JPH0237558B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0237558B2
JPH0237558B2 JP55130850A JP13085080A JPH0237558B2 JP H0237558 B2 JPH0237558 B2 JP H0237558B2 JP 55130850 A JP55130850 A JP 55130850A JP 13085080 A JP13085080 A JP 13085080A JP H0237558 B2 JPH0237558 B2 JP H0237558B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
steam generator
storage tank
fluid
nuclear reactor
circuit
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP55130850A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5657998A (en
Inventor
Fuajo Moorisu
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.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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 Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of JPS5657998A publication Critical patent/JPS5657998A/ja
Publication of JPH0237558B2 publication Critical patent/JPH0237558B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は原子炉に関し、特に炉心を中にいれ
た圧力容器と二次流体を蒸発させることにより一
次液体を冷却する少なくとも一つの蒸気発生器を
含む加圧水型原子炉に関する。
加圧水型原子炉に使用される蒸気発生器は“単
一径路式”のものを用いることができる。この式
の蒸気発生器では一次流体は一般に蒸気発生器の
上端から入つて下端から出る。単一径蒸気発生器
は一次流体が蒸気発生器の下端から入つて出るU
字管蒸気発生器と比較される。U字管蒸気発生器
では二次流体の質量は比較的大きいが、単一径路
蒸気発生器の場合には二次流体の質量は非常に小
さく実際に小形のプレート式蒸気発生器の場合に
100倍小さくなる。
例えば“二次回路の壁にリークを生じる等の緊
急時に、二次回路への供給ポンプを停止したり、
二次蒸気発生器に液体状態の二次流体を供給する
弁を急に閉じることが必要になるが、待機(スタ
ンバイ)回路または系が作用するまでの間に、二
次流体を蒸発させることにより、原子炉の残留出
力(原子炉を停止した時に炉心から発生し続ける
出力)を除くため、すなわち原子炉の温度上昇を
させるために一次流体を冷却する必要がある。
この場合、U字管型蒸気発生器の場合では、そ
の中にある二次流体の量が多いので一般に待機回
路が始動する前に原子炉の残留出力を除去するの
に十分であるが、このことは単一径路型の蒸気発
生器の中にある二次流体の量にはあてはまらな
い。
一次回路と二次回路の間の熱交換が単一径路型
の蒸気発生器によつて行われる場合には、蒸気発
生器内の二次流体の容量、従つて量が非常に少な
い。すなわち、この型の蒸気発生器内にある二次
流体の量が非常に少ないので、待機回路が始動す
る前は二次流体は蒸気状態にある。このことは、
単一径路型の蒸気発生器の熱的慣性は実質上ゼロ
と云うことができる。
従つて、加圧水型原子炉に使用する蒸気発生器
が単一径路型の場合には、蒸気発生器の熱的慣性
を増加して、緊急時に待機回路が有利な条件のも
とに作用するようにすることが重要であり、また
必要である。
従つて、本発明の目的は、上記した如き緊急条
件下に待機回路が始動するまでに一次回路の冷却
を確実にするに十分高い熱的慣性を二次回路に与
えるために、単一径路型の蒸気発生器を用いる原
子炉の二次回路を改良することにある。
本発明は、炉心を中に有する圧力容器を含む一
次回路と、蒸気発生器によつて一次回路を冷却す
る少くとも1つの二次回路よりなり、該蒸気発生
器は垂直な円筒状容器を有し、該容器内に上方主
室と下方主室を有し、これらの主室は該容器の中
央部に位置する管束によつて接続さており、前記
二次回路中に貯蔵タンクが前記蒸気発生器と平列
で且つ蒸気発生器と同じレベルに設けられてお
り、該貯蔵タンクは一定容量の二次流体を液体状
態で含有し、前記円筒状容器の中央管束部の下域
と永続的に接続され、その上方部に一定容量の二
次流体を気体状態で含有し、且つその上部が前記
円筒状容器の中央管束部の上域と永続的に接続さ
れていることを特徴とする原子炉である。
上記の記載から明らかなように、本発明におけ
る貯蔵タンクは蒸気発生器を出る気体状態の二次
流体により直接に圧縮された二次流体の貯蔵器を
構成し、貯蔵タンクが蒸気発生器と平列に配列さ
れているため蒸気発生器の慣性を増加させること
が可能となり、従つて緊急時に二次回路への供給
ポンプを停止したり、蒸気発生器を分離すること
が必要な場合に、待機回路の始動前に原子炉の残
留出力の除去の助けをすることができる。貯蔵タ
ンクと蒸気発生器の間は永続的に接続されている
ので、緊急時に貯蔵タンクによる原子炉の残留出
力の除去は人力の介在を必要とせずに行われる。
しかしながら冷却の故障の場合には、すなわち
蒸気管が破断するとたいていの貯蔵物は蒸気発生
器を通ることなく放出されるため原子炉を冷却し
て原子炉の再始動の危険を防ぐことに役立たな
い。
この発明の他の特徴により貯蔵タンク内で気体
二次流体の最低レベルの上に位置する熱交換器よ
りなる冷却回路が設けられて貯蔵タンクにいれら
れた二次流体により蓄積される熱を除去する。こ
の冷却回路は原子炉の残留出力を連続的に除去し
て高圧待機回路を省略することを可能にする。
各二次回路はまた一般に液体二次流体を蒸気発
生器に供給するための弁と気体二次流体をタービ
ンに供給するための弁を含む。この発明によりこ
れらの弁はそれを閉じると蒸気発生器と貯蔵タン
クにより構成されるシステムが残りの二次回路か
ら分離されるように位置していることが望まし
い。
この発明の第1実施態様により貯蔵タンクは蒸
気発生器の外側に位置する。
この実施態様の第1変形においいて貯蔵タンク
は隔壁を介して蒸気発生器に入る二次回路の部分
と連通する。
この実施の第2変形において蒸気発生器に入る
二次回路の部分は貯蔵タンクの下流側に位置する
ポンプを含む。
これらの両変形において隔壁及びポンプは分岐
供給を通る流動を変化することにより貯蔵タンク
内の流体レベルを調整することを可能にする。し
かしながら隔壁もポンプも貯蔵タンクと蒸気発生
器の間の分離手段を構成しない。
この発明の第2実施態様により、蒸気発生器は
両端に二つの環状の室を形成する垂直軸の円筒状
ケーシングを含み、二つの室は一次流体を中にい
れ環状の一群の管を介して接続され、二次流体は
軸方向の管により液体状態でケーシングに入り第
2の軸方向の管により気体状態でケーシングを離
れ、二つの軸方向の管は環状の室を横切り、貯蔵
タンクは一群の管によつて規制される中心の空間
に配置される。
下端において貯蔵タンクは較正穴を介して供給
水と結合され、上端により直接にケーシング内に
ある気体二次流体と結合される。
この発明はまたこの方式の原子炉に使用する蒸
気発生器に関する。
この発明を以下に添付図面を参照して二つの非
限定的な実施態様に関連してさらに詳細に説明す
る。ここで第1図はこの発明による貯蔵タンクを
含む加圧水型原子炉の一次回路及び二次回路の一
部の概略図であり、第2図はこの発明の第2実施
態様による貯蔵タンクを中にいれたTrepaud式の
蒸気発生器の縦断面図である。
第1図は非常に概略的に加圧水型原子炉の圧力
容器10を示し、矢印方向に循環する冷却流体1
4は圧力容器10の中に位置する炉心12を横切
る。冷却流体14は炉心における核分裂によつて
発せられる熱を引き出し、この熱は数個の一次回
路18を介して蒸気発生器16に伝達される。簡
単にするために第1図は単一の一次回路18とそ
れに対応する蒸気発生器16を示す。
第1図に示す蒸気発生器16は単一経路蒸気発
生器であり、一次流体は蒸気発生器の上端に位置
する取入れ室20から入り24に概略的に表わさ
れた一群の管を横切つた後に蒸気発生器の下端に
位置する吐出し室22から出る。一次流体が一群
の管24を横切る時、一次流体は二次回路28を
流れる二次流体26と熱を交換する。それゆえ下
部取入口30より液体状態で蒸気発生器16に入
る二次流体26は上部出口32より気体状態で出
る。蒸気発生器16から出る気体二次流体は二次
回路28を介して二次回路が駆動する図示しない
−またはそれ以上のタービンに送られ、流体26
によつて送られた熱エネルギーを電気エネルギー
に変換する。図示しない復水器により二次流体が
二次回路28を介して蒸気発生器16の下部取入
口30に送られる前に蒸気状にある二次流体を液
化することが可能になる。蒸気発生器16に液体
二次流体を供給する弁36及び図示しないタービ
ンに気体二次流体を供給する弁38は二次回路2
8にありそれぞれ蒸気発生器16の上流側と下流
側にある。弁36及び38は原子炉の遮蔽容器4
0の外側に置かれるのが望ましい。
この発明により貯蔵タンク42は二次回路28
において蒸気発生器16と平行でそれと同じレベ
ルに置かれる。もつと明確に言えば第1図の実施
態様において貯蔵タンク42は蒸気発生器16の
外側に位置し、供給弁36と蒸気発生器16の取
入口30の間に配置される回路28の部分にタン
ク42の下端を接続する管44を介してまた蒸気
発生器の出口32と弁38の間に位置する回路2
8の部分にタンクの上端を接続する管46を介し
て回路28に接続される。従つて、貯蔵タンク4
2の上部は蒸気発生器16を出る気体二次流体と
管46により直接に結合される。従つて貯蔵タン
ク42の中にある二次流体26はタンク42と蒸
気発生器16の間が管44及び46を介して永続
的に接続されている結果として蒸気発生器16の
中の気体二次流体によつて圧縮される。
貯蔵タンク42と蒸気発生器16の中にある二
次流体の液相の間の接続は管44に位置する絞り
48aによつて制御されるか管44と蒸気発生器
16の下部取入口30の間で二次回路28に位置
するポンプ48bによつて増加されるかのどちら
かである。絞り48a及びポンプ48bは両方と
も第1図に示されるが、実際にはこれらの部材の
一方だけが使用されることは明らかである。それ
ゆえポンプ48bも絞り48aも50を通つて分
岐して供給される流れに作用することによつて貯
蔵タンクにおけるレベルを調整する役目をする。
絞り48aもポンプ48bも貯蔵タンクと蒸気発
生器の間の分離手段を構成しない。
管50は供給弁36の上流側の二次回路28と
タンク42の二等分点の上に出る開口52の間に
位置する。管50は貯蔵タンクを回路28によつ
て送られる液体二次流体と結合する。この結合は
弁54によつて制御される。さらに二つの逆止め
弁56と58はそれぞれ主回路28と管50の弁
36と54の下流側に位置して二次流体を第1図
の矢印方向にだけ流動させる。
弁36,38及び54が閉じている場合に貯蔵
タンク42の中の熱を除去するために適当な冷却
液を送る補助冷却回路60は貯蔵タンク42の中
に位置するたとえばコイル形状の部分62を具備
する。コイル部62は液体状態の二次流体が最低
レベルNBを占める場合のレベルの上に位置する。
第1図の実施態様ではタンク42は容器40の
内部に位置している。しかしながらこの配置は限
定的ではないので容器40の外側に位置してもよ
い。
原子炉の正常動作の間に炉心によつて発せられ
た熱は一次流体14によつて引き出され一次回路
18の各々において対応する蒸気発生器16まで
送られる。二次回路28の各々を循環する二次流
体は液体状態において各蒸気発生器16に下部取
入口30から入り気体状態において上部出口32
から出る。そのとき二次流体はたとえば図示しな
い発電機と結合したタービンを駆動する。
タンク42の上部を蒸気発生器16の出口32
の下流側に位置する二次回路28の部分と直接結
合することにより、タンク42の中にある液体状
態の二次流体は蒸気発生器を出る気体状態の二次
流体の圧力と同じ圧力となつている。それゆえタ
ンク42を出る液体状態の二次流体のレベルを、
タンクと蒸気発生器の下部の間に接続された絞り
またはポンプの存在を心に留めて弁54を作用さ
せることにより基準レベルすなわち平均レベル
NMにすることができる。
例えば、回路28のタービン(図示せず)に近
い部分に漏れが生ずる等の緊急事態が生じた場合
には、核反応を緊急停止させ、弁36,38及び
54を閉じる。この場合、炉心の残留出力(熱)
従つて、一次回路の残留出力を除去する必要があ
るが、本発明により並列に設けられた貯蔵タンク
42の存在により、二次回路の熱的慣性が増大
し、すなわち、貯蔵タンク42及び蒸発発生器1
6中の二次回路の液体のレベルを一定に保つこと
ができ、一次回路の残留出力は蒸気発生器16と
タンク42中の二次液体を加熱することによつて
除去することができる。また、第1図に示す本発
明の態様においては、緊急時には、タンク42の
蒸気をコイル62により復水させる冷却回路60
を作動させて一次回路の残留出力を二次回路を経
て除くようになつている。この場合、冷却回路6
0が完全に作動するにはある程度の時間(遅延)
を要するが、本発明によるタンク42の存在で熱
的慣性が大きくなつているので、この冷却回路6
0の作動の遅延が大きくてもそれが作動するまで
の間、炉心、従つて一次回路の冷却を有効に行う
ことができる。一次流体14により蒸気発生器1
6まで送られる残留出力は蒸気発生器により二次
流体26に送られそれからこの流体の自然循環に
よつて貯蔵タンク42に送られれ、そこから冷却
回路60によつて除去される。
供給ポンプが停止するような事態が起きると、
核反応を緊急停止させ、次いでタンク中の二次液
体が低レベルに達する前に弁38を閉じ、それに
より再び前述の状態に達する。
二次回路28が破断したと仮定すると蒸気発生
器16とタンク42の減圧が同時におこる。全体
の二次液体の一部だけが蒸気発生器を通り一次回
路の冷却は制限されたままであり、それにより核
反応の再始動を防ぐ。
第2図の実施態様では第1図を参照して説明し
た加圧水型原子炉の一次回路と二次回路の間の熱
の移動を確保するための蒸気発生器116を分離
して示す。この実施態様と前の実施態様の相違は
貯蔵タンク142が蒸気発生器116と平列でそ
の中に直接はいつていることにある。
さらに明確にいうと蒸気発生器116は
Trepaud式である。蒸気発生器は垂直軸の円筒状
ケーシング164よりなり中心の管状部と半球状
の両端部を具備する。ケーシング164の中心部
は半球状両端部の各々から二つの仕切り166に
よつて分離され、ケーシング164の中に一次流
体のための取入れ室120及び吐出し室122並
びに中間室176を形成する。一次流体の取入れ
室120及び吐出し室122はそれぞれ蒸気発生
器の上端と下端に位置する。取入れ室と吐出し室
は一次回路にそれぞれ取入口170と出口174
によつて結合される。中間室176は二次回路に
軸方向の取入れ管178及び軸方向の吐出し管1
80を介して結合され、取入れ管と吐出し管はそ
れぞれ吐出し室122と取入れ室120を横切り
これらの各室が環状になるようにしている。
蒸気発生器116の軸に平行な一群の管124
は取入れ室120を吐出し室122と結合する。
一群の管124も環状に配置されその中に貯蔵タ
ンク142が配置される中心空間を形成する。
この実施態様において貯蔵タンク142の下部
は較正穴184を介して供給水と結合される。タ
ンク142の円錐台状になつた上部は軸方向の管
180の延長線上に中心開口186を具備し開口
により室176の上部に結合される。貯蔵タンク
供給水は管150を用いてこの開口を通るように
するのが望ましい。前の実施態様と同様に冷却回
路160があつて貯蔵タンク142の中に配置さ
れたコイル162を含みこのタンクにはいつてい
る二次流体の冷却を確保する 第2図を参照して説明する方式の蒸気発生器を
具備した原子炉の動作は第1図を参照して説明す
る原子炉の動作と同じである。
明らかにこの発明は上記に説明し表された実施
態様に限定されるものではなく、この発明の範囲
をこえることなく多くの変更を加えることが可能
である。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明による貯蔵タンクを含む加圧
水型原子炉の一次回路及び二次回路の一部の概略
図であり、第2図はこの発明の第2実施態様によ
る貯蔵タンクを中にいれたTrepaud式の蒸気発生
器の縦断面図である。 10……圧力容器、12……炉心、16……蒸
気発生器、42……貯蔵タンク、18……一次回
路、28……二次回路。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 炉心を中に有する圧力容器を含む一次回路
    と、蒸気発生器によつて一次回路を冷却する少く
    とも1つの二次回路よりなり、該蒸気発生器は垂
    直な円筒状容器を有し、該容器内に上方主室と下
    方主室を有し、これらの上下主室は該容器の中央
    部に位置する管束によつ接続されており、前記二
    次回路中に貯蔵タンクが前記蒸気発生器と平列で
    且つ蒸気発生器と同じレベルに設けられており、
    該貯蔵タンクは一定容量の二次流体を液体状態で
    含有し、前記円筒状容器の中央管束部の下域と永
    続的に接続され、その上方部に一定容量の二次流
    体を気体状態で含有し、且つその上方部が前記円
    筒状容器の中央管束部の上域と永続的に接続され
    ていることを特徴とする原子炉。 2 該貯蔵タンクが液状の二次流体の最低レベル
    の上方に在る冷却熱交換器を含んでいる特許請求
    の範囲第1項記載の原子炉。 3 貯蔵タンクが蒸気発生器の外側に位置する特
    許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 4 二次回路が、貯蔵タンクから該蒸気発生器の
    中央部の下域への二次流体の流れを制限する絞り
    板と結合している特許請求の範囲第3項に記載の
    原子炉。 5 二次回路が、貯蔵タンクから該蒸気発生器の
    中央部の下域への二次流体の流れを増加するポン
    プと結合している特許請求の範囲第3項に記載の
    原子炉。 6 二次回路が貯蔵タンク内の液体状態にある二
    次流体のレベルを調整する弁によつて制御された
    管と結合している特許請求の範囲第3項に記載の
    原子炉。 7 該管が該レベル調整弁の下流側でチエツクバ
    ルブと結合している特許請求の範囲第6項に記載
    の原子炉。 8 蒸気発生器が垂直軸の円筒状ケーシングを含
    み、ケーシングの両端に一次流体をいれた二つの
    環状の室から形成され二つの室は同様に環状の一
    群の管を介して接続され、二次流体が環状の室を
    横切る二つの軸方向の管により液体状態でケーシ
    ングに入つて気体状態でケーシングを離れ、貯蔵
    タンクが一群の管によつて規制される中心空間に
    配置されている特許請求の範囲第1項に記載の原
    子炉。 9 貯蔵タンクの下端が較正穴を介して液体状態
    の二次供給流体と連結し、貯蔵タンクが上端によ
    り直接にケーシング内にある気体状態の二次流体
    と連結している特許請求の範囲第9項に記載の原
    子炉。
JP13085080A 1979-09-28 1980-09-22 Nuclear reactor Granted JPS5657998A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7924221A FR2466841A1 (fr) 1979-09-28 1979-09-28 Reacteur nucleaire dont les generateurs de vapeur sont equipes d'une capacite reserve

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5657998A JPS5657998A (en) 1981-05-20
JPH0237558B2 true JPH0237558B2 (ja) 1990-08-24

Family

ID=9230125

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP13085080A Granted JPS5657998A (en) 1979-09-28 1980-09-22 Nuclear reactor

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4363779A (ja)
EP (1) EP0026697B1 (ja)
JP (1) JPS5657998A (ja)
CA (1) CA1157580A (ja)
DE (1) DE3070619D1 (ja)
ES (1) ES8301056A1 (ja)
FR (1) FR2466841A1 (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2561367B1 (fr) * 1984-02-14 1986-08-29 Commissariat Energie Atomique Echangeur de chaleur equipe de moyens de refroidissement de secours et reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un tel echangeur
CN102859606A (zh) 2010-02-05 2013-01-02 斯姆尔有限公司 具有初级冷却剂的自然循环的核反应堆系统
US8638898B2 (en) * 2011-03-23 2014-01-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Emergency core cooling system for pressurized water reactor

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2396235A (en) * 1942-10-08 1946-03-12 Blazel Corp Preheater
US3240678A (en) * 1963-08-22 1966-03-15 Westinghouse Electric Corp Pressure tube neutronic reactor and coolant control means therefor
US3718539A (en) * 1971-03-31 1973-02-27 Combustion Eng Passive nuclear reactor safeguard system
DE2304700A1 (de) * 1973-01-31 1974-08-01 Siemens Ag Druckwasserreaktor
DE2345580C3 (de) * 1973-09-10 1978-05-24 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kernreaktoranlage
SE391058B (sv) * 1975-06-10 1977-01-31 Asea Atom Ab Lettvattenkyld reaktor anordnad i en vattenfylld basseng
DE2554180A1 (de) * 1975-12-02 1977-06-16 Kraftwerk Union Ag Kernreaktoranlage
FR2341347A1 (fr) * 1976-02-19 1977-09-16 Commissariat Energie Atomique Procede de decolmatage d'un filtre electromagnetique
DE2621258A1 (de) * 1976-05-13 1977-11-24 Interatom Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr
US4098329A (en) * 1976-07-29 1978-07-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Modular heat exchanger
US4235284A (en) * 1976-12-16 1980-11-25 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat exchanger with auxiliary cooling system
US4123909A (en) * 1976-12-20 1978-11-07 Combustion Engineering, Inc. Turbine trip system
NL172996C (nl) * 1977-05-13 1983-11-16 Neratoom Kernreactorinrichting en warmtewisselaar voor een dergelijke inrichting.
DE2748160C2 (de) * 1977-10-27 1984-06-07 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Einrichtung zur Begasung von Primärkühlmittel einer wassergekühlten Kernreaktoranlage
US4239596A (en) * 1977-12-16 1980-12-16 Combustion Engineering, Inc. Passive residual heat removal system for nuclear power plant
FR2416532A1 (fr) * 1978-02-06 1979-08-31 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements aux reacteurs nucleaires a eau pressurisee

Also Published As

Publication number Publication date
FR2466841A1 (fr) 1981-04-10
EP0026697B1 (fr) 1985-05-08
CA1157580A (en) 1983-11-22
ES495397A0 (es) 1982-11-01
JPS5657998A (en) 1981-05-20
EP0026697A1 (fr) 1981-04-08
US4363779A (en) 1982-12-14
ES8301056A1 (es) 1982-11-01
FR2466841B1 (ja) 1984-04-13
DE3070619D1 (en) 1985-06-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4540719B2 (ja) 廃熱ボイラ
CN105321584B (zh) 用于水冷却慢化核反应堆的安全壳
US5575244A (en) Heat recovery boiler with induced circulation
US20020122526A1 (en) Nuclear reactor
KR101710229B1 (ko) 열 회수 증기 발생기 및 멀티드럼 증발기
JPH0664171B2 (ja) 原子炉装置
US3401082A (en) Integral steam generator and nuclear reactor combination
CN104321825A (zh) 压水反应堆的紧凑型蒸气发生器
CN107665742A (zh) 能动与非能动相结合的船用反应堆应急余热排出系统
US3245881A (en) Integral boiler nuclear reactor
US5771963A (en) Convective countercurrent heat exchanger
US4633819A (en) Water-sodium steam generator with straight concentric tubes and gas circulating in the annular space
CN107644693A (zh) 船用反应堆及直流蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统
JP2004526900A (ja) ガスタービン用冷却材の冷却装置とガス・蒸気複合タービン設備
JPH06510117A (ja) 加圧水形原子炉のための二次側の崩壊熱放出装置
JPH0237558B2 (ja)
US2796050A (en) Exchanger vapor generators
US5114667A (en) High temperature reactor having an improved fluid coolant circulation system
US4656335A (en) Start-up control system and vessel for LMFBR
JPH08184691A (ja) 熱交換制御装置の熱バルブ
JPH01291197A (ja) 沸騰水型原子炉
JP2010169364A (ja) サーモサイフォン式蒸気発生装置
US4911107A (en) Standby cooling system for a fluidized bed boiler
KR830001869B1 (ko) 예비탱크를 구비한 가압수형 원자로
US5335252A (en) Steam generator system for gas cooled reactor and the like