[go: up one dir, main page]

CZ283929B6 - Zařízení na snižování tlaku pro jaderný reaktor - Google Patents

Zařízení na snižování tlaku pro jaderný reaktor Download PDF

Info

Publication number
CZ283929B6
CZ283929B6 CZ931241A CZ124193A CZ283929B6 CZ 283929 B6 CZ283929 B6 CZ 283929B6 CZ 931241 A CZ931241 A CZ 931241A CZ 124193 A CZ124193 A CZ 124193A CZ 283929 B6 CZ283929 B6 CZ 283929B6
Authority
CZ
Czechia
Prior art keywords
valves
pressure
housing
storage tank
cooling circuit
Prior art date
Application number
CZ931241A
Other languages
English (en)
Other versions
CZ124193A3 (en
Inventor
Terry Lee Schulz
Original Assignee
Westinghouse Electric Corporation
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 Westinghouse Electric Corporation filed Critical Westinghouse Electric Corporation
Publication of CZ124193A3 publication Critical patent/CZ124193A3/cs
Publication of CZ283929B6 publication Critical patent/CZ283929B6/cs

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Jaderný reaktor (22) má nádobu (46) reaktoru umístěnou uvnitř pláště (55). Snižování tlaku v jaderném reaktoru (22) se provádí ve stupních použitím ventilů (82, 92) připojených k chladicímu okruhu (62). Zařízení (96) pro snižování tlaku obsahuje alespoň jeden roztřikovač (84) ponořený ve vodě v zásobní nádrži (50), která může být odváděna do jímky (68), a který tvoří spojení mezi uvedenými ventily (82) a vnitřkem pláště (55). Ventily (82, 92) pro snižování tlaku se otevírají ve stupních, s výhodou při postupně se snižujících úrovních hladiny chladicího média, pro otevírání postupně větších průtočných drah pro provedení snižování tlaku paralelně zapojenými ventily (82). Ventily (82) jsou připojeny k tlakovací nádrži (130) ve vnitřku pláště (55), připojené k výstupnímu potrubí (104) z jaderného reaktoru (22). Alespoň jeden ventil (92) se otevře při nejnižším tlaku a je zapojen přímo mezi chladicí okruh (62) a vnitřek pláště (55). Jaderný reaktor (22) je umístěn v oteŕ

Description

Vynález se týká zařízení pro snižování tlaku pro jaderný reaktor, který má nádobu reaktoru, umístěnou ve vnitřku pláště, a vstupní a výstupní potrubí, připojená k nádobě reaktoru, tvořící chladicí okruh. Zařízení je určeno pro snižování tlaku v tlakovodním jaderném reaktoru tak, aby přídavné chladivo mohlo být přidáváno při nízkém tlaku. Vynález se zejména týká systému spojení ventilů s rozstřikovači otevřením průtočných drah mezi horkou větví primárního chladicího okruhu jaderného reaktoru a zásobní nádrží vody. Systém ventilů se otevírá ve stupních pro rychlé snížení tlaku bez náhlého hydraulického zatížení příslušného potrubí.
Dosavadní stav techniky
Zařízení pro snižování tlaku, obsahující rozstřikovače, se používají u varných reaktorů pro ochranu při přetlaku tak, že chladicí médium může být přidáváno použitím nízkotlakého čerpadla a nikoli vysokotlakého čerpadla. Na začátku snižování tlaku se provede jednoduše otevření jednoho nebo několika ventilů spojujících chladicí okruh s rozstřikovači. Rozstřikovače jsou tvořeny potrubími, opatřenými malými otvory, ponořenými do vody zásobní nádrže, v níž panuje například atmosférický tlak. Když se uvedené ventily otevřou, vystupuje pára z otvorů rozstřikovače do zásobní nádrže, a kondenzuje ve vodě, čímž následně dojde ke snížení tlaku v chladicím okruhu.
Při běžném snižování tlaku ve varném reaktoru není úkolem snížit tlak chladicího média na atmosférický tlak, avšak snížit jej pouze na tu hodnotu, při níž mohou čerpadla vstřikovat vodu do chladicího okruhu. Rozstřikovače jsou určeny pro snížení tlaku na asi 69 až 138 kPa, pro umožnění vstřikování vody z relativně nízkotlakého čerpadla.
Tlakovodní reaktor pracuje při podstatně vyšším tlaku chladicího média. Teplota chladicího média v tlakovodním reaktoru průměrného výkonu může být řádově 330 °C. Funkční tlak chladivá v nádobě reaktoru může být 15 MPa.
Může být potřebné přidávat vodu do chladicího okruhu jaderného reaktoru za různých podmínek či okolností. Když je reaktor v činnosti, může být úroveň chladivá poněkud nižší vzhledem k unikání různými díly, jako jsou odlehčovací ventily, nebo vzhledem k unikání malými otvory v chladicím okruhu, což však nepředstavuje kritické poškození, vyžadující eventuální přidávání chladicího média. Při velkých ztrátách chladicího média může velké porušení chladicího okruhu způsobit velké proudění chladicího média do vnitřku pláště. Zařízení pro snižování tlaku musí vhodně reagovat na jakoukoli eventualitu umožněním přidávání dostatečného množství chladicího média pro dostatečné základní chlazení jaderného paliva.
Kde se propojení mezi chladicím okruhem nebo nádrží s vysokým tlakem a nízkotlakým výstupem, kterým může být rozstřikovač, provede náhle, nastává velké tepelné a hydraulické zatížení potrubí a chladicího okruhu jako celku. Navíc počáteční propojení chladicího okruhu s rozstřikovači uvolňujícími tlak vyústí v podstatný úbytek chladicího média, způsobený velkým tlakovým rozdílem mezi tlakem chladivá v chladicím okruhu a ve výstupech (například v otvorech rozstřikovače). Z těchto obou důvodů existuje potenciální nebezpečí poškození jaderného reaktoru při snižování tlaku. Nehledě na možnost způsobení poruch potrubí vzhledem k tepelnému a hydraulickému zatížení, způsobí úbytek chladicího média zvýšení nebezpečí toho, že zbývající chladicí médium nebude dostatečně schopno udržovat chlazení jaderného paliva. Existuje proto potřeba vytvoření zařízení pro snižování tlaku, které by minimalizovalo zatížení a zachovalo chladicí médium v chladicím okruhu postupnějším otevíráním průtoku pro uvolňování tlaku.
U bezpečnostních systémů jaderných reaktorů je zapotřebí minimalizovat spoléhání se na aktivní elementy, jako jsou čerpadla. Patent US 4 753 771, udělený Conwayovi a kol., řeší bezpečnostní
- 1 CZ 283929 B6 systém, který používá vy sokotlaké a nízkotlaké přívody pro přidávání vody do chladicího okruhu. Nízkotlaký přívod je tvořen nádrží o atmosférickém tlaku (to jest tlaku uvnitř pláště, obklopujícího jaderný reaktor), a je uspořádán uvnitř pláště, obklopujícího jaderný reaktor, nad chladicím okruhem, a je připojen k chladicímu okruhu přes zpětný ventil. Vysokotlaká doplňovací nádrž dodává vodu po krátkou dobu při unikání bez snížení tlaku. Během určité doby při spotřebovávání vysokotlaké zásobní vody je zapotřebí snížit tlak v chladicím systému reaktoru pro umožnění přidávání mnohem většího množství vody z nízkotlaké zásobní nádrže. Toto přidávání se provádí při relativně nízkém přetlaku (vzhledem k tlakové výšce kapaliny v zásobní nádrži) nebo dokonce při atmosférickém tlaku.
Podle reaktoru AP600 firmy Westinghouse Electric Corporation, jejíž částí vynález je, je vysokotlaká doplňovací nádrž schopna dodávat vodu asi 20 minut. Po snížení tlaku v chladicím okruhu v případě poruchy, to jest v nouzové situaci, se provádí vypouštění vody ze zásobní nádrže při atmosférickém tlaku do vnitřku pláště po dobu přibližně deseti hodin. Když se tato zásobní nádrž vyprázdní účinkem gravitace do vnitřku pláště, je tento vnitřek zaplněn do výšky umožňující recirkulaci vody kondenzující na vnitřních stěnách pláště, zakrývajícího jaderný reaktor. Zásobní nádrž obsahuje dostatečné množství vody, která při jejím vyprázdnění do vnitřku pláště dosáhne dostatečné výšky pro vytvoření tlakové vody v jaderném reaktoru (umístěném ve spodní části pláště). Voda v reaktoru se vaří a tím umožňuje chlazení aktivní zóny reaktoru. Zařízení pro snižování tlaku odpouští páru z vařící se vody do vnitřku pláště. Pára kondenzuje na vnitřních stěnách tohoto pláště a vrací se jako voda, aby chladila jaderný reaktor.
Snižování tlaku se provádí ve stupních. Z počátku se ventily otevřou menší potrubí, vedoucí k rozstřikovačům. Potom se dalšími ventily otevírají další větší potrubí, která rovněž vedou k rozstřikovačům. A konečně, v posledním stupni, se provede otevření chladicího systému přímo do vnitřku pláště, zakrývajícího jaderný reaktor.
Úkolem vynálezu je vytvořit zařízení pro snižování tlaku pro jaderný reaktor, které bude schopno snižovat tlak rychle, bez vzniku velkých tepelných a hydraulických zatížení.
Úkolem vynálezu dále je vytvořit zařízení, udržující chladicí médium v chladicím okruhu reaktoru.
Dalším úkolem vynálezu je vytvořit řadu stupňovitě pracujících ventilů pro snižování tlaku v jaderném reaktoru, zejména ventilů pro celý rozsah postupně se zvětšujících a/nebo více nepřímých průtočných drah, zejména tvořených řadou potrubí s různými průměry a/nebo velikostmi otvorů pro postupné zvětšování propojení chladicího okruhu s rozstřikovači při klesání tlaku.
A konečně je úkolem vynálezu vytvořit ventily pro konečný stupeň snižování tlaku, které spojí horkou větev chladicího okruhu s vnitřkem pláště, zakrývajícího reaktor, pro účinné odpouštění páry z chladicího okruhu, v němž bylo chladivo ohřáto jaderným palivem.
Podstata vynálezu
Uvedené úkoly splňuje zařízení pro snižování tlaku pro jaderný reaktor, který má nádobu reaktoru, umístěnou ve vnitřku pláště, a vstupní a výstupní potrubí, připojená k nádobě reaktoru, tvořící chladicí okruh, podle vynálezu jehož podstatou je, že obsahuje ventily pro snižování tlaku, zapojené v průtočném spojení s chladicím okruhem, alespoň jeden rozstřikovač. který je v průtočném spojení s vnitřkem pláště, přičemž rozstřikovač je v průtočném spojení s alespoň jedním z uvedených ventilů, alespoň jeden další ventil pro snižování tlaku, který je spojen potrubím s horní částí výstupního potrubí a s pláštěm, a prostředky pro postupné otevírání ventilů pro provádění snižování tlaku.
Ventily pro snižování tlaku se otvírají ve stupních, s výhodou při postupně se snižujícím tlaku, pro otevírání postupně větších průtočných drah pro dosažení snížení tlaku, přičemž tylo ventily jsou zapojeny paralelně. Snížení tlaku je snímáno sledováním úrovně hladiny chladivá ve . 7 CZ 283929 B6 vysokotlaké doplňovací nádrži a používá se pro ovládání ventilů. Ventily mohou být spojeny s tlakovací nádrží uvnitř pláště zakrývajícího reaktor, připojené k výstupu chladivá z reaktoru. Alespoň jeden ventil pro snižování tlaku se otevírá při nejnižším tlaku a je zapojen přímo mezi chladicí okruh a vnitřek pláště. Nádoba reaktoru je umístěna v otevřené jímce uvnitř pláště, přičemž další ventily spojují tuto otevřenou jímku s potrubím spojujícím zásobní nádrž s chladicím okruhem pro přidávání vody do chladicího okruhu, přičemž voda uvnitř pláště může být přidávána z otevřené j ímky.
Ventily středního stupně jsou spojeny s motorem a ventily posledního stupně jsou spojeny s pneumatickým ovladačem. Zařízení dále obsahuje zkušební ventily, zapojené v sérii s alespoň některými ventily, přičemž tyto zkušební ventily jsou zapojeny ve zkušebních potrubích, tvořících omezené průtočné dráhy.
Přehled obrázků na výkresech
Vynález bude dále blíže objasněn na příkladech provedení podle přiložených výkresů, na nichž obr. 1 znázorňuje schéma jaderného reaktoru se stupňovitým zařízením pro snižování tlaku, obr. 2 detailněji schéma zařízení pro snižování tlaku podle vynálezu, obr. 3 svislý řez jaderným reaktorem, v němž je vidět nádobu reaktoru a vodní nádrže a obr. 4 příčný řez jaderným reaktorem podle obr. 3.
Příklady provedení vynálezu
Na obr. 1 jsou znázorněny dva zdroje chladicího média pro doplňování úbytku chladicího média v jaderném reaktoru 22. Vysokotlaká doplňovací nádrž 32 je zapojena přes ventily 34 mezi vstupem chladicího média neboli chladnou větví 38 a vstřikovacím vstupem 42 nádoby 46 reaktoru. Objem vysokotlaké doplňovací nádrže 32 je omezený. Mnohem větší množství chladicí vody je k dispozici v zásobní nádrži 50 doplňovací vody, umístěné uvnitř pláště 55, a v níž panuje vzhledem k větracímu otvoru 52, který se otevírá ze zásobní nádrže 50 do vnitřku pláště 55, atmosférický tlak. Pro odvádění vody ze zásobní nádrže 50 do chladicího okruhu 62 jsou upraveny jednak jeden ventil 56 a jednak řada zpětných ventilů 58. Pro vracení vody z jímky 68, umístěné mimo plášť 55. jsou upraveny přídavné zpětné ventily a/nebo motoricky ovládané ventily 64. Tyto ventily 58 a 64 však vyžadují, aby byl reaktor pro umožnění vstřikování chladicího média zcela odtlakován.
Jak vyplývá ze znázornění na obr. 1 a 2, je jaderný reaktor 22 odtlakován odvzdušněním chladicího okruhu 62 do vnitřku pláště 55 v několika stupních snižování tlaku. Otevřením ventilů 82, zapojených přes rozstřikovače 84 mezi chladicím okruhem 62 a vnitřkem pláště 55, je možno provést například tři počáteční stupně, přičemž příslušné ventily 82 v každé větvi se otevírají při postupně nižších tlakový ch úrovních vysokotlaké doplňovací nádrže 32 a jsou s výhodou zapojeny v rovnoběžných větvích potrubí 86, která se postupně zvětšují pro následující stupně. Konečný stupeň odtlakování se dosáhne otevřením ventilu 92, který· připojuje chladicí okruh 62 přímo s vnitřkem pláště 55. Cílem je snížit tlak na atmosférický tlak tak rychle, jak je možno, načež se může chladicí médium přidávat do chladicího okruhu 62 účinkem gravitace při okolním tlaku uvnitř pláště 55, čímž se zabrání velkému tepelnému a hydraulickému zatížení, velké ztrátě chladicího média a jiným nebezpečným jevům. S výhodou jsou v každém případě upraveny v příslušném potrubí 164 dva ventily 92 v sérii za sebou, z bezpečnostních důvodů jako přídavné vypínací prostředky. Tyto ventily 92 pracují současně, přičemž pár těchto ventilů 92 nebo jejich sada jsou zde popsány jednoduše jako ventily 92.
Stupňovité snižování tlaku neboli odtlakování napomáhá ke snížení tepelného a hydraulického zatížení. Rovněž způsobuje, že nedbalé použití zařízení 96 na snižování tlaku bude méně prudké.
Z počátku se pro snižování tlaku otevře relativně malá průtočná dráha, která se stupňovitě zvětšuje. Toho se dosáhne postupným otevíráním průtočných drah při dosažení snížených nastavení tlakových úrovní a rovněž časovaným otevíráním ventilů 82, 92 pro jednotlivé průtočné dráhy.
Na obr. 1 a 2 je schematicky znázorněno zařízení 96 pro snižování tlaku a jaderný reaktor 22 a na obr. 3 a 4 jsou znázorněna jejich konkrétní tělesná vytvoření. Stejné vztahové značky byly použity u stejných součástí na všech obrázcích.
Zařízení 96 pro snižování tlaku snižuje tlak v jaderném reaktoru 22, jehož nádoba 46 reaktoru je umístěna uvnitř pláště 55. přičemž k nádobě 46 reaktoru jsou připojena vstupní potrubí 102 a výstupní potrubí 104. Mezi výstupní potrubí 104 a vstupní potrubí 102 je pro odvádění užitečné energie zapojen alespoň jeden pamí generátor 110, pohánějící obvykle elektrický generátor. Nádoba 46 reaktoru, vstupní a výstupní potrubí 102, 104 a pamí generátor 110 svým vzájemným propojením tvoří recirkulační chladicí okruh 62, v němž cirkuluje pod tlakem voda ohřátá jaderným palivem.
V průtočném spojení s chladicím okruhem 62 a u alespoň jednoho rozstřikovače 84 v průtočném spojení s vnitřkem pláště 55 je zapojeno několik ventilů 82, 92. Tyto ventily 82, 92 jsou opatřeny ovládacími prostředky pro postupné otevírání těchto ventilů 82, 92 pro provádění snižování tlaku. Otevíráním ventilů 82, 92 nebo jejich skupin ve stupních se propojení mezi chladicím okruhem 62 a vnitřkem pláště 55 zvětší. Současně se snižuje tlak v chladicím okruhu 62. Ventily 82. 92 se otvírají postupně ovládacími signály z ovládacích zařízení nebo s výhodou pomocí čidel 122. spojených s vy sokotlakou doplňovací nádrží 32 a uspořádaných tak, že každý jeden postupný ventil 82, 92 nebo každá postupná skupina těchto ventilů 82, 92 se otevírá při postupně nižším nastavení úrovně tlaku.
Tlakovací nádrž 130 je umístěna s výhodou rovněž uvnitř pláště 55 a její spodní část 132 je připojena potrubím 134 k výstupnímu potrubí 104 reaktoru, zde rovněž označovanému jako horká větev chladicího okruhu 62. Horní část 142 tlakovací nádrže 130 je připojena k alespoň jednomu ventilu 82, určenému pro snižování tlaku. Ventily 82, které se otevírají v různých stupních úrovně tlaku, jsou připojeny k vnitřku pláště 55 přes rozstřikovač 84. to jest výstupní otvor kapaliny ponořený ve vodě zásobní nádrže 50, viz obr. 1. Rozstřikovač 84 je opatřen řadou otvorů 114, ponořených ve vodě zásobní nádrže 50. Tato zásobní nádrž 50 vody je odvzdušněna do vnitřku pláště 55, což znamená, že v zásobní nádrži 50 panuje atmosférický tlak. S výhodou je zásobní nádrž 50 opatřena vhodnými ventily 152 pro vyprazdňování účinkem tíže dojedná nebo několika nádob 46 reaktoru, chladicího okruhu 62 a/nebo jímky 68 ve spodní části vnitřku pláště 55, aby se chladila aktivní zóna v případě nehody, například při úbytku chladicího média. Protože ventily 82 pro vy šší stupně tlaku otevírají přístup do zásobní nádrže 50 a zásobní nádrž 50 se otevírá do vnitřku pláště 55, uniká v tomto uspořádání tlak z chladicího okruhu 62 do vnitřku pláště 55.
Ventily 82, 92 pro snižování tlaku jsou připojeny k vnitřku pláště 55 přes potrubí 162, 164, jejichž prútočnost se postupně zvětšuje při otevírání ventilů 82, 92 při postupně nižších tlacích. Proto se zvětšuje průtočné spojení mezi chladicím okruhem 62 a vnitřkem pláště 55 otevíráním potrubí 162. 164 při snižování tlaku v chladicím okruhu 62. Dále je velikost otevření průtočné dráhy pro daný stupeň otevření větší než velikost otevření průtočné dráhy při předchozím stupni otevření. Výsledkem je postupné, avšak rychlé snížení tlaku v chladicím okruhu 62. Pro provedení postupnější změny mohou být ventily 82, 92 ovládány servomotory nebo i jiným způsobem, aby se otvíraly ze zcela zavřeného stavu do zcela otevřeného stavu po určitou dobu, čímž je omezena špička proudění těmito ventily 82, 92.
Alespoň jeden z ventilů 92 nebo skupiny ventilů 92 tvoří poslední stupeň snižování tlaku, to znamená, že tento ventil 92 nebo skupina ventilů 92 se otevírá při nejnižší úrovni tlaku vysokotlaké doplňovací nádrže 32. Ventil nebo ventily 92 vytvoří přímé spojení mezi chladicím okruhem 62 a vnitřkem pláště 55 potrubími 164. S výhodou se v tomto posledním stupni otevře průtočná dráha mezi výstupním potrubím 104 reaktoru (to jest horkou větví chladicího okruhu 62) a vnitřkem pláště 55.
-4CZ 283929 B6
Ventily 82, 92 jsou s výhodou umístěny v několika rovnoběžných potrubích 162, zapojených mezi chladicím okruhem 62 a rozstřikovači 84, ponořenými v zásobní nádrži 50, nebo jsou upraveny v potrubí 164, ústícím do vnitřku pláště 55, přičemž postupně otevírají větší z těchto potrubí 162, 164. pro umožnění snížení tlaku, a otvírají se při postupně nižších tlacích, jak je naznačeno různými úrovněmi L hladiny ve vysokotlaké doplňovací nádrži 32.
Rozstřikovače pro varné reaktory, určené pro snižování tlaku v chladicím okruhu, avšak nikoli pro snižování tlaku na atmosférický tlak uvnitř pláště 55, jsou umístěny asi 5 metrů pod hladinou vody, což vytváří velký protitlak. Navíc průtočný odpor způsobuje další zvýšení protitlaku. Rozstřikovače 84 podle vynálezu jsou rovněž ponořeny ve vodě. V zařízení 96 na snižování tlaku podle vynálezu se kromě odpouštění tlaku přes rozstřikovače 84 do vnitřku pláště 55 odpouští tlak v posledním stupni snižování tlaku rovněž přímo do vnitřku pláště 55.
První stupeň snižování tlaku, u něhož probíhá odvzdušnění z tlakovací nádrže 130, připojené k výstupnímu potrubí 104 jaderného reaktoru 22, do rozstřikovače 84, má relativně malou velikost průtočného potrubí 162, 164, čímž se snižuje počáteční náraz do chladicího okruhu 62 při začátku snižování tlaku. Následující stupně používají stále větší a větší velikosti potrubí 162. 164. Navíc je možno použít relativně pomalu se otvírající provedení ventilů 82, 92 pro měkčí dopad snižování tlaku. S výhodou otevře ventil 82 v prvním stupni vnitřní průměr potrubí 162 o velikosti 10 centimetrů a jeho otevírání do úplně otevřeného stavu trvá asi 20 sekund, a ventily 82 otevřou v druhém a třetím stupni potrubí 162 o velikosti 20 centimetrů, přičemž otevírání do úplného otevření trvá asi 90 sekund. Pomalé otevírání ventilů 82 snižuje špičku velikosti průtoku a uchovává existující chladicí médium v chladicím okruhu 62. S otevíráním ventilů 82 a postupným otevíráním dalších stupňů s postupně zvětšující se velikostí potrubí 162 dochází k pomalému a postupnému zvětšování propojení mezi chladicím okruhem 62, v němž se provádí snižování tlaku, a vnitřkem pláště 55.
Uvedené rozměry potrubí 162 jsou pouze příkladné, výhodné pro jaderný reaktor s kapacitou asi 600 MW. Tyto velikosti se mohou zvětšovat nebo zmenšovat pro přizpůsobení jiné kapacitě jaderného reaktoru a podobně. Podobně je možno odstupňování provést jiným počtem stupňů, než jak bylo popsáno ve spojení s provedením podle vynálezu.
Poslední stupeň, kterým je ve znázorněném provedení čtvrtý stupeň, provádí odpouštění chladicího okruhu 62 přímo do vnitřku pláště 55. V tomto čtvrtém stupni s výhodou otevírá ventil 92 potrubí 164 o průměru 30 cm. Tento ventil 92 nebo skupina těchto ventilů 92 v posledním stupni a potrubí 164, v němž jsou uspořádány, mají proto několik odlišností od prvních tří stupňů. Čtvrtý stupeň je zapojen z horké větve, tvořené výstupním potrubím 104 chladicího okruhu 62 (to jest výstupu zjademého reaktoru 22). přímo do vnitřku pláště 55 a nikoli přes tlakovací nádrž 130 a/nebo rozstřikovače 84, ponořené ve vodě. Ačkoliv všechny stupně jsou zapojeny v průtočném spojení mezi vnitřkem pláště 55 a výstupním potrubím 104 z jaderného reaktoru 22, mají tyto stupně s malými potrubími 162 a/nebo které tvoří spojení přes tlakovací nádrž 130 a rozstřikovače 84 charakteristiku protitlaku, vzhledem k odporu, který pro proudění představují. Čtvrtý neboli poslední stupeň provádí odtlakování chladicího okruhu 62 až v podstatě na atmosférický tlak, panující uvnitř pláště 55.
Horká větev neboli výstupní potrubí 104 chladicího okruhu 62 (to jest výstup jaderného reaktoru 22) je místo, kde je chladicí voda v chladicím okruhu 62 nejvíce horká. Při činnosti jaderného reaktoru 22 má chladicí voda v této horké větvi teplotu asi 330 °C. Voda, vracející se z parního generátoru 110 chladnou větví 38, má teplotu asi 290 °C. I když je voda odebírána zařízením 96 na snižování tlaku při své nejvyšší teplotě, je chladicí médium efektivněji využito při provádění chlazení. Je možno odpouštět jak vodu, tak páru. Jakmile se otevře první stupeň, začíná zařízení 96 na snižování tlaku odvádět vodu z výstupního potrubí 104 do tlakovací nádrže 130. a potom ven až do vnitřku pláště 55. Ačkoli je tlakovací nádrž 130 spíše velkou nádrží, není i při odvádění rozstřikovači 84 průtok touto tlakovací nádrží 130 dostatečný pro odvádění jejího celého obsahu do zásobní nádrže 50. Proto voda v tlakovací nádrži 130 vytváří protitlak, který omezuje proudění prvními třemi stupni snižování tlaku. První tři stupně snižování tlaku mají
-5CZ 283929 B6 proto vlastnosti protitlaku, na rozdíl od čtvrtého stupně. Tím se vytvoří v zásobní nádrži 50 ve vodě nad rozstřikovači 84 větší tlak, hladina vody v tlakovací nádrži 130 stoupne a průtočný odpor, způsobený malým průměrem potrubí 162 ve srovnání s průměrem potrubí 164 pro poslední stupeň.
Ventily 82, 92, účinné pro příslušné stupně snižování tlaku, a/nebo ovladače uspořádané pro otevírání ventilů 82, 92 se zvolí podle rozdílu tlaku, při němž se předpokládá další otevírání ventilů 82, 92 při snižování tlaku. Zejména ventil 92 a/nebo ovladač posledního stupně snižování tlaku se s výhodou otevřou pouze pod předem stanoveným rozdílovým tlakem, čímž se minimalizuje možnost předčasného otevření posledního stupně.
Pára a voda ve výstupním potrubí 104, tvořícím horkou větev, se při snižování tlaku přímo ve čtvrtém stupni vedou dostatečně velkým otvorem, tvořeným výstupním potrubím 104. takže mezi nádobou 46 reaktoru a místem odpouštění potrubím 164 a ventilem 92 při tomto čtvrtém stupni se vytvoří pouze velmi malý průtočný odpor. Přímé spojení výstupního potrubí 104 s vnitřkem pláště 55 ve čtvrtém stupni snižování tlaku a velký průměr tohoto výstupního potrubí 104 a potrubí 164 přispívají k tomu, že tlak v nádobě 46 reaktoru a v chladicím okruhu 62 klesne v podstatě až na okolní atmosférický tlak uvnitř pláště 55. Nejdůležitější je ovšem tlak v nádobě 46 reaktoru, protože účelem snižování tlaku je umožnit odpouštění vody do jaderného reaktoru 22 nízkotlakými prostředky, zejména účinkem tíže ze zásobní nádrže 50.
S výhodou je v každém stupni zapojeno v sérii více ventilů 82, 92. Tyto ventily 82, 92, sériově zapojené, jsou normálně uzavřené. Zapojení dvou ventilů 82, 92 v sérii minimalizuje únik a zajišťuje, že otevření jakéhokoliv stupně je nepravděpodobné a nemůže být provedeno nedbalostí. Oba ventily 82, 92 mohou být otevřeny v každém stupni ovládacími signály z ovladače 172. První tři stupně mají ventily 82 ovládané příslušným motorem, opatřené popřípadě převodem pro dosažení otvírání po určitou dobu, jak bylo uvedeno výše. S výhodou jsou tyto ventily 82 ovládány napájením z baterií. Čtvrtý stupeň snižování tlaku používá odlišný typ ventilů 92 pro zabránění možnosti vzniku stejné poruchy, čímž se opět zvýší spolehlivost. Ventil 92 pro čtvrtý stupeň snižování tlaku může být například ovládán pneumaticky vzduchovým válcem. Alternativně může být tento ventil 92 ovládán explozí. Pro další zabezpečení může být v jaderném reaktoru 22 svíce než jedním parním generátorem 110 připojen ke každému výstupnímu potrubí 104 z nádoby 46 reaktoru ventil s odlišným ovládáním, čímž se rovněž zvýší nepravděpodobnost možnosti vzniku stejné poruchy.
Kde jsou u jaderného reaktoru 22 v parním generátoru 110 dva okruhy, tam mohou být tlakovací nádrž 130 a její ventily 82 pro počáteční stupně připojeny k jedné horké větvi a ventily 92 pro poslední stupeň (to jest čtvrtý stupeň) mohou být připojeny kjiné horké větvi. Propojením počátečních stupňů přes tlakovací nádrž 130 a posledního stupně přímo do vnitřku pláště 55 je průtok omezen při počátečních stupních a vyrovnávací potrubí tlakovací nádrže 130 může být menší.
Jak vyplývá z obr. 3 a 4, je každý chladicí okruh 62 částečně umístěn v sekci 175. která má betonové stěny 177. Při čtvrtém stupni snižování tlaku se provede otevření do příslušné sekce 175 chladicího okruhu 62. Betonové stěny 177 tvoří ochranný kryt pro obsluhu a je nepravděpodobné, že při činnosti celého zařízení bude obsluha v prostoru sekce 175 chladicího okruhu 62, protože zde je vysoká úroveň radiace. Jednou nevýhodou však je, že v této sekci 175 je umístěno několik zařízení, jako přístroje připojené k chladicím okruhům 62 pro sledování teploty a průtoku a elektrická spojení pro čerpadla chladicího média. Protože může vy pouštěním chladivá a jeho par z ventilů 92 při snižování tlaku dojít ke zvlhčení těchto zařízení, je zapotřebí před opětným uvedením jaderného reaktoru 22 do chodu po provedeném odtlakování provést jejich vyčištění.
Alternativně může být při čtvrtém stupni snižování tlaku vytvořeno propojení k výstupu z komory 181, určené pro výměnu paliva v reaktoru 22 (viz obr. 3 a 4). Tato komora 181 je šachtou obloženou nerezovou ocelí, která se při výměně paliva zaplňuje vodou, a je výhodným místem pro nasměrování výstupu při čtvrtém stupni snižování tlaku.
-6CZ 283929 B6
Snižováním tlaku při třech prvních stupních dojde ke snížení tlaku v chladicím okruhu 62 na asi 345 kPa před otevřením čtvrtého stupně. Otevření relativně velkého potrubí 164 do vnitřku pláště 55 ve čtvrtém stupni sníží tlak v chladicím okruhu 62 na nízkou hodnotu, bez vzniku velkých sil, způsobených vypouštěním, a velkého průtoku. V závislosti na rozsahu varu dosud existujícího v nádobě 46 reaktoru může být minimální tlak větší než atmosférický tlak; stupňované provádění snižování tlaku však účinně snižuje tlak až do stavu, při němž je možno přidávat chladicí médium ze zásobní nádrže 50 při atmosférickém tlaku. V zásobní nádrži 50 je dostatečné množství vody, která účinkem tlakové výšky může překonat tento zbývající tlak.
Dalším znakem zařízení podle vynálezu, znázorněným na výkresech je, že příslušné ventily 82, 92 mohou být v každém stupni otevírány individuálně a potom uzavírány při normálních podmínkách činnosti jaderného zařízení, pro přezkoušení jejich funkce. Jak je znázorněno na obr. 2, může být ve zkušebních větvích 194, vedoucích k rozstřikovači 84, upraveno několik malých solenoidových ventilů 192. provádějících izolování každého ze sériově zapojených ventilů 82 ve třech stupních, pro přezkoušení za sníženého tlaku. Tlak je snížen, protože zkušební potrubí 196 jsou tvořena několika malými (například s vnitřním průměrem 2,0 cm) potrubími. Přezkušování při nízkém tlaku snižuje možnost unikání ventilů po provedeném přezkoušení.
Pro první tři stupně mohou dva zkušební solenoidové ventily 192 izolovat a tím přezkoušet kterýkoli ze šesti ventilů 82 v prvních třech stupních. Podobné uspořádání pro přezkoušení ve čtvrtém stupni je rovněž znázorněno na obr. 2. Pro přezkoušení ve čtvrtém stupni je zapotřebí rovněž zkušebního solenoidového ventilu 192 tohoto typu, protože ventily 92 čtvrtého stupně jsou určeny pro činnost při nižších tlacích, než které jsou typické pro činnost jaderného zařízení.
Zkušební solenoidové ventily 192 mohou být použity při ochlazení, vedoucím k výměně paliva, pro provedení mnohem přísnějšího přezkoušení automatického odtlakovacího systému ajeho ventilů. Přezkoušení může být provedeno například při středních tlacích v rozsahu od 2,76 MPa do 4,14 MPa. Pro toto přezkoušení mohou být zkušební solenoidové ventily 192 uspořádány tak, že každý přezkušovaný ventil 82 nebo 92 podél celé odtlakovací dráhy se otevře při velkém rozdílovém tlaku ovládáním zvoleného zkušebního solenoidového ventilu 192. Například je možno přezkoušet ventil 82 v každém páru, umístěný ve směru proti proudu, otevřením zkušebního solenoidového ventilu 192. umístěného po proudu za ním, ve směru k rozstřikovačům 84. Ventil 82 každého páru, umístěný po proudu, může být přezkoušen otevřením zkušebního solenoidového ventilu 192. umístěného proti proudu, pro získání zvýšeného tlaku přiváděného do ventilu 82. V každém případě malá velikost zkušebního potrubí 196 omezuje průtok při přezkušování a snižuje dopad na zásobní nádrž 50. umístěnou po proudu, i na atmosféru uvnitř pláště 55. zejména udržením radiace v přijatelných úrovních. Další možností je nasměrování průtoku do vhodného odváděcího prostředku mimo zásobní nádrž 50 vody.

Claims (10)

1. Zařízení (96) pro snižování tlaku pro jaderný reaktor (22), který má nádobu (46) reaktoru, umístěnou ve vnitřku pláště (55), a vstupní a výstupní potrubí (102, 104), připojená k nádobě (46) reaktoru, tvořící chladicí okruh (62), vyznačující se tím, že obsahuje ventily (82) pro snižování tlaku, zapojené v průtočném spojení s chladicím okruhem (62), alespoň jeden rozstřikovač (84), který je v průtočném spojení s vnitřkem pláště (55), přičemž rozstřikovač (84) je v průtočném spojení s alespoň jedním z uvedených ventilů (82), alespoň jeden další ventil (92) pro snižování tlaku, který je spojen potrubím (164) s horní částí výstupního potrubí (104) a s pláštěm (55), a prostředky pro postupné otevírání ventilů (82, 92) pro provádění snižování tlaku.
-7CZ 283929 B6
2. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 1, vyznačující se tím, že prostředky pro postupné otevírání ventilů (82, 92) pro snižování tlaku jsou tvořeny ovladači, reagujícími na úroveň (L) hladiny chladivá.
3. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 1, vyznačující se tím, že rozstřikovač (84) je ponořen v zásobní nádrži (50) vody, přičemž zásobní nádrž (50) je otevřena do vnitřku pláště (55).
4. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 3, vyznačující se tím, že zásobní nádrž (50) vody je zásobní nádrží vody pro zaplavení vnitřku při výměně paliva, přičemž zásobní nádrž (50) vody je dále opatřena prostředky pro vytékání vody do jímky (68) ve vnitřku pláště (55), zakrývajícího jaderný reaktor (22).
5. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 4, vyznačující se tím, že ventily (82, 92) pro snižování tlaku jsou spojeny s vnitřkem pláště (55) potrubími (86, 162, 164), které se postupně zvětšují pro otevření ventilů (82) při postupně nižších úrovních (L), pro zvětšení spojení mezi chladicím okruhem (62) a vnitřkem pláště (55).
6. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 1, vyznačující se tím, že alespoň jeden z ventilů (92) pro snižování tlaku je nastaven na tlak 345 kPa a je zapojen přímo mezi chladicím okruhem (62) a vnitřkem pláště (55).
7. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 3, vyznačující se tím, že ventily (82, 92) pro snižování tlaku zahrnují paralelně uspořádané ventily (82) pro snižování tlaku, zapojené mezi chladicí okruh (62) a alespoň jeden rozstřikovač (84), ponořený v zásobní nádrži (50), přičemž paralelně uspořádané ventily (82) pro snižování tlaku jsou zapojeny v postupně se zvětšujících potrubích (86, 162), a přičemž zásobní nádrž (50) vody je zásobní nádrží vody pro zaplaveni vnitřku při výměně paliva a tato zásobní nádrž (50) je dále opatřena prostředky pro vytékání vody do jímky (68) ve vnitřku pláště (55), zakrývajícího jaderný reaktor (22).
8. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 2, vyznačující se tím, že jaderný reaktor (22) je opatřen vysokotlakou doplňovací nádrží (32), připojenou k chladicímu okruhu (62), a dále je opatřen prostředky (122) pro snímání úrovně (L) hladiny chladivá ve vysokotlaké doplňovací nádrži (32), připojenými k ovladačům (172) jednotlivých ventilů (82, 92) pro snižování tlaku pro postupné otvírání těchto ventilů (82, 92) pro snižování tlaku.
9. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 1, vyznačující se tím, že ventily (82, 92) pro alespoň dva stupně snižování tlaku jsou uspořádány tak, že ventily (82) středního stupně jsou spojeny s motorem a ventily (92) posledního stupně jsou spojeny s pneumatickým ovladačem.
10. Zařízení (96) pro snižování tlaku podle nároku 1, vyznačující se tím, že dále sestává ze zkušebních ventilů (192), zapojených v sérii s alespoň některými ventily (82, 92), přičemž tyto zkušební ventily (192) jsou zapojeny ve zkušebních potrubích (194, 196), tvořících omezené průtočné dráhy.
CZ931241A 1992-06-24 1993-06-22 Zařízení na snižování tlaku pro jaderný reaktor CZ283929B6 (cs)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/903,413 US5259008A (en) 1992-06-24 1992-06-24 Staged depressurization system

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CZ124193A3 CZ124193A3 (en) 1994-03-16
CZ283929B6 true CZ283929B6 (cs) 1998-07-15

Family

ID=25417463

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CZ931241A CZ283929B6 (cs) 1992-06-24 1993-06-22 Zařízení na snižování tlaku pro jaderný reaktor

Country Status (8)

Country Link
US (1) US5259008A (cs)
EP (1) EP0576127B1 (cs)
JP (1) JP3124155B2 (cs)
KR (1) KR100320831B1 (cs)
CN (1) CN1041571C (cs)
CZ (1) CZ283929B6 (cs)
DE (1) DE69317601T2 (cs)
ES (1) ES2114003T3 (cs)

Families Citing this family (32)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
IT1276043B1 (it) * 1994-03-09 1997-10-24 Finmeccanica Spa Azienda Ansal Sistema di depressurizzazione di impianti operanti con vapore in pressione
FR2748844B1 (fr) * 1996-05-17 1998-08-14 Framatome Sa Dispositif de recuperation de fluide contenu dans le circuit de refroidissement d'un reacteur nucleaire
US6088418A (en) * 1998-08-25 2000-07-11 Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. Pool pressure mitigation using sparger phase interaction
KR100383817B1 (ko) * 2000-12-22 2003-05-14 한국전력공사 단순 가ㆍ감압 싸이클을 이용한 자기가압기의 감압장치 및방법
KR100436976B1 (ko) * 2001-11-09 2004-06-23 한국수력원자력 주식회사 격납건물 대기오염 방지장치
US6848458B1 (en) * 2002-02-05 2005-02-01 Novellus Systems, Inc. Apparatus and methods for processing semiconductor substrates using supercritical fluids
WO2004067456A1 (en) * 2003-01-28 2004-08-12 Al Be Farm Research & Development Ltd. A method and system for treating water
US7889830B2 (en) * 2007-05-08 2011-02-15 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor downcomer flow deflector
CN101447239B (zh) * 2008-12-22 2012-10-03 岭澳核电有限公司 核电站大修期间加快一回路排水的方法
KR101089103B1 (ko) 2010-03-17 2011-12-06 경희대학교 산학협력단 가압경수형 원자로용 내격납재장전수조의 다공분사관 개선
JP5606216B2 (ja) * 2010-08-20 2014-10-15 三菱重工業株式会社 ミキシング装置
US8559584B2 (en) * 2010-12-20 2013-10-15 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor automatic depressurization system
DE102011013732A1 (de) * 2011-03-12 2012-09-13 Roland Pichl einfaches autarkes Atomreaktor Kernschmelzenschutzsystem
RU2459291C1 (ru) * 2011-03-29 2012-08-20 Борис Сергеевич Мельников Система управления аварией на аэс в условиях катаклизмов
KR101071415B1 (ko) * 2011-04-15 2011-10-07 한국수력원자력 주식회사 Sbo와 loca 대처 피동 고압안전주입탱크 시스템
CN103377735B (zh) * 2012-04-27 2016-08-03 上海核工程研究设计院 一种反应堆下部堆内构件
CN103489488B (zh) * 2012-06-11 2016-04-13 中国核动力研究设计院 模块式压水堆
US9536629B2 (en) * 2012-07-24 2017-01-03 Westinghouse Electric Company Llc Passive power production during a nuclear station blackout
KR101389840B1 (ko) * 2012-08-29 2014-04-29 한국과학기술원 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
CN103778973A (zh) * 2012-10-22 2014-05-07 中国核动力研究设计院 一体化反应堆可控压力释放系统
CN103871484A (zh) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 压水堆核电厂一回路超压保护及卸压系统
CN103928062B (zh) * 2013-01-14 2017-03-01 上海核工程研究设计院 一种自充压堆芯补水系统
US11373768B2 (en) * 2013-03-12 2022-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow
WO2014200600A2 (en) 2013-03-15 2014-12-18 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Passive techniques for long-term reactor cooling
KR101547908B1 (ko) 2014-04-15 2015-08-31 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소 격납건물 살수계통의 살수 운전 시스템 및 그 방법
CN104361914A (zh) * 2014-11-19 2015-02-18 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN104409112B (zh) * 2014-12-03 2017-07-04 中国核动力研究设计院 安全壳再循环系统
CN106782691B (zh) * 2016-12-15 2018-04-27 中广核工程有限公司 核电站安全壳内置换料水箱
WO2018128337A2 (ko) * 2017-01-03 2018-07-12 한국수력원자력 주식회사 냉각 성능이 개선된 원자력 발전소 및 이의 운전방법
KR102066325B1 (ko) * 2017-11-09 2020-01-14 한국수력원자력 주식회사 냉각 성능이 개선된 원자력 발전소 및 이의 운전방법
CN109723695B (zh) * 2019-03-08 2023-10-20 广东南曦液压机械有限公司 一种超高压卸荷阀
CN110491528B (zh) * 2019-08-15 2020-11-13 中广核研究院有限公司 一种海上核电平台稳压器泄压管线布置结构

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4753771A (en) * 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
US5180543A (en) * 1989-06-26 1993-01-19 Westinghouse Electric Corp. Passive safety injection system using borated water
US5082619A (en) * 1989-11-06 1992-01-21 General Electric Company Passive heat removal from nuclear reactor containment

Also Published As

Publication number Publication date
CN1041571C (zh) 1999-01-06
US5259008A (en) 1993-11-02
DE69317601T2 (de) 1998-11-05
JP3124155B2 (ja) 2001-01-15
JPH07280980A (ja) 1995-10-27
CN1080773A (zh) 1994-01-12
ES2114003T3 (es) 1998-05-16
EP0576127B1 (en) 1998-03-25
CZ124193A3 (en) 1994-03-16
DE69317601D1 (de) 1998-04-30
EP0576127A1 (en) 1993-12-29
KR100320831B1 (ko) 2002-05-13
KR940001188A (ko) 1994-01-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CZ283929B6 (cs) Zařízení na snižování tlaku pro jaderný reaktor
KR100300889B1 (ko) 가압수형원자로및증기발생기관의누출을완화시키는방법
KR950011978B1 (ko) 가입수형 원자로의 수동적 유체 안전장치
US5268943A (en) Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system
US5102616A (en) Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors
WO2002073625A2 (en) Integral pwr with diverse emergency cooling and method of operating same
KR890001251B1 (ko) 가압 수로형 원자로용 급속냉각장치
JPH0342595A (ja) 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置
CN114038590A (zh) 一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法
JPH0160800B2 (cs)
US4664877A (en) Passive depressurization system
JPH0516000B2 (cs)
DE3624907C2 (de) Einrichtung zum Verhindern des Vollaufens eines Dampferzeugers
JPH04258794A (ja) 原子炉緊急冷却水供給装置の蓄圧注入タンク
RU2150757C1 (ru) Устройство охлаждения ядерного реактора
JP3244747B2 (ja) 加圧水型原子炉の炉心を冷却するための装置
JPH06235789A (ja) 原子炉
CZ279408B6 (cs) Zařízení na výrobu energie

Legal Events

Date Code Title Description
IF00 In force as of 2000-06-30 in czech republic
MK4A Patent expired

Effective date: 20130622