RU2730170C2 - Ядерный реактор со стержнями управления и отключения, внешними относительно активной зоны и ее поддерживающих конструкций - Google Patents
Ядерный реактор со стержнями управления и отключения, внешними относительно активной зоны и ее поддерживающих конструкций Download PDFInfo
- Publication number
- RU2730170C2 RU2730170C2 RU2018141202A RU2018141202A RU2730170C2 RU 2730170 C2 RU2730170 C2 RU 2730170C2 RU 2018141202 A RU2018141202 A RU 2018141202A RU 2018141202 A RU2018141202 A RU 2018141202A RU 2730170 C2 RU2730170 C2 RU 2730170C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- rods
- nuclear reactor
- reactor
- core
- control
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- 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
- G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
-
- 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
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
- G21C9/027—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерному реактору (1). Реактор содержит корпус (2), закрытый сверху радиально наружной закрепленной закрывающей конструкцией (3) и радиально внутренней подвижной закрывающей конструкцией (4) и содержащий активную зону (5), погруженную в первичную охлаждающую текучую среду (F) и содержащую топливные элементы (11) и стержни (18) управления и отключения, и гидравлическую разделительную конструкцию (6), разделяющую горячий коллектор (7) и холодный коллектор (8), в которых циркулирует первичная жидкость (F). Причем стержни (18а) управления и стержни (18b, 18с) отключения вставлены в соответствующие проходы (19а, 19b, 19с) закрепленной закрывающей конструкции (3) и, следовательно, расположены радиально снаружи подвижной закрывающей конструкции (4) и снаружи верхней части (17) разделительной конструкции (6), содержащей соответствующие головки (15) топливных элементов (12). Техническим результатом является повышение надежности работы реактора 5 з.п. ф-лы, 8 ил.
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕ
Настоящее изобретение относится к ядерному реактору.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
В современной практике ядерные реакторы включают в себя активную зону, расположенную в нижней части основного корпуса реактора, погруженную в первичную текучую среду и образованную из топливных элементов, опирающихся на поддерживающую решетку или подвешенных к верхней части. Кроме того, между топливными элементами помещают стержни управления реактором; лишь в быстрых реакторах малого и среднего размера стержни управления расположены на периферии активной зоны внутри самой внутренней коронки отражающих/экранирующих элементов. Как правило, стержни управления заменяются с помощью того же средства замены, которое используется для замены топливных элементов, и, чтобы избежать взаимных помех между упомянутыми средствами, перед заправкой необходимо отсоединить их от их приводного элемента.
В патентной заявке GE2015A000036, с гидравлической конструкцией разделения в виде амфоры, исключены коронки экранирующих элементов, но ничего не сказано о расположении стержней управления и обращении с ними во время операций по заправке, поэтому применяются способы, известные из уровня техники.
РАСКРЫТИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Объектом настоящего изобретения является ядерный реактор, который устраняет отмеченные недостатки известных решений и имеет дополнительные преимущества в части конструкции и безопасности.
Поэтому настоящее изобретение относится к ядерному реактору, как определено в пункте 1 прилагаемой формулы изобретения с дополнительными характеристиками и конфигурациями оборудования, определенными в зависимых пунктах.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Изобретение описано в следующем, не ограничивающем варианте осуществления, со ссылкой на прилагаемые чертежи, на которых:
- фиг. 1 представляет общий схематический вид в продольном разрезе ядерного реактора согласно изобретению;
- фиг. 2 представляет собой схематический вид сверху, который показывает расположение основных компонентов относительно оси реактора с фиг. 1;
- фиг. 3 представляет схематический вид в продольном разрезе части реактора с фиг. 1, включающей в себя первый стержень отключения;
- фиг. 4 и 5 представляют схематические виды в продольном разрезе еще одной части реактора с фиг. 1, включающей в себя второй стержень отключения, показанный в соответствующих рабочих положениях;
- фиг. 6а, 6b, 6с представляют увеличенные детали с фиг. 4 и 5.
ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В соответствии с фиг. 1, показывающей, в частности, ядерный реактор 1, охлаждаемый жидким металлом или расплавом солей, ядерный реактор 1 содержит корпус 2 по существу в форме чаши или бассейна, радиально наружную закрепленную закрывающую конструкцию 3 и радиально внутреннюю подвижную закрывающую конструкцию 4, расположенную над корпусом 2 с закрепленной закрывающей конструкцией 3, расположенной радиально снаружи и вокруг подвижной закрывающей конструкции 4. Подвижная закрывающая конструкция 4 представляет собой компонент, состоящий из различных элементов, таких как множество вращающихся втулок, одновременно образующих часть средства переноса топлива и первичных защитных конструкций, известных из уровня техники и поэтому подробно не описанных.
Корпус 2 содержит активную зону 5 и гидравлическую разделительную конструкцию 6, разделяющую горячий коллектор 7 и холодный коллектор 8, в которых циркулирует первичная охлаждающая текучая среда F для охлаждения активной зоны 5. Первичная текучая среда F имеет свободную поверхность, которая при нормальной работе реактора 1 находится на разных уровнях H1, Н2 в коллекторах 7, 8. Внутри корпуса 2 размещены циркуляционные насосы 9 для обеспечения циркуляции первичной текучей среды F, в дополнение к теплообменникам 10, через которые первичная текучая среда F протекает для передачи энергии, вырабатываемой в активной зоне 5, к вторичной текучей среде, и другие компоненты, которые известны и не проиллюстрированы. Следует понимать, что циркуляционные насосы 9 первичной текучей среды F и теплообменники 10 также могут быть расположены вне корпуса 2.
Гидравлическая разделительная конструкция 6 предпочтительно имеет форму амфоры согласно решению, известному из патентной заявки GE2015A0000330, и подвешена к внешней неподвижной закрывающей конструкции 3 корпуса 2.
Подвижная закрывающая конструкция 4 помещена над активной зоной 5 вдоль центральной оси реактора 1, а закрепленная закрывающая конструкция 3 помещена, по отношению к центральной оси реактора 1, радиально внешне к и вокруг подвижной закрывающей конструкции 4, которая поэтому является радиально внутренней относительно радиально внешней закрепленной закрывающей конструкции 3. Другими словами, подвижная закрывающая конструкция 4 и закрепленная закрывающая конструкция 3 являются соответственно радиально внутренней и радиально внешней по отношению к центральной оси реактора 1 и активной зоне 5.
В соответствии также с фиг. 2-5, активная зона 5 содержит множество топливных элементов 11, которые имеют соответствующие действующие участки 12 и соответствующие вспомогательные участки 13; в частности, вспомогательный участок 13 каждого топливного элемента 11 содержит основание 14 и головку 15, расположенные, соответственно, внизу и наверху топливного элемента 11, и соединительный шток 16, соединяющий активную часть 12 и головку 15.
Через головки 15 топливных элементов 11, заключенные в окружности в верхней части 17 разделительной конструкции 6, осуществляется ее механическое соединение с внешней закрепленной закрывающей конструкцией 3. Верхняя часть 17 разделительной конструкции 6 содержит наверху также внутреннюю подвижную закрывающую конструкцию 4.
Реактор отличается наличием трех различных типов стержней 18а управления и стержней 18b, 18с отключения, вставленных в соответствующие проходы 19а, 19b, 19с внешней закрепленной закрывающей конструкции 3, и, следовательно, расположенных снаружи внутренней подвижной закрывающей конструкции 4 и снаружи верхней части 17 разделительной конструкции 6, и повторно входящих ниже в разделительную конструкцию 6 через соответствующие каналы 20а, 20b, 20с, связывающие радиально расширенную нижнюю часть 21 упомянутой разделительной конструкции 6, и проходящих над свободным уровнем Н2 холодного коллектора 8. Стержни 18а управления и стержни 18b, 18с отключения проходят вниз в непосредственной близости от активной зоны 5, при этом соответствующие концевые части 22а, 22b, 22с снабжены соответствующими поглотителями 23а, 23b, 23с.
Стержни 18а выполняют функцию управления реактором посредством вращения с помощью привода вокруг оси А управляющего механизма 30а для приведения соответствующих поглотителей 23а из положения 24, удаленного от действующей части 12 активной зоны 5, в максимально близкое положение 25 через промежуточные положения 26.
Стержни 18b выполняют функцию отключения реактора путем поступательного перемещения вдоль соответствующих осей В для приведения соответствующих поглотителей 23b из более высокого положения на максимальном расстоянии от действующей части 12 активной зоны 5 в положение, обращенное к ней в максимальной близости. Упомянутое поступательное перемещение вдоль соответствующих осей В может быть выполнено с помощью управляющего механизма 30b с перемещением посредством привода или с высвобождением и опусканием под действием силы тяжести по известным технологиям.
Стержни 18с выполняют функцию отключения реактора путем поступательного перемещения вдоль соответствующих осей С, чтобы перевести соответствующие поглотители 23с из нижнего положения 26, в котором они обращены к основанию 14, на максимальном расстоянии от действующей части 12 активной зоны 5, в верхнее положение 27, в котором они обращены к действующей части 12 активной зоны 5 и расположены максимально близко к ней.
Стержни 18с отключения, предназначенные для применения в реакторах с высокой плотностью первичного теплоносителя, снабжены поплавком 28, состоящим из цилиндрического корпуса 29, содержащего внутри газ, и определяющим, по мере изменения уровня H1 в горячем коллекторе 7, положение поглотителя 23с по отношению к действующей части 12 активной зоны 5, в состоянии отсоединения от управляющего механизма 30с.
В соответствии также с фиг. 6а, 6b и 6с, стержень 18с отключения снабжен невозвратным устройством 31, состоящим из множества рычагов 32, которые, под воздействием упругого элемента 33 сцепляются с имеющим пилообразную форму внутренним профилем 34 цилиндрического канала 35, в котором ходит стержень 18с отключения.
Захват 36, известный в данной области техники, являющийся частью управляющего устройства 30с, также известного в данной области техники, может поступательно перемещаться вдоль оси С стержня 18с отключения и, за счет более длинного хода внешней стойки 37 по отношению к внутренней стойке 38 и взаимодействия кулачков 39 и защелок 40 управляющего устройства 30с, входить в зацепление с головкой 41 стержня 18с отключения с возможностью перемещения в направлении вершины последнего.
В соответствии также с фиг. 6с продолжение хода внешней стойки 37 относительно находящейся внутри нее стойки 38 позволяет профилированному концу 42 захвата 36 воздействовать на верхний внутренний профиль 43 рычагов 32, освобождая их от сцепления с пилообразным внутренним профилем 34 цилиндрического канала 35, также обеспечивая контролируемое вертикальное продвижение стержня 18с отключения.
Из вышесказанного очевидны следующие преимущества настоящего изобретения.
Опора стержней 18а управления и стержней 18b и 18с отключения на внешнюю сторону подвижной внутренней закрывающей конструкции 4 и на внешнюю сторону активной зоны 5 гарантирует полную механическую развязку между активной зоной 5 реактора и стержнями 18а управления и стержнями 18b и 18с отключения, и, в частности, тепловые расширения или вздутия топливных элементов в условиях нейтронного облучения не мешают перемещению стержней.
Заправка топлива может выполняться без необходимости разъединения управляющих механизмов 30а, 30b, 30с со стержнями 18а управления и стержнями 18b и 18с отключения, так что имеется возможность перемещать подвижную закрывающую конструкцию 4, которая в традиционных решениях представляет собой опору стержней управления.
Стержни 18а управления и стержни 18b и 18с отключения не занимают места внутри активной зоны 5, которая вследствие этого может быть уменьшена в диаметре.
Отсутствие конструкционного материала стержней управления и стержней отключения внутри активной зоны 5 позволяет уменьшить количество делящегося материала внутри активной зоны.
Отсутствие позиций, предназначенных для стержней управления и отключения внутри активной зоны 5, уменьшает неоднородность активной зоны и связанные с ней градиенты мощности и температуры.
Три системы стержней 18а управления и стержней 18b и 18с отключения разграничены друг от друга.
Система 18с отключения, управляемая поплавком, позволяет отключать активную зону при повышении уровня H1 первичного теплоносителя после замедления работы циркуляционных насосов 9, независимо от причины, и поэтому представляет собой особо надежную и диверсифицированную пассивную систему отключения реактора при наличии снижения расхода первичного теплоносителя.
Система 18с отключения, управляемая поплавком, не может быть деактивирована последующим неконтролируемым ускорением первичных насосов 9 из-за невозвратного устройства 31, которое может быть деактивировано только восстановлением механического соединения между стержнем 18с отключения и его управляющим механизмом 30C.
Наконец, очевидно, что в описываемый и иллюстрируемый здесь реактор могут быть внесены многочисленные модификации и изменения, которые не выходят за пределы объема правовой охраны прилагаемой формулы изобретения.
Claims (6)
1. Ядерный реактор (1), содержащий корпус (2), закрытый сверху радиально внешней закрепленной закрывающей конструкцией (3) и радиально внутренней подвижной закрывающей конструкцией (4), при этом корпус (2) содержит активную зону (5), погруженную в первичную охлаждающую текучую среду (F) активной зоны (5) и содержащую множество топливных элементов (11) и стержни (18) управления и отключения, и гидравлическую разделительную конструкцию (6), разделяющую горячий коллектор (7) и холодный коллектор (8), в которых циркулирует первичная охлаждающая текучая среда (F) активной зоны (5) с первой свободной поверхностью (H1) в горячем коллекторе (7), которая в процессе нормальной работы реактора (1), отличается от второй свободной поверхности (Н2) в холодном коллекторе (8); причем ядерный реактор (1) содержит циркуляционные насосы (9) для циркуляции первичной текучей среды (F) и теплообменники (10); причем ядерный реактор (1) отличается тем, что стержни (18а) управления и стержни (18b, 18с) отключения вставлены в соответствующие проходы (19а, 19b, 19с) закрепленной закрывающей конструкции (3) и, следовательно, расположены радиально снаружи подвижной закрывающей конструкции (4) и снаружи верхней части (17) разделительной конструкции (6), содержащей соответствующие головки (15) топливных элементов (12), и вставлены в радиально расширенную нижнюю часть (21) разделительной конструкции (6) через соответствующие каналы (20а, 20b, 20с), которые проходят от стенки упомянутой гидравлической разделительной конструкции (6) над свободной поверхностью (Н2) первичной текучей среды (F) в холодном коллекторе (8).
2. Ядерный реактор (1) по п. 1, в котором стержни (18а) управления и стержни (18b, 18с) отключения не имеют механических соединений с активной зоной (5) реактора.
3. Ядерный реактор (1) по п. 1, в котором стержни (18а) управления имеют форму перевернутого флажка, и посредством их вращения вокруг оси А механизмов (30а) управления обеспечена возможность изменения расстояния соответствующих поглотителей (23а) нейтронов от действующей части (12) активной зоны (5).
4. Ядерный реактор (1) по п. 1, в котором стержни (18с) отключения выполнены с возможностью приведения в действие с помощью поплавка (28), который при перемещении вниз-вверх обеспечивает расположение соответствующих поглотителей (23с) нейтронов возле действующей части (12) активной зоны при замедлении работы циркуляционных насосов (9) первичной текучей среды (F).
5. Ядерный реактор (1) по п. 4, в котором имеется невозвратное устройство (31), допускающее смещение стержней (18с) отключения вверх и блокирующее смещения вниз для предотвращения снижения в случае несвоевременного ускорения работы циркуляционных насосов (9).
6. Ядерный реактор (1) по п. 5, в котором имеется механизм (30с) управления, воздействующий сначала на головку (41) стержня (18с) отключения, а затем на невозвратное устройство (31), и позволяющий, посредством запрограммированного вмешательства, безопасное повторное приведение в действие стержней (18с) отключения и, в частности, возвращение соответствующих поглотителей (23с) в положение, наиболее удаленное от активной зоны реактора (5).
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
ITUA2016A003717A ITUA20163717A1 (it) | 2016-05-04 | 2016-05-04 | Reattore nucleare, con barre di controllo e spegnimento esterne al nocciolo ed alle sue strutture portanti |
IT102016000045629 | 2016-05-04 | ||
PCT/IB2017/052612 WO2017191598A1 (en) | 2016-05-04 | 2017-05-04 | Nuclear reactor, with control and shutdown rods external the core and to its supporting structures |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2018141202A RU2018141202A (ru) | 2020-06-04 |
RU2018141202A3 RU2018141202A3 (ru) | 2020-06-15 |
RU2730170C2 true RU2730170C2 (ru) | 2020-08-19 |
Family
ID=56894204
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018141202A RU2730170C2 (ru) | 2016-05-04 | 2017-05-04 | Ядерный реактор со стержнями управления и отключения, внешними относительно активной зоны и ее поддерживающих конструкций |
Country Status (11)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US11101046B2 (ru) |
EP (1) | EP3469597B1 (ru) |
JP (1) | JP6998887B2 (ru) |
KR (1) | KR102416291B1 (ru) |
CN (1) | CN109478433B (ru) |
CA (1) | CA3022371C (ru) |
IT (1) | ITUA20163717A1 (ru) |
MX (1) | MX2018013292A (ru) |
RU (1) | RU2730170C2 (ru) |
SA (1) | SA518400362B1 (ru) |
WO (1) | WO2017191598A1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2812242C1 (ru) * | 2022-07-13 | 2024-01-25 | Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют | Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2762377C1 (ru) * | 2021-04-30 | 2021-12-20 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Устройство защиты ядерного реактора |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0375230B1 (en) * | 1988-12-19 | 1995-03-29 | General Electric Company | Self-acting safety for nuclear reactors |
AU2008310575A1 (en) * | 2007-10-12 | 2009-04-16 | Patientslikeme, Inc. | Personalized management and monitoring of medical conditions |
RU2408094C2 (ru) * | 2005-09-21 | 2010-12-27 | Ансальдо Нуклеаре С.П.А. | Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением |
RU2011124953A (ru) * | 2008-11-19 | 2012-12-27 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Усовершенствованный компактный ядерный реактор sfr интегрального типа с улучшенной конвекцией |
KR20130028213A (ko) * | 2011-09-09 | 2013-03-19 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로 냉각재평균온도 및 출력분포 제어를 위한 자동원자로제어계통 |
KR101376915B1 (ko) * | 2012-07-10 | 2014-03-21 | 한국원자력연구원 | 발전용 원자로의 제어봉 제어 장치 및 방법 |
KR101466024B1 (ko) * | 2013-05-16 | 2014-11-28 | 두산중공업 주식회사 | 가이드슬리브를 구비한 원자로의 제어봉 구동장치 |
Family Cites Families (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3448006A (en) * | 1967-06-07 | 1969-06-03 | Gulf General Atomic Inc | Control rod drive system |
US3524924A (en) * | 1968-07-16 | 1970-08-18 | Atomic Energy Commission | Backup control rod system |
FR2134074B1 (ru) * | 1970-08-05 | 1973-12-21 | Electricite De France | |
US4613478A (en) * | 1978-08-31 | 1986-09-23 | Westinghouse Electric Corp. | Plenum separator system for pool-type nuclear reactors |
FR2486296B1 (fr) * | 1980-07-04 | 1986-06-06 | Electricite De France | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide |
JPS58196488A (ja) * | 1982-05-12 | 1983-11-15 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
JPH07113674B2 (ja) * | 1990-02-21 | 1995-12-06 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 緊急炉心停止機構 |
FR2665290B1 (fr) * | 1990-07-24 | 1994-06-10 | Toshiba Kk | Reacteur rapide. |
JPH05256979A (ja) * | 1992-03-16 | 1993-10-08 | Toshiba Corp | 原子炉停止装置 |
JP2831225B2 (ja) * | 1993-02-03 | 1998-12-02 | 核燃料サイクル開発機構 | 液体金属冷却原子炉 |
JP2001133572A (ja) * | 1999-10-29 | 2001-05-18 | Toshiba Corp | 溶融塩炉 |
JP2001264476A (ja) * | 2000-03-17 | 2001-09-26 | Toshiba Corp | 重金属冷却炉 |
JP2003084088A (ja) | 2001-09-13 | 2003-03-19 | Toshiba Corp | 制御棒駆動機構 |
JP2004264169A (ja) | 2003-03-03 | 2004-09-24 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉の反応度制御設備及び崩壊熱除去設備 |
WO2009040644A2 (en) * | 2007-09-26 | 2009-04-02 | Del Nova Vis S.R.L. | Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, having new concept fuel elements |
JP2012198128A (ja) * | 2011-03-22 | 2012-10-18 | Toshiba Corp | 気泡侵入防止装置および当該気泡侵入防止装置を備えた液体金属冷却原子炉 |
EP3271923B1 (en) * | 2015-03-19 | 2019-05-01 | Hydromine Nuclear Energy S.A.R.L. | Nuclear reactor, in particular liquid-metal-cooled compact nuclear reactor |
-
2016
- 2016-05-04 IT ITUA2016A003717A patent/ITUA20163717A1/it unknown
-
2017
- 2017-05-04 RU RU2018141202A patent/RU2730170C2/ru active
- 2017-05-04 CA CA3022371A patent/CA3022371C/en active Active
- 2017-05-04 EP EP17732563.6A patent/EP3469597B1/en active Active
- 2017-05-04 MX MX2018013292A patent/MX2018013292A/es unknown
- 2017-05-04 KR KR1020187035186A patent/KR102416291B1/ko active IP Right Grant
- 2017-05-04 US US16/098,001 patent/US11101046B2/en active Active
- 2017-05-04 WO PCT/IB2017/052612 patent/WO2017191598A1/en unknown
- 2017-05-04 CN CN201780027893.0A patent/CN109478433B/zh active Active
- 2017-05-04 JP JP2018557824A patent/JP6998887B2/ja active Active
-
2018
- 2018-11-01 SA SA518400362A patent/SA518400362B1/ar unknown
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0375230B1 (en) * | 1988-12-19 | 1995-03-29 | General Electric Company | Self-acting safety for nuclear reactors |
RU2408094C2 (ru) * | 2005-09-21 | 2010-12-27 | Ансальдо Нуклеаре С.П.А. | Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением |
AU2008310575A1 (en) * | 2007-10-12 | 2009-04-16 | Patientslikeme, Inc. | Personalized management and monitoring of medical conditions |
RU2011124953A (ru) * | 2008-11-19 | 2012-12-27 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Усовершенствованный компактный ядерный реактор sfr интегрального типа с улучшенной конвекцией |
KR20130028213A (ko) * | 2011-09-09 | 2013-03-19 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로 냉각재평균온도 및 출력분포 제어를 위한 자동원자로제어계통 |
KR101376915B1 (ko) * | 2012-07-10 | 2014-03-21 | 한국원자력연구원 | 발전용 원자로의 제어봉 제어 장치 및 방법 |
KR101466024B1 (ko) * | 2013-05-16 | 2014-11-28 | 두산중공업 주식회사 | 가이드슬리브를 구비한 원자로의 제어봉 구동장치 |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2812242C1 (ru) * | 2022-07-13 | 2024-01-25 | Корея Этомик Энерджи Рисерч Инститьют | Устройство управления ядерным реактором, снабженное функцией ускорения опускания управляющего стержня |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2018141202A (ru) | 2020-06-04 |
US20200328000A1 (en) | 2020-10-15 |
EP3469597B1 (en) | 2020-04-15 |
SA518400362B1 (ar) | 2022-03-13 |
JP2019516973A (ja) | 2019-06-20 |
MX2018013292A (es) | 2019-10-30 |
JP6998887B2 (ja) | 2022-01-18 |
KR102416291B1 (ko) | 2022-07-04 |
CA3022371C (en) | 2023-10-03 |
WO2017191598A1 (en) | 2017-11-09 |
RU2018141202A3 (ru) | 2020-06-15 |
EP3469597A1 (en) | 2019-04-17 |
CA3022371A1 (en) | 2017-11-09 |
ITUA20163717A1 (it) | 2017-11-04 |
US11101046B2 (en) | 2021-08-24 |
CN109478433A (zh) | 2019-03-15 |
CN109478433B (zh) | 2023-06-06 |
KR20190004777A (ko) | 2019-01-14 |
WO2017191598A8 (en) | 2018-01-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100966854B1 (ko) | 부분잠김형 열교환기를 사용하는 소듐냉각 고속로의 완전 피동형 잔열제거계통 | |
JP5781013B2 (ja) | 溶融塩原子炉 | |
EP2973600B1 (en) | Supporting nuclear fuel assemblies | |
US10825571B2 (en) | Nuclear reactor support and seismic restraint with core retention cooling features | |
CN109801719B (zh) | 一种双压力容器式一体化核反应堆结构 | |
RU2730170C2 (ru) | Ядерный реактор со стержнями управления и отключения, внешними относительно активной зоны и ее поддерживающих конструкций | |
JP6756470B2 (ja) | 原子炉および原子力プラント | |
EP3453028B1 (en) | Nuclear reactor, with shutdown rods with intervention by means of float | |
FI129308B (en) | Nuclear reactor module and a nuclear nuclear thermal reactor comprising the same and a method for operating the nuclear reactor module | |
JP2012185080A (ja) | 反応度制御設備及び高速炉 | |
JP2002303691A (ja) | 固体冷却原子炉 | |
JPH0735882A (ja) | 液体金属冷却高速炉 | |
JP2014010105A (ja) | 液体金属冷却型原子炉およびその運転制御方法 |