RU2702664C2 - Ядерный реактор, в частности компактный ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением - Google Patents
Ядерный реактор, в частности компактный ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением Download PDFInfo
- Publication number
- RU2702664C2 RU2702664C2 RU2017134708A RU2017134708A RU2702664C2 RU 2702664 C2 RU2702664 C2 RU 2702664C2 RU 2017134708 A RU2017134708 A RU 2017134708A RU 2017134708 A RU2017134708 A RU 2017134708A RU 2702664 C2 RU2702664 C2 RU 2702664C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- separating structure
- connecting element
- core
- liquid metal
- Prior art date
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
- G21C15/02—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
- 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
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
-
- 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
- G21C15/04—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
- G21C15/06—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material in fuel elements
-
- 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
- G21C15/22—Structural association of coolant tubes with headers
-
- 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
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерному реактору (1), в частности к реактору с жидкометаллическим охлаждением. Реактор содержит разделяющую конструкцию (5) между горячим коллектором (6) и холодным коллектором (7), сужающуюся на верхнем участке (16) для размещения коллекторов тепловыделяющих сборок и расширяющуюся в нижнем элементе (14) у активной части (4) активной зоны реактора. Причем между нижним элементом (14) и верхним элементом (16) предусмотрен соединительный элемент (15), имеющий переменную форму. Между верхним участком (16) указанной разделяющей конструкции (5) и корпусом (2) реактора расположены теплообменники (11), взаимодействующие с соединительным элементом (15) через вертикальные каналы (20) для подачи в них горячей первичной текучей среды, выходящей из активной зоны (4) реактора. Техническим результатом является повышение безопасности за счет снижения конструкционной сложности зоны изменения направления текучей среды на обратное и устранения риска вовлечения газовой подушки, а также отсутствие необходимости последовательного увеличения диаметра корпуса реактора, вмещающего в себя все компоненты первичной системы. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Настоящее изобретение относится к ядерному реактору, в частности, к компактному ядерному реактору с жидкометаллическим охлаждением, оснащенному одним или несколькими первичными теплообменниками.
В частности, настоящее изобретение относится к реактору, где первичные теплообменники, в которых тепло, создаваемое в активной зоне, передается от первичной текучей среды (жидкого металла) к вторичной текучей среде (воде), установлены внутри главного корпуса реактора, в котором также расположена активная зона, а именно в пространстве, которое, совместно с компонентами реактора, находящимися внутри него, именуется «первичной системой». Гидравлическая разделяющая конструкция, вмещающая активную зону, ограничивает внутри пространство, именуемое горячим коллектором, а снаружи - пространство, именуемое холодным коллектором.
Уровень техники
В заявке на патент Италии № MI 2005A001752 и № MI 2007A001685 раскрыт реактор такого типа, причем по существу цилиндрическая разделяющая конструкция ограничивает центральный горячий коллектор и кольцевой холодный коллектор, который окружает указанный горячий коллектор; причем холодный коллектор вмещает в себя множество интегрированных теплообменных узлов, каждый из которых содержит насос и один или два теплообменника; причем каждый интегрированный узел имеет впускное отверстие, соединенное с горячим коллектором через специально предусмотренные каналы для первичной текучей среды.
Однако, такие технические решения, как и другие, в общем схожие и имеющие теплообменники другой конфигурации, не лишены недостатков, а именно, с точки зрения размеров, в частности, из-за сложности системы каналов для первичной текучей среды и неэффективного использования пространств. Узлы насос/теплообменник должны располагаться за пределами разделяющей конструкции между горячим коллектором и холодным коллектором, но указанная конструкция имеет относительно большой диаметр, поскольку она вмещает в себя активную зону и обычно экранирующие элементы конструкции для защиты от нейтронов. Таким образом, узлы насос/теплообменник установлены по периферии относительно центра реактора, с последовательным увеличением диаметра корпуса реактора, который вмещает в себя все компоненты первичной системы.
В технических решениях, известных из документов US 2013/266111, ЕР 0308691 и JPH 06174871, успешно используется разделяющая конструкция, имеющая меньший диаметр в верхней части и больший диаметр в нижней части. В данных технических решениях, охлаждающая текучая среда, выходящая из активной зоны, поднимается внутри разделяющей конструкции до ее верхней кромки, где направление указанной текучей среды меняется на обратное для подачи сверху вниз в теплообменные узлы. Тем не менее, эти технические решения также имеют недостатки, например, конструкционную сложность зоны изменения направления текучей среды на обратное, а также риск вовлечения газовой подушки, которая, в случае когда охлаждающая текучая среда представляет собой жидкий металл, может вызвать внезапный положительный ввод реактивности в активную зону.
Раскрытие сущности изобретения
Задача настоящего изобретения состоит в том, чтобы предложить ядерный реактор, в частности, ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением, который позволит устранить указанные выше недостатки известных технических решений и имеет как конструкционные преимущества, так и преимущества с точки зрения безопасности.
Таким образом, настоящее изобретение относится к ядерному реактору, в частности, к ядерному реактору с жидкометаллическим охлаждением, признаки которого изложены в пункте 1 формулы изобретения, причем его дополнительные признаки и конфигурации раскрыты в зависимых пунктах формулы.
Краткое описание чертежей
Далее приведено описание неограничительных вариантов осуществления настоящего изобретения со ссылкой на прилагаемые чертежи, на которых изображено следующее.
На фиг. 1 схематично в продольном разрезе показан ядерный реактор согласно настоящему изобретению, с множеством насосов и теплообменников.
На фиг. 2 схематично, частично в поперечном разрезе показан реактор с фиг. 1 в плоскости II-II.
На фиг. 3 частично на виде сверху показан реактор с фиг. 1.
Осуществление изобретения
На фиг. 1-3 показан ядерный реактор 1, содержащий главный корпус 2 реактора, покрытый крышей 3 и вмещающий внутри себя активную зону 4 и гидравлическую разделяющую конструкцию 5, имеющую по существу форму амфоры и ограничивающую горячий коллектор 6 и холодный коллектор 7, в котором циркулирует первичная охлаждающая текучая среда 8 активной зоны 4. Холодный коллектор 7 задан областью 9, заключенной между корпусом 2 реактора и разделяющей конструкцией 5 и, соответственно, расположенной вокруг горячего коллектора 6.
Корпус 2 реактора вмещает в себя насосы 10 и теплообменники 11, через которые протекает первичная текучая среда 8 и которые передают энергию, создаваемую в активной зоне 4, к вторичной текучей среде, циркулирующей во внешнем вторичном контуре (известном из уровня техники и не показанном на чертежах). Предпочтительно, первичная текучая среда 8 представляет собой жидкий металл и, в частности, тяжелый жидкий металл, например, свинец или легкоплавкий свинцово-висмутовый сплав, а вторичная текучая среда представляет собой воду (которая испаряется во время теплообмена с первичной текучей средой), и, соответственно, теплообменники 11 представляют собой парогенераторы. Газовая подушка присутствует над первичной текучей средой 8 в корпусе 2 реактора.
Внутри указанной разделяющей конструкции 5 расположены различные вспомогательные устройства, в том числе опорные конструкции для контрольно-измерительной аппаратуры и управляющих стержней, не описанных здесь для упрощения, поскольку они известны из уровня техники и не связаны с настоящим изобретением.
Разделяющая конструкция 5 содержит решетку 12 известной конфигурации, поддерживающую тепловыделяющие элементы 13, нижний элемент 14 для гидравлической изоляции активной зоны 4, имеющий подходящую форму и начинающийся на конкретном радиальном расстоянии от активной части активной зоны реактора, для уменьшения повреждения конструкции из-за воздействия нейтронов до приемлемых граничных значений, и соединительный элемент 15, имеющий различные возможные формы, например, коническую или пластинчатую форму, между нижним элементом 14 и верхним элементом 16.
В данном техническом решении, функцию защиты от нейтронов выполняет жидкий металл, расположенный между элементом 14 и наружным кольцом тепловыделяющих элементов 13, а кольца из экранирующих элементов, обычно расположенные в известных технических решениях между активной зоной и разделяющей конструкцией, уменьшены в количестве или полностью исключены.
Элемент 16 снаружи имеет по существу цилиндрическую форму и переменную толщину, причем внутренний профиль сформирован так, чтобы вмещать и радиально ограничивать оставшиеся экранирующие элементы, или, в случае их полного отсутствия, наружное кольцо тепловыделяющих элементов в их неактивной верхней части 17. Это приводит к тому, что элемент 16 имеет меньшую радиальную протяженность по сравнению с элементом 14.
Теплообменники И полностью расположены в пределах холодного коллектора 7 и по окружности распределены вокруг цилиндрической верхней части 16 разделяющей конструкции 5. Каждый узел 21 насос/теплообменник взаимодействует с соединительным элементом 15, причем между соединительным элементом 15 и цилиндрическими элементами 19, выполненными за одно целое с теплообменниками 11, предусмотрены подходящие уплотнительные устройства 18 (известные из уровня техники и не показанные для упрощения), ограничивающие каналы 20, которые обеспечивают подачу в узлы 21 насос/теплообменник горячей первичной текучей среды 8, выходящей из активной зоны. В результате, пространство внутри элемента 16 является по существу неподвижным, без риска создания текучей средой вибраций для контрольно-измерительного оборудования активной зоны и управляющих систем, находящихся внутри нее.
За исключением участка, перфорированного для зацепления с цилиндрическими элементами 19, элемент 14 и элемент 15 могут быть осесимметричными или, как показано на фиг. 1-2, предпочтительно имеют участки 22, более вытянутые в радиальном направлении рядом с каналами 20, и участки 23, менее вытянутые в радиальном направлении, для обеспечения более широких пространств 24 для холодного коллектора 7 между указанными участками 23 и корпусом 2 реактора для установки других компонентов, в общем, обозначенных как 25а, 25b и 25с, например, теплообменников откачных систем остаточной мощности, и компонентов систем продувки и предварительного нагревания для жидкого металла, которые не показаны, поскольку они являются известными и не образуют часть настоящего изобретения. В соединительном элементе 15, указанные более вытянутые в радиальном направлении участки 22 могут быть видны на виде сверху (фиг. 2) в виде выступов, по окружности распределенных на предварительно заданном расстоянии друг от друга.
Разделяющая конструкция 5 может быть соответствующим образом закреплена согласно известным техническим решениям в нижней части корпуса реактора или в верхней части крыши реактора.
На фиг. 1 и 3 показано техническое решение, где разделяющая конструкция 5 закреплена на крыше 3 реактора с помощью оболочки 26. Узлы насос/теплообменник также опираются на оболочку 26. Дополнительная оболочка 27 покрывает горячий коллектор 6 и является съемной для осуществления операций по замене топлива.
Преимущества настоящего изобретения явно следуют из нижеследующего описания:
- первичный контур реактора представляет собой компактную систему;
- количество колец экранирующих элементов разделяющей конструкции 5 уменьшено или они полностью исключены, что обеспечивает экономию и повышает механическую прочность радиальных ограничителей активной зоны,
- исключение колец экранирующих элементов уменьшает количество компонентов, подлежащих замене, что упрощает выполнение операций по техническому обслуживанию и снижает время простоя реактора;
- радиальное расположение теплообменников не ограничивается максимальным размером разделяющей конструкции 5, а только ее элементом 16, который имеет меньший диаметр;
- подача текучей среды в теплообменники не требует наличия канала, отклоняющегося радиально от разделяющей конструкции, и не осуществляется сверху элемента 16, как происходит в известных технических решениях, а осуществляется вертикально через уплотнительное устройство 18 между цилиндрическим элементом 19 канала 20, который питает узел 21 насос/теплообменник, и соединительным элементом 15;
- форма с выступами нижнего элемента 14 и соединительного элемента 15 разделяющей конструкции 5 обеспечивает широкие свободные пространства 24 между менее вытянутыми в радиальном направлении участками 23 нижнего элемента и соединительного элемента 15 относительно корпуса 2 реактора для установки большего количества вспомогательных компонентов 25 реактора;
- форма с выступами нижнего элемента 14 и соединительного элемента 15 разделяющей конструкции 5, а также соответствующая форма с выступами оболочки 26 обеспечивает возможность размещения разделяющей конструкции 5 без снятия вспомогательных компонентов 25 реактора.
И наконец, следует понимать, что в отношении реактора, раскрытого и проиллюстрированного в настоящем описании, могут быть предусмотрены многочисленные модификации и вариации, не выходящие за пределы объема защиты, заданного прилагаемой формулой.
Claims (7)
1. Ядерный реактор (1), в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением, имеющий горячий коллектор (6) над активной зоной (4) и холодный коллектор (7), окружающий горячий коллектор (6) и отделенный посредством разделяющей конструкции (5), причем в холодном коллекторе циркулирует первичная текучая среда (8) для охлаждения указанной активной зоны, причем реактор содержит по меньшей мере один теплообменник (11), в частности парогенератор, для удаления тепла от первичной текучей среды посредством вторичной текучей среды, причем разделяющая конструкция (5) содержит нижний элемент (14), расположенный вокруг активной зоны (4), и верхний элемент (16), расположенный над активной зоной (4), причем верхний элемент (16) имеет уменьшенную радиальную протяженность по сравнению с нижним элементом (14) и соединен с нижним элементом (14) посредством соединительного элемента (15), причем соединительный элемент (15) имеет отверстия (28), от которых отходят вертикальные каналы (20) для соединения с одним или более теплообменниками (11), расположенными между верхним участком (16) указанной разделяющей конструкции (5) и корпусом (2) реактора, для подачи в теплообменники горячей первичной текучей среды, выходящей из активной зоны (4), причем указанный реактор отличается тем, что соединительный элемент (15) и верхний элемент (16) разделяющей конструкции (5) образуют радиальный ограничитель активной зоны (4), в частности неактивной верхней части (17) тепловыделяющих узлов (13).
2. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что соединительный элемент (15) между нижним элементом (14) и верхним элементом (16) разделяющей конструкции (5) представляет собой пластину.
3. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что вертикальные каналы (20) для подачи текучей среды в теплообменник (11) взаимодействуют с отверстиями (28), выполненными в выступах (22), сформированных посредством локального радиального удлинения соединительного элемента (15) и нижнего элемента (14) разделяющей конструкции (5).
4. Реактор по п. 3, отличающийся тем, что такая форма с выступами нижнего элемента (14) и соединительного элемента (15) разделяющей конструкции (5) обеспечивает наличие свободных зон (24) между менее вытянутыми в радиальном направлении участками (23) нижнего элемента (14) и соединительного элемента (15) и корпусом (2) реактора для установки вспомогательных компонентов (25) реактора.
5. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что первичная текучая среда, содержащаяся внутри верхнего элемента (16) разделяющей конструкции (5), является, по существу, неподвижной.
6. Реактор по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что первичная текучая среда (8) представляет собой жидкий металл, в частности тяжелый жидкий металл, например свинец, а вторичная текучая среда представляет собой воду, приводимую в парообразное состояние в теплообменнике (11), представляющем собой парогенератор.
7. Реактор по любому из пп. 1-6, отличающийся тем, что нижний элемент (14) действует в качестве элемента гидравлической изоляции активной зоны (4) реактора и радиально отстоит, то есть расположен на предварительно заданном радиальном расстоянии, от ее активной части.
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
ITGE2015A000036 | 2015-03-19 | ||
ITGE20150036 | 2015-03-19 | ||
PCT/IB2016/051503 WO2016147139A1 (en) | 2015-03-19 | 2016-03-17 | Nuclear reactor, in particular liquid-metal-cooled compact nuclear reactor |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2017134708A RU2017134708A (ru) | 2019-04-19 |
RU2017134708A3 RU2017134708A3 (ru) | 2019-08-26 |
RU2702664C2 true RU2702664C2 (ru) | 2019-10-09 |
Family
ID=53177758
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2017134708A RU2702664C2 (ru) | 2015-03-19 | 2016-03-17 | Ядерный реактор, в частности компактный ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10699816B2 (ru) |
EP (1) | EP3271923B1 (ru) |
JP (1) | JP6705832B2 (ru) |
KR (1) | KR102538650B1 (ru) |
CN (1) | CN107636769B (ru) |
CA (1) | CA2980249C (ru) |
HU (1) | HUE045089T2 (ru) |
RU (1) | RU2702664C2 (ru) |
SA (1) | SA517382328B1 (ru) |
WO (1) | WO2016147139A1 (ru) |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
ITUB20160544A1 (it) | 2016-01-19 | 2017-07-19 | Luciano Cinotti | Pompa di circolazione primaria per reattore nucleare con albero a profilo assiale ottimizzato |
ITUA20163717A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare, con barre di controllo e spegnimento esterne al nocciolo ed alle sue strutture portanti |
CN109509563B (zh) * | 2018-11-13 | 2020-08-25 | 西安交通大学 | 一种小型氟盐冷却高温堆堆芯 |
SE543526C2 (en) * | 2019-09-05 | 2021-03-16 | Blykalla Reaktorer Stockholm Ab | A nuclear reactor comprising a reactor lid and an additional inner lid |
RU2745348C1 (ru) * | 2019-12-31 | 2021-03-24 | Акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (сокращенно АО "АКМЭ-инжиниринг") | Ядерный реактор интегрального типа (варианты) |
CN113130096B (zh) * | 2021-03-05 | 2022-07-19 | 安徽中科超核科技有限公司 | 一种用于车载运输的液态金属反应堆 |
RU2756230C1 (ru) * | 2021-03-15 | 2021-09-28 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4432705A1 (de) * | 1994-09-14 | 1995-07-27 | Detlef Steller | Dampferzeuger für Kernkraftwerk |
EP1938336B1 (en) * | 2005-09-21 | 2010-01-13 | Ansaldo Nucleare S.p.A. | Nuclear reactor, in particular a liquid-metal-cooled nuclear reactor |
RU2456686C1 (ru) * | 2011-05-20 | 2012-07-20 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
FR2995123A1 (fr) * | 2012-09-05 | 2014-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire rapide integre, refroidi par un metal liquide, a echangeur intermediaire annulaire et moyens de surete passifs |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2150255B1 (ru) * | 1971-08-26 | 1974-05-31 | Commissariat Energie Atomique | |
FR2333328A1 (fr) | 1975-11-26 | 1977-06-24 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire |
FR2357987A1 (fr) | 1976-07-06 | 1978-02-03 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides |
FR2560707B1 (fr) * | 1984-03-02 | 1986-09-05 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides comprenant une cuve principale et une dalle de fermeture suspendues |
DE3730656A1 (de) | 1987-09-11 | 1989-03-23 | Interatom | Kernreaktor in modulbauweise |
US5178821A (en) * | 1991-06-13 | 1993-01-12 | General Electric Company | Standby passive injection coolant water safety injection system for nuclear reactor plants |
JPH06174871A (ja) | 1992-12-10 | 1994-06-24 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 軽水冷却型原子炉 |
US5499277A (en) * | 1994-08-19 | 1996-03-12 | General Electric Company | Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance |
US5737379A (en) * | 1997-02-21 | 1998-04-07 | General Electric Company | Reactor core shroud repair using thermally tensioned ring to apply compression across shroud vertical seam welds |
ITMI20071685A1 (it) * | 2007-08-22 | 2009-02-23 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare, in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido, con scambiatore di calore primario compatto |
US8817942B2 (en) * | 2007-09-26 | 2014-08-26 | Del Nova Vis S.R.L. | Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, with new-concept fuel elements |
KR101038399B1 (ko) * | 2008-09-17 | 2011-06-01 | 한국수력원자력 주식회사 | On-line 전열관 파손감지 기능을 갖는 소듐 냉각 고속로용 증기발생기 |
US8437446B2 (en) | 2008-11-17 | 2013-05-07 | Nuscale Power, Llc | Steam generator flow by-pass system |
-
2016
- 2016-03-17 CA CA2980249A patent/CA2980249C/en active Active
- 2016-03-17 CN CN201680016772.1A patent/CN107636769B/zh active Active
- 2016-03-17 US US15/558,309 patent/US10699816B2/en active Active
- 2016-03-17 EP EP16719133.7A patent/EP3271923B1/en active Active
- 2016-03-17 KR KR1020177030223A patent/KR102538650B1/ko active IP Right Grant
- 2016-03-17 HU HUE16719133A patent/HUE045089T2/hu unknown
- 2016-03-17 JP JP2017549286A patent/JP6705832B2/ja active Active
- 2016-03-17 WO PCT/IB2016/051503 patent/WO2016147139A1/en active Application Filing
- 2016-03-17 RU RU2017134708A patent/RU2702664C2/ru active
-
2017
- 2017-09-17 SA SA517382328A patent/SA517382328B1/ar unknown
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4432705A1 (de) * | 1994-09-14 | 1995-07-27 | Detlef Steller | Dampferzeuger für Kernkraftwerk |
EP1938336B1 (en) * | 2005-09-21 | 2010-01-13 | Ansaldo Nucleare S.p.A. | Nuclear reactor, in particular a liquid-metal-cooled nuclear reactor |
RU2456686C1 (ru) * | 2011-05-20 | 2012-07-20 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
FR2995123A1 (fr) * | 2012-09-05 | 2014-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire rapide integre, refroidi par un metal liquide, a echangeur intermediaire annulaire et moyens de surete passifs |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN107636769A (zh) | 2018-01-26 |
US20180061513A1 (en) | 2018-03-01 |
EP3271923A1 (en) | 2018-01-24 |
RU2017134708A3 (ru) | 2019-08-26 |
HUE045089T2 (hu) | 2019-12-30 |
SA517382328B1 (ar) | 2021-08-24 |
RU2017134708A (ru) | 2019-04-19 |
KR102538650B1 (ko) | 2023-05-31 |
CN107636769B (zh) | 2020-06-02 |
JP6705832B2 (ja) | 2020-06-03 |
EP3271923B1 (en) | 2019-05-01 |
JP2018508788A (ja) | 2018-03-29 |
CA2980249A1 (en) | 2016-09-22 |
WO2016147139A1 (en) | 2016-09-22 |
CA2980249C (en) | 2022-11-08 |
KR20170128593A (ko) | 2017-11-22 |
US10699816B2 (en) | 2020-06-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2702664C2 (ru) | Ядерный реактор, в частности компактный ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением | |
EP2852954B1 (en) | Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors | |
US3213833A (en) | Unitized vapor generation system | |
US9947421B2 (en) | Nuclear reactor with liquid metal coolant | |
US20130336442A1 (en) | Pressurized water reactor compact steam generator | |
JP7190485B2 (ja) | エネルギー変換システムへの接続にプリント回路型熱交換器を用いるプール型液体金属高速スペクトル原子炉 | |
KR20160081081A (ko) | 모듈형 원자로 및 이를 구비하는 원전 | |
US3255088A (en) | Integral nuclear reactor-steam generator unit | |
EP3482398B1 (en) | Nuclear reactor provided with a raised heat exchanger | |
KR100647808B1 (ko) | 일체형 원자로 하향수로용 유동혼합헤더 | |
EP2696137B1 (en) | Water supply pipe for vapor generator | |
RU2776940C2 (ru) | Бассейновый жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах, использующий соединение пластинчатого теплообменника с вытравленными каналами и системы преобразования мощности | |
JP7079263B2 (ja) | 原子炉用ポンプ | |
WO2021133797A1 (en) | Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors | |
JP2017072048A (ja) | 蒸気タービンプラント |