JP2011226955A - 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 - Google Patents
液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2011226955A JP2011226955A JP2010097825A JP2010097825A JP2011226955A JP 2011226955 A JP2011226955 A JP 2011226955A JP 2010097825 A JP2010097825 A JP 2010097825A JP 2010097825 A JP2010097825 A JP 2010097825A JP 2011226955 A JP2011226955 A JP 2011226955A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- liquid metal
- filler
- nuclear reactor
- cooled nuclear
- gap
- 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
Images
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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- 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
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Abstract
【解決手段】液体金属冷却型原子炉10において、炉心11及びその冷却材Lを保持する原子炉容器22と、原子炉容器22の外側を取り囲む格納容器23と、格納容器23の外側に空気を流動させて除熱を行う空気流路Uと、原子炉容器22及び格納容器23の間隙Dに充填材Tを注入する注入部30と、を備える。
【選択図】 図1
Description
しかし、原子炉停止後も、ある一定時間は残留崩壊熱が炉心から発生し続けるため、原子炉容器内の液体金属冷却材の温度は、速やかには低下しない。従って、原子炉停止後に何らかの作業を行うためには、この残留崩壊熱を早急に消散させる必要がある。
一方において、原子炉容器及び格納容器の間隙における熱伝達は、熱伝導や対流の寄与は小さく輻射が支配的であると考えられている。このために、輻射による熱伝達効率が増大するように、原子炉容器の外側壁及び格納容器の内側壁は、高輻射率が得られるように処理されている。
このために、液体金属冷却型原子炉は、複数種類の崩壊熱除去システムを備えて冗長性を持たせているが、なんらかの理由で、受動冷却システム(RVACS)しか使用できない場合は、炉心の低温停止を達成するまでに長時間を要してしまう。
また、原子炉の熱出力を増大させた設計において、受動冷却システム(RVACS)だけでは、除熱能力が不充分になることも予想される。
液体金属冷却型原子炉の除熱方法において、炉心及びその冷却材を保持する原子炉容器とその外側を取り囲む格納容器との間隙に充填材を注入する工程と、前記格納容器の外側に空気を流動させて除熱を行う工程と、を含むことを特徴とする。
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図1に示すように、第1実施形態の液体金属冷却型原子炉10は、(以下、単に「原子炉」という)は、炉心11及びその冷却材Lを保持する原子炉容器22と、原子炉容器22の外側を取り囲む格納容器23と、原子炉容器22及び格納容器23の間隙Dに充填材Tを注入する注入部30と、格納容器23の外側に空気を流動させて除熱を行う空気流路Uと、を備えている。
そして、これら原子炉容器22、格納容器23、注入部30及び空気流路Uは、地中に埋設されているコンクリート製のサイロ25の内部に形成されている。
そして、支持板21の上面側には、中性子反射体12及び炉停止棒15をそれぞれ駆動させる駆動部14,16が配置され、さらにその上側がトップドーム41により覆われている。
そして、中性子反射体12は、炉心11から放出される中性子を調整し核分裂反応を制御する。この中性子反射体12を炉心11の底部側から頭部側に向って上昇させると、炉心11から放出される高速中性子は中性子反射体12で減速され、熱中性子となって炉心11に戻される。そして、炉心11は、この熱中性子を吸収して核分裂の連鎖反応を持続させ、連続的に熱エネルギーを出力する。
炉停止棒15は、駆動部16により上下方向に移動し、炉心11に挿入されることにより熱中性子を吸収して核分裂の連鎖反応を妨害し、原子炉10を停止させるものである。
そして、冷却材Lは、電磁ポンプ18の駆動力によって円筒状の隔壁17の外側から内側に向かって原子炉容器22の内部を循環し、発熱する炉心11から熱エネルギーを回収する。そして、冷却材Lは、中間熱交換器19において二次側冷却材通流配管(図示略)を流動する二次冷却材と熱交換して冷却される。
そして、冷却された冷却材Lは、再び電磁ポンプ18で昇圧されて隔壁17の外側を下降し、隔壁17の下端部で折り返しその内側を上昇して炉心11で熱供給を受けるといった循環を繰り返す。
このRVACSは、格納容器23の外表面と、サイロ25の内表面と、円筒形の導流板26と、から形成される空気流路Uに空気が自然対流して除熱を行うものである。
このように構成される注入部30は、炉心11の停止後、原子炉容器22及び格納容器23の間隙Dに充填材Tを注入して原子炉容器22及び格納容器23の間の熱伝導性を向上させ、発生した崩壊熱の上記したRVACSにおける除熱効率を向上させるものである。これにより、他の崩壊熱除去システム(図示略、例えばIRACS;Intermediate Reactor Auxiliary Cooling System等)が動作不良になっても充分な除熱機能を維持することができる。
加圧部31は、液溜部35の内部をその端部から連通路36の開口の方向に向かって水平方向に移動するピストンで構成される。
そして、図2に示されるように、加圧部31は、充填材Tを加圧して連通路36を経由して液溜部35内部の充填材Tを間隙Dに導く。
また、崩壊熱の除熱が終了したところで、逆動作により、加圧部31のピストンを元の外側の位置まで戻し、間隙Dに注入された充填材Tを液溜部35の内部に戻す。
この変形例において加圧部33は、液溜部35の内部をその下端部から連通路36の開口の方向に向かって垂直方向に移動するピストンにより構成されている。
この加圧部33は、充填材Tを垂直方向に加圧して連通路36を経由して液溜部35内部のヒータ32で溶融状態にされた充填材Tを間隙Dに導く。
また、崩壊熱の除熱が終了したところで、逆動作により、加圧部33のピストンを元の下側の位置まで戻し、間隙Dに注入された充填材Tを液溜部35の内部に戻す。
この変形例において連通路36は、複数(図では三本)で構成されている。
これにより、複数の連通路36のうちいずれかにおいて、仮に低融点金属である充填材Tが固化して閉塞した場合においても、他の連通路36において充填材Tを間隙Dに注入することができる。
次に図5(A)及び図5(B)に基づいて本発明の第2実施形態を説明する。ここで図5(B)は、図5(A)のB−B断面図を示している。
なお、図5において図1と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、すでにした記載を援用して、詳細な説明を省略する。
ここで冷媒Wは、水や空気等が適宜採用され、循環路43に設けられたポンプ46により循環して、昇温した充填材Tの除熱を行う。
これにより、RVACSの機能をサポートして崩壊熱の除熱効果をさらに向上させることができる。
次に図6、図7、図8に基づいて本発明の第3実施形態を説明する。なお、これら図面において図1と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、すでにした記載を援用して、詳細な説明を省略する。
この第3実施形態において注入部50は、充填材Tを冷却材Lの上面よりも高いレベルで収容する液溜部51と、液溜部51及び間隙Dを連通する連通路53と、充填材Tを加熱して溶融状態を維持するヒータ55と、連通路53における充填材Tの流止弁52とから構成されている。
そして、第3実施形態において連通路53の一端は、格納容器23に接続されている。
そして、崩壊熱の除熱が終了したところで流止弁54を開いて間隙Dに注入された充填材Tを排液部37に排出する(図8参照)。
次に図9、図10、図11に基づいて本発明の第4実施形態を説明する。なお、これら図面において図6と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、すでにした記載を援用して、詳細な説明を省略する。
この第4実施形態において、液溜部51及び間隙Dを連通する連通路56の一端は、間隙D及び排液部37を結ぶ経路24に接続されている。
そして、崩壊熱の除熱が終了したところで流止弁57を開いて間隙Dに注入された充填材Tを排液部37に排出する(図11参照)。
次に図12,図13,図14に基づいて本発明の第5実施形態を説明する。なお、この図面において図9と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、すでにした記載を援用して、詳細な説明を省略する。
この第5実施形態において注入部50は、排液部37における充填材Tを液溜部51に戻す返還路59を備える。さらに、排液部37に排出された充填材Tをこの返還路59に向けて押し出すための加圧部31が設けられている。
そして、排液部37に充填材Tが排出されると(図13参照)、返還路59の流止弁58が開くとともに加圧部31のピストンが動作して充填材Tを返還路59に向けて押し出す(図14参照)。そして、返還路59に設けられたポンプ46により重力に逆らって充填材Tが液溜部51に回収される。
例えば、崩壊熱の除去は、格納容器の外側の空気を自然対流により流動させることを例示したが、これに限定されることはなく、強制流動させたり、他の除熱手段と組み合わせたりする場合もある。
Claims (9)
- 炉心及びその冷却材を保持する原子炉容器と、
前記原子炉容器の外側を取り囲む格納容器と、
前記格納容器の外側に空気を流動させて除熱を行う空気流路と、
前記原子炉容器及び前記格納容器の間隙に充填材を注入する注入部と、を備えることを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 請求項1に記載の液体金属冷却型原子炉において、
前記注入部は、
前記充填材を前記冷却材の底面よりも低いレベルで収容する液溜部と、前記液溜部及び前記間隙を連通する連通路と、前記充填材を加熱して溶融状態を維持するヒータと、前記充填材を加圧して前記液溜部から前記間隙に導く加圧部と、を有することを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 請求項2に記載の液体金属冷却型原子炉において、
前記連通路は、単数又は複数で構成され、
前記加圧部は、前記液溜部の内部をその端部から前記連通路の開口の方向に向かって水平方向又は垂直方向に移動するピストンであることを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 請求項1から請求項3のいずれか1項に記載の液体金属冷却型原子炉において、
前記注入部は、前記間隙において加熱された前記充填材を冷却するための冷媒循環路が形成されていることを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 請求項1に記載の液体金属冷却型原子炉において、
前記注入部は、
前記充填材を前記冷却材の上面よりも高いレベルで収容する液溜部と、前記液溜部及び前記間隙を連通する連通路と、前記充填材を加熱して溶融状態を維持するヒータと、前記連通路に設けられる前記充填材の流止弁と、を有することを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 請求項5に記載の液体金属冷却型原子炉において、
前記間隙に充填された前記充填材を前記冷却材の下面よりも低いレベルで排出させる排液部と、前記間隙及び前記排液部を結ぶ経路に設けられる前記充填材の流止弁と、を備えることを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 請求項6に記載の液体金属冷却型原子炉において、
前記連通路は、前記経路を経由して前記間隙に連通することを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 請求項6又は請求項7に記載の液体金属冷却型原子炉において、
前記排液部における前記充填材を前記液溜部に戻す返還路を備えることを特徴とする液体金属冷却型原子炉。 - 炉心及びその冷却材を保持する原子炉容器とその外側を取り囲む格納容器との間隙に充填材を注入する工程と、
前記格納容器の外側に空気を流動させて除熱を行う工程と、を含むことを特徴とする液体金属冷却型原子炉の除熱方法。
Priority Applications (6)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2010097825A JP5624355B2 (ja) | 2010-04-21 | 2010-04-21 | 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 |
PCT/JP2011/059393 WO2011132612A1 (ja) | 2010-04-21 | 2011-04-15 | 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 |
CA2792108A CA2792108C (en) | 2010-04-21 | 2011-04-15 | Liquid metal cooled nuclear reactor and heat removal method for same |
CN201180011602.1A CN102782768B (zh) | 2010-04-21 | 2011-04-15 | 液态金属冷却反应堆及其除热方法 |
RU2012137776/07A RU2518066C2 (ru) | 2010-04-21 | 2011-04-15 | Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением и способ отвода от него теплоты |
US13/600,488 US8873697B2 (en) | 2010-04-21 | 2012-08-31 | Liquid metal cooled nuclear reactor and heat removal method for the same |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2010097825A JP5624355B2 (ja) | 2010-04-21 | 2010-04-21 | 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2011226955A true JP2011226955A (ja) | 2011-11-10 |
JP5624355B2 JP5624355B2 (ja) | 2014-11-12 |
Family
ID=44834132
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2010097825A Active JP5624355B2 (ja) | 2010-04-21 | 2010-04-21 | 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US8873697B2 (ja) |
JP (1) | JP5624355B2 (ja) |
CN (1) | CN102782768B (ja) |
CA (1) | CA2792108C (ja) |
RU (1) | RU2518066C2 (ja) |
WO (1) | WO2011132612A1 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017538940A (ja) * | 2014-12-16 | 2017-12-28 | ジョイント ストック カンパニー アトムエネルゴプロエクトJoint Stock Company Atomenergoproekt | 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム |
JP2021513052A (ja) * | 2017-12-04 | 2021-05-20 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーGe−Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | 地熱炉の受動的冷却のためのシステム及び方法 |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102623072A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-08-01 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统 |
KR101791758B1 (ko) * | 2012-11-26 | 2017-11-20 | 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″ | 액체 금속 냉각제를 갖는 원자로 |
CN103021483B (zh) * | 2012-12-31 | 2015-08-19 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于液态金属冷却自然循环反应堆的辅助加热系统 |
RU2545098C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-03-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем |
US9875817B2 (en) * | 2014-06-09 | 2018-01-23 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features |
WO2016082843A1 (ru) * | 2014-11-25 | 2016-06-02 | Сергей Евгеньевич УГЛОВСКИЙ | Способ интенсификации теплообмена ы устройство для осуществления спосова |
CN105261401B (zh) * | 2015-08-28 | 2017-07-11 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种池内液态重金属冷却反应堆非能动余热排出系统 |
CN106571579B (zh) * | 2015-10-13 | 2019-02-26 | 中国科学院大连化学物理研究所 | 一种活塞式可调碟片激光器晶体冷却指 |
CN106710643B (zh) * | 2015-11-13 | 2018-08-14 | 环境保护部核与辐射安全中心 | 核反应堆堆芯 |
CN106782694B (zh) * | 2016-12-30 | 2018-11-20 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种铅铋快堆压力容器 |
US10460844B2 (en) * | 2017-05-09 | 2019-10-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Small nuclear reactor containment system |
RU2691755C2 (ru) | 2017-07-24 | 2019-06-18 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах |
US10937557B2 (en) * | 2017-10-17 | 2021-03-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Systems and methods for airflow control in reactor passive decay heat removal |
CN113140337B (zh) * | 2021-03-05 | 2023-09-15 | 国科中子能(青岛)研究院有限公司 | 多介质共用冷却通道的非能动冷却系统、方法及反应堆 |
CN113327694B (zh) * | 2021-05-25 | 2022-11-22 | 西安热工研究院有限公司 | 一种钠冷反应堆系统 |
CN114220572A (zh) * | 2021-11-02 | 2022-03-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种移动式微型反应堆的非能动余热排出装置 |
CN114334192A (zh) * | 2021-11-17 | 2022-04-12 | 中国核电工程有限公司 | 一种微小型卧式反应堆的非能动余热排出装置 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59216090A (ja) * | 1983-05-24 | 1984-12-06 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
JPS6093383A (ja) * | 1983-09-28 | 1985-05-25 | アクチーボラグ アセア‐アトム | 熱発生装置を冷却する装置 |
JPS63154992A (ja) * | 1986-12-19 | 1988-06-28 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉の除熱システム |
JPH0318792A (ja) * | 1989-05-11 | 1991-01-28 | General Electric Co <Ge> | 受動形冷却装置 |
JPH05264773A (ja) * | 1992-01-13 | 1993-10-12 | Nnc Ltd | 熱伝導方法 |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4767593A (en) * | 1987-06-15 | 1988-08-30 | Wedellsborg Bendt W | Multiple shell pressure vessel |
US5049353A (en) | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
US5339340A (en) | 1993-07-16 | 1994-08-16 | General Electric Company | Liquid metal reactor air cooling baffle |
US5499277A (en) * | 1994-08-19 | 1996-03-12 | General Electric Company | Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance |
IT1289801B1 (it) * | 1996-12-24 | 1998-10-16 | Finmeccanica Spa | Reattore nucleare a circolazione naturale migliorata del fluido di raffreddamento. |
US8401142B2 (en) * | 2007-02-20 | 2013-03-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor vessel fuel thermal insulating barrier |
US20080219395A1 (en) * | 2007-03-06 | 2008-09-11 | Areva Np | Nuclear power plant using nanoparticles in emergency situations and related method |
RU2341834C1 (ru) * | 2007-03-30 | 2008-12-20 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") | Система аварийного расхолаживания реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем |
KR100935089B1 (ko) * | 2007-12-20 | 2010-01-06 | 한국원자력연구원 | 소듐냉각 고속로의 잔열제거용 중간 소듐루프에서의 소듐고화가능성을 배제한 피동 안전등급 잔열제거 시스템 |
-
2010
- 2010-04-21 JP JP2010097825A patent/JP5624355B2/ja active Active
-
2011
- 2011-04-15 WO PCT/JP2011/059393 patent/WO2011132612A1/ja active Application Filing
- 2011-04-15 CA CA2792108A patent/CA2792108C/en active Active
- 2011-04-15 RU RU2012137776/07A patent/RU2518066C2/ru active
- 2011-04-15 CN CN201180011602.1A patent/CN102782768B/zh active Active
-
2012
- 2012-08-31 US US13/600,488 patent/US8873697B2/en active Active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59216090A (ja) * | 1983-05-24 | 1984-12-06 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
JPS6093383A (ja) * | 1983-09-28 | 1985-05-25 | アクチーボラグ アセア‐アトム | 熱発生装置を冷却する装置 |
JPS63154992A (ja) * | 1986-12-19 | 1988-06-28 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉の除熱システム |
JPH0318792A (ja) * | 1989-05-11 | 1991-01-28 | General Electric Co <Ge> | 受動形冷却装置 |
JPH05264773A (ja) * | 1992-01-13 | 1993-10-12 | Nnc Ltd | 熱伝導方法 |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017538940A (ja) * | 2014-12-16 | 2017-12-28 | ジョイント ストック カンパニー アトムエネルゴプロエクトJoint Stock Company Atomenergoproekt | 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム |
JP2021513052A (ja) * | 2017-12-04 | 2021-05-20 | ジーイー−ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシーGe−Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | 地熱炉の受動的冷却のためのシステム及び方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2518066C2 (ru) | 2014-06-10 |
JP5624355B2 (ja) | 2014-11-12 |
CN102782768B (zh) | 2015-06-03 |
US8873697B2 (en) | 2014-10-28 |
US20130114778A1 (en) | 2013-05-09 |
CN102782768A (zh) | 2012-11-14 |
RU2012137776A (ru) | 2014-03-10 |
CA2792108A1 (en) | 2011-10-27 |
WO2011132612A1 (ja) | 2011-10-27 |
CA2792108C (en) | 2015-12-29 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5624355B2 (ja) | 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 | |
KR101229953B1 (ko) | 사용후핵연료 저장조 피동형 냉각장치 | |
JP5781013B2 (ja) | 溶融塩原子炉 | |
JP6655054B2 (ja) | 原子力発電所を稼働させる方法 | |
KR100597722B1 (ko) | 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통 | |
US10134493B2 (en) | Reactor and operating method for the reactor | |
US20100260302A1 (en) | Nuclear reactor with improved cooling in an accident situation | |
KR101654096B1 (ko) | 자가진단 사고대처 무인 원자로 | |
EP2431976A1 (en) | Melt-cooling promoting apparatus, and reactor container | |
KR101559017B1 (ko) | 중대사고방지 무인사고대처 원자로 및 그 동작 방법 | |
JP5727799B2 (ja) | 原子炉格納容器の熱輸送装置 | |
JP2008241657A (ja) | 原子炉格納容器 | |
RU2649417C1 (ru) | Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора | |
JP2014157029A (ja) | 原子炉システムおよび原子炉溶融物保持装置 | |
JP6756470B2 (ja) | 原子炉および原子力プラント | |
JP2006308395A (ja) | 高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
KR101617161B1 (ko) | 증기압을 이용하는 안전계통을 가지는 원자로 및 그 동작 방법 | |
JP2014173984A (ja) | 原子炉 | |
JP2006343321A (ja) | 高速炉用燃料要素、高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
JP5595672B2 (ja) | 原子炉 | |
JP2018538509A (ja) | ヒートパイプを利用した使用後核燃料受動冷却システム | |
JP2015078948A (ja) | 高速炉の原子炉施設 | |
JP2006010330A (ja) | 使用済燃料の高密度貯蔵システム | |
JP2013127379A (ja) | 原子炉 | |
KR20220090290A (ko) | 원자로 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
RD01 | Notification of change of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7421 Effective date: 20111220 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20130124 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20131224 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20140220 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20140902 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20140926 |
|
R151 | Written notification of patent or utility model registration |
Ref document number: 5624355 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R151 |