FR2492150A1 - Systeme pour arreter le fonctionnement d'un reacteur nucleaire - Google Patents

Systeme pour arreter le fonctionnement d'un reacteur nucleaire Download PDF

Info

Publication number
FR2492150A1
FR2492150A1 FR8119362A FR8119362A FR2492150A1 FR 2492150 A1 FR2492150 A1 FR 2492150A1 FR 8119362 A FR8119362 A FR 8119362A FR 8119362 A FR8119362 A FR 8119362A FR 2492150 A1 FR2492150 A1 FR 2492150A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
reactor
temperature
nuclear reactor
core
nuclear
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
FR8119362A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2492150B1 (fr
Inventor
James Donald Mangus
Martin Howard Cooper
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of FR2492150A1 publication Critical patent/FR2492150A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2492150B1 publication Critical patent/FR2492150B1/fr
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

SYSTEME POUR ARRETER LE FONCTIONNEMENT D'UN REACTEUR NUCLEAIRE. LE SYSTEME SELON LA PRESENTE INVENTION COMPREND UN DISPOSITIF 70 SENSIBLE A LA TEMPERATURE ET BRANCHE DE MANIERE A COMMANDER L'ALIMENTATION EN ENERGIE ELECTRIQUE D'UN MECANISME DE VERROUILLAGE MAGNETIQUE 44 SUPPORTANT UN CORPS OU MASSE D'UNE MATIERE ABSORBANT LES NEUTRONS. LE DISPOSITIF 70 SENSIBLE A LA TEMPERATURE EST EXPOSE AU REFRIGERANT DU REACTEUR DE MANIERE QUE LORSQUE LA TEMPERATURE DE CE REFRIGERANT AUGMENTE AU-DESSUS D'UN NIVEAU SPECIFIQUE, LE DISPOSITIF 70 SENSIBLE A LA TEMPERATURE FAIT CESSER L'EXCITATION DU MECANISME DE VERROUILLAGE MAGNETIQUE 44 POUR PERMETTRE AU CORPS DE MATIERE ABSORBANT LES NEUTRONS DE PENETRER DANS LE COEUR DU REACTEUR.

Description

Système pour arrêter le fonctionnement d'un réacteur nucléaire. La
présente invention concerne des systèmes de commande automatiquespour des réacteurs nucléaires et elle a trait, plus particulièrement, à des systèmes d'arrêt de fonctionnement entrant dans cette catégorie et destinés à des barres de commande
de réacteurs nucléaires.
Tous les réacteurs nucléaires comprennent un système d'arrêt d'urgence qui comprend un dispositif servant à réduire la réactivité du coeur du réacteur nucléaire. La réduction de réactivité du coeur du réacteur nucléaire est généralement obtenue par introduction d'une certaine forme de matière absorbant les neutrons dans le coeur du réacteur nucléaire. Ces systèmes sont conçus de manière à constituer des systèmes simples et fiables pour introduire instantanément une matière absorbant les neutrons dans le coeur du réacteur nucléaire afin d'arrêter le fonctionnement de ce réacteur. Le procédé fondamental connu dans la technique antérieure pour commander un réacteur nucléaire est le système comprenant des barres de commande. Dans ce système, les barres de commande sont soulevées et abaissées par des
mécanismes pour pénétrer et sortir du coeur du réacteur nuelé-
aire afin de commander le degré de réactivité dans ce coeur.
En cas de danger, les barres de commande sont libérées de manière à tomber dans la région du coeur du réacteur en réduisant ainsi la réactivité de ce coeur et en mettant hors fonction le réacteur. Bien que ce système se soit révélé extrêmement fiable, des systèmes de renforcement supplémentairesont été proposés en tant que systèmes redondant d'arrêt de fonctionnement de réacteur en cas d'urgence. Dans la plupart de ces systèmes de renforcement supplémentaire proposés, le système est conçu de manière à être un système à actionnement automatique ou un
système équivalent.
Comme variante de procédé de commande de réacteur, l'uti-
lisation de billes absorbant les neutrons a été suggérée. Dans un tel système de commande, l'appareil comprend un mécanisme de retenue pour retenir de façon libérable une multitude de corps
discrets de matières qui sont magnétiques et qui possèdcent -
des propriétés d'absorption de neutrons. Le moyen de retenue comprend au moins une paire de pièces polaires magnétiques de polaritésopposées l'appareil étant actionné de manière à libérer les corps discrets par CLsaimantation des pièces polaires, les corps se déplaçant alors sous l'influence de la pesanteur
jusque dans le coeur du réacteur. Dans ce système, si l'aiman-
tation des pièces polaires disparaît pour une raison quelconque, les billes absorbant les neutrons tombent dans le coeur du
réacteur en réduisant ainsi la réactivité de ce coeur.
Une autre variante encore du procédé de commande de réacteur comprend l'utilisation dimmatière à point de Curie qui, lorsqu'elle est chauffée jusqu'au point de Curie, perd sensiblement toute sa susceptibilité magnétique en provoquant ainsi une mise en fonction du système de commande. Dans un de ces systèmes, la matière absorbant les neutrons est retenue et supportée par un aimant dont les lignes de force se.Fermeht sur une culasse. La culasse est en une matière ferromagnétique qui présente un point de Curie au niveau critique et qui est
en contact avec le réfrigérant du réacteur. Lorsque la tempé-
rature du réfrigérant du réacteur atteint le niveau critique, la culasse est alors chauffée jusqu'à son point de Curie et, de ce fait, IPerd sa susceptibilité magnétique en libérant la
métière absorbant les neutrons dans le coeur du réacteur nuclé-
aire. Quand elle se refroidit, la culasse retrouve sa suscepti-
bilité magnétique en permettant ainsi au mécanisme de verrouil-
lage magnétique d'être réutilisé. Une des difficultés avec les systèmes du type à point de Curie est que la matière à point de Curie demande un temps relativement long pour être chauffée jusqu'au point de Curie, cela en raison de la masse des éléments constitutifs. La len t.eur du temps de réponse de la matière à point de Curie peut se traduire par une incapacité du système
d'arrêt de réacteur à réagir rapidement.
C'est pourquoi, l'objet principal de la présente
invention est de procurer un système d'arrêt de réacteur nuclé-
aire qui est capable d'arrêter instantanément le fonctionnement du réacteur nucléaire lorsque la température du réfrigérant de
ce réacteur augmente au-dessus d'un niveau spécifique.
Compte tenu de cet objet, la présente invention réside dans un appareil d'arrêt de réacteur nucléaire comprenant un corps ou masse d'une matière absorbant les neutrons supportée normalement au-dessus du coeur du réacteur nucléaire adapté pour recevoir ledit corps de matière absorbant les neutrons en vue de l'arrêt du fonctionnement du réacteur et un mécanisme de verrouillage électromagnétique associé audit corps de matière absorbant les neutrons pour maintenir ce corps de matière absorbant les neutrons au-dessus dudit coeur lorsque ledit
mécanisme de verrouillage électromagnétique est excité, l'ap-
pareil susvisé étant caractérisé par le fait qu'il comprend une résistance sensible à la température branchée dans un circuit
d'alimentation électrique dudit mécanisme de verrouillage élec-
tromagnétique et exposée au réfrigérant du réacteur nucléaire de telle sorte qu'une augmentation dans la température de ce réfrigérant augmente la température et la résistivité de ladite résistance sensible à la température en réduisant ainsi le flux magnétique à travers ledit mécanisme de verrouillage électromagnétique, ce qui a pour effet d'ouvrir ce mécanisme
de verrouillage électromagnétique avec pour conséquence l'intro-
duction dudit corps de matière absorbant les neutrons dans le
coeur du réacteur.
La présente invention apparaîtra de façon plus claire
au cours de la description détaillée donnée ci-après à titre
purement illustratif et non limitatif en référence aux dessins annexés, sur lesquels: la figure 1 est une élévation - coupe d'un réacteur nucléaire; la figure 2 est une élévation - coupe d'un mécanisme de
verrouillage magnétique d'un dispositif de verrouillage magné-
tique d'un mécanisme d'entraînement de barres de commande dans la position verrouillée; la figure 3 est une élévation - coupe du dispositif de verrouillage magnétique d'un mécanisme d'entraînement de barres de commande dans la position ouverte;et
la figure 4 est une vue détaillée du dispositif à ther-
mistance.
249-2150
La figure 1 montre un réacteur nucléaire référencé 10 dans son ensemble et comprenant un moyen d'entrée 14 et un moyen de sortie 16 disposés sur cette cuve. Un coeur 18 est disposé
à l'intérieur de la cuve 12 du réacteur et, pendant le fonction-
nement, est entouré par le réfrigérant 20 de réacteur qui peut être un métal liquide, comme par exemple le sodium liquide. Le coeur 18 comporte une région centrale 22 dans laquelle a lieu la réactivité la plus intense. Le coeur 18 du réacteur comprend une pluralité d'assemblages combustibles 24 qui'peuvent être choisis parmi ceux bien connus dans la technique. Les assemblages combustibles 24 sont supportés par un support inférieur 26 de coeur qui peut être fixé à la base de la cuve 12 de réacteur au moyen de supports 28. Le support inférieur 26 de coeur délimite intérieurement une chambre d'entrée 30. Un moyen de guidage et d'écoulement, par exemple un conduit 32, peut être fixé au moyen d'entrée 14 ainsi qu'au support inférieur 26 de coeur pour guider le réfrigérant de réacteur à travers le moyen d'entrée 14 et jusque dans la chambre d'entrée 30. Les assemblages combustibles 24 comportent des premières ouvertures 34 disposées dans leurs sections inférieures et en communication fluidique avec la chambre d'entrée 30 de telle sorte que l'écoulement du réfrigérant 20 de réacteur à travers la chambre d'entrée 30 puisse pénétrer dans les assemblages combustibles 24. Une fois que le réfrigérant du réacteur a pénétré dans les assemblages combustibles 24, le réfrigérant s'écoule vers le haut à travers les assemblages combustibles 24 et sort par le haut de ces
derniers. De cette manière, la chaleur est transférée des as-
semblages combustibles 24 au réfrigérant 20 du réacteur d'une
façon bien connue dans la technique.
En se référant encore à la figure 1, on voit que plusieurs assemblages de commande 36 sont également disposés
à l'intérieur de la cuve 12 du réacteur et cela dans le coeur 18.
Les assemblages de commande 36 sont fondamentalement disposés d'une façon similaire aux assemblages combustibles 24, sauf qu'ils sont également agencés pour se prêter à l'introduction
de barres de commande (non représentées).
En se référant maintenant aux figures 2,3 et 4, on voit
que le mécanisme d'entraînement de barres de commande est réfé-
2492 150
rencé 38 dans son ensemble et qu'il comprend une enveloppe
extérieure 40 à travers laquelle est disposé un élément d'en-
traînement 42.
L'élément d'entraînement 42 peut être un élément métal-
lique cylindrique qui est fixé, à son extrémité inférieure, à un mécanisme de verrouillage 44 et, à son extrémité supérieure, à un moyen d'entraînement (non représenté). Le mécanisme de verrouillage 44 comprend un élément supérieur ferromagnétique
46 comportant un alésage 48 le traversant d'un bout à l'autre.
L'alésage 48 sert à permettre au réfrigérant 20 du réacteur
de s'écouler vers le haut à travers le mécanisme 38 d'entraî-
nement de barres de commande. Une bobine 50 est disposée dans l'élément supérieur 46 de manière à se trouver autour de l'alésage 48. La bobine 50 est reliée, au moyen de lignes électriques 52 scellées hermétiquement, à des instruments électriques et à des sources d'énergie électrique placé" à l'extérieur de la cuve 12 du réacteur. Un élément supérieur 46 comporte aussi un premier élément de contact 54 qui y est fixé et qui peut être un élément de type conique disposé autour d'une partie de l'élément supérieur 46 de telle sorte qu'il soit
aligné concentriquement avec l'alésage 48.
En se référant encore aux figures 2, 3 et 4, on voit qu'un élément inférieur ferromagnétique 56, qui peut être un élément cylindrique,est disposé de façon coulissante autour de l'élément supérieur 46 de telle sorte qu'il puisse coulisser verticalement par rapport à cet élément supérieur 46. L'élément inférieur 56 comporte un second élément de contact 58 qui y est fixé de manière à pouvoir venir en contact avec le premier élément de contact 54 quand il est amené contre celui-ci. Lorsque la bobine 50 est alimentée et que le premier élément de contact 54 porte contre le second élément de contact 58, une attraction électromagnétique est engendrée entre ces derniers et a pour conséquence de verrouiller magnétiquement l'élément supérieur 46
aecTllîément inférieur 56. Plusieurs barres de commande 60 cons-
tituées par une matière absorbant les neutrons sont fixées à
l'extrémité inférieure de l'élément inférieur 56 et sont dispo-
-sées de manière à pouvoir être introduites dans l'assemblage de commande 36 quand l'élément inférieur 56 est abaissé par rapport à l'élément supérieur 46. Un tube de guidage cylindrique 62 est fixé à la base de l'élément inférieur 56 et est disposé autour des barres de commande 60 de manière à guider l'élément inférieur 56 quand il s'abaisse. Un premier manchon 64 est également disposé à l'intérieur de l'enveloppe 40 et entoure le tube de guidage 62 pour augmenter le guidage de ce tube 62
quand il est abaissé ou soulevé.
En se référant encore aux dessins, on voit qu'un élément tubulaire 66 est disposé à l'intérieur de l'élément d'entraînement 42. L'élément tubulaire 66 est également agencé de manière qu'une canalisation 52 puisse y être disposée. Plusieurs conduits 68
sont fixés à l'élément d'entraînement 42 et à l'élément tubu-
laire 66 de manière à constituer des canaux à travers lesquels le réfrigérant 20 du réacteur peut s'écouler dans l'élément tubulaire 66 et sortir de cet élément. Un dispositif 70 sensible à la température est placé dans la canalisation 52 et est disposé dans l'élément tubulaire 66 de manière à se trouver près de la jonction des conduits 68. Cette disposition permet au flux de
réfrigérant 20 de réacteur de venir en contact avec le dispo-
sitif 70 sensible à la température de manière que ce dernier puisse se trouver à la même température que le réfrigérant 20
du réacteur.
En se référant maintenant à la figure 4, on voit que le dispositif 70 sensible à la température comprend une résistance 72 sensible à la température et reliée électriquement au moyen de lignes électriques 74 à la bobine 50 et aux instruments électriques placés à l'extérieur de la cuve 12 du réacteur. La résistance 72 sensible à la température est parfois appelée
"thermistance" et a pour caractéristique que, lorsque sa tempé-
rature augmente, sa résistivité augmente aussi. La résistance 72 sensible à la température peut être choisie parmi cellesbien connue dans la technique, comme par exemple cellesfabriquéespar Fenwal Electronics. La résistance 72 sensible à la température présente l'avantage de réagir à la température du réfrigérant du réacteur d'une façon beaucoup plus rapide qu'une matière à point de Curie. Par conséquent, lorsque la température du
réfrigérant du réacteur augmente au-dessus d'un niveau prédé-
terminé, la résistivité de la résistance 72 sensible à. la température augmente jusqu'au point o le courant électrique transféré par les lignes 74 à la bobine 50 se trouve réduit à un niveau o le mécanisme de verrouillage magnétique 44 s'ouvre. L'ouverture du mécanisme de verrouillage magnétique 44 entraîne la chute de l'élément inférieur 56 dans le coeur du réacteur sous l'influence de la pesanteur en mettant ainsi hors
fonction le réacteur nucléaire. Quand la température du réfri-
gérant du réacteur revient à un niveau plus faible, la résis-
tivité de la résistance 72 sensible à la température diminue également jusqu'au point o l'électricité dans les lignes 74 reprend son niveau normal. A ce stade,l'élément d'entraînement 42 peut être abaissé de telle sorte que le premier élément de contact 54 vienne porter contre le second élément de contact 58. Quand cet état est atteint et quand la bobine 52 est alimentée, une attraction électromagnétique apparaît entre l'élément supérieur 46 et l'élément inférieur 56 et verrouille
magnétiquement cet élément 463vwcet élément 56.
Pendant un fonctionnement normal du réacteur nucléaire , le mécanisme 38 d'entraînement de barres de commande se trouvedens la disposition représentée sur la figure 2 de telle
manière que l'élément 46 se trouve accouplé à l'élément infé-
rieur 56 au moyen d'une fixation électromagnétique. Du fait que le réfrigérant 20 du réacteur s'écoule continuellement à travers la cuve 12 du réacteur et à travers le mécanisme 38 d'entraînement de barres de commande, le réfrigérant 20 du réacteur s'écoule vers le haut à travers l'enveloppe 40 et à travers l'alésage 48. De plus, le réfrigérant 20 du réacteur s'écoule à travers le conduit 68 et vient en contact avec le dispositif 70 sensible à la température. L'écoulement du réfrigérant 20 du réacteur autour du dispositif 70 sensible à la température a pour effet que la température de ce dispositif 72 devient celle du réfrigérant 20 du réacteur. A son tour, la résistance 72 sensible à la température atteint également la
température du dispositif 70 et du réfrigérant 20 du réacteur.
Dans des conditions de fonctionnement normal, la température du réfrigérant 20 du réacteur et de la résistance 72 sensible à la température est telle que la résistivité de cette résistance
72 est faible. Ceci permet à une quantité d'électricité suffi-
sante de traverser les lignes électriques 74 de manière à maintenir un flux magnétique approprié à travers le mécanisme de verrouillage magnétique 44. Toutefois, si pour une raison quelconque, la température du réfrigérant 20 du réacteur augmente au-dessus d'un niveau prédéterminé, la température de la résistance 72 sensible à la température s'élève également jusqu'à une valeur voisine de ce niveau. L'augmentation de température de la résistance 72 sensible à la température entraîne une augmentation brusque de la résistivité de cette résistance 72. Cette augmentation critique de la résistivité
se traduit par une diminution importante et rapide de l'élec-
tricité s'écoulant à travers les lignes électriques 74, et,
de ce fait, à travers la bobine 50. Cette diminution d'élec-
tricité se traduit par un flux magnétique considérablement plus faible à travers le mécanisme de verrouillage magnétique 44. La réduction résultante dans le flux magnétique du mécanisme de
verrouillage magnétique 44 entraîne l'ouverture de ce mécanisme.
Lorsque ceci se produit, l'élément inférieur 56 tombe par rap-
port à l'élément supérieur 46 sous l'influence de la pesanteur, comme représenté sur la figure 3. L'abaissement de l'élément inférieur 56 entraîne l'introduction des barres de commande 60 *dans les assemblages de commande 36 en réduisant ainsi la réactivité dans le coeur 18. De cette manière, le réacteur
nucléaire est mis hors fonction automatiquement et de façon sûre.
Quand la température du réfrigérant du réacteur revient à un niveau assez stable, la résistivité de la résistance 72 sensible à la température revient automatiquement à son niveau initial. A ce stade, l'élément d'entraînement 42 peut être abaissé de manière que le premier élément de contact 54 vienne porter contre le second élément de contact 58. Quand l'élément
d'entraînement se trouve dans cette position, le flux magné-
tique de la bobine 50 est rétabli dans l'élément supérieur 46 et dans l'élément inférieur 56 de sorte que le premier contact
54 et le second contact 58 se trouvent reliés magnétiquement.
Ensuite, l'élément d'entraînement 42 peut être soulevé, ce qui
entraîne un soulèvement de l'élément supérieur 46 et de l'élé-
ment inférieur 56 jusqu'à une position représentée sur la figure 2. Quand cet état est atteint, le mécanisme 38 d'entraînement
24921 50
de barres de commande se trouve dans sa position initiale.
On peut donc voir que le système de mise hors fonction
du réacteur nucléaire constitue un mécanisme arrêtant automa-
tiquement, instantanément et de façon sure, le fonctionnement du réacteur nucléaire en réponse à un état de surchauffage du
réfrigérant du réacteur nucléaire.
l O

Claims (5)

REVENDICATIONS
1. Appareil pour mettre bors fonction un réacteur nucléaire, cet appareil comprenant pn corps d'une matière (60) absorbant les neutrons supportée normalement au-dessus d'un coeur de réacteur nucléaire adaptée pour recevoir ledit corps
de matière (60) absorbant les neutrons pour arrêter le fonction-
nement du réacteur, et un mécanisme de verrouillage électro-
magnétique (44) associé audit corps de matière (60) absorbant les neutrons pour maintenir ledit corps au-dessus dudit coeur quand ledit mécanisme. (44) de verrouillage-électromagnétique est excité, caractérisé par une résistance (72) sensible à la température, branchée dans un circuit d'alimentation électrique pour ledit mécanisme de verrouillage électromagnétique et exposée au réfrigérant du réacteur nucléaire de telle sorte
qu'un accrOierehi de la température du réfrigérant du réac-
teur augmente la température et la résistivité de ladite résis-
tance (72) sensible à la température en réduisant ainsi le flux magnétique à travers ledit mécanisme-de verrouillage électromagnétique (44),ce qui entraîne l'ouverture de ce mécanisme avec pour conséquence l'introduction dudit corps de matière (60) absorbant les neutrons dans ledit coeur du réacteur.
2. Appareil pour la mise hors fonction d'un 'réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé par le fait que ledit corps de matière (60) absorbant les neutrons consiste en des barres de commande disposées de manière à tomber dans ledit coeur de réacteur nucléaire lorsque ledit mécanisme de
verrouillage électromagnétique (44) s'ouvre.
3. Appareil pour mettre hors fonction un réacteur nuclé-
aire suivant l'une des revendications 1 ou 2, caractérisé par le
fait que ladite résistance (72) sensible à la température est placée en un point distant dudit mécanisme de verrouillage électromagnétique (44) et est disposée dans l'écoulement dudit
réfrigérant du réacteur.
4. Appareil pour la mise hors fonction du réacteur nucléaire suivant la revendication 3, caractérisé par le fait
2492 1 50
il que ledit mécanisme de verrouillage électromagnétique (44) comprend un élément supérieur (46), un élément inférieur (56) logeant de façon coulissante l'extrémité inférieure dudit élément supérieur et fixé auxdites barres de commande (60), et une bobine (50) disposée autour dudit élément supérieur (46) et branchée dans un circuit électrique (74) comprenant ladite résistance (72) sensible à la température pour établir un flux magnétique à travers ledit élément supérieur (46) et ledit élément inférieur (56) pour suspendre ledit élément inférieur (56) au- dessus dudit coeur de réacteur lorsque ladite bobine
(50) est alimentée.
- 5. Appareil pour mettre hors fonction un réacteur nucléaire selon la revendication 4, caractérisé par le fait que ledit élément supérieur comporte un alésage axial (48) permettant l'écoulement dudit réfrigérant du réacteur jusqu'i
ladite résistance (72) sensible à la température.
FR8119362A 1980-10-15 1981-10-14 Systeme pour arreter le fonctionnement d'un reacteur nucleaire Expired FR2492150B1 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/197,380 US4405558A (en) 1980-10-15 1980-10-15 Nuclear reactor shutdown system

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2492150A1 true FR2492150A1 (fr) 1982-04-16
FR2492150B1 FR2492150B1 (fr) 1988-04-01

Family

ID=22729168

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR8119362A Expired FR2492150B1 (fr) 1980-10-15 1981-10-14 Systeme pour arreter le fonctionnement d'un reacteur nucleaire

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4405558A (fr)
JP (1) JPS5796290A (fr)
DE (1) DE3140272A1 (fr)
FR (1) FR2492150B1 (fr)
GB (1) GB2085642B (fr)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4576781A (en) * 1981-07-28 1986-03-18 United Kingdom Atomic Energy Authority Temperature threshold detectors
DE3341540A1 (de) * 1983-11-17 1985-05-30 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Inhaerent sicheres abschaltsystem fuer kernreaktoren
US4654192A (en) * 1984-03-13 1987-03-31 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Temperature actuated automatic safety rod release
US4734252A (en) * 1986-08-07 1988-03-29 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor shutdown control rod assembly
GB9017682D0 (en) * 1990-08-13 1990-09-26 Nnc Ltd Nuclear reactors
JPH0498805A (ja) * 1990-08-16 1992-03-31 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 原子炉停止機構の電磁石
DE4441751C1 (de) * 1994-11-23 1996-04-25 Siemens Ag Schnellabschaltsystem und Verfahren zur Schnellabschaltung eines Kernreaktors
US20030194043A1 (en) * 2002-04-12 2003-10-16 Ougouag Abderrafi M. Nuclear reactor system and method for automatically scramming the same
CA2773370C (fr) 2011-04-07 2017-10-24 The University Of Western Ontario Methode et systeme de validation de capteurs a fils

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1263561A (fr) * 1959-07-20 1961-06-09 Atomic Energy Authority Uk Appareil d'arrêt pour réacteurs nucléaires
FR2230984A1 (fr) * 1973-05-22 1974-12-20 Electricite De France
FR2283570A1 (fr) * 1974-09-02 1976-03-26 Unelec Dispositif de protection thermique
US3976540A (en) * 1975-04-03 1976-08-24 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Magnetic latch trigger for inherent shutdown assembly
FR2394150A1 (fr) * 1977-06-10 1979-01-05 Combustion Eng Mecanisme automatique de commande de l'arret d'urgence d'un reacteur nucleaire

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2931763A (en) * 1956-08-03 1960-04-05 Honeywell Regulator Co Control apparatus
US3194740A (en) * 1956-09-19 1965-07-13 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor
NL253967A (fr) * 1959-07-20
NL137416C (fr) * 1960-10-06 1900-01-01
US3115453A (en) * 1961-08-02 1963-12-24 Paget John Arthur Emergency shutdown for nuclear reactors
US3170842A (en) * 1961-11-06 1965-02-23 Phillips Petroleum Co Subcritical borehole nuclear reactor and process
US3784788A (en) * 1971-05-04 1974-01-08 Belling & Co Ltd Electric liquid boiling apparatus having an electronic temperature sensor control
IT957627B (it) * 1972-04-14 1973-10-20 Cnen Dispositivo elettromagnetico di sicurezza per l agganciamento delle barre di controllo e sicurez za di un reattore nucleare con logi ca di sgancio intrinseca
US4073681A (en) * 1975-03-05 1978-02-14 General Atomic Company Nuclear reactor shutdown system
US4104507A (en) * 1977-01-14 1978-08-01 Design & Manufacturing Corporation PTC heater for enhancing thermal actuator response
US4139414A (en) * 1977-06-10 1979-02-13 Combustion Engineering, Inc. Scram device having a multiplicity of neutron absorbing masses
US4304632A (en) * 1979-08-20 1981-12-08 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor shutdown system

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1263561A (fr) * 1959-07-20 1961-06-09 Atomic Energy Authority Uk Appareil d'arrêt pour réacteurs nucléaires
FR2230984A1 (fr) * 1973-05-22 1974-12-20 Electricite De France
FR2283570A1 (fr) * 1974-09-02 1976-03-26 Unelec Dispositif de protection thermique
US3976540A (en) * 1975-04-03 1976-08-24 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Magnetic latch trigger for inherent shutdown assembly
FR2394150A1 (fr) * 1977-06-10 1979-01-05 Combustion Eng Mecanisme automatique de commande de l'arret d'urgence d'un reacteur nucleaire

Also Published As

Publication number Publication date
FR2492150B1 (fr) 1988-04-01
GB2085642A (en) 1982-04-28
DE3140272A1 (de) 1982-07-22
GB2085642B (en) 1983-11-09
JPS5796290A (en) 1982-06-15
US4405558A (en) 1983-09-20
JPS6412352B2 (fr) 1989-02-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FR2492150A1 (fr) Systeme pour arreter le fonctionnement d'un reacteur nucleaire
EP0004506B1 (fr) Dispositif pour porter un liquide à une température donnée
EP0034103B1 (fr) Perfectionnement aux dispositifs de commande des barres de réglage d'un réacteur nucléaire
FR2694365A1 (fr) Vanne à écoulement proprotionnel.
FR2715228A1 (fr) Dispositif d'injection automatique de produits solubilisés ou dilués.
EP0453385A1 (fr) Générateur de vapeur
FR2820486A1 (fr) Organe de fermeture d'une vanne comportant un logement interieur pour une sonde permettant l'extraction de celle-ci sans demontage
JP2012524263A (ja) 進行波核分裂反応炉における爆燃波によって放出された揮発性の核分裂生成物及び熱を除去する処理を制御するように構成された核分裂反応炉用燃料アセンブリ並びにシステム、並びにその方法
FR2580808A1 (fr) Dispositif automatique de micro-echantillonnage et d'injection de fluides sous pression
FR2470432A1 (fr) Nouvelle barre de reglage pour reacteur nucleaire
WO2016146928A1 (fr) Système de test comprenant un dispositif de chauffage et procédé de mise en oeuvre d'un système de test
FR2771960A1 (fr) Dispositif de fabrication d'un element composite par moulage par injection sous vide d'une resine, et procede de mise en oeuvre de ce dispositif
EP0191685B1 (fr) Dispositif électromagnétique de commande de barre de contrôle, à pertes thermiques réduites
EP1065431A1 (fr) Dispositif de réglage de pression pour un réservoir cryogénique et installation de fourniture de fluide correspondante
EP0024985B1 (fr) Dispositif étalon d'émission de produits de fission pour étalonner un système de détection de rupture de gaine dans un réacteur nucléaire
EP3750170B1 (fr) Architecture de réacteur nucléaire intégré limitant les contraintes appliquées aux mécanismes intégrés
FR2644617A1 (fr) Systeme d'arret automatique d'un reacteur nucleaire
EP0569485A1 (fr) Distributeur automatique d'objets par rupture d'un lien
FR2610446A1 (fr) Procede de determination du seuil d'alarme du rapport d'echauffement critique, dispositif de mise en oeuvre, et procede de pilotage d'un reacteur nucleaire
WO2021198417A1 (fr) Ensemble de contrôle de la désolidarisation entre une grappe de contrôle et une tige de commande d'un dispositif de contrôle de la réactivité d'un réacteur nucléaire
EP0026711A1 (fr) Procédé de détection acoustique et ultrasonique d'assemblages combustibles d'un réacteur nucléaire devenus défectueux en service et dispositif de détection correspondant
JPS63290991A (ja) 原子炉停止装置
FR2547932A1 (fr) Appareil de regulation et de stabilisation de la temperature d'une chambre de travail
CH355119A (fr) Appareil de chauffage au gaz muni d'un dispositif électrique de commande et de sûreté
FR2591316A1 (fr) Dispositif de prechauffage et de controle du fonctionnement des appareils a combustion catalytique

Legal Events

Date Code Title Description
ST Notification of lapse