HU224776B1 - Reactor's cover for nuclear reactor - Google Patents
Reactor's cover for nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- HU224776B1 HU224776B1 HU9903572A HUP9903572A HU224776B1 HU 224776 B1 HU224776 B1 HU 224776B1 HU 9903572 A HU9903572 A HU 9903572A HU P9903572 A HUP9903572 A HU P9903572A HU 224776 B1 HU224776 B1 HU 224776B1
- Authority
- HU
- Hungary
- Prior art keywords
- outlet
- flow
- reactor
- refrigerant
- flow stabilizer
- Prior art date
Links
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 claims description 71
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 claims description 55
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 26
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 26
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 24
- 230000000087 stabilizing effect Effects 0.000 claims description 11
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 6
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 claims 6
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 claims 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 27
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 12
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 12
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 8
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 8
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 8
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 239000000284 extract Substances 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 238000010348 incorporation Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements 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
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/04—Means for controlling flow of coolant over objects being handled; Means for controlling flow of coolant through channel being serviced, e.g. for preventing "blow-out"
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Heat Treatment Of Strip Materials And Filament Materials (AREA)
Description
(57) Kivonat
A találmány tárgya atomreaktorhoz való reaktorburok (10), amelynek hűtőközeggel átjárt és fűtőanyagot tartalmazó tartományt magában foglaló függesztett hasadóanyag-tartálya (30), valamint a fűtőanyagot tartalmazó tartomány felett elhelyezkedő, a reaktorburok (10) oldalfalában kiképzett legalább egy kifolyócsonkkal (12) folyadékosán közlekedő és a különálló áramokként áramló hűtőközeg kifolyócsonknál (12) ütköző áramait befoglaló felső dómja van.
A találmány szerinti reaktorburok (10) lényege, hogy a felső dóm áramlásstabilizáló elemet (1) foglal magában, amely áramlásstabilizáló elemnek (1) egy, a hasadóanyag-tartály (30) közelében és a fűtőanyagot tartalmazó tartományon kívüli térrészben, felső hasadóanyag-határoló lemezen (21) elrendezett és a kifolyócsőnk (12) helyzeténél alacsonyabb magasságig terjedő perforálatlan tagja van, továbbá az áramlásstabilizáló elem (1) a hűtőközegáramok különálló voltának fenntartását elősegítőn és ezáltal az áramok kifolyócsonknál (12) történő ütközését megakadályozón van elhelyezve.
HU 224 776 Β1
A leírás terjedelme 18 oldal (ezen belül 10 lap ábra)
HU 224 776 Β1
A jelen találmány tárgya atomreaktorokhoz, speciálisan nyomott vizes reaktorhoz való reaktorburok belső szerkezetének részét képező, a reaktorburok felső dómjában, kifolyócsonkok közelében elrendezett és a kifolyócsonkokhoz közeli tartományban hűtőközegáramot stabilizáló áramlásstabilizáló elemek kialakítása és elrendezése.
A nyomott vizes reaktorban a fűtőelemek és a hűtőközeg között hőcserélő folyamat játszódik le. A nyomott vizes reaktort alkalmazó erőműben az atomreaktor aktív zónájába könnyűvizet vezetnek, ami egyrészt hűtőközegként szolgál, másrészt a maghasadás során felszabaduló energiát felvéve magas hőmérsékletre melegszik. A felhevített könnyűvizet az aktív zónából kivezetik, gőzfejlesztés céljából gőzfejlesztő egységbe továbbítják, majd az abban fejlesztett gőzt az aktív zóna hűtőrendszerétől egy fizikailag elválasztott gőzfelhasználó rendszerbe áramoltatják, ahol a gőzzel gőzturbinát, valamint ez utóbbihoz meghajtottan csatlakoztatott villamosáramgenerátor-forgólapátot forgatnak, és ezáltal villamos áramot fejlesztenek.
A találmány szerinti megoldás könnyebb megértése érdekében a következőkben először a napjainkban alkalmazott atomreaktorok egyik legelterjedtebb, úgynevezett nyomott vizes változatának belső felépítését ismertetjük a 8. ábra alapján. Amint azt a 8. ábra mutatja, az atomreaktor 10 reaktorburkán belül az atomreaktor aktív zónájának szerkezeti elemei, fűtőelemkötegek, szabályozórudak, szabályozórúd-kötegek vezetőhüvelyei, tartóelemek, valamint további alkatrészek vannak elrendezve. Az atomreaktor hűtőközegeként szolgáló könnyűvíz be-, illetve kivezetésére a reaktor 10 reaktorburkán, annak szerves részeként 11 befolyócsonkok és 12 kifolyócsonkok vannak kiképezve, míg a reaktor 10 reaktorburkán belül 30 hasadóanyag-tartály van függőlegesen felfüggesztve. A 11 befolyócsonkok, illetve a 12 kifolyócsonkok száma megegyezik a hűtőközeg cirkulációs köreinek számával, amely szám az atomreaktor kimeneti teljesítményétől függ. Az esetek többségében a 11 befolyócsonkok, illetve a 12 kifolyócsonkok száma kettő és négy közé esik.
Példának okáért egy nagy teljesítményű erőmű esetén, figyelembe véve a hűtőrendszerben alkalmazott szivattyúk és gőzfejlesztő teljesítményét, valamint ezeknek az egyetlen burkolaton belül történő elrendezése kapcsán felmerülő korlátozásokat, általában több hűtőközeg-cirkulációs kört alkalmaznak. Más szavakkal, az alkalmazott hűtőközeg-cirkulációs körök számát a kimeneti teljesítmény függvényében választják meg. Mivel a nagy kimeneti teljesítménnyel rendelkező erőművek atomreaktorai négy hűtőközeg-cirkulációs körrel rendelkeznek, a 11 befolyócsonkok és a 12 kifolyócsonkok száma szintén négy. A 11 befolyócsonkokat, valamint a 12 kifolyócsonkokat az atomreaktor 10 reaktorburkán egymástól adott távolságban, a 10 reaktorburokból kifelé irányulón képezik ki. A 30 hasadóanyag-tartály alsó részén 32 aljlemezt, valamint alsó 31 hasadóanyag-határoló lemezt rendeznek el vízszintes helyzetben. A 10 reaktorburkon belül a 32 aljlemez alatt alsó 41 dóm található.
A 31 hasadóanyag-határoló lemezre nagyszámú, fűtőanyaggal töltött, egymással szomszédos, a reaktor aktív zónáját (vagy fűtőanyagot tartalmazó tartományát) képező 33 fűtőelemköteg van felszerelve. A 33 fűtőelemkötegek fölött felső 21 hasadóanyag-határoló lemez helyezkedik el, amit felső 23 tartóoszlopok beiktatásával 20 fedőlemez tart. A 33 fűtőelemkötegeket a hasadóanyag-határoló lemez lefelé nyomja, így a 33 fűtőelemkötegek az áramló hűtőközegben fellépő felhajtóerő hatására felfelé irányuló elmozdulást nem végezhetnek. A felső 21 hasadóanyag-határoló lemez felső felületére rögzítőcsapok vagy ehhez hasonló elemek (az ábrán ezeket nem tüntettük fel) segítségével alsó végeiknél fogva szabályozórúd-kötegek 22 vezetőhüvelyei vannak felerősítve. A szabályozórúd-kötegek vezetőhüvelyei felfelé terjednek és túlérnek a 20 fedőlemezen. A (8. ábrán szintén nem ábrázolt) szabályozórúd-kötegeknek az aktív zónából történő kihúzásával vagy az abba történő becsúsztatásával az atomreaktor hőtermelését szabályozzák.
A felső 21 hasadóanyag-határoló lemez, valamint a fedőlemez a teherbírás és a szerkezeti szilárdság biztosítása érdekében az aktív zónát tartó felső 23 tartóoszlopokkal egymáshoz van erősítve. A 20 fedőlemezen túlnyúló szabályozórúd-kötegek 22 vezetőhüvelyei hozzá vannak erősítve a 20 fedőlemezhez. Ennek következtében a szabályozórúd-kötegek 22 vezetőhüvelyei oldalirányban vagy keresztirányban nem mozdulhatnak vagy tolódhatnak el. Az egymáshoz erősített hasadóanyag-határoló lemez és 20 fedőlemez között felső 40 dóm található.
A következőkben az atomreaktor 10 reaktorburkán belül hűtőközegként használt könnyűvíznek az előbbiekben vázolt szerkezeti elemek közötti áramlását ismertetjük részletesen. A 11 befolyócsonkokon keresztül az atomreaktor 10 reaktorburkán belülre bevezetett alacsony hőmérsékletű könnyűvíz a 8. ábrán nyilakkal jelölt irányokban áramlik, azaz először a 30 hasadóanyag-tartály külső, valamint a reaktor 10 reaktorburkának belső felülete közötti gyűrű alakú térben lefelé, majd ezt követően az alsó 41 dómban felfelé. Ezt követően a könnyűvíz a 32 aljlemezen és az alsó 31 hasadóanyag-határoló lemezen történő áthaladása után bejut magába az aktív zónába, ahol lényegében párhuzamosan felfelé áramlik. A könnyűvíz az aktív zónán való áthaladása közben felveszi a 33 fűtőelemkötegekben elrendezett fűtőelemrudak által termelt hőt, aminek eredményeként hőmérséklete megemelkedik. A felső 21 hasadóanyag-határoló lemezen való áthaladást követően a könnyűvíz áramlási iránya vízszintesre vagy keresztirányúra változik, majd a könnyűvíz ezután a 12 kifolyócsőnkön keresztül a 10 reaktorburkot elhagyja és 42 elvezetőcsövön keresztül (egy, a 8. ábrán szintén nem ábrázolt) gőzfejlesztőbe jut.
Részletesebben, a felső 21 hasadóanyag-határoló lemez fölötti felső 40 dómban a könnyűvíz az aktív zóna központi tartományából a 30 hasadóanyag-tartály belső felületéhez sugárirányban kifelé, majd ezt követően az aktív zóna külső tartományában a 30 hasadóanyag-tartály belső felülete mentén a 12 kifolyócsőnk felé áram2
HU 224 776 Β1 lik. A könnyűvíz egy része a 30 hasadóanyag-tartály belső felülete mentén meghatározott irányban, míg fennmaradó része a 30 hasadóanyag-tartály belső felülete mentén az előző iránnyal ellentétes irányban áramlik. Ily módon a felső 40 dómnak a 12 kifolyócsőnk közelébe, de annál lejjebb eső régiójában az ellenkező irányú könnyűvízáramok egymással összeütköznek. Az ütközést követően a könnyűvíz áramlási irányai oly módon változnak, hogy a könnyűvíz a 12 kifolyócsőnk irányába, felfelé áramolják. Ennek eredményeként a könnyűvíz áramlása a 12 kifolyócsőnk közelébe eső térrészben az előbb említett ütközés, továbbá az örvények vagy forgók formájában jelentkező turbulencia következtében instabil.
A korábban említett, négy hűtőközeg-cirkulációs körrel rendelkező erőműben alkalmazott atomreaktor 10 reaktorburka olyan, hogy azon a 12 kifolyócsonkok a primer hűtőkör felépítésének, valamint a reaktor házának lecsökkentett mérete, illetve az ehhez hasonló okokból fellépő korlátozások következtében páronként egymás mellett vannak kiképezve, amint azt a 9. és 10. ábra mutatják. Ennek következtében a 30 hasadóanyag-tartály belső felülete mentén áramló könnyűvíz egy része a 12 kifolyócsonkok kivezetőnyílásai alatt keresztirányú áramlást végez, és ily módon ugyancsak ütközik a szomszédosán elhelyezkedő 12 kifolyócsonkok közötti térrészben áramló hűtőközegáramokkal. Az ütközés hatására a könnyűvíz áramlási iránya oly módon változik meg, hogy az ütközés után az áramlás felfelé irányuljék. Mindazonáltal az örvények vagy forgók, illetve a két cirkulációs kör áramlási sebessége közötti különbség hatására fellépő turbulenciák hatására a 12 kifolyócsonkokon keresztül a könnyűvíz csak ritkán áramlik mindkét cirkulációs körbe egyenletesen, így a 12 kifolyócsonkok közelében elkerülhetetlenül egy áramlástanilag instabil, torlódásos térrész alakul ki, amelynek eredményeként a 12 kifolyócsonkokba beáramló könnyűvíz áramlási viselkedése bonyolulttá és instabillá válik.
Megjegyezzük továbbá, hogy a fűtőanyagot tartalmazó tartomány hőmérséklet-eloszlása miatt a felső 40 dómban réteges áramlás alakul ki, amelynél a viszonylag magas hőmérsékletű hűtőközeg felül, míg a viszonylag alacsony hőmérsékletű hűtőközeg alul áramlik. Másként kifejezve, a felső 40 dómban a függőleges irány mentén egymásra rétegződött, különböző hőmérsékletű hűtőközegáramok alakulnak ki. Ily módon az aktív zóna felső 21 hasadóanyag-határoló lemezének felső felülete közelében, vagy közvetlenül a mentén, illetve a 30 hasadóanyag-tartály belső felülete mentén áramló hűtőközeg viszonylag alacsony hőmérsékletű lesz.
Az előzőekben ismertetett okok miatt az instabil, alacsony hőmérsékletű hűtőközegáram a 12 kifolyócsőnkhöz csatlakoztatott 42 elvezetőcsőben áramló hűtőközeg hőmérsékletében ingadozásokat vagy eltéréseket eredményez, ami rendkívül hátrányos, ha az atomreaktor átlagos hőmérsékletét a 12 kifolyócsőnkhöz csatlakoztatott 42 elvezetőcsőben áramló hűtőközeg hőmérsékletének mérésével határozzák meg.
Az US-4,681,728 számú amerikai egyesült államokbeli szabadalom a fentiekkel összhangban álló típusú reaktort ismertet, azzal a különbséggel, hogy esetében a reaktorban lévő szabályozó- és grafitrudak a hűtőközegárammal szembeni védelem céljából vezetőlemezek sorozataival egymáshoz kapcsolt oszlopszerű védőelemekben helyezkednek el, amely védőelemek a fűtőanyagot tartalmazó tartomány felett találhatók. Továbbmenve, a fűtőanyagot tartalmazó tartományból érkező hűtőközeg ezen védőelemeken belül áramlik.
Az előzőek fényében tehát a jelen találmánnyal célunk olyan, hagyományos nyomott vizes atomreaktorokhoz való reaktorburok kifejlesztése, amely reaktorburok belső szerkezeti elemeinek kialakításával és elrendezésével az egyes kifolyócsonkok közelébe eső térrészekben a hűtőközeg áramlását stabilizálhatjuk, továbbá amelyekkel az elvezetőcsőben áramló hűtőközeg hőmérsékletének mérésekor fellépő nehézségeket teljesen kiküszöbölhetjük vagy legalábbis mérsékelhetjük.
Ennek megfelelően kitűzött célunkat olyan atomreaktorhoz való reaktorburok létrehozásával értük el, amelynek hűtőközeggel átjárt és fűtőanyagot tartalmazó tartományt magában foglaló függesztett hasadóanyag-tartálya, valamint a fűtőanyagot tartalmazó tartomány felett elhelyezkedő, a reaktorburok oldalfalában kiképzett legalább egy kifolyócsonkkal folyadékosán közlekedő és a különálló áramokként áramló hűtőközeg kifolyócsonknál ütköző áramait befoglaló felső dómja van, továbbá amelynél a felső dóm áramlásstabilizáló elemet foglal magában, amely áramlásstabilizáló elemnek egy, a hasadóanyag-tartály közelében és a fűtőanyagot tartalmazó tartományon kívüli térrészben, felső hasadóanyag-határoló lemezen elrendezett és a kifolyócsőnk helyzeténél alacsonyabb magasságig terjedő perforálásán tagja van, ahol az áramlásstabilizáló elem a hűtőközegáramok különálló voltának fenntartását elősegítőn és ezáltal az áramok kifolyócsonknál történő ütközését megakadályozón van elhelyezve.
Ezen megoldással a felső dómban a kifolyócsőnk alatt, a hasadóanyag-tartály közelében áramló felhevített hűtőközegáramokat vagy -áramlatokat az említett áramlásstabilizáló elemmel anélkül irányíthatjuk egyenletesen felfelé, hogy azok egymással ütköznének. Ily módon a kifolyócsőnk közelében elkerülhetjük a hűtőközeg instabil áramlásait, valamint kiküszöbölhetjük a kifolyócsőnkhöz csatlakoztatott elvezetőcsőben áramló felmelegített hűtőközeg hőmérséklet-ingadozásait, minek eredményeként az előbbiekben említett átlagos hőmérséklet mérése stabilabban és megbízhatóbban végezhető el. Továbbmenve, mivel az áramlásstabilizáló elem a kifolyócsonknál mélyebben helyezkedik el, a rá ható hidrodinamikai terhelés is csökkenthető, amivel az atomreaktor belső szerkezetének időállóságát fokozhatjuk.
A találmány szerinti megoldás egyik előnyös példaként! kiviteli alakjánál az áramlásstabilizáló elemet a kifolyócsőnk kivezetőnyílásának közelében oly módon rendezzük el, hogy felső vége a kifolyócsőnk kivezetőnyílása alatt helyezkedjék el. Ezen elrendezéssel a hasadóanyag-tartály közelében, a felső dóm alsóbb tarto3
HU 224 776 Β1 mányában áramló felmelegített hűtőközegáramokat a kifolyócsőnk alsó részétől a kifolyócsőnk irányába tereljük, amivel a kifolyócsonkba belépő felmelegített hűtőközegáramot tovább stabilizálhatjuk.
A találmánnyal kidolgozott megoldás egy lehetséges másik előnyös kiviteli alakjánál az áramlásstabilizáló elemet közvetlenül a kifolyócsőnk kivezetőnyílásának középső tartománya alatt rendezzük el. Ezen elrendezéssel a hasadóanyag-tartály közelében, a felső dóm valamely alsóbb tartományában áramló felmelegített hűtőközegáramot az áramlásstabilizáló elem mindkét oldalán, ütközés nélkül terelhetjük egyenletesen a kifolyócsonkba, amivel a felmelegített hűtőközegáramot még tovább stabilizálhatjuk.
Az általunk kidolgozott megoldás négy darab hűtőközeg-cirkulációs körrel ellátott erőműben alkalmazott atomreaktor esetén ugyancsak alkalmazható. Ebben az esetben a rövid áramlásstabilizáló elemeket lényegében a két szomszédos kifolyócsőnk közötti távolság felénél rendezzük el. Egy olyan elrendezéssel, ahol az áramlásstabilizáló elemek a négy hűtőközeg-cirkulációs körrel ellátott erőműben alkalmazott reaktorban a szomszédos kifolyócsonkok között helyezkednek el, elkerülhető a hasadóanyag-tartály közelében, a felső dóm valamely alsóbb tartományában áramló felmelegített hűtőközegáramok ütközése, és ily módon az egyes cirkulációs körök kifolyócsonkjaiba áramló hűtőközegáramok lényegesen stabilabbá tehetők.
Továbbmenve, a szóban forgó áramlásstabilizáló elem úgy van méretezve, hogy felső vége a felső hasadóanyag-határoló lemez felső felülete és a kifolyócsőnk kivezetőnyílásának legalsó része közötti távolság felezőpontja, valamint a kivezetőnyílás legalsó része által kijelölt tartományba esik. A rövid áramlásstabilizáló elem ezen méretezés mellett a felmelegített hűtőközegáram kifolyócsőnk felé vezető útját nem torlaszolja el, ráadásul a rövid áramlásstabilizáló elemre ható hidrodinamikai terhelés is csökkenthető, amivel az atomreaktor belső szerkezetének időállóságát fokozhatjuk. Továbbmenve, az áramlásstabilizáló elem rövid hossza megkönnyíti annak beszerelés alatti kezelését, így az említett áramlásstabilizáló elem a napjainkban már létező és működő reaktorokba is beszerelhető.
A találmány szerinti atomreaktorhoz való reaktorburok belső szerkezeti elemét képező áramlásstabilizáló elem további jellemzőit és járulékos előnyeit a továbbiakban a csatolt rajzra hivatkozással ismertetjük részletesen, ahol az
1. ábra a belső szerkezeti elem egyik lehetséges példakénti kiviteli alakjával felszerelt nyomott vizes reaktor központi részének vázlatos hosszmetszete, amelyen a jobb áttekinthetőség kedvéért néhány alkatrészt nem tüntettünk fel; a
2. ábra a belső szerkezeti elem egy lehetséges újabb példakénti kiviteli alakjával felszerelt, négy hűtőközeg-cirkulációs körrel ellátott erőműben alkalmazott atomreaktor központi része egyik felének vázlatos felülnézete; a
3. ábra a 2. ábrán vázolt atomreaktor reaktorburka egy részletének térbeli rajza, ahol az általunk kidolgozott rövid áramlásstabilizáló elemek szomszédos kifolyócsonkok közelében vannak elrendezve; a
4. ábra a négy hűtőközeg-cirkulációs körrel ellátott erőműben alkalmazott atomreaktor vázlatos felülnézete, amely a belső szerkezeti elemeknek a felső dómban való elrendezését, továbbá a hűtőközegnek a kifolyócsonkok közelében megfigyelhető áramlási viselkedését szemlélteti; az
5. ábra a 2. ábrán vázolt atomreaktor vázlatos oldalnézete, amely a hűtőközeg áramlási viselkedését szemlélteti a szomszédos kifolyócsonkok közelében; a
6. ábra a három hűtőközeg-cirkulációs körrel felszerelt erőműben alkalmazott atomreaktor központi részének vázlatos felülnézete, ahol a reaktorburok a belső szerkezeti elem egy lehetséges újabb példakénti kiviteli alakjával van felszerelve, és amely ábráról a jobb áttekinthetőség kedvéért bizonyos alkatrészeket egyszerűen elhagytunk; a
7. ábra a 6. ábrán vázolt atomreaktor egyik kifolyócsonkjának közelébe eső tartomány térbeli rajza; a
8. ábra a napjainkban elterjedten alkalmazott, hagyományos nyomott vizes atomreaktor központi részének vázlatos hosszmetszete; a
9. ábra a napjainkban alkalmazott, négy hűtőközeg-cirkulációs körrel üzemeltethető nyomott vizes reaktorok egyik felének vázlatos felülnézete, amelyen a felső dómban elhelyezkedő szerkezeti elemek, valamint a hűtőközegnek a kifolyócsonkok közelében tekintett áramlási viselkedése is fel van tüntetve; míg a
10. ábra a hűtőközeg-áramlási viselkedését ábrázolja oldalnézetben a hagyományos, négy hűtőközeg-cirkulációs körrel ellátott nyomott vizes reaktorok szomszédos kifolyócsonkjai környezetében.
A leírás további részében az egyes ábrák hasonló hivatkozási jelei hasonló vagy egymással megegyező szerkezeti elemekre utalnak. A „jobbra”, „balra”, „felső”, „alsó és ezekhez hasonló kifejezéseket csupán kényelmi okokból használjuk, azoknak semmilyen korlátozó értelmük nincsen.
Az 1. ábra a találmány szerinti atomreaktorba beépíthető áramlásstabilizáló elem egyik lehetséges példakénti kiviteli alakjával felszerelt nyomott vizes reaktor általános felépítését mutatja vázlatosan, hosszmetszetben. Az 1. ábrán bizonyos alkatrészeket a jobb áttekinthetőség kedvéért nem tüntettünk fel. Az 1. ábrán vázolt nyomott vizes reaktor belső szerkezete vagy felépítése - az alkatrészek többségét tekintve - lényegében megegyezik a korábbiakban bemutatott hagyomá4
HU 224 776 Β1 nyos nyomott vizes reaktornak a 8. ábra kapcsán ismertetett belső szerkezetével, illetve felépítésével. Ennek megfelelően, az 1. ábrán látható atomreaktor belső szerkezetének ismételt bemutatása szükségtelen. Az
1. ábrán vázolt belső felépítéssel rendelkező nyomott vizes reaktor a hagyományos nyomott vizes reaktoroktól abban különbözik, hogy a felső 40 dómba, a fűtőanyagot tartalmazó tartományon kívülre, a 30 hasadóanyag-tartály belső felülete mentén terjedő térrészben, a 12 kifolyócsonknál mélyebb helyzetben egy rövid, 1 áramlásstabilizáló elemként funkcionáló szerkezeti elem van beszerelve. Itt és a továbbiakban a „fűtőanyagot tartalmazó tartományon kívül” megjelölés azon térrészre utal, amely a felső 40 dómban a felső 21 hasadóanyag-határoló lemez felső lapjánál terül el, és a 33 fűtőelemkötegeket tartalmazó tartományon (melynek síkbeli vetületét a 2. ábrán kettős pontozott vonallal tüntettük fel) kívül terjed, továbbá amelynek külső határa az aktív zóna külső határával esik egybe. Továbbmenve, „a 12 kifolyócsőnknél mélyebb helyzetben” megjelölés arra utal, hogy az 1 áramlásstabilizáló elem felső vége a felső 40 dómba beszerelt állapotában a 12 kifolyócsőnk kivezetőnyílásának legalsó szélénél mélyebben helyezkedik el.
A 2. és 3. ábrán a jelen találmány szerinti atomreaktor egy lehetséges újabb kiviteli alakja látható, amely speciálisan négy hűtőközeg-cirkulációs körrel megépített erőműben alkalmazható. Amint a 2. ábráról látható, a rövid belső szerkezeti elemek 1 áramlásstabilizáló elemekként funkcionálnak. A 2. ábra a szóban forgó reaktor központi részének valamelyik felét szemlélteti vázlatosan felülnézetben, míg a 3. ábra a reaktor azon részletét mutatja térben, ahová a 12 kifolyócsonkok közelében a rövid 1 áramlásstabilizáló elemeket beszereltük. Amint azt a 2. és 3. ábra mutatja, az 1 áramlásstabilizáló elemekként funkcionáló rövid szerkezeti elemeket a fűtőanyagot tartalmazó tartományon kívül terjedő térrészben, a 30 hasadóanyag-tartály belső felületének közelében rendeztük el. Pontosabban szólva, az 1 áramlásstabilizáló elemeket a felső 21 hasadóanyag-határoló lemezre a felső 40 dómban a 33 fűtőelemkötegeket tartalmazó tartományon kívül eső vagy azon túlnyúló térrészben (melynek síkbeli vetületét a 2. és 3. ábrán dupla pontozott vonalakkal tüntettük fel), a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső falához közeli helyen erősítettük fel. Megjegyezzük azonban, hogy az 1 áramlásstabilizáló elemet hőtágulásának figyelembevétele mellett a gyakorlatban a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső falától meghatározott távolságban szereljük fel. Továbbmenve, az 1 áramlásstabilizáló elemet olyan helyzetben rögzítjük, hogy felső vége a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásának legalsó szélénél mélyebben helyezkedjék el. Ezen elrendezéssel a felső 40 dómnak a 12 kifolyócsonkok 12a kivezetőnyílásai alatt elhelyezkedő tartományaiban rendkívül hatékonyan stabilizálhatjuk a hűtőközeg áramlását, továbbá csökkenthetjük az 1 áramlásstabilizáló elemre ható hidrodinamikai terhelést is.
Az 1 áramlásstabilizáló elem hosszát oly módon választjuk meg, hogy annak felső vége a felső 21 hasadóanyag-határoló lemezre való felerősítést követően a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásának legalsó szélénél mélyebben helyezkedjék el. Pontosabban szólva, az 1 áramlásstabilizáló elemet előnyösen úgy méretezzük, hogy felső vége felső 21 hasadóanyag-határoló lemez felső felülete és a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyflásának legalsó része közötti távolság felezőpontja, valamint a 12a kivezetőnyílás legalsó része által kijelölt tartományba esik. Amennyiben az 1 áramlásstabilizáló elem felső vége a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásának legalsó részénél magasabban helyezkedik el, úgy a felső 40 dómban a reaktor aktív zónájának középső tartományából a 12 kifolyócsőnk irányában áramló hűtőközeggel szembeni áramlási ellenállás, továbbá az 1 áramlásstabilizáló elemre ható hidrodinamikai terhelés megnövekszik, ami végső soron hátrányosan befolyásolja az atomreaktor belső felépítésének mechanikai vagy szerkezeti szilárdságát. Ha az 1 áramlásstabilizáló elem hossza ugyanakkor túlságosan rövid, a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső fala mentén áramló hűtőközeg áramlásának stabilizálása válik nehézzé. Ezen okokból kifolyólag tehát az 1 áramlásstabilizáló elemet úgy kell méreteznünk, hogy annak hossza éppen az előbbiekben meghatározott tartományba essék.
Az 1 áramlásstabilizáló elemet a reaktorba az 1 áramlásstabilizáló elemhez hozzáerősített 2 tartókar segítségével szereljük be úgy, hogy a 2 tartókart oldható kötőelemekkel, előnyösen 3 anyás csavarokkal a felső 21 hasadóanyag-határoló lemezhez csavarozzuk. Az 1 áramlásstabilizáló elemek rövid hossza, illetve azoknak a felső 21 hasadóanyag-határoló lemezre való egyszerű felszerelhetősége az 1 áramlásstabilizáló elemeknek már létező nyomott vizes reaktorokba történő beszerelését is megkönnyíti.
A következőkben a 4. és 5. ábra kapcsán a hűtőközeg áramlási viselkedését mutatjuk be a 12 kifolyócsonkok közelében olyan belső felépítés mellett, ahol a rövid 1 áramlásstabilizáló elemek az előbb ismertetettnek megfelelő helyzetben vannak a felső 40 dómba beszerelve. A 4. ábra az atomreaktor egyik felének vázlatosan ábrázolt felülnézete, amely a felső 40 dómban lévő szerkezeti elemek elhelyezkedését, valamint a hűtőközegnek a 12 kifolyócsonkok közelében való áramlását mutatja, míg az 5. ábra a szomszédos 12 kifolyócsonkok közelében áramló hűtőközeg áramlási viselkedését szemlélteti. Amint a 4. és 5. ábrákról látható, a hűtőközeg először a felső 21 hasadóanyag-határoló lemez felső felülete mentén az aktív zóna középső tartományából sugárirányban kifelé a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső fala irányában, majd ezt követően a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső fala mentén, az aktív zóna külső határvonalán kívülre eső térrészben a 12 kifolyócsonkok felé áramlik, ahol a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső fala mentén érkező hűtőközeg vagy könnyűvíz egy része a 12 kifolyócsőnk alá áramlik. Ennek megfelelően, ha az 1 áramlásstabilizáló elemként funkcionáló rövid szerkezeti elemet a hagyományos reaktoroknál megszokott módon nem szerelnénk be, az ellentétes irányban áramló hűtőközegáramok a szomszédos 12 kifolyócsonkok közötti térrészben egymással ütköznének.
HU 224 776 Β1
Ha azonban a rövid 1 áramlásstabilizáló elemet a korábban ismertetett módon a 12 kifolyócsonkoknál mélyebbre beszereljük, a 30a belső fal mentén áramló hűtőközeg F áramai az 1 áramlásstabilizáló elemek által kifejtett terelőhatás következtében zavartalanul áramolhatnak a 12 kifolyócsonkok 12a kivezetőnyílásaiba, amint azt az 5. ábra szemlélteti. Továbbmenve, az 1 áramlásstabilizáló elemek között kialakuló S torlódási zóna kiterjedése csökken, és a benne áramló hűtőközeg a két 1 áramlásstabilizáló elem által kifejtett kényszerhatás következtében egyenletesen felfelé áramlik a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásába. Ennek megfelelően, a 12 kifolyócsonkba belépő hűtőközegáram stabilizálható, aminek eredményeként a 12 kifolyócsőnkhöz csatlakoztatott 42 elvezetőcsőben áramló hűtőközeg hőmérséklet-ingadozásai hatékonyan kiküszöbölhetők. A 12 kifolyócsőnkhöz csatlakoztatott 42 elvezetőcsőben a 12 kifolyócsőnk, valamint a felső 40 dóm áramlási viselkedését modellező bemutató kísérletben végzett hőmérsékletingadozás- vagy hőmérsékletváltozás-mérések eredményei azt mutatják, hogy az 1 áramlásstabilizáló elemekkel felszerelt atomreaktorhoz csatlakoztatott 42 elvezetőcsőben mérhető hőmérséklet-ingadozás teljesen kiküszöbölhető vagy legalábbis mintegy felére csökkenthető olyan atomreaktorokhoz viszonyítva, amelyekbe az 1 áramlásstabilizáló elemek nem kerültek beszerelésre.
A találmány szerinti 1 áramlásstabilizáló elemet hengeres alakú, belül üreges cső formájában alakítjuk ki, mivel az ilyen 1 áramlásstabilizáló elem kis tömegű és viszonylag olcsón előállítható. Az 1 áramlásstabilizáló elem mindazonáltal tetszőleges, a célnak megfelelő alakú lehet. Mindaddig, amíg vele a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső fala mentén áramló hűtőközeg F árama az előbbiekben bemutatott módon stabilizálható, az 1 áramlásstabilizáló elem különböző kiviteli alakokban, például tömör hengeres vagy szögletes formában, lemezszerű felépítésben, prizma vagy ehhez hasonló formában egyaránt kialakítható.
A találmány szerinti atomreaktorba beépíthető 1 áramlásstabilizáló elem egy lehetséges újabb példaként! kiviteli alakja két vagy három cirkulációs körrel ellátott erőműben alkalmazott atomreaktorhoz kapcsolódik. Megjegyezzük, hogy a következőkben ismertetendő kiviteli alak a korábbiakban tárgyalt négykörös erőművekben alkalmazott atomreaktorokban is alkalmazható. A 6. ábra egy háromkörös erőműben alkalmazott atomreaktor központi részét mutatja vázlatosan felülnézetben, ahol az áttekinthetőség kedvéért bizonyos alkatrészeket nem tüntettünk fel, míg a 7. ábra a felső 40 dóm 12 kifolyócsonkok közelébe eső részletének térbeli rajza. Az 1 áramlásstabilizáló elem alakja és hossza lényegében ezen kiviteli alak esetén is megegyezik a korábban bemutatott 1 áramlásstabilizáló elemek alakjával és hosszával, vagyis azok részletes ismertetése szükségtelen. A találmány szerinti reaktorburok ezen újabb kiviteli alakjának belső felépítése a korábban ismertetett reaktorburkok belső felépítésétől abban különbözik, hogy jelen esetben a 12 kifolyócsonkok egymással nem szomszédosán helyezkednek el.
A 6. és 7. ábrán szemléltetett kiviteli alaknál az 1 áramlásstabilizáló elem a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásának középső tartománya alatt, a 30 hasadóanyagtartály 30a belső fala közelében helyezkedik el. Amint azt korábban már említettük, egy olyan elrendezés, ahol az 1 áramlásstabilizáló elem a 30 hasadóanyagtartály 30a belső falának közelében van, jelentős mértékben csökkenti az 1 áramlásstabilizáló elemre ható hidrodinamikai terhelést, továbbá stabilizálja a felső 40 dómban a 12 kifolyócsőnk alatti tartományban kialakuló F áramot.
A következőkben a hűtőközeg áramlási viselkedését mutatjuk be a 12 kifolyócsőnk közelében a reaktorburok 6. és 7. ábrán vázolt kiviteli alakja esetében. A 30 hasadóanyag-tartály 30a belső fala mentén egymással szemben áramló hűtőközegáramok általában a 12 kifolyócsőnk alatt ütköznek. Mivel azonban az 1 áramlásstabilizáló elem a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyilásának középső tartománya alatt helyezkedik el, az általa kifejtett terelőhatással a 30 hasadóanyag-tartály 30a belső fala mentén áramló hűtőközegáramokat az 1 áramlásstabilizáló elem mindkét oldalán egyenletesen felfelé kényszeríti. A hűtőközeg ily módon egyenletesen áramolhat a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásába. Más szavakkal, a 30a belső fal mentén a 12 kifolyócsőnk alatt egymással szemben áramló hütőközegáramok ütközése hatékonyan kiküszöbölhető, így a 12 kifolyócsonkba beömlő hűtőközegáram stabilizálható, aminek eredményeként a 12 kifolyócsőnkhöz csatlakoztatott 42 elvezetőcsőben mérhető hőmérséklet-ingadozások megszüntethetők. Habár a 6. és 7. ábrán bemutatott kiviteli alaknál az 1 áramlásstabilizáló elem a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásának középső tartománya alá van felszerelve, az 1 áramlásstabilizáló elem gyakorlatilag a 12 kifolyócsőnk alá, a 12 kifolyócsőnk szélességében terjedő tartomány bármely pontjára felszerelhető. Ami lényeges, az az, hogy a 12 kifolyócsőnk alatti tartományban a hűtőközegáramok ütközését elkerüljük, mert a hűtőközegnek a 12 kifolyócsonkba történő beáramlása ezáltal stabilizálható. Ennek megfelelően azon esetekben, amikor az 1 áramlásstabilizáló elemet a kialakításából fakadó korlátozások következtében a 12 kifolyócsőnk középső tartománya alá nem szerelhetjük fel, a 12 kifolyócsőnk 12a kivezetőnyílásának felezőegyenesétől meghatározott értékkel távolabbra is felszerelhetjük. Mindazonáltal az 1 áramlásstabilizáló elem ezen új helyének a 12 kifolyócsőnk alá, a 12 kifolyócsőnk szélességében terjedő tartományba kell esnie. Vagyis az atomreaktorba beépíthető 1 áramlásstabilizáló elem minden nehézség nélkül beszerelhető már létező atomreaktorokba is.
Az előzőekben a találmány szerinti reaktorburok lehetséges példaként! kiviteli alakjait ismertettük részletesen a csatolt ábrákhoz kapcsolódóan. Mindazonáltal megjegyezzük, hogy a találmány tárgya nem korlátozódik csupán a bemutatott kiviteli alakokra, és a területen járatos szakember annak további változatait és módosításait is egyszerűen megvalósíthatja anélkül, hogy találmányunk lényegét és az igényelt oltalmi kört meghaladná.
HU 224 776 Β1
Claims (6)
- SZABADALMI IGÉNYPONTOK1. Reaktorburok atomreaktorhoz, amelynek hűtőközeggel átjárt és fűtőanyagot tartalmazó tartományt magában foglaló függesztett hasadóanyag-tartálya (30), valamint a fűtőanyagot tartalmazó tartomány felett elhelyezkedő, a reaktorburok (10) oldalfalában kiképzett legalább egy kifolyócsonkkal (12) folyadékosán közlekedő és a különálló áramokként áramló hűtőközeg kifolyócsőnknél (12) ütköző áramait befoglaló felső dómja (40) van, azzal jellemezve, hogy a felső dóm (40) áramlásstabilizáló elemet (1) foglal magában, amely áramlásstabilizáló elemnek (1) egy, a hasadóanyag-tartály (30) közelében és a fűtőanyagot tartalmazó tartományon kívüli térrészben, felső hasadóanyag-határoló lemezen (21) elrendezett és a kifolyócsőnk (12) helyzeténél alacsonyabb magasságig terjedő perforálatlan tagja van, továbbá az áramlásstabilizáló elem (1) a hűtőközegáramok különálló voltának fenntartását elősegítőn és ezáltal az áramok kifolyócsőnknél (12) történő ütközését megakadályozón van elhelyezve.
- 2. Az 1. igénypont szerinti reaktorburok, azzal jellemezve, hogy az áramlásstabilizáló elem (1) a kifolyócsőnk (12) kivezetőnyílása (12a) alatt helyezkedik el.
- 3. A 2. igénypont szerinti reaktorburok, azzal jellemezve, hogy az áramlásstabilizáló elem (1) közvetlenül a kifolyócsőnk (12) kivezetőnyílásának (12a) középső tartománya alatt helyezkedik el.
- 4. A 2. igénypont szerinti reaktorburok, azzal jellemezve, hogy az áramlásstabilizáló elem (1) két szomszédos kifolyócsőnk (12) közötti távolság felezőpontjában helyezkedik el.
- 5. A 3. igénypont szerinti reaktorburok, azzal jellemezve, hogy az áramlásstabilizáló elem (1) úgy van méretezve, hogy felső vége a felső hasadóanyag-határoló lemez (21) felső felülete és a kifolyócsőnk (12) kivezetőnyílásának (12a) legalsó része közötti távolság felezőpontja, valamint a kivezetőnyílás (12a) legalsó része által kijelölt tartományba esik.
- 6. A 4. igénypont szerinti reaktorburok, azzal jellemezve, hogy a rövid áramlásstabilizáló elem (1) úgy van méretezve, hogy felső vége a felső hasadóanyaghatároló lemez (21) felső felülete és a kifolyócsőnk (12) kivezetőnyílásának (12a) legalsó része közötti távolság felezőpontja, valamint a kivezetőnyílás (12a) legalsó része által kijelölt tartományba esik.HU 224 776 Β1Int. Cl.: G21C 15/241. ábraHU 224 776 Β1Int. Cl.: G21C 15/242. ábraHU 224 776 Β1Int. Cl.: G21C 15/24HU 224 776 B1Int. Cl.: G21C 15/24 σ4. ábraHU 224 776 Β1Int. Cl.: G21C 15/245. ábraHU 224 776 Β1Int. Cl.: G21C 15/246. ábra
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP32075198A JP3316459B2 (ja) | 1998-11-11 | 1998-11-11 | 原子炉容器の炉内構造物 |
Publications (4)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| HU9903572D0 HU9903572D0 (en) | 1999-12-28 |
| HUP9903572A2 HUP9903572A2 (hu) | 2001-06-28 |
| HUP9903572A3 HUP9903572A3 (en) | 2003-02-28 |
| HU224776B1 true HU224776B1 (en) | 2006-02-28 |
Family
ID=18124883
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| HU9903572A HU224776B1 (en) | 1998-11-11 | 1999-10-13 | Reactor's cover for nuclear reactor |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6445758B1 (hu) |
| EP (1) | EP1003177B1 (hu) |
| JP (1) | JP3316459B2 (hu) |
| KR (1) | KR100346126B1 (hu) |
| CN (1) | CN1163910C (hu) |
| DE (1) | DE69922321T2 (hu) |
| HU (1) | HU224776B1 (hu) |
| ID (1) | ID25739A (hu) |
| TR (1) | TR199902756A3 (hu) |
| TW (1) | TW421805B (hu) |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN1089597C (zh) * | 1998-04-01 | 2002-08-28 | 王新岭 | 一种治疗银屑病的中药制剂及其制备方法 |
| US20040096026A1 (en) * | 2002-11-18 | 2004-05-20 | Hwang Choe | Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions |
| US20100293947A1 (en) * | 2007-04-18 | 2010-11-25 | Jiubin Chen | Nuclear Reactor |
| JP2012013436A (ja) * | 2010-06-29 | 2012-01-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 圧損調節部材設置用工具 |
| KR101491734B1 (ko) * | 2010-12-13 | 2015-02-09 | 가부시끼가이샤 도시바 | 가압수형 원자로 |
| CN103377735B (zh) * | 2012-04-27 | 2016-08-03 | 上海核工程研究设计院 | 一种反应堆下部堆内构件 |
| JP6560861B2 (ja) | 2014-12-15 | 2019-08-14 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
| CN104882183B (zh) * | 2015-04-09 | 2017-10-24 | 中国核动力研究设计院 | 压水堆堆芯流量分区方法 |
| FR3068821B1 (fr) | 2017-07-06 | 2020-08-28 | Electricite De France | Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs |
| CN110217948B (zh) * | 2019-07-10 | 2022-07-08 | 大连民族大学 | 一种导流筒环流反应器 |
| CN111681786B (zh) * | 2020-06-23 | 2022-12-30 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器 |
Family Cites Families (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3623948A (en) * | 1968-04-25 | 1971-11-30 | Babcock & Wilcox Co | Pressurized-water nuclear reactor |
| US3660231A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Steam cooled nuclear reactor |
| US3864209A (en) * | 1970-04-21 | 1975-02-04 | Westinghouse Electric Corp | Inlet flow oscillation damper for a nuclear reactor |
| FR2214938B1 (hu) | 1973-01-23 | 1976-05-14 | Commissariat Energie Atomique | |
| US4187147A (en) * | 1976-02-20 | 1980-02-05 | Westinghouse Electric Corp. | Recirculation system for nuclear reactors |
| JPS5837594A (ja) * | 1981-08-31 | 1983-03-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水形原子炉の給水スパ−ジヤ |
| US4793966A (en) * | 1983-04-29 | 1988-12-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor |
| US4788033A (en) * | 1983-04-29 | 1988-11-29 | Westinghouse Electric Corp. | Calandria |
| US4681728A (en) | 1985-03-22 | 1987-07-21 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor |
| FR2596563B1 (fr) * | 1986-04-01 | 1990-12-21 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a guidage d'ecoulement dans les equipements internes superieurs |
| US4947485A (en) | 1989-07-24 | 1990-08-07 | General Electric Company | Method for obtaining load-following capability in natural circulation, free-surface separation boiling water reactors |
| US5106573A (en) | 1991-03-11 | 1992-04-21 | General Electric Company | BWR Natural steam separator |
| US5553107A (en) * | 1995-01-30 | 1996-09-03 | Westinghouse Electric Corporation | Pressurized water reactor vessel with slotted support columns |
| JPH0972985A (ja) | 1995-09-04 | 1997-03-18 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 竪型熱交換器の被加熱流体混合促進構造 |
| JPH09197087A (ja) | 1996-01-12 | 1997-07-31 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 加圧水型原子炉 |
| JP2971460B1 (ja) * | 1998-10-15 | 1999-11-08 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉容器内の被加熱流体混合促進構造 |
-
1998
- 1998-11-11 JP JP32075198A patent/JP3316459B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1999
- 1999-05-21 KR KR1019990018480A patent/KR100346126B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1999-05-31 TW TW088108996A patent/TW421805B/zh not_active IP Right Cessation
- 1999-10-13 HU HU9903572A patent/HU224776B1/hu not_active IP Right Cessation
- 1999-10-13 US US09/416,933 patent/US6445758B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1999-10-18 ID IDP990964D patent/ID25739A/id unknown
- 1999-10-27 EP EP99308502A patent/EP1003177B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1999-10-27 DE DE69922321T patent/DE69922321T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1999-11-09 TR TR1999/02756A patent/TR199902756A3/tr unknown
- 1999-11-11 CN CNB991234618A patent/CN1163910C/zh not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| HU9903572D0 (en) | 1999-12-28 |
| ID25739A (id) | 2000-11-02 |
| CN1253362A (zh) | 2000-05-17 |
| CN1163910C (zh) | 2004-08-25 |
| HUP9903572A2 (hu) | 2001-06-28 |
| EP1003177A1 (en) | 2000-05-24 |
| US6445758B1 (en) | 2002-09-03 |
| TR199902756A2 (xx) | 2000-06-21 |
| TW421805B (en) | 2001-02-11 |
| KR100346126B1 (ko) | 2002-07-22 |
| KR20000034853A (ko) | 2000-06-26 |
| DE69922321T2 (de) | 2005-05-04 |
| TR199902756A3 (tr) | 2000-06-21 |
| JP2000147179A (ja) | 2000-05-26 |
| JP3316459B2 (ja) | 2002-08-19 |
| DE69922321D1 (de) | 2005-01-05 |
| EP1003177B1 (en) | 2004-12-01 |
| HUP9903572A3 (en) | 2003-02-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101109970B1 (ko) | 핵원자로 연료집합체 | |
| US9558855B2 (en) | Pressurized water reactor with upper plenum including cross-flow blocking weir | |
| EP2366184B1 (en) | Reactor vessel coolant deflector shield | |
| HU224776B1 (en) | Reactor's cover for nuclear reactor | |
| EP3127122B1 (en) | Low pressure drop nuclear fuel assembly | |
| KR970004351B1 (ko) | 비등수형 원자로의 연료집합체 | |
| EP0183049B1 (en) | Perforated flow distribution plate | |
| SK118493A3 (en) | Fuel assembly including deflector vanes for deflecting a component of a fluid stream flowing past such fuel assembly | |
| US20130308742A1 (en) | Fuel bundle for a liquid metal cooled nuclear reactor | |
| JP3499920B2 (ja) | 空冷用のじゃま板 | |
| JP3986096B2 (ja) | 燃料保持用斜行ばねを有する核燃料集合体グリッド | |
| US4736713A (en) | Foraminous or perforated flow distribution plate | |
| US5787140A (en) | Handle assembly and channel for a nuclear reactor fuel bundle assembly | |
| SE510279C2 (sv) | Avlägsningsbara deflektorer för bränsle för kokarvattenreaktorer med ångluftning och dellängdsstavar | |
| BG61316B1 (bg) | Горивно устройство с дефлекторни лопатки за отделяне на част от флуидния поток, преминаващ през горивното устройство | |
| JPH08114691A (ja) | 沸騰水形原子炉の燃料集合体 | |
| JP3691100B2 (ja) | 温度変動吸収タンク | |
| RU2787572C1 (ru) | Жидкосолевой ядерный реактор с активной зоной полостного типа | |
| JP4220845B2 (ja) | 原子炉の炉内構造 | |
| JP3035276B1 (ja) | 原子炉容器の炉心支持構造物 | |
| JPH01217294A (ja) | 燃料棒スペーサ | |
| JP2005274555A (ja) | 原子炉燃料集合体における軸方向に長さを変えた部分長燃料ロッド | |
| JPH04244995A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPH0342637B2 (hu) | ||
| JPH0338558B2 (hu) |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | Lapse of definitive patent protection due to non-payment of fees |