FR2646954A1 - Reacteurs nucleaires refroidis a l'eau - Google Patents
Reacteurs nucleaires refroidis a l'eau Download PDFInfo
- Publication number
- FR2646954A1 FR2646954A1 FR8907664A FR8907664A FR2646954A1 FR 2646954 A1 FR2646954 A1 FR 2646954A1 FR 8907664 A FR8907664 A FR 8907664A FR 8907664 A FR8907664 A FR 8907664A FR 2646954 A1 FR2646954 A1 FR 2646954A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- vessel
- inner vessel
- cooling water
- primary cooling
- nuclear reactor
- 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
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 72
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 99
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 claims abstract description 13
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 12
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 7
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 2
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 2
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 2
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- RECVMTHOQWMYFX-UHFFFAOYSA-N oxygen(1+) dihydride Chemical compound [OH2+] RECVMTHOQWMYFX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000003134 recirculating effect Effects 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 1
- 238000004513 sizing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
- G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Afin de réduire les pertes en eau de refroidissement primaire se trouvant autour d'un coeur 16 de réacteur 10 nucléaire refroidi à l'eau par suite d'une rupture d'une cuve 12 sous pression, une cuve intérieure 14 est disposée dans la cuve 12 sous pression à une certaine distance de cette dernière. Le coeur 16 du réacteur, la majeure partie du circuit 22, 21, 24 d'eau de refroidissement primaire et un échangeur 26 de chaleur sont disposés à l'intérieur de la cuve 14 intérieure afin de maintenir une certaine quantité d'eau de refroidissement primaire autour du coeur 16 du réacteur et de permettre à l'échangeur 26 de chaleur d'évacuer hors du coeur 16 du réacteur la chaleur des désintégrations résiduelles. Dans une seconde forme de réalisation, une ouverture 15 dans la zone supérieure de la cuve 14 intérieure est aménagée, disposée et dimensionnée pour éviter que de la vapeur, provenant d'une chambre 42 de vapeur d'un réacteur 10B nucléaire intégral refroidi avec de l'eau sous pression pour un navire, ne pénètre dans la majeure partie du circuit d'eau de refroidissement primaire dans la cuve 14 interne dans le cas où l'axe 100 longitudinal du réacteur 10B nucléaire s'éloigne de sa position normale essentiellement verticale et prend une position anormale formant un angle avec la direction verticale.
Description
1 2646954
La présente invention a trait à des réacteurs nucléaires refroidis à l'eau qui fonctionnent en conditions de pressurisation. La présente invention s'applique à des réacteurs à eau sous pression (PWR) et à des réacteurs à eau bouillante (BWR) de type aussi bien à cycle direct qu'à cycle indirect. Le pressurisateur peut être intégré à la cuve sous pression du réacteur ou bien en être séparé. Avec ce type de réacteurs nucléaires refroidis à l'eau se pose le problème suivant : il existe des situations d'accident ou de rupture de la cuve sous pression conduisant à une perte de l'eau de refroidissement primaire hors du circuit d'eau de refroidissement primaire et déterminant une mise hors d'eau et un manque de refroidissement du
réacteur nucléaire.
Avec ce type de réacteurs nucléaires refroidis à l'eau, surtout lorsqu'ils sont utilisés en mer à bord d'un navire pour le propulser et/ou lui fournir de la puissance, se pose un autre problème lié aux violents mouvements que l'eau fait subir au navire et qui peuvent déterminer une mise hors d'eau et un manque de refroidissement du
réacteur nucléaire.
La présente invention cherche à fournir un réacteur nucléaire refroidi à l'eau dans lequel le coeur du réacteur reste recouvert et refroidi par l'eau de refroidissement primaire dans le cas de situations d'accidents ou d'une rupture de la cuve sous pression. La présente invention cherche également à fournir un réacteur nucléaire refroidi à l'eau dans lequel le coeur reste recouvert et refroidi par l'eau de refroidissement primaire dans le cas o ont lieu des mouvements violents du navire à bord duquel est
installé le réacteur nucléaire refroidi à l'eau.
En conséquence, la présente invention fournit un réacteur nucléaire refroidi à l'eau comprenant une cuve sous pression, un coeur de réacteur, un circuit d'eau de refroidissement primaire, un pressurisateur et une cuve intérieure, la cuve intérieure étant disposée à l'intérieur de la cuve sous pression à une certaine distance de cette dernière, le coeur du réacteur et une partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire étant disposés à lintérieur de la cuve intérieure, une partie du circuit d'eau de refroidissement primaire étant disposée dans l'espace entre la cuve sous pression et la cuve intérieure, la cuve intérieure ayant au moins une ouverture dans sa région supérieure pour relier la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire à l'intérieur de la cuve intérieure avec la partie du circuit d'eau de refroidissement primaire entre la cuve sous pression et la cuve intérieure au-dessus de la cuve intérieure, afin de permettre un écoulement entre elles de l'eau de refroidissement primaire ou de vapeur, la cuve intérieure étant disposée pour au moins
2 2646954
rédluire toute perte en eau de refroidissement primaire autour du coeur du réacteur par
suite de toute rupture de la cuve sous pression.
Ladite au moins une ouverture dans la cuve intérieure peut être dimensionnée, aménagée et disposée pour éviter que de la vapeur provenant d'une chambre de vapeur du pressurisateur, ne pénètre dans la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire dans la cuve intérieure dans le cas o, en fonctionnement, l'axe longitudinal du réacteur nucléaire refroidi à l'eau s'éloigne d'une position normale dans laquelle l'axe longitudinal du réacteur nucléaire refroidi à reau est essentiellement vertical et l'ouverture dans la cuve intérieure se trouve dans une région supérieure de la cuve intérieure, et passe à une position anormale dans laquelle l'axe longitudinal du réacteur nucléaire refroidi à reau fait un angle par rapport à la direction verticale, ou à une position anormale dans laquelle l'axe longitudinal du réacteur nucléaire refroidi à l'eau est à peu près vertical, mais l'ouverture dans la cuve intérieure
se trouve dans une région inférieure de la cuve intérieure.
La cuve intérieure peut être disposée de façon coaxiale par rapport à la cave sous pression et l'ouverture dans la cuve intérieure est disposée de façon coaxiale par
rapport à 'axe du réacteur nucléaire refroidi à l'eau.
Au moins un échangeur de chaleur peut être placé à l'intérieur de la cuve intérieure. Le réacteur nucléaire refroidi à l'eau peut être intégré à un réacteur nucléaire
refroidi avec de l'eau sous pression.
Le réacteur nucléaire refroidi à l'eau peut être un réacteur nucléaire refroidi avec
de reau sous pression ou bien un réacteur nucléaire refroidi avec de l'eau bouillante.
Le pressurisateur peut être intégré à la cuve sous pression ou en être séparé.
La présente invention fournit aussi un réacteur nucléaire intégral refroidi avec de l'eau sous pression comprenant une cuve sous pression, un coeur de réacteur, un circuit d'eau de refroidissement primaire, un pressurisateur et une cuve intérieure, la cuve intérieure étant disposée à l'intérieur de la cuve sous pression à une certaine distance de cette dernière, le coeur du réacteur et une partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire se trouvant à l'intérieur de la cuve intérieure, une partie du circuit d'eau de refroidissement primaire et une chambre de vapeur du pressurisateur se trouvant dans l'espace entre la cuve sous pression et la cuve intérieure, la cuve intérieure ayant au moins une ouverture dans sa région supérieure pour relier la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire à rintérieur de la cuve intérieure avec la partie du circuit d'eau de refroidissement primaire et la chambre de vapeur entre la cuve sous pression et la cuve intérieure au-dessus de la cuve intérieure afin de permettre un écoulement entre elles de reau de refroidissement primaire ou de vapeur,
3 2646954
ladite au moins une ouverture dans la cuve intérieure étant dimensionnée, aménagée et disposée pour éviter que la vapeur provenant de la chambre de vapeur du pressurisateur ne pénètre dans la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire dans la cuve intérieure dans le cas o, en fonctionnement, l'axe longitudinal du réacteur nucléaire intégral refroidi avec de l'eau sous pression s'éloigne d'une position normale dans laquelle l'axe longitudinal du réacteur nucléaire intégral refroidi avec de l'eau sous pression est essentiellement vertical et l'ouverture dans la cuve intérieure se trouve dans une région supérieure de la cuve intérieure, et passe à une position anormale dans laquelle raxe longitudinal du réacteur nucléaire intégral refroidi avec de reau sous pression fait un angle par rapport à la direction verticale, ou à une position anormale dans laquelle l'axe longitudinal du réacteur nucléaire intégral refroidi avec de l'eau sous pression est essentiellement vertical, mais l'ouverture dans la cuve intérieure se trouve dans une région inférieure de la cuve intérieure tandis que la cuve
intérieure maintient l'eau de refroidissement primaire autour du coeur du réacteur.
La cuve intérieure peut être disposée de façon coaxiale par rapport à la cuve sous pression et l'ouverture dans la cuve intérieure est disposée de façon coaxiale par rapport à l'axe longitudinal du réacteur nucléaire intégral refroidi avec de reau sous pression. Au moins un échangeur de chaleur peut être disposé à l'intérieur de la cuve
intérieure.
La présente invention va à présent être décrite plus complètement au moyen d'exemples en faisant référence aux dessins joints sur lesquels: - la figure 1 est une coupe verticale schématique d'un réacteur intégral à eau bouillante à cycle indirect conformément à la présente invention, - les figures 2 à 5 sont des coupes verticales schématiques d'un réacteur intégral à eau sous pression adapté à être utilisé dans un navire dans différentes
conditions de fonctionnement.
Un réacteur 10 nucléaire intégral à eau bouillante et cycle indirect est montré sur la figure I et cette forme de réalisation est adaptée à être utilisée en tant que réacteur nucléaire à eau bouillante et cycle indirect basé à terre. Le réacteur 10 à eau bouillante et cycle indirect comprend une cuve 12 sous pression et une cuve intérieure 14 disposée à l'intérieur de la cuve 12 sous pression à une certaine distance de cette dernière pour définir un espace 32 intermédiaire. La cuve intérieure 14 est maintenue par la cuve 12 sous pression. Un coeur 16 de réacteur est disposé à l'intérieur de la cuve intérieure 14 dans une région inférieure de celle-ci. Le coeur 16 de réacteur est entouré par des boucliers thermiques (non représentés) pour protéger la cuve intérieure 14 et la cuve 12 sous pression des radiations provenant du coeur 16 de réacteur. Le coeur 16 de
4 2646954
réacteur comprend un système (non représenté) de barres amovibles de contrôle absorbantes de neutrons qui est assujetti à des mécanismes d'entraînement (non
représentés) pour entraîner les barres 40.
Un circuit d'eau de refroidissement primaire est utilisé pour refroidir le coeur 16 de réacteur, et le circuit d'eau de refroidissement primaire utilise un aménagement de circulation naturelle ou un système de pompes. Le circuit d'eau de refroidissement primaire comprend un élément 18 extérieur creux et dans l'ensemble cylindrique qui entoure le coeur 16 de réacteur ainsi qu'un élément 20 intérieur creux et cylindrique disposé coaxialement à l'intérieur de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique et verticalement au-dessus du coeur 16 de réacteur. L'élément 20 intérieur creux et cylindrique définit un passage ascendant 22 pour l'écoulement naturel verticalement ascendant du fluide de refroidissement primaire relativement chaud partant du coeur 16 de réacteur, et un passage 24 annulaire descendant est défini entre l'élément 20 intérieur creux et cylindrique et l'élément 18 extérieur creux et cylindrique pour l'écoulement de retour verticalement descendant du fluide de refroidissement
relativement froid revenant au coeur 16 de réacteur.
La région supérieure de l'élément 20 intérieur cylindrique est percée de trous pour distribuer l'écoulement de l'eau de refroidissement primaire depuis le passage 22
ascendant jusqu'à la partie supérieure du passage 24 annulaire descendant.
Un circuit de refroidissement secondaire prend la chaleur provenant du circuit d'eau de refroidissement primaire. Le circuit de refroidissement secondaire comprend un échangeur 26 de chaleur qui est annulaire et est disposé coaxialement dans la région supérieure du passage 24 annulaire descendant. L'échangeur 26 de chaleur comprend un ou plusieurs tubes qui sont disposés en un annulaire, qui reçoivent le fluide de refroidissement secondaire depuis une alimentation en fluide de refroidissement secondaire via un conduit 28 d'alimentation et un collecteur d'entrée (non représenté), et qui distribuent le fluide réchauffé de refroidissement secondaire via un collecteur de sortie (non représenté) ainsi qu'un conduit 30 de distribution pour entraîner un
turbogénérateur électrique, pour le chauffage urbain ou la production de chaleur.
L'échangeur 26 de chaleur dans cet exemple est un générateur de vapeur et le fluide de refroidissement secondaire utilisé est de l'eau. Le générateur de vapeur pourrait être du type à circulation dans un seul sens ou à recirculation avec des conduits
descendants entre les collecteurs de sortie et d'entrée.
L'extrémité supérieure de la cuve 12 sous pression est obturée par un couvercle
34 qui est fixé à la cuve 12 sous pression par des boulons 36 et des écrous 38.
La cuve intérieure 14 possède au moins une ouverture 15 dans sa région supérieure qui permet à la vapeur de s'écouler librement depuis la partie principale du
2646954
circuit d'eau de refroidissement primaire à l'intérieur de la cuve intérieure 14 jusqu'à une chambre 42 de vapeur du pressurisateur, c'est-àdire une partie du circuit d'eau de
refroidissement primaire entre la cuve 12 sous pression et la cuve intérieure 14 au-
dessus de la cuve intérieure 14. L'ouverture 15 dans certains aménagements de S réacteurs à eau bouillante et cycle indirect peut être munie de moyens pour contrôler le niveau d'eau à rintérieur de la cuve intérieure 14 en régulant l'écoulement de vapeur
depuis la cuve intérieure 14 jusque dans la cuve 12 sous pression.
La cuve intérieure 14 est à une certaine distance de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique et un important volume d'eau de refroidissement primaire de réserve est
contenu entre eux. L'élément 18 extérieur creux et cylindrique possède une-
communication 44 dans sa région inférieure pour mettre en communication l'eau de refroidissement primaire en réserve et la région inférieure du passage 24 annulaire descendant. La chambre 42 de vapeur met en pression le circuit d'eau de refroidissement
primaire.
En fonctionnement normal du réacteur 10 nucléaire à eau bouillante et cycle indirect, la fission du combustible nucléaire dans le coeur 16 du réacteur produit de la chaleur. La chaleur est évacuée du coeur 16 du réacteur par le circuit d'eau de refroidissement primaire. L'échauffement de l'eau aux abords du coeur 16 de réacteur amène l'eau à s'écouler dans une direction ascendante à travers le passage 22 ascendant, l'eau de refroidissement primaire s'écoule ensuite au travers des trous de distribution de l'écoulement pratiqués dans l'élément 20 intérieur creux et cylindrique jusque dans le passage 24 annulaire descendant et passe le long du générateur 26 de vapeur. L'eau de refroidissement primaire transmet sa chaleur à l'eau de refroidissement secondaire dans les tubes de vapeur en passant le long du générateur 26 de vapeur. L'eau de refroidissement primaire retourne au coeur 16 de réacteur au
travers du passage 24 annulaire descendant.
Dans le cas de l'ouverture d'une brèche ou d'une cassure de la cuve sous pression dans des réacteurs conventionnels refroidis à l'eau, l'eau de refroidissement primaire s'écoule hors de la cuve sous pression entraînant une chute du niveau d'eau dans le circuit d'eau de refroidissement primaire qui amène le coeur de réacteur éventuellement à ne plus être recouvert d'eau et à ne plus être refroidi. Un tel incident est indésirable parce que, bien que le fonctionnement du réacteur refroidi à reau peut être arrêté par l'introduction des barres de contrôle absorbantes de neutrons au sein du coeur de réacteur, il y a encore une quantité considérable de chaleur de désintégration restant dans le coeur de réacteur et qui peut entraîner l'endommagement du coeur de
réacteur si le coeur de réacteur n'est pas refroidi.
6 2646954
La présence de la cuve intérieure 14 réduit ou évite la perte d'eau de refroidissement primaire hors de la région du circuit d'eau de refroidissement primaire entourant le coeur 16 de réacteur et l'échangeur 26 de chaleur dans le cas o une brèche s'est ouverte dans la cuve 12 sous pression dans le réacteur 10 nucléaire de la présente invention. L'échangeur 26 de chaleur dissipe la chaleur des produits de fission qui se trouve ainsi retirée de l'eau de refroidissement primaire dans le circuit d'eau de refroidissement primaire et la réserve d'eau de refroidissement primaire retenue par la
cuve intérieure 14 à l'intérieur du réacteur nucléaire dépressurisé.
Si le niveau d'eau dans le circuit d'eau de refroidissement primaire tombe à un niveau en deçà du niveau de l'réchangeur 26 de chaleur, la condensation formée sur ledit échangeur 26 de chaleur retournera sous forme d'eau de refroidissement primaire dans la région du circuit d'eau de refroidissement primaire entourant le coeur 16 de réacteur. Même dans le cas d'un mauvais fonctionnement de l'échangeur 26 de chaleur, une mesure de protection contre l'endommagement du coeur 16 de réacteur est assurée par le maintien de l'eau de refroidissement primaire dans la région du circuit d'eau de refroidissement primaire entourant le coeur de réacteur. Cette eau de refroidissement primaire continuera à refroidir le coeur 16 de réacteur en se transformant en vapeur jusqu'à ce que le niveau d'eau dans le circuit d'eau de refroidissement primaire tombe
en dessous du sommet du coeur 16 de réacteur.
L'invention peut s'appliquer tout aussi bien à un réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression adapté à être utilisé en tant que réacteur basé à terre et
peut se présenter à peu près comme montré sur la figure 1.
Un réacteur 0lB nucléaire intégral refroidi avec de l'eau mise en pression par elle-même (PWR) est montré sur les figures 2 à 5 et cette forme de réalisation est adaptée à être utilisée en tant que réacteur nucléaire à eau sous pression embarqué sur un navire. Le réacteur 10B nucléaire intégral refroidi avec de l'eau sous pression comprend une cuve 12 sous pression et une cuve intérieure 14 disposée à rintérieur de la cuve 12 sous pression et séparée d'elle pour définir un espace 32 intermédiaire. La cuve intérieure 14 est maintenue par la cuve 12 sous pression. Un coeur 16 de réacteur est disposé à l'intérieur de la cuve intérieure 14 dans une région inférieure de cette dernière. Le coeur 16 de réacteur est entouré par des boucliers thermiques 52 afin de protéger la cuve intérieure 14 et la cuve 12 sous pression des radiations émises par le coeur 16 de réacteur et ceux-ci font partie intégrante de la cuve intérieure 14. Le coeur 16 de réacteur inclut un système amovible de barres de contrôle absorbantes de neutrons (non représenté) assujetti à des mécanismes d'entraînement (non représentés)
pour entraîner les barres 40.
7 2646954
Un circuit d'eau de refroidissement primaire est utilisé pour refroidir le coeur 16 de réacteur, et le circuit d'eau de refroidissement primaire utilise un aménagement de circulation naturelle ou un système de pompes. Le circuit d'eau de refroidissement primaire comprend un élément 18 extérieur creux et dans l'ensemble cylindrique qui entoure le coeur 16 de réacteur ainsi qu'un élément 20 intérieur creux et cylindrique disposé coaxialement à l'intérieur de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique et verticalement au-dessus du coeur 16 de réacteur. L'élément 20 intérieur creux et cylindrique se prolonge verticalement vers le haut jusque dans une région centrale de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique. Et l'extrémité supérieure de l'élément 20 intérieur creux et cylindrique assure l'étanchéité et est fixé à la région centrale de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique. L'élément 20 intérieur creux et cylindrique et la région supérieure de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique définissent un passage 22 ascendant pour l'écoulement naturel allant verticalement vers le haut du fluide de refroidissement primaire relativement chaud provenant du coeur 16 de réacteur. En outre, une partie supérieure d'un passage 24 annulaire descendant est définie entre la région supérieure de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique et la cuve intérieure 14 tandis qu'une partie inférieure du passage 24 annulaire descendant est définie entre la région inférieure de l'élément 18 extérieur creux et cylindrique et l'élément 20 intérieur creux et cylindrique pour l'écoulement naturel allant verticalement vers le bas du fluide de refroidissement primaire relativement froid retournant au coeur 16 de réacteur. L'élément 18 extérieur cylindrique possède une ou plusieurs ouvertures 23 pour faire communiquer la partie supérieure et la partie
inférieure du passage 24 annulaire descendant.
La région supérieure de l'élément 18 extérieur cylindrique est percée de trous 21 pour la distribution de l'écoulement de l'eau de refroidissement primaire depuis le
passage 22 ascendant vers la partie supérieure du passage 24 annulaire descendant.
Un circuit de refroidissement secondaire reprend la chaleur émise par le circuit d'eau de refroidissement primaire. Le circuit de refroidissement secondaire comprend un échangeur 26 de chaleur qui est annulaire et qui est disposé coaxialement dans la région supérieure du passage 24 annulaire descendant. L'échangeur 26 de chaleur comprend un ou plusieurs tubes qui sont disposés dans un annulaire qui reçoit le fluide de refroidissement secondaire depuis une alimentation en fluide de refroidissement secondaire via au moins un conduit 28 d'alimentation et au moins un collecteur d'entrée (non représenté) et qui distribuent le fluide réchauffé de refroidissement secondaire via au moins un collecteur de sortie (non représenté) et au moins un conduit de distribution pour entraîner un turbogénérateur électrique ou un système de propulsion.
8 2646954
L'échangeur 26 de chaleur est un générateur de vapeur et le fluide de refroidissement secondaire utilisé est de l'eau. L'extrémité supérieure de la cuve 12 sous pression est rendue étanche par un couvercle 34 qui est fixé à la cuve 12 sous
pression par des moyens appropriés.
La cuve intérieure 14 possède une ouverture 15 dans sa région supérieure pour amener la vapeur à s'écouler librement depuis la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire à rintérieur de la cuve intérieure 14 jusque dans une chambre 42 de vapeur sous pression, c'est-àdire une partie du circuit d'eau de refroidissement primaire entre la cuve 12 sous pression et la cuve intérieure 14 au-dessus de la cuve
intérieure 14. Le niveau d'eau du circuit d'eau de refroidissement primaire se situe au-
dessus de la cuve intérieure 14. Et l'espace 32 intermédiaire entre la cuve intérieure 14 et la cuve 12 sous pression est rempli d'eau de refroidissement primaire. L'ouverture permet également l'écoulement de l'eau de refroidissement primaire au travers elle
de sorte que le volume de l'eau de refroidissement primaire peut varier.
Une ou plusieurs pompes sont prévues pour favoriser la circulation de l'eau de refroidissement primaire dans le circuit d'eau de refroidissement primaire. Une pompe est disposée dans le passage 24 annulaire descendant et, dans cet exemple, la cuve intérieure 14 possède une ouverture 15 pour l'écoulement de l'eau de refroidissement primaire à l'intérieur d'une pompe 56 centrifuge. La pompe 56 centrifuge transmet à 'eau de refroidissement primaire s'écoulant à travers la pompe une accélération jusqu'à une vitesse élevée et ensuite dirige reau de refroidissement primaire à travers un conduit 58 vers un diffuseur 60. Le diffuseur 60 est disposé de façon coaxiale par rapport aux ouvertures 23 dans rilément 20 intérieur cylindrique de façon à induire un plus grand écoulement de l'eau de refroidissement primaire à travers le circuit d'eau de
refroidissement primaire par effet d'injection ou de giclement.
La chambre 42 de vapeur met en pression le circuit d'eau de refroidissement primaire. En fonctionnement normal du réacteur lOB nucléaire intégral à eau sous pression, la fission du combustible nucléaire dans le coeur 16 de réacteur génère de la chaleur. La chaleur est évacuée du coeur 16 de réacteur par le circuit d'eau de refroidissement primaire. L'eau de refroidissement primaire dans le circuit d'eau primaire transmet la chaleur à reau secondaire dans les tubes de vapeur en passant le
long du générateur 26 de vapeur.
L'existence de la cuve intérieure 14 réduit ou évite la perte d'eau de refroidissement primaire provenant de la région du circuit d'eau de refroidissement primaire qui entoure le coeur 16 de réacteur et l'échangeur 26 de chaleur dans le cas o une brèche s'ouvrirait dans la cuve 12 sous pression dans le réacteur 0lB nucléaire de
9 2646954
la présente invention. Bien que toute l'eau de refroidissement primaire dans l'espace intermédiaire 32 entre la cuve 12 sous pression et la cuve intérieure 14 s'échappera hors de la cuve 12 sous pression, la forme de réalisation de la figure 2 fonctionnera de
façon essentiellement identique à la forme de réalisation de la figure 1.
Dans les réacteurs intégraux à eau sous pression conventionnels dans lesquels l'échangeur de chaleur et la chambre de vapeur sous pression sont contenus à rintérieur de la cuve sous pression av.ec le coeur de réacteur et dans lesquels le réacteur intégral à eau sous pression est utilisé à bord d'un navire, des angles extrêmes de gîte et d'assiette ou des conditions de mouvements violents de la mer ou de l'eau conduisant à des mouvements du navire ou à des situations d'accident ont pour résultat
que tout ou partie du coeur de réacteur soit mis hors d'eau et ne soit plus refroidi.
Sur la figure 2, la cuve 12 sous pression et la cuve intérieure 14 sont dans l'ensemble cylindriques et disposées de façon coaxiale. Le réacteur lOB nucléaire possède un axe longitudinal 100 qui est coaxial à rl'axe de la cuve 12 sous pression et à la cuve intérieure 14. Il devrait être noté qu'en fonctionnement normal, l'axe 100 longitudinal du réacteur 10B nucléaire s'étend dans une direction essentiellement verticale. Les figures 3 à 5 montrent le réacteur IOB intégral à eau sous pression dans
différentes conditions de mer normales et anormales et dans des situations d'accident.
Sur la figure 3, le réacteur I OB intégraI à eau sous pression se trouve en fonctionnement normnal, mais avec de violents mouvements de la mer. L'axe longitudinal 10 du réacteur lOB nucléaire a quitté la direction verticale et fait un angle par rapport à la direction verticale. Le niveau d'eau moyen du circuit d'eau de refroidissement primaire est noté 70, mais il y a un effet de ballottement de l'eau de
refroidissement primaire donnant un niveau d'eau réel en 71 par exemple.
L'ouverture 15 dans la cuve intérieure 14 est dimensionnée, aménagée et disposée de façon à empêcher la vapeur de la chambre 42 de vapeur du pressurisateur d'entrer dans la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire au sein de la cuve intérieure 14 pendant le fonctionnement du réacteur 0lB nucléaire si l'axe longitudinal 100 du réacteur lOB nucléaire quitte sa position normale, dans laquelle l'axe longitudinal 100 s'étend essentiellement verticalement, pour une position anormale dans laquelle raxe longitudinal 10 du réacteur lOB nucléaire fait un angle par rapport à la direction verticale. En particulier, l'ouverture 15 se trouve disposée de façon coaxiale par rapport à la cuve 12 sous pression, la cuve intérieure 14 et raxe
longitudinal 100.
Bien que l'axe longitudinal 100 du réacteur lOB nucléaire ait quitté sa position verticale normale, sur la figure 3, le niveau 70 d'eau moyen du circuit d'eau de
2646954
refroidissement primaire se trouve au-dessus de l'ouverture 15 dans la cuve intérieure 14 et la vapeur de la chambre 42 de vapeur du pressurisateur ne peut pas pénétrer dans la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire à l'intérieur de la cuve intérieure 14. L'ouverture 15 se trouve disposée de façon axiale par rapport à l'axe longitudinal 100 et est dimensionnée de sorte que tout effet de ballottement de l'eau de refroidissement primaire n'amène à aucun moment le niveau 71 d'eau réel à passer à
travers rouverture 15 et n'amène pas la vapeur à entrer dans la cuve intérieure 14.
Sur la figure 4, le réacteur lOB intégral à eau sous pression se trouve dans une position anormale lorsque le navire est couché sur le flanc. L'axe longitudinal 100 du réacteur lOB nucléaire a quitté la directionverticale et fait un angle bien plus grand avec la direction verticale que sur la figure 3. L'angle de déplacement est de l'ordre de 70 à ou approximativement 90 par rapport à la direction verticale. Le niveau d'eau
moyen du circuit d'eau de refroidissement primaire est noté 80.
Même si l'axe longitudinal 100 du réacteur 0lB nucléaire a été déplacé d'un angle bien plus grand de sa position normale, sur la figure 4, le niveau 80 d'eau moyen du circuit d'eau dé refroidissement primaire se trouve au-dessus de l'ouverture 15 dans la cuve intérieure 14 et la vapeur de la chambre 42 de vapeur du pressurisateur ne peut pas pénétrer dans la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire à
l'intérieur de la cuve intérieure 14.
Sur la figure 5, le réacteur intégral à eau sous pression se trouve dans une
situation anormale d'accident, le navire ayant chaviré ou est approximativement à mi-
chemin d'un basculement à 360 . L'axe longitudinal 100 du réacteur lOB nucléaire a quitté la direction verticale normale et fait un angle bien plus grand par rapport à la direction verticale normale. L'angle de déplacement est de rordre de 160 à 200 ou approximativement 180 par rapport à la direction verticale, c'est-à-dire le réacteur lOB nucléaire est tête en bas. Le niveau d'eau moyen du circuit d'eau de refroidissement primaire est noté 90. Il se forme entre la cuve intérieure 14 et la cuve 12 sous pression, et la chambre 42 de vapeur se trouve entre la cuve intérieure 14 et la cuve 12 sous
pression dans l'espace intermédiaire 32.
Même si l'axe longitudinal 10 du réacteur lOB nucléaire a été déplacé d'approximativement 180 de sorte que le réacteur lOB nucléaire est retourné, la vapeur provenant de la chambre 42 de vapeur ne peut pénétrer dans la partie principale du
circuit d'eau de refroidissement primaire à l'intérieur de la cuve intérieure 14.
En conséquence, il ressort que la cuve intérieure 14 associée à un dimensionnement, un aménagement et une disposition convenables de l'ouverture 15 peut empêcher la vapeur de la chambre 42 de vapeur du pressurisateur d'entrer dans la partie principale du circuit d'eau de refroidissement primaire à l'intérieur de la cuve 11i 2646954 intérieure 14. Cela maintient l'eau de refroidissement primaire autour du coeur 16 de
réacteur même si le réacteur 1OB nucléaire est retourné.
Le réacteur lOB nucléaire est protégé en fonctionnement pendant des conditions violentes de mer ou lorsque la stabilité du navire est sérieusement affectée et cela grâce à la cuve intérieure 14 et l'ouverture 15. Ainsi, le réacteur lOB nucléaire peut-il continuer à fournir de la puissance même si le navire et le réacteur 1OB nucléaire sont
tête en bas, tributaires du fonctionnement d'autres installations sur le navire.
Le réacteur IOB nucléaire peut aussi bien être utilisé en tant que réacteur nucléaire basé à terre et fonctionnerait alors comme la forme de réalisation de la figure I.
12 2646954
Claims (8)
1.- Réacteur nucléaire refroidi à l'eau sous pression comprenant une cuve de pression, un coeur de réacteur, un circuit d'eau de refroidissement primaire, au moins un échangeur de chaleur, un pressurisateur et une cuve intérieure, la cuve intérieure étant disposée à l'intérieur de la cuve sous pression à une certaine distance de cette dernière, le coeur de réacteur et ledit au moins un échangeur de chaleur étant disposés à l'intérieur de la cuve intérieure, caractérisé en ce que le circuit (22, 24, 32, 42) d'eau de refroidissement intérieur comprend une partie principale (22, 24) et une seconde partie (32, 42), la partie principale (22, 24) du circuit d'eau de refroidissement primaire étant disposée à l'intérieur de la cuve intérieure (14), la seconde partie (32, 42) du circuit d'eau de refroidissement primaire étant disposée dans l'espace intermédiaire (32) entre la cuve (12) sous pression et la cuve intérieure (14), la cuve intérieure (14) ayant au moins une ouverture (15) dans sa région supérieure pour relier la partie principale (22, 24) du circuit d'eau de refroidissement primaire à l'intérieur de la cuve intérieure (14) avec la seconde partie (32, 42) du circuit d'eau de refroidissement primaire entre la cuve (12) sous pression et la cuve intérieure (14) audessus de la cuve intérieure (14) pour permettre un écoulement de l'eau de refroidissement primaire entre elles et pour empêcher un écoulement de vapeur depuis la chambre (42) de vapeur
jusqu'à la partie principale (22, 24) du circuit d'eau de refroidissement primaire.
2.- Réacteur nucléaire refroidi à l'eau sous pression selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite au moins une ouverture (15) dans la cuve intérieure (14) est dimnensionnée, aménagée et disposée de façon à empêcher la vapeur de la chambre (42) de vapeur du pressurisateur d'entrer dans la partie principale (22, 24) du circuit d'eau de refroidissement primaire dans la cuve intérieure (14) si, en fonctionnement, l'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire refroidi à l'eau sous pression quitte une position normale dans laquelle l'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire refroidi à l'eau sous pression est essentiellement vertical et l'ouverture (15) dans la cuve intérieure (14) se trouve dans une région supérieure de la cuve intérieure (14), pour une position anormale dans laquelle l'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire refroidi à l'eau sous pression fait un angle par rapport à la direction verticale, ou pour une position anormale dans laquelle raxe longitudinal (100) du réacteur nucléaire refroidi à l'eau est essentiellement vertical, mais l'ouverture (15) dans la cuve
intérieure (14) se trouve dans une région inférieure de la cuve intérieure (14).
3.- Réacteur nucléaire refroidi à reau sous pression selon la revendication 2, caractérisé en ce que la cuve intérieure (14) est disposée de façon coaxiale par rapport à la cuve (12) sous pression et l'ouverture (15) dans la cuve intérieure (14) est disposée
13 2646954
de façon coaxiale par rapport à l'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire refroidi à
l'eau sous pression.
4.- Réacteur nucléaire refroidi à l'eau sous pression selon la revendication I, caractérisé en ce que le réacteur nucléaire refroidi à l'eau sous pression est un réacteur nucléaire intégral refroidi avec de l'eau mise par elle-même sous pression, la chambre (42) de vapeur dans la seconde partie (32, 42) du circuit d'eau de refroidissement
primaire forme'une chambre de vapeur de pressurisation.
5.- Réacteur nucléaire refroidi à reau sous pression selon la revendication I,
caractérisé en ce que le pressurisateur est séparé de ou intégré à la cuve sous pression.
6.- Réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression comprenant une cuve de pression, un coeur de réacteur, un circuit d'eau de refroidissement primaire, au moins un échangeur de chaleur, un pressurisateur et une cuve intérieure, la cuve intérieure étant disposée à l'intérieur de la cuve sous pression à une certaine distance d'elle, le coeur de réacteur et ledit au moins un échangeur de chaleur étant disposés à rintérieur de la cuve intérieure, caractérisé en ce que le circuit (22, 24, 32, 42) d'eau de refroidissement primaire comprend une partie principale (22, 24) et une seconde partie (32, 42), la partie principale (22, 24) du circuit d'eau de refroidissement primaire étant disposée à l'intérieur de la cuve intérieure (14), la seconde partie (32, 42) du circuit d'eau de refroidissement primaire étant disposée dans l'espace intermédiaire (32) entre la cuve (12) sous pression et la cuve intérieure (14), la cuve intérieure (14) ayant au moins une ouverture (15) dans sa région supérieure pour relier la partie principale (22, 24) du circuit d'eau de refroidissement primaire à l'intérieur de la cuve intérieure (14) avec la seconde partie (32, 42) du circuit d'eau de refroidissement entre la cuve (12) sous pression et la cuve intérieure (14) afin de permettre un écoulement de l'eau de refroidissement primaire entre elles, ladite au moins une ouverture (15) dans la cuve intérieure (14) étant dimensionnée, aménagée et disposée pour empêcher la vapeur de la chambre (42) de vapeur du pressurisateur d'entrer dans la partie principale (22, 24) du circuit d'eau de refroidissement primaire dans la cuve intérieure (14) si, en fonctionnement, rl'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression quitte une position normale dans laquelle l'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression est essentiellement vertical, pour une position anormale dans laquelle l'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression fait un angle par rapport à la direction verticale, ou pour une position anormale dans laquelle l'axe longitudinal (100) du réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression est essentiellement vertical, mais la cuve intérieure (14) a été déplacée de telle sorte que l'ouverture (15) dans la cuve intérieure (14) se trouve dans une région inférieure de la cuve intérieure (14) tandis que
14 2646954
la cuve intérieure (14) maintient de l'eau de refroidissement primaire autour du coeur
(16) de réacteur.
7.- Réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression selon la revendication 6, caractérisé en ce que la cuve intérieure (14) est disposée de façon coaxiale par rapport à la cuve (12) sous pression et l'ouverture (15) dans la cuve intérieure (14) est disposée de façon coaxiale par rapport par rapport à l'axe
longitudinal (100) du réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous pression.
8.- Navire comprenant un réacteur nucléaire intégral refroidi à l'eau sous
pression selon la revendication 6.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB8813916A GB2219686B (en) | 1988-06-13 | 1988-06-13 | Water cooled nuclear reactors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2646954A1 true FR2646954A1 (fr) | 1990-11-16 |
| FR2646954B1 FR2646954B1 (fr) | 1993-10-15 |
Family
ID=10638530
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR8907664A Expired - Fee Related FR2646954B1 (fr) | 1988-06-13 | 1989-06-09 | Reacteurs nucleaires refroidis a l'eau |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5045274A (fr) |
| JP (1) | JPH0238893A (fr) |
| CA (1) | CA1312969C (fr) |
| DE (1) | DE3917940A1 (fr) |
| FR (1) | FR2646954B1 (fr) |
| GB (1) | GB2219686B (fr) |
Families Citing this family (18)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6795518B1 (en) * | 2001-03-09 | 2004-09-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same |
| JP2003028975A (ja) * | 2001-07-10 | 2003-01-29 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉 |
| FR2832846B1 (fr) * | 2001-11-26 | 2005-12-09 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire compact a eau sous pression |
| US20090283007A1 (en) * | 2008-05-14 | 2009-11-19 | William Gregory Taylor | Nuclear locomotive |
| US9177674B2 (en) * | 2010-09-27 | 2015-11-03 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Compact nuclear reactor |
| US9394908B2 (en) * | 2011-05-17 | 2016-07-19 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control |
| US9583221B2 (en) | 2011-06-15 | 2017-02-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor |
| US9593684B2 (en) * | 2011-07-28 | 2017-03-14 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus |
| US9336908B2 (en) | 2011-10-26 | 2016-05-10 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control |
| US20130301790A1 (en) * | 2012-04-16 | 2013-11-14 | Babcock & Wilcox Power Generation Group, Inc. | Pressurized water reactor with reactor coolant pump system inlcuding jet pumps |
| US10529457B2 (en) | 2012-04-17 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor |
| US9620252B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-04-11 | Bwxt Mpower, Inc. | Island mode for nuclear power plant |
| US9728281B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-08 | Bwxt Mpower, Inc. | Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor |
| US11373768B2 (en) | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
| CA2907375C (fr) | 2013-03-15 | 2021-05-04 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Techniques passives pour refroidissement de reacteur a long terme |
| US9779840B2 (en) | 2013-10-28 | 2017-10-03 | Bwxt Mpower, Inc. | PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel |
| US9997262B2 (en) | 2013-12-26 | 2018-06-12 | Nuscale Power, Llc | Integral reactor pressure vessel tube sheet |
| US9805833B2 (en) | 2014-01-06 | 2017-10-31 | Bwxt Mpower, Inc. | Passively initiated depressurization valve for light water reactor |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1448368A (fr) * | 1965-03-12 | 1966-08-05 | Atomenergi Ab | Réacteur nucléaire avec récipient sous pression en béton précontraint |
| US3578564A (en) * | 1968-10-31 | 1971-05-11 | Combustion Eng | Double container reactor vessel |
| US3711371A (en) * | 1971-01-06 | 1973-01-16 | Consolidated Edison Co | Nuclear reactor vessel structure |
| EP0174380A1 (fr) * | 1984-07-17 | 1986-03-19 | GebràDer Sulzer Aktiengesellschaft | Installation avec un réacteur nucléaire chauffant |
| EP0246969A1 (fr) * | 1986-05-22 | 1987-11-25 | Commissariat A L'energie Atomique | Petit réacteur nucléaire à eau pressurisée et à circulation naturelle |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1051136A (fr) * | 1962-09-07 | |||
| GB1007207A (en) * | 1963-10-11 | 1965-10-13 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor |
| SE366139B (fr) * | 1965-03-12 | 1974-04-08 | Atomenergi Ab | |
| GB1252943A (fr) * | 1967-12-04 | 1971-11-10 | ||
| DE1684936C3 (de) * | 1967-12-29 | 1974-05-09 | Siemens Ag, 1000 Berlin U. 8000 Muenchen | Kernreaktordruckkessel |
| FR2500676A1 (fr) * | 1981-02-24 | 1982-08-27 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau |
| SE435432B (sv) * | 1981-03-30 | 1984-09-24 | Asea Atom Ab | Kernreaktoranleggning med gaskudde som avgrensning mellan kylvatten och omgivande bassengvatten |
| US4576782A (en) * | 1983-10-19 | 1986-03-18 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor loss of coolant protection system |
| US4759899A (en) * | 1984-08-29 | 1988-07-26 | Ga Technologies Inc. | Reactor with natural convection backup cooling system |
| US4702879A (en) * | 1986-06-11 | 1987-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with passive safety system |
-
1988
- 1988-06-13 GB GB8813916A patent/GB2219686B/en not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-05-25 CA CA000600629A patent/CA1312969C/fr not_active Expired - Fee Related
- 1989-06-01 DE DE3917940A patent/DE3917940A1/de not_active Withdrawn
- 1989-06-09 FR FR8907664A patent/FR2646954B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1989-06-12 US US07/364,164 patent/US5045274A/en not_active Expired - Fee Related
- 1989-06-13 JP JP1150344A patent/JPH0238893A/ja active Pending
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1448368A (fr) * | 1965-03-12 | 1966-08-05 | Atomenergi Ab | Réacteur nucléaire avec récipient sous pression en béton précontraint |
| US3578564A (en) * | 1968-10-31 | 1971-05-11 | Combustion Eng | Double container reactor vessel |
| US3711371A (en) * | 1971-01-06 | 1973-01-16 | Consolidated Edison Co | Nuclear reactor vessel structure |
| EP0174380A1 (fr) * | 1984-07-17 | 1986-03-19 | GebràDer Sulzer Aktiengesellschaft | Installation avec un réacteur nucléaire chauffant |
| EP0246969A1 (fr) * | 1986-05-22 | 1987-11-25 | Commissariat A L'energie Atomique | Petit réacteur nucléaire à eau pressurisée et à circulation naturelle |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB2219686A (en) | 1989-12-13 |
| US5045274A (en) | 1991-09-03 |
| CA1312969C (fr) | 1993-01-19 |
| GB8813916D0 (en) | 1988-12-14 |
| DE3917940A1 (de) | 1989-12-14 |
| GB2219686B (en) | 1993-01-06 |
| JPH0238893A (ja) | 1990-02-08 |
| FR2646954B1 (fr) | 1993-10-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| FR2646954A1 (fr) | Reacteurs nucleaires refroidis a l'eau | |
| EP0344041B1 (fr) | Réacteur nucléaire à dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours | |
| FR2630248A1 (fr) | Ensemble perfectionne compresseur et reacteur nucleaire refroidi par eau | |
| EP0004218B1 (fr) | Réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant au moins un échangeur auxiliaire | |
| EP1464058B1 (fr) | Reacteur nucleaire compact a eau sous pression | |
| FR2500676A1 (fr) | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau | |
| EP0022714B1 (fr) | Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide et muni d'un système d'évacuation de la puissance résiduelle | |
| EP0246969B1 (fr) | Petit réacteur nucléaire à eau pressurisée et à circulation naturelle | |
| EP0955498B1 (fr) | Générateur de vapeur comportant un dispositif d'alimentation en eau perfectionné | |
| EP0028189A2 (fr) | Chaudière nucléaire | |
| FR2688334A1 (fr) | Dispositif de securite contre une defaillance d'une surpression d'un caisson sous pression d'un reacteur nucleaire. | |
| EP0029372A1 (fr) | Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée | |
| FR2688926A1 (fr) | Dispositif de securite contre une defaillance d'une surpression d'un caisson sous pression d'un reacteur nucleaire. | |
| EP0238390A1 (fr) | Equipements internes de réacteurs nucleaires à cuve allongée | |
| EP0153225B1 (fr) | Echangeur de chaleur équipé de moyens de refroidissement de secours et réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant un tel échangeur | |
| EP0055963B1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide et comprenant une cuve posée à fond froid | |
| JP2010522318A (ja) | 加圧水型原子力発電所のための加圧器 | |
| EP0258131B1 (fr) | Dispositif de refroidissement de secours d'un réacteur nulcléaire à neutrons rapides | |
| EP0006800B1 (fr) | Chaudière nucléaire à neutrons rapides à métal caloporteur | |
| EP0018262A1 (fr) | Réacteur nucléaire à neutrons rapides et à cuve interne cylindrique | |
| EP0706188A1 (fr) | Dispositif de contrÔle du flux de chaleur par vanne thermique | |
| EP0190075A1 (fr) | Générateur de vapeur dont le fluide caloporteur est du métal liquide et dont la détection des fuites est effectuée par prélèvement de ce métal liquide | |
| EP0265311A1 (fr) | Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide | |
| EP0064921B1 (fr) | Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides | |
| FR2690224A1 (fr) | Générateur de vapeur équipé d'un dispositif de déflection et de purge perfectionné. |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| ST | Notification of lapse |