jamrog | Apparatus for controlling the atmosphere over a nuclear reactor |
GB1227758A (de) * | 1967-08-16 | 1971-04-07 | ||
SE324191B (de) * | 1968-12-02 | 1970-05-25 | Asea Ab | |
BE744909A (fr) * | 1969-02-05 | 1970-07-01 | Euratom | Systeme de chargement et de dechargement d'elements de combustible dansun reacteur nucleaire a canaux verticaux |
US3836429A (en) * | 1970-07-08 | 1974-09-17 | Westinghouse Electric Corp | Means for rapidly exposing the core of a nuclear reactor for refueling |
US3836430A (en) * | 1970-07-08 | 1974-09-17 | Westinghouse Electric Corp | Cable support structure for enabling a nuclear reactor to be refueled rapidly |
US3765549A (en) * | 1971-10-21 | 1973-10-16 | Transfer Systems | Apparatus and method for loading nuclear fuel into a shipping cask without immersion in a pool |
US3883012A (en) * | 1971-10-21 | 1975-05-13 | Transfer Systems | Dry cask handling system for shipping nuclear fuel |
DE2220491C3 (de) * | 1972-04-26 | 1978-05-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernkraftwerk mit einer Sicherheitshülle |
DE2246637C3 (de) * | 1972-09-22 | 1978-11-16 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Brennelementwechselverfahren für Kernreaktoren |
DE2261882A1 (de) * | 1972-12-18 | 1974-06-20 | Licentia Gmbh | Anordnung fuer nasse brennelementwechsel in runden kernreaktorgebaeuden |
-
1974
- 1974-07-11 FR FR7424158A patent/FR2278136A1/fr active Granted
-
1975
- 1975-06-27 GB GB27336/75A patent/GB1480681A/en not_active Expired
- 1975-07-07 US US05/593,443 patent/US4056435A/en not_active Expired - Lifetime
- 1975-07-10 DE DE19752530850 patent/DE2530850A1/de not_active Ceased
- 1975-07-11 JP JP50085199A patent/JPS5133294A/ja active Pending
- 1975-07-11 ES ES439350A patent/ES439350A1/es not_active Expired
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1179311B (de) * | 1960-10-28 | 1964-10-08 | Atomic Energy Authority Uk | Verfahren und Vorrichtung zum Beschiken von Kernreaktoren |
DE1807422A1 (de) * | 1968-08-30 | 1970-05-21 | Atomic Power Const Ltd | Kernreaktor |
DE1812088A1 (de) * | 1968-12-02 | 1970-06-11 | Interatom | Verfahren und Vorrichtung zum Be- und Entladen eines nicht stationaeren Kernreaktors mit Brennelementen |
DE2130589A1 (de) * | 1970-07-08 | 1972-01-20 | Westinghouse Electric Corp | Verfahren zum Brennstoffbeschicken eines Kernreaktors |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2836238A1 (de) * | 1978-08-18 | 1980-03-06 | Kraftwerk Union Ag | Kerntechnische anlage |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4056435A (en) | 1977-11-01 |
ES439350A1 (es) | 1977-09-01 |
GB1480681A (en) | 1977-07-20 |
JPS5133294A (de) | 1976-03-22 |
FR2278136B1 (de) | 1982-03-19 |
FR2278136A1 (fr) | 1976-02-06 |
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---|---|---|
DE2530850A1 (de) | Kernreaktor und verfahren zu dessen laden | |
DE2635501C2 (de) | Brennstabwechselwerkzeug | |
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DE2843308C2 (de) | Kernkraftwerksanlage |
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