RU2118001C1 - Boiling reactor and nuclear power plant using it - Google Patents

Boiling reactor and nuclear power plant using it Download PDF

Info

Publication number
RU2118001C1
RU2118001C1 RU94040397A RU94040397A RU2118001C1 RU 2118001 C1 RU2118001 C1 RU 2118001C1 RU 94040397 A RU94040397 A RU 94040397A RU 94040397 A RU94040397 A RU 94040397A RU 2118001 C1 RU2118001 C1 RU 2118001C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
gas
reactor
water
nuclear
nuclear power
Prior art date
Application number
RU94040397A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU94040397A (en
Inventor
Николай Петрович Колчев
Original Assignee
Николай Петрович Колчев
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 Николай Петрович Колчев filed Critical Николай Петрович Колчев
Priority to RU94040397A priority Critical patent/RU2118001C1/en
Publication of RU94040397A publication Critical patent/RU94040397A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2118001C1 publication Critical patent/RU2118001C1/en

Links

Images

Classifications

    • 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
    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: fuel elements are installed within nuclear reactor in relatively parallel position with gaps bridged on top and at bottom. Two pressurized spaces are formed within reactor: (a) water space including spaces inside fuel elements which is part of water loop; (b) gas space including gaps between fuel elements which is part of gas loop. Plant incorporates pressure equalizers which are, essentially, pressurized vessels communicating with pipeline delivering water to reactor and that feeding reactor with gas coolant. Reactor also has compressor used to transfer gas from gas loop to vessel. Some portion of gas is conveyed past reactor to gas turbine that drives circulating gas blower. EFFECT: improved efficiency and reliability of nuclear power plant. 7 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с водоводяными кипящими ядерными реакторами (ЯР). The invention relates to nuclear technology, and more specifically to nuclear power plants (NPPs) with boiling water boiling nuclear reactors (NR).

Известен водоводяной кипящий ЯР [1], включающий тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), систему управления и защиты (СУЗ), корпус с патрубками для подвода воды и отвода пара. Known water-boiling NR [1], including fuel elements (TVEL), control and protection system (CPS), a housing with pipes for supplying water and steam.

Недостатком такого ЯР являются низкие параметры получаемого пара, а отсюда и низкая эффективность ЯЭУ, в состав которой входит данный реактор. The disadvantage of this NR is the low parameters of the resulting vapor, and hence the low efficiency of the nuclear power plant, which includes this reactor.

Известна ЯЭУ [2], включающая кипящий ЯР с водяным теплоносителем, турбогенераторы, насосы. В ЯР кроме испарительных каналов имеются пароперегревательные. Known nuclear power plants [2], including boiling nuclear reactor with a water coolant, turbogenerators, pumps. In NR, in addition to the evaporation channels, there are steam superheaters.

Недостатком такой установки является то, что используемые в пароперегревательных каналах термостойкие материалы имеют невысокие нейтронно-физические параметры, что снижает эффективность использования ядерного топлива и, как следствие, приводит к снижению эффективности ЯЭУ. The disadvantage of this installation is that the heat-resistant materials used in superheater channels have low neutron-physical parameters, which reduces the efficiency of nuclear fuel use and, as a result, reduces the efficiency of nuclear power plants.

Целью изобретения является повышение эффективности ЯЭУ. The aim of the invention is to increase the efficiency of nuclear power plants.

Указанная цель достигается тем, что в кипящем водоводяном ЯР, выполненном в виде активной зоны, заключенной в корпус, активная зона состоит из ТВЭЛов, оболочки которых выполнены в виде параллелепипедов, открытых сверху и снизу. Каждая оболочка состоит из двух больших и двух малых граней. Большие грани имеют волнистую поверхность и на них снаружи нанесен слой ядерного топлива. ТВЭЛы установлены с промежутками параллельно друг другу, а между ними размещены элементы СУЗ. Промежутки между соседними ТВЭЛами соединены сверху и снизу перекрытиями. Корпус реактора имеет патрубки: нижний - для подвода воды, верхний - для вывода пара, боковые - для ввода и вывода газового теплоносителя. Внутреннее пространство корпуса герметично разделено на две части: водяную и газовую. Водяная включает пространства внутри ТВЭЛов и пространства над активной зоной и под ней. Газовая включает промежутки между ТВЭЛами и сегменты, заключенные между активной зоной и стенками корпуса, прилегающими к боковым патрубкам. This goal is achieved by the fact that in a boiling water-water nuclear reactor made in the form of an active zone enclosed in a housing, the active zone consists of fuel rods, the shells of which are made in the form of parallelepipeds, open at the top and bottom. Each shell consists of two large and two small faces. Large faces have a wavy surface and a layer of nuclear fuel is deposited on them from the outside. The fuel rods are installed at intervals parallel to each other, and between them are the elements of the CPS. The gaps between adjacent fuel elements are connected from above and below by ceilings. The reactor vessel has nozzles: the lower one is for supplying water, the upper one is for withdrawing steam, the side ones are for introducing and discharging a gas coolant. The internal space of the housing is hermetically divided into two parts: water and gas. Water includes spaces inside fuel rods and spaces above and below the core. The gas includes the gaps between the fuel rods and the segments enclosed between the active zone and the walls of the housing adjacent to the side pipes.

Указанная цель достигается также тем, что в ЯЭУ, имеющей контур водяного теплоносителя, включающий ЯР, турбогенератор, пароперегреватель и циркуляционный насос, реактор выполнен как описано выше, а ЯЭУ имеет газовый контур, в котором пароперегреватель соединен с газовым пространством ЯР, после пароперегревателя имеются газоочистительная установка и циркуляционная газодувка. This goal is also achieved by the fact that in a nuclear power plant having a water coolant circuit, including a nuclear reactor, a turbogenerator, a superheater and a circulation pump, the reactor is made as described above, and the nuclear power plant has a gas circuit in which the superheater is connected to the gas space of the nuclear reactor, after the superheater there is a gas purifier installation and circulation gas blower.

Кроме того, в ЯЭУ имеются выравниватели давления в виде герметичных сосудов, которые соединены с трубопроводами, подводящими к ЯР воду и газовый теплоноситель. In addition, NPPs have pressure equalizers in the form of sealed vessels that are connected to pipelines that supply water and a gas coolant to the nuclear reactor.

Кроме того, линия, питающая турбину циркуляционной газодувки, соединена с трубопроводом газового теплоносителя, выходящего из ЯР. In addition, the line supplying the circulating gas blower turbine is connected to the gas coolant pipeline leaving the nuclear reactor.

На фиг. 1 изображен ТВЭЛ; на фиг. 2 - активная зона ЯР; на фиг. 3 - ядерный реактор; на фиг. 4 - схема ЯЭУ. In FIG. 1 shows a fuel rod; in FIG. 2 - active zone of nuclear weapons; in FIG. 3 - nuclear reactor; in FIG. 4 is a diagram of a nuclear power plant.

Оболочка ТВЭЛа представляет собой конструкцию в форме параллелепипеда без оснований, состоящего из двух больших 1 и двух малых 2 граней. Большие грани 1 имеют волнистую форму и покрыты снаружи слоем ядерного горючего 3. Между большими гранями 1 образован открытый сверху и снизу канал 4. The TVEL shell is a parallelepiped-shaped structure without bases, consisting of two large 1 and two small 2 faces. The large faces 1 have a wavy shape and are covered externally with a layer of nuclear fuel 3. Between the large faces 1, a channel 4 open from above and below is formed.

Активная зона ЯР состоит из ТВЭЛов, расположенных параллельно друг другу с промежутками 5, и элементов СУЗ (на чертежах не показаны). Промежутки 5 сверху и снизу соединены перекрытиями 6. The core of the nuclear weapons consists of fuel rods located parallel to each other with gaps 5, and the elements of the CPS (not shown in the drawings). The gaps 5 above and below are connected by ceilings 6.

Внутри корпуса 7 реактора закреплена активная зона 8. Корпус 7 имеет патрубки: нижний 9 - для подвода воды, верхний 10 - для вывода пара, боковые 11 - для ввода и 12 - для вывода газового теплоносителя. An active zone is fixed inside the reactor vessel 7. The vessel 7 has nozzles: lower 9 for water supply, upper 10 for steam output, side 11 for input and 12 for gas coolant output.

Пространство внутри корпуса герметично разделено на две части: водную и газовую. Водная состоит из пространств: 4 - внутри ТВЭЛов, 13 - над активной зоной и 14 - под активной зоной 8. Газовая состоит из сегментов 15, заключенных между активной зоной 8 и внутренней поверхностью корпуса 7, прилегающей к боковым патрубкам 11 и 12, и промежутков между ТВЭЛами. The space inside the housing is hermetically divided into two parts: water and gas. The water consists of the spaces: 4 - inside the fuel rods, 13 - above the active zone and 14 - under the active zone 8. The gas consists of segments 15 enclosed between the active zone 8 and the inner surface of the housing 7 adjacent to the side pipes 11 and 12, and the gaps between the fuel elements.

В состав ЯЭУ входят водяной и газовый контуры. Водяной контур включает водную часть пространства внутри ЯР 16, пароперегреватель 17, турбогенератор 18 и циркуляционный насос 19. Газовый контур содержит газовую часть пространства ЯР, пароперегреватель 17, циркуляционную газодувку 20, компрессор 21, газовую турбину 22, газоочистительную установку 23, емкости 24 для хранения газа. Имеются также выравниватели давления 25, выполненные в виде герметичных сосудов, соединенных с трубопроводами, подводящими воду и газовый теплоноситель к ЯР 16. Кроме того, имеются система дополнительного выравнивания давления в ЯР, включающая датчики давления (на чертежах не показаны) в водяной и газовой частях ЯР, система управления компрессором 21 и емкостями 24. The nuclear power plant includes water and gas circuits. The water circuit includes the water part of the space inside the nuclear reactor 16, a superheater 17, a turbogenerator 18, and a circulation pump 19. The gas circuit contains a gas part of the space of the nuclear reactor, a steam superheater 17, a circulation gas blower 20, a compressor 21, a gas turbine 22, a gas treatment unit 23, and storage containers 24 gas. There are also pressure equalizers 25, made in the form of sealed vessels connected to pipelines that supply water and a gas coolant to the nuclear reactor 16. In addition, there is an additional pressure equalization system in the nuclear reactor, including pressure sensors (not shown in the drawings) in the water and gas parts NR, compressor 21 control system and 24 tanks.

ЯЭУ работает следующим образом. Через реактор 16 циркуляционным насосом 19 прогоняется вода. Вода, будучи замедлителем нейтронов, создает в активной зоне условия для прохождения самоподдерживающейся ядерной реакции. В ядерном топливе выделяется тепло, которое через оболочки ТВЭЛов передается водному теплоносителю. Вода подогревается и испаряется. Из реактора 16 через патрубок 10 выходит насыщенный пар и, проходя через пароперегреватель 17, повышает свои параметры и направляется на турбину 18. Совершая работу по вращению турбины, пар конденсируется, а конденсат возвращается в ЯР. Газодувкой 20 газовый теплоноситель направляется в газовое пространство ЯР. Проходя через промежутки 5 между ТВЭЛами, газ нагревается от ядерного топлива и следует в пароперегреватель 17, где отдает тепло насыщенному пару, поступающему из реактора. На газоочистительной установке 23 газ освобождается от загрязнений, после чего циркуляционной газодувкой возвращается в ЯР. При запуске ЯЭУ газодувка 20 работает от пускового электродвигателя, а после установления режима работы часть газового теплоносителя после реактора подается на газовую турбину 22, которая вращает циркуляционную газодувку. Трубопровод, подводящий воду к патрубку 9, и трубопровод, подводящий газ к патрубку 11, сообщаются с выравнивателями давления 25. В случае необходимости может быть задействована система дополнительного выравнивания давления в ЯР. Если датчики зафиксируют недопустимое превышение давления в газовой части ЯР, включается компрессор 21, который перекачивает часть газа из газового контура в емкости 24, снижая давление в газовой части ЯР. NPP works as follows. Water is driven through the reactor 16 by the circulation pump 19. Water, being a neutron moderator, creates conditions in the core for the passage of a self-sustaining nuclear reaction. Heat is generated in nuclear fuel, which is transferred to the water coolant through the cladding of the fuel elements. Water is heated and evaporates. Saturated steam leaves the reactor 16 through the pipe 10 and, passing through the superheater 17, increases its parameters and is sent to the turbine 18. When the turbine rotates, the steam condenses and the condensate returns to NR. By gas blower 20, the gas coolant is directed into the gas space of the nuclear reactor. Passing through the gaps 5 between the fuel rods, the gas is heated from nuclear fuel and follows to the superheater 17, where it gives off heat to the saturated steam coming from the reactor. At the gas treatment plant 23, the gas is freed from contaminants, after which the circulation gas blower returns to the NR. When starting a nuclear power plant, the gas blower 20 runs on a starting electric motor, and after setting the operating mode, part of the gas coolant after the reactor is fed to a gas turbine 22, which rotates the circulating gas blower. The pipeline supplying water to the pipe 9, and the pipeline supplying gas to the pipe 11 communicate with pressure equalizers 25. If necessary, a system for additional pressure equalization in the NR can be activated. If the sensors detect an unacceptable excess pressure in the gas part of the nuclear reactor, a compressor 21 is turned on, which pumps part of the gas from the gas circuit into the tank 24, reducing the pressure in the gas part of the nuclear reactor.

При работе предлагаемой ЯЭУ оболочки ТВЭЛов снаружи и изнутри испытывают давления, близкие по величине, что способствует обеспечению их герметичности и предотвращает проникновение радионуклидов в водный теплоноситель, чем обеспечивается улучшение радиационной обстановки. Кроме того, отсутствие значительной разницы между давлениями снаружи и внутри оболочек ТВЭЛов позволяет уменьшить толщину оболочек ТВЭЛов и тем самым снизить паразитное поглощение нейтронов и повысить эффективность использования ядерного топлива. During the operation of the proposed nuclear power plant, the claddings of fuel elements outside and inside experience pressures close in magnitude, which helps to ensure their tightness and prevents the penetration of radionuclides into the water coolant, thereby improving the radiation situation. In addition, the absence of a significant difference between the pressures outside and inside the cladding of the fuel rods makes it possible to reduce the thickness of the cladding of the fuel rods and thereby reduce the parasitic absorption of neutrons and increase the efficiency of use of nuclear fuel.

В предлагаемом ЯР теплосъем с ядерного горючего осуществляется как водным, так и газовым теплоносителями. Таким образом, осуществляется более полный теплосъем в ТВЭЛах, что повышает эффективность ЯЭУ и, снижая температуру ядерного топлива, снижает возможность его перегрева. In the proposed NR, heat removal from nuclear fuel is carried out by both water and gas coolants. Thus, more complete heat removal in the fuel elements is carried out, which increases the efficiency of the nuclear power plant and, reducing the temperature of nuclear fuel, reduces the possibility of overheating.

Газовый перегрев повышает параметры пара, что позволяет использовать в составе ЯЭУ более экономичные турбины, рассчитанные на более высокие параметры пара. Использование тепла газа, выходящего из реактора, позволяет обеспечить работу турбины, вращающей циркуляционную газодувку, и возможно, некоторых других агрегатов ЯЭУ. Это снижает затраты энергии на обеспечение работы самой ЯЭУ. Gas overheating increases the steam parameters, which makes it possible to use more economical turbines in the composition of the nuclear power plant, designed for higher steam parameters. The use of the heat of the gas leaving the reactor makes it possible to ensure the operation of a turbine rotating a circulating gas blower, and possibly some other NPP units. This reduces energy costs for ensuring the operation of the nuclear power plant itself.

Источники информации
1. В. Е. Дорощук. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат, 1977, с. 84 - 88.Sources of information
1. V.E. Doroshchuk. Nuclear reactors in power plants. M .: Atomizdat, 1977, p. 84 - 88.

2. А. М. Петросян. Современные проблемы атомной науки и техники в СССР. М.: Атомиздат, 1976, с. 123 - 130. 2. A. M. Petrosyan. Modern problems of atomic science and technology in the USSR. M .: Atomizdat, 1976, p. 123 - 130.

Claims (7)

1. Кипящий реактор с водяным теплоносителем, включающий корпус с патрубками для подвода воды и отвода пара и активную зону, содержащую тепловыделяющие элементы и размещенные между ними элементы системы управления и защиты, отличающийся тем, что тепловыделяющие элементы имеют оболочки, выполненные в виде параллелепипедов с вертикальными сквозными каналами и снаружи имеющие покрытие слоем ядерного топлива, установлены параллельно друг другу с промежутками и соединенные сверху и снизу перекрытиями, а корпус имеет дополнительные боковые патрубки для подвода и отвода газового теплоносителя, причем пространство внутри корпуса герметично разделено на две части: водную, включающую пространства над активной зоной и под ней, и газовую, включающую промежутки между тепловыделяющими элементами и сегменты, заключенные между активной зоной и внутренней поверхностью корпуса, прилегающей к боковым патрубкам. 1. A boiling reactor with a water coolant, comprising a housing with nozzles for supplying water and removing steam and an active zone containing fuel elements and elements of a control and protection system located between them, characterized in that the fuel elements have shells made in the form of parallelepipeds with vertical through channels and externally coated with a layer of nuclear fuel, installed parallel to each other with gaps and connected to the top and bottom by ceilings, and the housing has additional side nozzles for supplying and discharging a gas coolant, the space inside the housing being hermetically divided into two parts: water, including the spaces above and below the active zone, and gas, including the gaps between the fuel elements and segments enclosed between the active zone and the inner surface of the housing adjacent to the side pipes. 2. Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ), включающая ядерный реактор, турбогенератор, пароперегреватель, циркуляционный насос, отличающаяся тем, что ядерный реактор выполнен, как описано в п.1, контур водяного теплоносителя подключен к нижнему и верхнему патрубкам корпуса реактора и включает водное пространство реактора, турбогенератор, пароперегреватель и циркуляционный насос, а установка дополнительно имеет контур газового теплоносителя, подключенный к боковым патрубкам реактора и включающий газовое пространство реактора, пароперегреватель и циркуляционную воздуходувку. 2. Nuclear power plant (NPP), including a nuclear reactor, turbogenerator, superheater, circulation pump, characterized in that the nuclear reactor is made as described in claim 1, the water coolant circuit is connected to the lower and upper nozzles of the reactor vessel and includes a water space the reactor, a turbogenerator, a superheater and a circulation pump, and the installation additionally has a gas coolant circuit connected to the side pipes of the reactor and including the gas space of the reactor, a steam cooler revatel and circulating blower. 3. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет выравниватели давления между водяным и газовым пространствами реактора, выполненные в виде герметичных сосудов, сообщающихся с трубопроводами, подводящими к реактору воду и газовый теплоноситель. 3. A nuclear power plant according to claim 2, characterized in that it has pressure equalizers between the water and gas spaces of the reactor, made in the form of sealed vessels in communication with pipelines that supply water and a gas coolant to the reactor. 4. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет в газовом контуре газоочистительную установку. 4. A nuclear power plant according to claim 2, characterized in that it has a gas purification unit in the gas circuit. 5. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет в газовом контуре компрессор, соединенный с емкостями для хранения газового теплоносителя. 5. A nuclear power plant according to claim 2, characterized in that it has a compressor in the gas circuit connected to containers for storing the gas coolant. 6. ЯЭУ по п. 2, отличающаяся тем, что она имеет газовую турбину, вал которой соединен с валом циркуляционной газодувки. 6. NPP under item 2, characterized in that it has a gas turbine, the shaft of which is connected to the shaft of the circulating gas blower. 7. ЯЭУ по п.6, отличающаяся тем, что газовая турбина соединена с трубопроводом газового теплоносителя, выходящего из реактора. 7. Nuclear power plant according to claim 6, characterized in that the gas turbine is connected to the pipeline of the gas coolant exiting the reactor.
RU94040397A 1994-10-19 1994-10-19 Boiling reactor and nuclear power plant using it RU2118001C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94040397A RU2118001C1 (en) 1994-10-19 1994-10-19 Boiling reactor and nuclear power plant using it

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94040397A RU2118001C1 (en) 1994-10-19 1994-10-19 Boiling reactor and nuclear power plant using it

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU94040397A RU94040397A (en) 1997-03-10
RU2118001C1 true RU2118001C1 (en) 1998-08-20

Family

ID=20162221

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU94040397A RU2118001C1 (en) 1994-10-19 1994-10-19 Boiling reactor and nuclear power plant using it

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2118001C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2493482C2 (en) * 2011-10-28 2013-09-20 Юрий Михайлович Красильников Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Петросян А.М. Современные проблемы атомной науки и техники в СССР. - М: Атомиздат, 1976, с.123 - 130. Дорощук В.Е. Ядерные реакторы на электростанциях. - М: Атомиздат, 1977, с.84 - 88. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2493482C2 (en) * 2011-10-28 2013-09-20 Юрий Михайлович Красильников Steam generation plant of single-circuit nuclear power plant

Also Published As

Publication number Publication date
RU94040397A (en) 1997-03-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8731130B2 (en) Passive emergency feedwater system
US3712851A (en) Nuclear power station
KR100189168B1 (en) Passive containment cooling system of nuclear reactor
US3400049A (en) Steam cooled nuclear reactor power system
KR20140054266A (en) Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
CN104126206A (en) Compact nuclear power generation system
US6519308B1 (en) Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems
EP0339255A2 (en) Isolation condensor with shutdown cooling system heat exchanger
WO2014159155A1 (en) Apparatus for passively cooling a nuclear plant coolant reservoir
JP2018520369A (en) Reactor
US5006303A (en) Nuclear power plant
US3240678A (en) Pressure tube neutronic reactor and coolant control means therefor
US3091582A (en) Nuclear reactor systems
US5013519A (en) Autonomous, decentralized fast breeder reactor system
RU2118001C1 (en) Boiling reactor and nuclear power plant using it
JPH032276B2 (en)
Habush et al. 330-MW (e) Fort St. Vrain high-temperature gas-cooled reactor
CA1245718A (en) System of generating electricity using a swimming pool type nuclear reactor
US4288989A (en) Method and apparatus for obtaining mechanical energy from low temperature heat sources
US3275523A (en) Nuclear reactor wet thermal insulation
RU2348994C1 (en) Nuclear power plant
US3249506A (en) Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system
RU2040051C1 (en) Nuclear power unit
RU2407669C1 (en) Atom-powered ship (versions)
Ingersoll Passive safety features for small modular reactors