JPH0660945B2 - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPH0660945B2 JPH0660945B2 JP2242824A JP24282490A JPH0660945B2 JP H0660945 B2 JPH0660945 B2 JP H0660945B2 JP 2242824 A JP2242824 A JP 2242824A JP 24282490 A JP24282490 A JP 24282490A JP H0660945 B2 JPH0660945 B2 JP H0660945B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel element
- reactor
- element housing
- thimble
- primary coolant
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/10—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated
-
- 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
-
- 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)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉に関するものであり、特には宇宙空間
で使用のための熱出力原子炉（サーマルパワーリアク
タ）に関するものである。
で使用のための熱出力原子炉（サーマルパワーリアク
タ）に関するものである。
宇宙空間で使用のために設計される原子炉は、炉心内で
の中性子のエネルギー分布に応じて分類されうる。この
エネルギー分布は、炉心内或いは炉心の周囲で使用され
る減速材（中性子のエネルギー水準を減少する材料）及
び反射材（炉心に中性子を反射して戻す材料）の量と型
式に応じて目的に合わせて生みだされる。
の中性子のエネルギー分布に応じて分類されうる。この
エネルギー分布は、炉心内或いは炉心の周囲で使用され
る減速材（中性子のエネルギー水準を減少する材料）及
び反射材（炉心に中性子を反射して戻す材料）の量と型
式に応じて目的に合わせて生みだされる。
第１に、高速（中性子）炉は、減速材がほとんど乃至全
然使用されず従って平均中性子エネルギーが核分裂中性
子が生まれたときのエネルギーに近い原子炉である。最
初に成功した宇宙用原子炉、ＳＮＡＰ−８及び現在開発
下にあるＳＰ−１００がこの型式の例である。これらは
通常、液体金属冷却式原子炉でありそして比較的高い比
燃料質量（Kg/Kw）により特色づけられる。
然使用されず従って平均中性子エネルギーが核分裂中性
子が生まれたときのエネルギーに近い原子炉である。最
初に成功した宇宙用原子炉、ＳＮＡＰ−８及び現在開発
下にあるＳＰ−１００がこの型式の例である。これらは
通常、液体金属冷却式原子炉でありそして比較的高い比
燃料質量（Kg/Kw）により特色づけられる。
第２に、中速（中性子）炉は、核分裂が起こる平均中性
子エネルギーが数電子ボルト（eV）から数千電子ボルト
（KeV）の範囲内にあるものである。この例はＮＥＲＶ
Ａ−型推進用原子炉であり、ここでは中性子は燃料要素
のグラファイトマトリックスにより部分的にそして水素
化ジルコニウムの別個のカラムにより部分的に減速され
る。これら原子炉は、非常に高い出力での短期間作動を
意図しそしてもっと最近の設計概念のものに比較して質
量が大きい。
子エネルギーが数電子ボルト（eV）から数千電子ボルト
（KeV）の範囲内にあるものである。この例はＮＥＲＶ
Ａ−型推進用原子炉であり、ここでは中性子は燃料要素
のグラファイトマトリックスにより部分的にそして水素
化ジルコニウムの別個のカラムにより部分的に減速され
る。これら原子炉は、非常に高い出力での短期間作動を
意図しそしてもっと最近の設計概念のものに比較して質
量が大きい。
第３に、熱（中性子）炉は、核分裂が起こる平均中性子
エネルギーが１電子ボルト未満である原子炉である。こ
のエネルギー水準において、重要な核分裂物質の核分裂
断面積は非常に大きくなり核分裂性物質装入量は最初の
２つの型式の原子炉において必要とされる量に比べて低
減される。大きな核分裂断面積により、熱中性子炉は燃
料要素間に或いはその周囲に相当量の効率的な減速材を
必要とする。熱中性子炉において比較的少量の核分裂性
物質の使用ですむことは、高速及び中速中性子原子炉を
上回る重要な利益を与える。
エネルギーが１電子ボルト未満である原子炉である。こ
のエネルギー水準において、重要な核分裂物質の核分裂
断面積は非常に大きくなり核分裂性物質装入量は最初の
２つの型式の原子炉において必要とされる量に比べて低
減される。大きな核分裂断面積により、熱中性子炉は燃
料要素間に或いはその周囲に相当量の効率的な減速材を
必要とする。熱中性子炉において比較的少量の核分裂性
物質の使用ですむことは、高速及び中速中性子原子炉を
上回る重要な利益を与える。
宇宙空間において多くの任務や作業を展開することは、
推進システム及び／或いは船上動力システムの質量から
の制約により、現在のところ実施可能ではない。固体減
速材及び高出力密度を使用する原子力システムの場合、
減速材の充分な冷却の必要性が苛酷な質量のペナルティ
ーを課す。安全用件を満足せねばならないこともまた追
加的な質量ペナルティーを課す。幾つかの宇宙での作業
行動を制約するまた別の問題は、照射損傷により生じる
原子炉減速材の劣化である。
推進システム及び／或いは船上動力システムの質量から
の制約により、現在のところ実施可能ではない。固体減
速材及び高出力密度を使用する原子力システムの場合、
減速材の充分な冷却の必要性が苛酷な質量のペナルティ
ーを課す。安全用件を満足せねばならないこともまた追
加的な質量ペナルティーを課す。幾つかの宇宙での作業
行動を制約するまた別の問題は、照射損傷により生じる
原子炉減速材の劣化である。
本発明の課題は、宇宙用途で向上せる安全性、低い比質
量、減速材の照射損傷を生じることなく長期高出力で運
転しうる能力をもって使用される原子炉を開発すること
である。
量、減速材の照射損傷を生じることなく長期高出力で運
転しうる能力をもって使用される原子炉を開発すること
である。
本発明は、液体減速材及び／或いは反射材を使用する原
子炉の形態において上記の課題を解決する。液体減速材
の使用は安全性を向上し、核分裂性物質及び原子炉質量
の減少を可能ならしめ、固体減速材と関連する問題を排
除する。
子炉の形態において上記の課題を解決する。液体減速材
の使用は安全性を向上し、核分裂性物質及び原子炉質量
の減少を可能ならしめ、固体減速材と関連する問題を排
除する。
本発明は、炉心バレルを内部に有する原子炉容器、該炉
心バレル内部に配置される燃料要素及び安全棒、各燃料
要素を取り巻きそして燃料要素との間にギャップを形成
する燃料要素ハウジングシンブル並びに該燃料要素ハウ
ジングシンブルギャップを含む一次冷却材流路を備える
原子炉であって、 ａ．炉心バレルを通して燃料要素ハウジングシンブルの
周囲に液体減速材を循環せしめる手段と、 ｂ．液体減速材からの熱を燃料要素ハウジングシンブル
ギャップを通して流れる一次冷却材に伝導するための手
段と を備えることを特徴とする原子炉を提供する。
心バレル内部に配置される燃料要素及び安全棒、各燃料
要素を取り巻きそして燃料要素との間にギャップを形成
する燃料要素ハウジングシンブル並びに該燃料要素ハウ
ジングシンブルギャップを含む一次冷却材流路を備える
原子炉であって、 ａ．炉心バレルを通して燃料要素ハウジングシンブルの
周囲に液体減速材を循環せしめる手段と、 ｂ．液体減速材からの熱を燃料要素ハウジングシンブル
ギャップを通して流れる一次冷却材に伝導するための手
段と を備えることを特徴とする原子炉を提供する。
一次冷却材としては、好ましくは気体が使用される。気
体冷却式原子炉において、燃料要素は中性子スペクトル
を高核分裂確率の範囲側にシフトする液体減速材／反射
材により囲まれる。これは最小限の燃料及び質量でもっ
て持続された連鎖反応と出力発生を可能ならしめる。減
速材／反射材からの熱の取除きは、燃料要素ハウジング
シンブル（筒状格納容器）から液体中に突き出る熱伝導
フィン配列体周囲に液体減速材／反射材の強制循環する
ことにより達成される。液体からの熱はフィンを通して
シンブル内部の冷却材気体へと伝導される。
体冷却式原子炉において、燃料要素は中性子スペクトル
を高核分裂確率の範囲側にシフトする液体減速材／反射
材により囲まれる。これは最小限の燃料及び質量でもっ
て持続された連鎖反応と出力発生を可能ならしめる。減
速材／反射材からの熱の取除きは、燃料要素ハウジング
シンブル（筒状格納容器）から液体中に突き出る熱伝導
フィン配列体周囲に液体減速材／反射材の強制循環する
ことにより達成される。液体からの熱はフィンを通して
シンブル内部の冷却材気体へと伝導される。
従来からの加圧水原子炉においては熱の流れは液体から
ではなく液体中に向けてであった。従来からの水減速原
子炉と違い、液体減速材／反射材はエネルギー変換過程
においては使用されない。
ではなく液体中に向けてであった。従来からの水減速原
子炉と違い、液体減速材／反射材はエネルギー変換過程
においては使用されない。
図面を参照すると、本発明に従う原子炉が総体を１０に
より示される。原子炉１０は、一次冷却材出口プレナム
１４を有する原子炉容器１２と、炉心バレル１６と、燃
料要素１８と、安全棒２０と、制御ドラム２２とから構
成される。駆動装置２４もまた安全棒２０及び制御ドラ
ム２２に対して設けられる。計測及び出力リード線がヘ
ッド貫入ノズル２６を通して原子炉１０に通入される。
原子炉１０は、宇宙における用途を意図しての改善点を
有することを除いては、原子炉容器、燃料要素、安全
棒、及び制御ドラムに対しては実質上従来型式の原子炉
である。
より示される。原子炉１０は、一次冷却材出口プレナム
１４を有する原子炉容器１２と、炉心バレル１６と、燃
料要素１８と、安全棒２０と、制御ドラム２２とから構
成される。駆動装置２４もまた安全棒２０及び制御ドラ
ム２２に対して設けられる。計測及び出力リード線がヘ
ッド貫入ノズル２６を通して原子炉１０に通入される。
原子炉１０は、宇宙における用途を意図しての改善点を
有することを除いては、原子炉容器、燃料要素、安全
棒、及び制御ドラムに対しては実質上従来型式の原子炉
である。
一次冷却材入口通路２８が一次冷却材出口プレナム１４
の外壁に設けられる。第４Ａ図に詳しく示されるよう
に、通路２８は、好ましい具体例においてはトールス
（円節）或いは半円形状断面を有する。第４図に明示さ
れるようにそして第４Ｂ図に詳しく示されるように、入
口通路２８は、一次冷却材を分布板３２に隣り合った入
口プレナム３０に差し向ける。補助的な熱除去中は、気
体状冷却材はノズル４６を通して入口プレナム３０に流
入する。
の外壁に設けられる。第４Ａ図に詳しく示されるよう
に、通路２８は、好ましい具体例においてはトールス
（円節）或いは半円形状断面を有する。第４図に明示さ
れるようにそして第４Ｂ図に詳しく示されるように、入
口通路２８は、一次冷却材を分布板３２に隣り合った入
口プレナム３０に差し向ける。補助的な熱除去中は、気
体状冷却材はノズル４６を通して入口プレナム３０に流
入する。
第１及び４Ｂ図に見られるように、分配板３２は炉心バ
レル１６にボルト締着されそして原子炉容器１２の下方
部分を横断して一次冷却材出口プレナム１４上方を伸延
する。第４Ｂ及び４Ｃ図に詳しく示されるように、分配
板３２には通路３４が設けられ、これは、一次冷却材を
各燃料要素ハウジングシンブル３６とそれが取り巻く燃
料要素１８との間のギャップ３８に差し向ける。第４Ｃ
図にみられるように、燃料要素ハウジングシンブル３６
及び燃料要素１８は、ギャップ３８を形成するように分
配板３２に設置されている。燃料要素１８はまた、第
１、３及び４図に示されるように、分配板３２の下側に
一次冷却材出口プレナム１４中に突出し、以って各燃料
要素１８の内部は出口プレナムと流通状態にある。一次
冷却材は、第４Ｃ図に矢印で示されるようにギャップ３
８から多孔質材料４０を通して燃料要素の中央へとそし
て燃料要素を通して下方に流れて一次冷却材出口プレナ
ム１４へと流出する。
レル１６にボルト締着されそして原子炉容器１２の下方
部分を横断して一次冷却材出口プレナム１４上方を伸延
する。第４Ｂ及び４Ｃ図に詳しく示されるように、分配
板３２には通路３４が設けられ、これは、一次冷却材を
各燃料要素ハウジングシンブル３６とそれが取り巻く燃
料要素１８との間のギャップ３８に差し向ける。第４Ｃ
図にみられるように、燃料要素ハウジングシンブル３６
及び燃料要素１８は、ギャップ３８を形成するように分
配板３２に設置されている。燃料要素１８はまた、第
１、３及び４図に示されるように、分配板３２の下側に
一次冷却材出口プレナム１４中に突出し、以って各燃料
要素１８の内部は出口プレナムと流通状態にある。一次
冷却材は、第４Ｃ図に矢印で示されるようにギャップ３
８から多孔質材料４０を通して燃料要素の中央へとそし
て燃料要素を通して下方に流れて一次冷却材出口プレナ
ム１４へと流出する。
原子炉容器１２には、炉心にまた炉心から液体を送入及
び排出するのに使用されるノズル４４が設けられる。原
子炉運転中、液体は、炉心バレル１６の内面及び燃料要
素ハウジングシンブル３６の外面により囲まれる減速材
領域を通して上方に循環される。第３図に矢印で示され
るように、液体はその後、循環ポンプ４５に流入し、ポ
ンプにより上方ヘッドに送給されそして原子炉容器１２
及び炉心バレル１６により囲まれる反射材領域における
制御ドラム２２を通してまたその周囲を下方に流れる。
第３Ａ図に矢印で示すように、液体はその後、下端にお
いて炉心バレル内に設けられた通路を通して減速材領域
に流れることによりその循環ループを完結する。
び排出するのに使用されるノズル４４が設けられる。原
子炉運転中、液体は、炉心バレル１６の内面及び燃料要
素ハウジングシンブル３６の外面により囲まれる減速材
領域を通して上方に循環される。第３図に矢印で示され
るように、液体はその後、循環ポンプ４５に流入し、ポ
ンプにより上方ヘッドに送給されそして原子炉容器１２
及び炉心バレル１６により囲まれる反射材領域における
制御ドラム２２を通してまたその周囲を下方に流れる。
第３Ａ図に矢印で示すように、液体はその後、下端にお
いて炉心バレル内に設けられた通路を通して減速材領域
に流れることによりその循環ループを完結する。
第３Ａ図に見られるように、燃料要素ハウジングシンブ
ル３６には、シンブル外周面から液体中に突出しそして
液体からシンブル３６内部を流れる一次気体冷却材に熱
を伝導する役目を為すフィンを備えている。
ル３６には、シンブル外周面から液体中に突出しそして
液体からシンブル３６内部を流れる一次気体冷却材に熱
を伝導する役目を為すフィンを備えている。
従来からの陸上の水減速材原子炉において、有用なエネ
ルギー発生のためには、熱流れは、本発明の原子炉のよ
うに液体からではなく、燃料要素において液体減速材に
向けてのものであった。
ルギー発生のためには、熱流れは、本発明の原子炉のよ
うに液体からではなく、燃料要素において液体減速材に
向けてのものであった。
液体減速材／反射材は作製、陸上輸送、発射及び処分中
保蔵されず、原子炉は臨界状態以下に維持されるから原
子炉の安全性を向上する。運転が始まるとき、液体減速
材／反射材が充填／排出ノズル４４を通して原子炉容器
１２に添加され、上述したようにして炉心内を循環せし
められる。液体減速材／反射材は燃料要素１８内の比較
的少量の核分裂性物質が炉心内で臨界状態になる（自己
維持反応状態となる）ことを許容して制御ドラム及び他
の設備部品を冷却する。
保蔵されず、原子炉は臨界状態以下に維持されるから原
子炉の安全性を向上する。運転が始まるとき、液体減速
材／反射材が充填／排出ノズル４４を通して原子炉容器
１２に添加され、上述したようにして炉心内を循環せし
められる。液体減速材／反射材は燃料要素１８内の比較
的少量の核分裂性物質が炉心内で臨界状態になる（自己
維持反応状態となる）ことを許容して制御ドラム及び他
の設備部品を冷却する。
好ましい具体例において、一次冷却材はこうした用途に
適した気体でありそして液体減速材／反射材は水であ
る。様々の有機液体のような他の適当な液体減速材／反
射材もまた使用されうる。
適した気体でありそして液体減速材／反射材は水であ
る。様々の有機液体のような他の適当な液体減速材／反
射材もまた使用されうる。
また別の好ましい方式が第５図に示され、ここでは液体
減速材から補助的な熱回収のために原子炉の外側に熱交
換器が設けられている。液体減速材は底部充填ノズル４
４から減速材及び反射材領域を通して上方にそして上方
ヘッド内へと炉心を通して循環される。上方ヘッドから
液体は炉心を出て、ポンプ４７を通りそして熱交換器４
８に流入し、ここで冷却材気体により冷却され、その後
気体は原子炉に流入する。その後気体減速材は熱交換器
から炉心内へと充填／排出ノズル４４を通して流れる。
液体減速材の冷却は前述したようにして炉心内で与えら
れる。
減速材から補助的な熱回収のために原子炉の外側に熱交
換器が設けられている。液体減速材は底部充填ノズル４
４から減速材及び反射材領域を通して上方にそして上方
ヘッド内へと炉心を通して循環される。上方ヘッドから
液体は炉心を出て、ポンプ４７を通りそして熱交換器４
８に流入し、ここで冷却材気体により冷却され、その後
気体は原子炉に流入する。その後気体減速材は熱交換器
から炉心内へと充填／排出ノズル４４を通して流れる。
液体減速材の冷却は前述したようにして炉心内で与えら
れる。
液体減速材の使用は安全性を向上し、核分裂性物質及び
原子炉質量野減少を可能ならしめ、固体減速材と関連す
る問題を排除する。こうして、本発明の原子炉は、宇宙
船用途におけるエネルギー源として有用である。
原子炉質量野減少を可能ならしめ、固体減速材と関連す
る問題を排除する。こうして、本発明の原子炉は、宇宙
船用途におけるエネルギー源として有用である。
以上、好ましい具体例を説明したが、本発明の範囲内で
多くの改変をなしうることを銘記されたい。
多くの改変をなしうることを銘記されたい。
第１図は、本発明に従う気体冷却材流れを例示する原子
炉の側面図である。 第２図は第２図の中央面の断面図である。 第３図は、本発明に従う減速材／反射材流れを例示する
原子炉の側面図である。 第３Ａ図は、フィン付き燃料要素ハウジングシンブル及
び原子炉の反射材領域から減速材領域に戻る流路を例示
する詳細図である。 第４図は、本発明に従う原子炉の部分側面断面図であ
る。 第４Ａ〜４Ｃ図は、気体冷却材の流路を例示する詳細図
である。 第５図は、本発明のまた別の具体例を例示する概略説明
図である。 １０：原子炉 １２：原子炉容器 １４：一次冷却材出口プレナム １６：炉心バレル １８：燃料要素 ２０：安全棒 ２２：制御ドラム ２４：駆動装置 ２８：一次冷却材入口通路 ３０：入口プレナム ３２：分布板 ４６：ノズル ３４：通路 ３６：燃料要素ハウジングシンブル ３８：ギャップ ４０：多孔質材料 ４４：ノズル ４５：循環ポンプ ４７：ポンプ ４８：熱交換器
炉の側面図である。 第２図は第２図の中央面の断面図である。 第３図は、本発明に従う減速材／反射材流れを例示する
原子炉の側面図である。 第３Ａ図は、フィン付き燃料要素ハウジングシンブル及
び原子炉の反射材領域から減速材領域に戻る流路を例示
する詳細図である。 第４図は、本発明に従う原子炉の部分側面断面図であ
る。 第４Ａ〜４Ｃ図は、気体冷却材の流路を例示する詳細図
である。 第５図は、本発明のまた別の具体例を例示する概略説明
図である。 １０：原子炉 １２：原子炉容器 １４：一次冷却材出口プレナム １６：炉心バレル １８：燃料要素 ２０：安全棒 ２２：制御ドラム ２４：駆動装置 ２８：一次冷却材入口通路 ３０：入口プレナム ３２：分布板 ４６：ノズル ３４：通路 ３６：燃料要素ハウジングシンブル ３８：ギャップ ４０：多孔質材料 ４４：ノズル ４５：循環ポンプ ４７：ポンプ ４８：熱交換器
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ウィリアム・ガウアー・ペタス 米国バージニア州モンロー、ボックス549、 ルート２ (72)発明者 バレット・ジョン・ショート 米国バージニア州リンチバーグ、イース ト・ウッドサイド・アベニュー 3627
Claims (6)
- 【請求項１】炉心バレルを内部に有する原子炉容器、該
炉心バレル内部に配置される燃料要素及び安全棒、各燃
料要素を取り巻きそして燃料要素との間にギャップを形
成する燃料要素ハウジングシンブル及び該燃料要素ハウ
ジングシンブルギャップを含む一次冷却材流路を備える
原子炉であって、 ａ．前記炉心バレルを通して前記燃料要素ハウジングシ
ンブルの周囲に液体減速材を循環せしめる手段と、 ｂ．液体減速材からの熱を前記燃料要素ハウジングシン
ブルギャップを通して流れる一次冷却材に伝導するため
の手段と を備えることを特徴とする原子炉。 - 【請求項２】一次冷却材が気体である特許請求の範囲第
１項記載の原子炉。 - 【請求項３】液体減速材循環手段が原子炉容器における
ポンプ並びに充填及び排出ノズルを含む特許請求の範囲
第１項記載の原子炉。 - 【請求項４】熱伝導手段が燃料要素ハウジングシンブル
におけるフィンを含む特許請求の範囲第１項記載の原子
炉。 - 【請求項５】炉心バレルを内部に有する原子炉容器、該
炉心バレル内部に配置される燃料要素及び安全棒、各燃
料要素を取り巻きそして燃料要素との間にギャップを形
成する燃料要素ハウジングシンブル及び該燃料要素ハウ
ジングシンブルギャップを含む一次冷却材流路を備える
気体冷却式原子炉において、 ａ．炉心バレルを通して燃料要素ハウジングシンブルの
周囲に液体減速材を循環せしめる手段と、 ｂ．液体減速材からの熱を燃料要素ハウジングシンブル
ギャップを通して流れる一次気体冷却材に伝導するため
の燃料要素ハウジングシンブルにおけるフィンと を備えることを特徴とする気体冷却式原子炉。 - 【請求項６】液体減速材から一次冷却材へと熱を伝導す
るために、液体減速材及び一次冷却材と流通状態にある
原子炉外部の熱交換器を更に備える特許請求の範囲第５
項記載の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/407,515 US5087412A (en) | 1989-09-15 | 1989-09-15 | Nuclear reactor |
| US407515 | 1989-09-15 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03107792A JPH03107792A (ja) | 1991-05-08 |
| JPH0660945B2 true JPH0660945B2 (ja) | 1994-08-10 |
Family
ID=23612400
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2242824A Expired - Lifetime JPH0660945B2 (ja) | 1989-09-15 | 1990-09-14 | 原子炉 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5087412A (ja) |
| JP (1) | JPH0660945B2 (ja) |
| CA (1) | CA2023484C (ja) |
| DE (1) | DE4028947C2 (ja) |
| FR (1) | FR2652190B1 (ja) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5289512A (en) * | 1992-06-08 | 1994-02-22 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear propulsion reactor |
| US5513234A (en) * | 1994-07-18 | 1996-04-30 | Rottenberg; Sigmunt | Structural member for nuclear reactor pressure tubes |
| JP3597165B2 (ja) * | 2001-11-16 | 2004-12-02 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子炉容器の熱荷重緩和装置 |
| JP5426110B2 (ja) * | 2007-05-17 | 2014-02-26 | 株式会社東芝 | 反射体制御方式の高速炉 |
| EP2392315B1 (en) | 2010-06-03 | 2017-04-05 | Straumann Holding AG | Conditioning composition for treatment of dental implant surfaces |
| RU2578590C1 (ru) * | 2015-04-08 | 2016-03-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
| US11990248B2 (en) * | 2019-08-29 | 2024-05-21 | BWXT Advanced Technologies LLC | Robust nuclear propulsion fission reactor with tri-pitch patterned core and drum absorbers |
| EP4330991A2 (en) * | 2021-04-27 | 2024-03-06 | BWX Technologies, Inc. | Space nuclear propulsion reactor aft plenum assembly |
Family Cites Families (20)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2868708A (en) * | 1945-11-02 | 1959-01-13 | Harcourt C Vernon | Neutronic reactor |
| US3383858A (en) * | 1956-08-09 | 1968-05-21 | North American Rockwell | Nuclear rocket engine |
| BE565765A (ja) * | 1957-03-19 | |||
| US3047479A (en) * | 1957-09-09 | 1962-07-31 | United Nuclear Corp | Steam reactor system |
| ES246790A1 (es) * | 1958-02-03 | 1959-06-01 | North American Aviation Inc | Un reactor nuclear |
| US2977297A (en) * | 1958-09-02 | 1961-03-28 | Ersel A Evans | Reactor fuel assembly |
| GB874739A (en) * | 1958-11-11 | 1961-08-10 | Thompson Nuclear Energy Co Ltd | Improvements relating to fuel elements for nuclear reactors |
| NL252331A (ja) * | 1959-06-04 | |||
| DE1848988U (de) * | 1959-07-23 | 1962-03-29 | Siemens Ag | Heterogener kernreaktor. |
| US3090743A (en) * | 1960-04-15 | 1963-05-21 | Commissariat Energie Atomique | Nuclear reactor duct structure |
| US3190807A (en) * | 1960-09-07 | 1965-06-22 | Combustion Eng | Pressure tube reactor |
| US3249506A (en) * | 1961-04-28 | 1966-05-03 | Westinghouse Electric Corp | Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system |
| US3180801A (en) * | 1963-09-26 | 1965-04-27 | Royce J Rickert | Heavy water moderated organic cooled nuclear fission reactor |
| NL6402058A (ja) * | 1964-03-02 | 1965-09-03 | ||
| US3311540A (en) * | 1964-05-28 | 1967-03-28 | Westinghouse Electric Corp | Integral boiling and superheating nuclear reactor and pressure tube assembly therefor |
| US3352365A (en) * | 1964-06-26 | 1967-11-14 | Babcock & Wilcox Co | Nuclear reactor system |
| US3309280A (en) * | 1964-12-24 | 1967-03-14 | Leonard J Balog | Pressure-tube nuclear reactor including fuel assembly with thermal baffle |
| US3266999A (en) * | 1965-03-26 | 1966-08-16 | Richard E Wood | Gas-cooled, water moderated neutronic reactor |
| CH459379A (de) * | 1966-07-14 | 1968-07-15 | Sulzer Ag | Kernreaktoranlage |
| US3793832A (en) * | 1968-07-23 | 1974-02-26 | Us Air Force | Nuclear engine reactor rocket cores |
-
1989
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1990
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