FR3068821A1 - Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs - Google Patents

Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs Download PDF

Info

Publication number
FR3068821A1
FR3068821A1 FR1756372A FR1756372A FR3068821A1 FR 3068821 A1 FR3068821 A1 FR 3068821A1 FR 1756372 A FR1756372 A FR 1756372A FR 1756372 A FR1756372 A FR 1756372A FR 3068821 A1 FR3068821 A1 FR 3068821A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
stud
flow
hydrodynamic profile
tank
fluid
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
FR1756372A
Other languages
English (en)
Other versions
FR3068821B1 (fr
Inventor
Richard Howard
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.)
Electricite de France SA
Original Assignee
Electricite de France SA
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 Electricite de France SA filed Critical Electricite de France SA
Priority to FR1756372A priority Critical patent/FR3068821B1/fr
Priority to CN201880057114.6A priority patent/CN111095432B/zh
Priority to US16/628,752 priority patent/US11211175B2/en
Priority to PCT/EP2018/068429 priority patent/WO2019008165A1/fr
Publication of FR3068821A1 publication Critical patent/FR3068821A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR3068821B1 publication Critical patent/FR3068821B1/fr
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • G21C5/10Means for supporting the complete structure
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/024Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/19Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • 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

La présente invention concerne un plot de centrage d'un cœur de centrale nucléaire dans une cuve de réacteur, caractérisé par le fait qu'il comprend un profil hydrodynamique (120, 130) sur l'une au moins des faces avant ou aval du plot (110) pour réduire les instabilités lorsque du fluide de refroidissement circule autour du plot (110).

Description

DOMAINE TECHNIQUE
La présente invention concerne le domaine des cuves de réacteurs de centrales nucléaires.
La présente invention concerne plus précisément des perfectionnements aux plots de centrage de cœurs de réacteurs dans les cuves de réacteurs nucléaires.
La présente invention s'applique en particulier à tous les réacteurs des centrales nucléaires à eau pressurisée de deuxième ou troisième génération, pour lesquelles le cœur est refroidi à l'aide d'un fluide caloporteur circulant à travers le cœur.
ETAT DE LA TECHNIQUE
La structure générale de centrales nucléaires est connue de l'homme de l'art.
Cette structure générale est illustrée sur la figure 1 annexée, sur laquelle l'on aperçoit la cuve 10 logeant un cœur 20.
Une telle centrale comprend un circuit primaire 30 et un circuit secondaire 40.
La chaleur produite par la fission d'un matériau enrichi dans le cœur 20 du réacteur réchauffe l'eau sous pression du circuit primaire 30. La chaleur du circuit primaire 30 évapore l'eau du circuit secondaire 40 lors du passage dans un échangeur générateur de vapeur 42. Un groupe turbine-alternateur 60, 62 convertit la puissance mécanique de la vapeur en puissance électrique.
Sur la figure 1 on a par ailleurs représenté schématiquement en 22 des barres de contrôle, 32 un pressuriseur, 34 une pompe primaire, 12 une enceinte étanche, 64 un condenseur et 66 une pompe d'extraction.
De façon classique en soit, comme on l'a illustré sur la figure 2 annexée, tirée du document EP-1003171, le cœur 20 est centré dans la cuve 10 par des plots de centrage 100.
Grâce à cette structure, avant d'entrer dans le plénum, c'est-àdire la partie inférieure 13 de la cuve, l'eau de refroidissement (fluide caloporteur) s'écoule dans l'espace annulaire 11 défini entre l'enveloppe du cœur et la paroi externe 10 de la cuve. L'eau de refroidissement qui s'écoule autour des plots de centrage 100 et entre dans le plénum est ensuite redirigée vers le cœur 20 à travers une plaque inférieure du cœur.
La figure 3 représente une vue partielle en coupe verticale de la partie inférieure d'une cuve 10 connue et illustre en particulier des plots de centrage 100.
La figure 4 représente une vue à échelle agrandie d'un tel plot de centrage 100 conforme à l'état de la technique.
Sur la figure 3, les flèches désignent le cheminement de l'eau de refroidissement dans l'espace annulaire 11 puis dans le plénum 13.
Comme on le voit sur les figures 3 et 4, les plots 100 connus de l'état de l'art sont de section verticale et horizontale carrée. Ils ont donc une forme générale de parallélépipède rectangle.
Les inventeurs ont fait le constat que la forme de ces plots de centrage 100 connus perturbe l'écoulement de l'eau de refroidissement injectée dans le plénum 13 du fond de cuve. Les instabilités ainsi générées contribuent à l'hétérogénéité de l'écoulement de refroidissement du cœur 20 et ont un impact fort sur les échanges thermiques et neutroniques de l'assemblage.
Un écoulement hétérogène à l'entrée du cœur 20 modifie le fonctionnement du cœur. Il y a donc un impact sur les échanges thermiques et neutroniques de l'assemblage, sur les sollicitations mécaniques et ainsi une incidence sur le rendement et la durée d'un assemblage.
L'échange thermique entre l'eau et les assemblages du cœur dépend du débit de l'écoulement. Un débit élevé crée un fort transfert thermique.
En même temps l'eau agit comme un modérateur pour la réaction neutronique. Un fort débit de l'eau augmente l'intensité de la réaction neutronique et augmente ainsi la consommation du combustible et la température de l'assemblage.
Lorsque la répartition de la nappe de débit varie entre assemblages voisins, il y a un différentiel de température entre les assemblages. La température induit une déformation mécanique (dilatation) de l'assemblage et des différences de température entre assemblages voisins peuvent provoquer des sollicitations mécaniques. Ces sollicitations mécaniques peuvent endommager un assemblage ou groupe d'assemblages.
Une nappe de débit très hétérogène en entrée du cœur a donc un impact sur les échanges thermiques et neutroniques de l'assemblage, sur les sollicitations mécaniques et ainsi une incidence sur le rendement et la durée de vie d'un assemblage.
Des tentatives de solutionnement du problème ainsi posé ont déjà été proposées.
Par exemple, il a été proposé de rajouter des structures dans le fond de cuve 13. Les formes les plus efficaces présentent cependant beaucoup d'encombrement pour l'écoulement et la perte de charge du circuit primaire 30 est augmentée. Ceci nécessite un redimensionnement des pompes du circuit primaire 30. C'est une modification significative dans la conception d'une centrale nucléaire.
En conclusion, aucune des solutions jusqu'ici proposées ne donne totalement satisfaction.
PROBLEME POSE
La présente invention a pour but de perfectionner l'état de la technique.
Un but premier de l'invention est d'améliorer l'hydrodynamique de l'écoulement de fluide du circuit primaire dans le cœur d'une centrale nucléaire.
Un autre objet de l'invention est de proposer des solutions sans imposer des modifications significatives de la conception d'une centrale nucléaire.
BASE DE L'INVENTION
Les buts précités sont atteints dans le cadre de la présente invention grâce au profilage des plots de centrage d'un cœur de centrale nucléaire dans une cuve de réacteur. Le profilage est caractérisé par un profil hydrodynamique sur les faces amont et aval du plot pour réduire les instabilités lorsque du fluide de refroidissement circule autour du plot.
Selon d'autres caractéristiques avantageuses de l'invention :
- il est prévu des profils hydrodynamiques sur la face amont et sur la face aval du plot,
- la hauteur du profil hydrodynamique prévu sur la partie supérieure du plot est du même ordre de grandeur que l'épaisseur horizontale du plot,
- la hauteur de la partie inférieure de profil hydrodynamique est de l'ordre de grandeur de deux fois l'épaisseur horizontale du plot,
- le profil hydrodynamique supérieur est en forme générale de dièdre,
- le profil hydrodynamique inférieur est en forme de pyramide,
- le profil hydrodynamique inférieur s'étend jusqu'au fond de cuve.
La présente invention concerne également une cuve de réacteur de centrale nucléaire équipée d'une pluralité de plots de centrage du type précité.
La présente invention concerne également les réacteurs de centrales nucléaires comportant une telle cuve et de tels plots.
DESCRIPTIF RAPIDE DES FIGURES
D'autres caractéristiques, buts et avantages de la présente invention, apparaîtront à la lecture de la description détaillée qui va suivre, et en regard des dessins annexés, donnés à titre d'exemple non limitatif et sur lesquels :
- la figure 1 précédemment décrite représente une vue générale d'une centrale nucléaire classique,
- la figure 2 précédemment décrite représente une vue schématique en coupe verticale d'un réacteur de centrale nucléaire connu,
- la figure 3 précédemment décrite représente une vue schématique partielle en coupe verticale de la partie inférieure d'une cuve de réacteur classique,
- la figure 4 précédemment décrite représente une vue en perspective à échelle agrandie d'un plot de centrage conforme à l'état de la technique,
- la figure 5 représente une vue partielle en coupe verticale d'une cuve de réacteur conforme à la présente invention illustrant un plot conforme à l'invention,
- la figure 6 représente une vue en perspective similaire à la figure 4 d'un plot conforme à la présente invention, et
- la figure 7 représente une vue en coupe verticale et radiale par rapport à l'axe central vertical du cœur, d'un plot de centrage conforme à l'invention.
DESCRIPTIF DETAILLE DE L'INVENTION
Comme indiqué précédemment, la structure générale d'une centrale nucléaire est connue de l'homme de l'art. Elle ne sera donc pas décrite dans le détail.
L'on rappelle simplement que le cœur est centré dans la cuve par des plots de centrage.
On aperçoit sur les figures 5, 6 et 7 annexées, un plot 110 conforme à la présente invention.
Plus précisément, le plot 110 est défini par une face axiale radialement interne 112 adjacente au cœur 20, qui épouse la forme du cœur 20 à ce niveau et est globalement étagée.
Le plot 110 comporte également une face axiale 114 radialement externe adjacente à la cuve 10 et qui épouse la forme de la cuve à ce niveau. Ainsi, la face 114 est de préférence incurvée. Elle converge vers la face axiale radialement interne 112 vers le bas.
La partie centrale 111 de chaque plot 110 se complète de deux faces radiales 116, 118 globalement planes et radiales par rapport à l'axe central vertical du cœur.
Comme indiqué précédemment, selon l'invention, chaque plot 110 est équipé d'un profil supérieur hydrodynamique 120 et d'un profil inférieur hydrodynamique 130, disposés respectivement au-dessus et en dessous de la partie centrale 111.
Le profil supérieur hydrodynamique 120 situé en amont dans le sens de l'écoulement du fluide pénétrant dans l'espace annulaire 11, a la forme d'un dièdre 121.
Plus précisément ce dièdre 121 est formé de deux facettes principales 126, 128 symétriques qui prolongent les faces radiales 116 et 118 vers le haut. Les facettes 126, 128 sont de préférence globalement planes et se rejoignent au niveau d'une arête 129 radiale par rapport à l'axe du cœur.
Le profil supérieur 120 se complète de deux facettes secondaires radialement interne 122 et externe 124, respectivement adjacentes à la face externe du cœur et à la face interne de la cuve.
Le profil hydrodynamique inférieur 130 a la forme générale d'une pyramide 131. Il comprend deux facettes principales symétriques 136, 138 qui prolongent les faces radiales 116 et 118 vers le bas. Les bords 135 radialement externes des facettes principales 136, 138 suivent le contour de la cuve 10 et se rejoignent au niveau du bord 137 radialement intérieur au niveau d'un point de convergence 139. Le profil hydrodynamique inférieur 130 comprend également deux facettes secondaires radialement interne 132 et externe 134. Les bords radialement externes 135 et radialement internes 137 des facettes principales 136, 138 convergent pour rejoindre les deux facettes secondaires 132 et 134 de la pyramide 131 composant le profil inférieur, au niveau de la pointe 139.
Bien entendu, la présente invention n'est pas limitée au mode de réalisation particulier qui vient d'être décrit, mais s'étend à toutes variantes conformes à son esprit.
En particulier, les profils hydrodynamiques 120 et 130 peuvent être de géométrie anguleuse ou arrondie.
La meilleure réalisation possible d'un dispositif hydrodynamique est une forme qui élimine tout espace de stagnation (zone de faible écoulement) à proximité des plots de centrage 110.
La présente invention permet de réduire voire d'éliminer totalement les turbulences en fond de cuve.
L'invention permet de stabiliser l'écoulement lors de son passage au niveau des plots de centrage 110 et donc de réduire l'hétérogénéité de l'écoulement en amont du cœur et ainsi de rendre la distribution du fluide caloporteur plus homogène dans le cœur.
La figure 3 propose un exemple de plot 110 constitué de géométries anguleuses. Pour ce cas, le plot 110 est défini par deux paramètres b et c.
Le paramètre b (illustré sur la figure 7) correspond à la hauteur verticale du profil supérieur 120.
Le paramètre c (illustré sur la figure 7) correspond à la hauteur verticale du profil inférieur 130.
Ces paramètres b et c sont définis en relation avec l'épaisseur a du plot de centrage 110 (illustrée sur la figure 6) considérée dans une section horizontale et selon le bord radialement interne de la partie centrale 111 du plot 110.
Dans l'exemple illustré sur les figures 5 à 7, la hauteur b de la partie supérieure hydrodynamique 120 du plot 110 est du même ordre de grandeur (0,87 fois) que l'épaisseur a du plot de centrage 110. La hauteur c de la partie inférieure hydrodynamique 130 du plot 110 est d'environ deux fois (1,93 fois) l'épaisseur a du plot de centrage 110.
Cette forme est choisie pour rendre le plot de centrage 110 hydrodynamique pour l'eau qui descend par l'espace annulaire 11. Le plot de centrage 110 avec les dispositifs hydrodynamiques 120 et 130 prend ainsi la forme d'une aile. La partie supérieure 120 du plot 110 représente un bord d'attaque d'aile et la partie inférieure 130 représente un bord de fuite.
Les inventeurs ont constaté que :
. Si la hauteur b de la partie supérieure 120 tend vers zéro, le dispositif 120 n'a plus d'effet.
. Si la hauteur b de la partie supérieure 120 devient trop grande, le dispositif 120 bloque la rotation de l'eau dans l'espace annulaire 11. La rotation de l'eau dans l'espace annulaire est pourtant importante parce qu'elle mélange l'eau provenant des branches froides. C'est un effet qui stabilise la circulation en cas de déséquilibre de débits qui peut survenir entre branches froides. Avec le choix d'une hauteur b de l'ordre de grandeur de l'épaisseur a du plot de centrage 110, on obtient une forme hydrodynamique efficace sans obstruer le mélange dans l'espace annulaire.
. La hauteur c de la partie inférieure 130 du dispositif, de l'ordre de deux 5 fois l'épaisseur a du plot de centrage 110, est choisie pour que le plot soit prolongé de façon verticale jusqu'au fond de cuve.
. Le dispositif est rendu moins efficace s'il ne s'étend pas jusqu'au fond de la cuve.
. Le dispositif 130 peut induire un encombrement et même une source 10 d'instabilité s'il prend une forme plus grande qui ne suit pas l'axe vertical et se rapproche du centre de la cuve.
Dans le cadre de l'invention, on entend par « même ordre de grandeur » une variation maximale de plus ou moins 25% par rapport à une valeur de référence.

Claims (10)

  1. REVENDICATIONS
    1. Plot de centrage d'un cœur de centrale nucléaire dans une cuve de réacteur, caractérisé par le fait qu'il comprend un profil hydrodynamique (120, 130) sur l'une au moins des faces amont ou aval du plot (110) pour réduire les instabilités lorsque du fluide de refroidissement circule autour du plot (110).
  2. 2. Plot selon la revendication 1, caractérisé par le fait qu'il comprend un profil hydrodynamique (120, 130) sur les faces amont et aval du plot (110).
  3. 3. Plot selon l'une des revendications 1 ou 2, caractérisé par le fait que la hauteur (b) du profil hydrodynamique supérieur (120) situé en amont dans le sens de l'écoulement du fluide est de l'ordre de grandeur de l'épaisseur horizontale (a) du plot (110).
  4. 4. Plot selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait que la hauteur (c) du profil hydrodynamique inférieur (130) situé en aval dans le sens de l'écoulement du fluide est de l'ordre de deux fois l'épaisseur horizontale (a) du plot (110).
  5. 5. Plot selon l'une des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que le profil hydrodynamique supérieur (120) situé en amont dans le sens de l'écoulement du fluide a la forme d'un dièdre.
  6. 6. Plot selon l'une des revendications 1 à 5, caractérisé que le profil hydrodynamique inférieur (130) situé en aval dans le sens de l'écoulement du fluide a la forme d'une pyramide.
  7. 7. Plot selon l'une des revendications 1 à 6, caractérisé par le fait que la hauteur (b) du profil hydrodynamique supérieur (120) situé en amont dans le sens de l'écoulement de fluide est de l'ordre de 0,87 fois l'épaisseur horizontale (a) du plot (110), tandis que la hauteur (c) du profilé hydrodynamique inférieur (130) est de l'ordre de 1,93 fois l'épaisseur horizontale (a) du plot (110).
  8. 8. Cuve de réacteur de centrale nucléaire caractérisée en ce qu'elle comprend des plots de centrage (110) conformes à l'une des revendications 1 à 7.
  9. 9. Cuve selon la revendication 8, caractérisée par le fait que le profil hydrodynamique inférieur (130) situé en aval dans le sens de l'écoulement de fluide atteint le fond de cuve.
  10. 10. Réacteur de centrale nucléaire comprenant une cuve 5 conforme à l'une des revendications 8 ou 9 et/ou des plots conformes à l'une des revendications 1 à 7.
FR1756372A 2017-07-06 2017-07-06 Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs Active FR3068821B1 (fr)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1756372A FR3068821B1 (fr) 2017-07-06 2017-07-06 Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs
CN201880057114.6A CN111095432B (zh) 2017-07-06 2018-07-06 用于反应堆容器用核电站堆芯的定心销
US16/628,752 US11211175B2 (en) 2017-07-06 2018-07-06 Hydrodynamic pin for centering a nuclear reactor core
PCT/EP2018/068429 WO2019008165A1 (fr) 2017-07-06 2018-07-06 Plot de centrage d'un coeur de centrale nucléaire pour cuves de réacteurs

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1756372 2017-07-06
FR1756372A FR3068821B1 (fr) 2017-07-06 2017-07-06 Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR3068821A1 true FR3068821A1 (fr) 2019-01-11
FR3068821B1 FR3068821B1 (fr) 2020-08-28

Family

ID=60450751

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR1756372A Active FR3068821B1 (fr) 2017-07-06 2017-07-06 Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs

Country Status (4)

Country Link
US (1) US11211175B2 (fr)
CN (1) CN111095432B (fr)
FR (1) FR3068821B1 (fr)
WO (1) WO2019008165A1 (fr)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5550883A (en) * 1994-03-15 1996-08-27 Framatome Vessel of a nuclear reactor, including means for holding its lower internals and method of adjusting the holding means
US20090052606A1 (en) * 2007-08-24 2009-02-26 Gilmore Charles B Nuclear reactor internals alignment configuration

Family Cites Families (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3070532A (en) 1958-05-13 1962-12-25 Gen Electric Nuclear fuel element leak detector
NL101972C (fr) 1958-11-25
US3027143A (en) 1960-11-01 1962-03-27 William T Furgerson Apparatus for improving hydrodynamic conditions within a conduit
CA1032668A (fr) * 1974-05-20 1978-06-06 John M. Shallenberger Filtre de debit modulaire installe au coeur d'un reacteur nucleaire
GB1507039A (en) * 1974-12-30 1978-04-12 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor
DE58907249D1 (de) 1989-11-29 1994-04-21 Siemens Ag Brennelement mit Filmabstreifer für einen Siedewasserreaktor.
EP0429703A1 (fr) 1989-11-29 1991-06-05 Siemens Aktiengesellschaft Assemblage combustible pour un réacteur à eau bouillante
US5302068A (en) * 1990-10-03 1994-04-12 Illinois Tool Works Inc. Fastener having recessed, non-circular head, and fastener-driving tool
US5247552A (en) 1992-03-26 1993-09-21 Siemens Power Corporation Shortened and boat-tailed end for BWR fuel assembly water channel
EP0712138B1 (fr) 1994-11-10 1998-05-20 THE BABCOCK & WILCOX COMPANY Dispositif de transfert d'énergie dans un réacteur de production d'isotopes comme produits de fission
US5864594A (en) * 1995-04-18 1999-01-26 Westinghouse Electric Corporation Apparatus and method for replacing internal components in a nuclear reactor
US5623526A (en) * 1995-07-21 1997-04-22 Combustion Engineering, Inc. Method and apparatus for repair of nuclear reactor shroud
DE19536443A1 (de) 1995-09-29 1997-04-03 Siemens Ag Brennelement mit integriertem Stoßdämpfer
JP3316459B2 (ja) 1998-11-11 2002-08-19 三菱重工業株式会社 原子炉容器の炉内構造物
BE1012279A3 (fr) 1998-11-18 2000-08-01 Staar Sa Boitiers pour support de donnees.
EP1280163A1 (fr) 2001-07-25 2003-01-29 Framatome ANP GmbH Procédé de modification de la résistance à l'écoulement dans un assemblage de combustible pour réacteur à eau bouillante
RU2256243C2 (ru) 2003-06-02 2005-07-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Тепловыделяющая сборка ядерного реактора
US20050056313A1 (en) * 2003-09-12 2005-03-17 Hagen David L. Method and apparatus for mixing fluids
FR2893176A1 (fr) * 2005-11-04 2007-05-11 Framatome Anp Sas Cuve de reacteur nucleaire a eau sous pression.
FR2910170B1 (fr) 2006-12-13 2009-04-03 Areva Np Sas Embout inferieur a dispositif anti-debris a chicane pour assemblage de combustible nucleaire et assemblage correspondant
KR20110041506A (ko) * 2008-07-10 2011-04-21 라이트람, 엘엘씨 워터 스크린 벨트 모듈
US8744035B1 (en) 2008-11-18 2014-06-03 Nuscale Power, Llc Reactor vessel coolant deflector shield
FR2967288B1 (fr) * 2010-11-04 2015-07-17 Electricite De France Procede de remplissage en eau d'un circuit primaire d'un reacteur nucleaire, et dispositif de raccordement destine a la mise en oeuvre du procede
JP2013015466A (ja) * 2011-07-06 2013-01-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力発電プラント
FR2983625B1 (fr) * 2011-12-02 2014-02-07 Commissariat Energie Atomique Dispositif de declenchement et d'insertion d'elements absorbants et/ou mitigateurs dans une zone fissile d'un reacteur nucleaire et assemblage de combustible nucleaire comportant un tel dispositif
US20130272479A1 (en) 2012-04-17 2013-10-17 Jeffrey T Lee Lower end fitting for nuclear fuel assembly made from intersecting metal strips
EP2700570A1 (fr) * 2012-08-20 2014-02-26 Hexagon Metrology S.p.A. Dispositif et procédé de positionnement mécanique
JP6336986B2 (ja) * 2012-09-12 2018-06-06 ロゴス テクノロジーズ リミティド ライアビリティ カンパニー モジュール型の可搬式原子力発電機および当該可搬式原子力発電機への燃料補給方法

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5550883A (en) * 1994-03-15 1996-08-27 Framatome Vessel of a nuclear reactor, including means for holding its lower internals and method of adjusting the holding means
US20090052606A1 (en) * 2007-08-24 2009-02-26 Gilmore Charles B Nuclear reactor internals alignment configuration

Also Published As

Publication number Publication date
US11211175B2 (en) 2021-12-28
CN111095432A (zh) 2020-05-01
CN111095432B (zh) 2023-08-22
FR3068821B1 (fr) 2020-08-28
US20200143949A1 (en) 2020-05-07
WO2019008165A1 (fr) 2019-01-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2362966B1 (fr) Reacteur nucleaire sfr de type integre compact et a fonctionnement par convection ameliore
EP0004218B1 (fr) Réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant au moins un échangeur auxiliaire
FR2591019A1 (fr) Dispositif auxiliaire de refroidissement pour cuve rayonnant la chaleur
FR2538154A1 (fr) Dispositif de refroidissement auxiliaire passif de reacteur nucleaire
EP0344041A1 (fr) Réacteur nucléaire à dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours
EP0246969B1 (fr) Petit réacteur nucléaire à eau pressurisée et à circulation naturelle
FR2965655A1 (fr) Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre
FR2646954A1 (fr) Reacteurs nucleaires refroidis a l'eau
EP0060777B1 (fr) Réacteur nucléaire à eau légère à cloisonnement de coeur par tiges et plaques entretoises
FR3068821A1 (fr) Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs
FR2606924A1 (fr) Systeme passif d'elimination de chaleur en cas d'arret d'urgence pour un reacteur nucleaire a metal liquide
EP0153225B1 (fr) Echangeur de chaleur équipé de moyens de refroidissement de secours et réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant un tel échangeur
EP2636041B1 (fr) Procede de remplissage en eau d'un circuit primaire d'un reacteur nucleaire
EP0055963B1 (fr) Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide et comprenant une cuve posée à fond froid
EP0297968A1 (fr) Générateur de vapeur à tuyau d'alimentation muni d'un dispositif anti-strtification thermique
EP0018262A1 (fr) Réacteur nucléaire à neutrons rapides et à cuve interne cylindrique
EP3729464B1 (fr) Ensemble de tranquillisation de flux de reacteur nucleaire
FR2555794A1 (fr) Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe de moyens de refroidissement de secours
FR3064808B1 (fr) Pompe pour un reacteur nucleaire
EP0064920B1 (fr) Dispositif de production de vapeur et de prélèvement de chaleur dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides
FR2934078A1 (fr) Reacteur nucleaire a neutrons rapides.
FR2598846A1 (fr) Dispositif de support d'une capacite de refoulement associee a une pompe suspendue de reacteur nucleaire
FR3143824A1 (fr) Réacteur nucléaire à eau pressurisée (REP) de type modulaire (SMR) à pressuriseur sans aspersion d’eau.
EP3390829B1 (fr) Pompe pour fluide caloporteur, réacteur nucléaire équipé d'une telle pompe
EP0036347B1 (fr) Echangeur de chaleur intermédiaire pour réacteur nucléaire à neutrons rapides

Legal Events

Date Code Title Description
PLSC Publication of the preliminary search report

Effective date: 20190111

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 3

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 4

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 5

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 6

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 7

PLFP Fee payment

Year of fee payment: 8