JPH06174870A - 軽水冷却型原子炉 - Google Patents
軽水冷却型原子炉Info
- Publication number
- JPH06174870A JPH06174870A JP4330769A JP33076992A JPH06174870A JP H06174870 A JPH06174870 A JP H06174870A JP 4330769 A JP4330769 A JP 4330769A JP 33076992 A JP33076992 A JP 33076992A JP H06174870 A JPH06174870 A JP H06174870A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- liquid supply
- pressure vessel
- cooling water
- water
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 軽水冷却型原子炉に係り、ほう酸水の流下性
を高めて冷却材喪失時及び一次冷却水ポンプ停止時に、
原子炉を速やかにかつ確実に停止状態に導いて安全性を
確保するとともに、原子炉格納容器の内部スペースを確
保して原子炉等のメンテナンス性を向上させる。 【構成】 原子炉格納容器の上蓋内壁に配されるポイズ
ンタンクと、原子炉圧力容器とポイズンタンクとの間に
接続状態に配される給液系配管と、給液系配管に配され
原子炉圧力容器の内部圧力の低下時に管路を開放する給
液制御手段とを具備する。
を高めて冷却材喪失時及び一次冷却水ポンプ停止時に、
原子炉を速やかにかつ確実に停止状態に導いて安全性を
確保するとともに、原子炉格納容器の内部スペースを確
保して原子炉等のメンテナンス性を向上させる。 【構成】 原子炉格納容器の上蓋内壁に配されるポイズ
ンタンクと、原子炉圧力容器とポイズンタンクとの間に
接続状態に配される給液系配管と、給液系配管に配され
原子炉圧力容器の内部圧力の低下時に管路を開放する給
液制御手段とを具備する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、軽水冷却型原子炉に係
り、特に、原子炉格納容器内に原子炉圧力容器とともに
ポイズンタンクを収納する技術に関するものである。
り、特に、原子炉格納容器内に原子炉圧力容器とともに
ポイズンタンクを収納する技術に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】図２は、特開平３−２５２５９３号公報
（燃料集合体の交換装置）、特開平３−２５２５９４号
公報（燃料集合体の交換装置）、特開平３−２５２５９
５号公報（燃料集合体の交換装置）に記載されている軽
水冷却型原子炉の例を示すものである。
（燃料集合体の交換装置）、特開平３−２５２５９４号
公報（燃料集合体の交換装置）、特開平３−２５２５９
５号公報（燃料集合体の交換装置）に記載されている軽
水冷却型原子炉の例を示すものである。
【０００３】図２において、符号１は原子炉圧力容器、
２は炉心、３は蒸気発生器、６は一次冷却水ポンプ、１
５はライザ管、１６ポイズンタンク、１７は冷却水入
口、１８は水圧作動弁、１９はポイズン流通器、２０は
炉心支持板、Ｐはほう酸水（炉内プール水)である。
２は炉心、３は蒸気発生器、６は一次冷却水ポンプ、１
５はライザ管、１６ポイズンタンク、１７は冷却水入
口、１８は水圧作動弁、１９はポイズン流通器、２０は
炉心支持板、Ｐはほう酸水（炉内プール水)である。
【０００４】このような構造を有する原子炉にあって
は、一次冷却水及びほう酸水が、運転時、ポンプ停止時
の相違によって、以下に記述するように異なった流通
（循環）をする。
は、一次冷却水及びほう酸水が、運転時、ポンプ停止時
の相違によって、以下に記述するように異なった流通
（循環）をする。
【０００５】運転時にあっては、一次冷却水が、図２に
実線の矢印で示すように、炉心２、ライザ管１５、一次
冷却水ポンプ６、蒸気発生器３、冷却水入口１７を経由
して炉心２に戻る循環流となるが、ほう酸水Ｐは、水圧
作動弁１８及びポイズン流通器１９の部分で隔離され
て、挿通する現象や混合し合う現象の発生が妨げられ、
したがって、一次冷却水中のほう酸水濃度が変化するこ
となく、定常運転状態が維持される。
実線の矢印で示すように、炉心２、ライザ管１５、一次
冷却水ポンプ６、蒸気発生器３、冷却水入口１７を経由
して炉心２に戻る循環流となるが、ほう酸水Ｐは、水圧
作動弁１８及びポイズン流通器１９の部分で隔離され
て、挿通する現象や混合し合う現象の発生が妨げられ、
したがって、一次冷却水中のほう酸水濃度が変化するこ
となく、定常運転状態が維持される。
【０００６】そして、一次冷却水ポンプ６の停止時にあ
っては、蒸気発生器３への送り込みが行なわれなくなる
とともに、一次冷却水ポンプ６の吐出圧力低下検出によ
って水圧作動弁１８が管路を開放した状態となり、ま
た、炉心２において引き続き加熱された一次冷却水の上
昇が生じるために、図２に破線の矢印で示すように、上
昇した一次冷却水がポイズンタンク１６の内部に送り出
されるとともに、ほう酸水Ｐがポイズン流通器１９を経
由して炉心２に流れ込み、炉心２のほう酸水濃度が高ま
ることによって核分裂反応が抑制されて自然停止に導か
れる。
っては、蒸気発生器３への送り込みが行なわれなくなる
とともに、一次冷却水ポンプ６の吐出圧力低下検出によ
って水圧作動弁１８が管路を開放した状態となり、ま
た、炉心２において引き続き加熱された一次冷却水の上
昇が生じるために、図２に破線の矢印で示すように、上
昇した一次冷却水がポイズンタンク１６の内部に送り出
されるとともに、ほう酸水Ｐがポイズン流通器１９を経
由して炉心２に流れ込み、炉心２のほう酸水濃度が高ま
ることによって核分裂反応が抑制されて自然停止に導か
れる。
【０００７】このような図２例の原子炉にあっては、ポ
イズンタンク１６の内外が高温状態の一次冷却水によっ
て囲まれた状態となっており、原子炉の出力が変化する
と、ほう酸水Ｐの液量が膨張収縮に基づいて変化し、こ
のため、ポイズン流通器１９の部分において一次冷却水
とほう酸水Ｐとの境界が変動し易く、原子炉出力の制御
性が損われ易くなる。
イズンタンク１６の内外が高温状態の一次冷却水によっ
て囲まれた状態となっており、原子炉の出力が変化する
と、ほう酸水Ｐの液量が膨張収縮に基づいて変化し、こ
のため、ポイズン流通器１９の部分において一次冷却水
とほう酸水Ｐとの境界が変動し易く、原子炉出力の制御
性が損われ易くなる。
【０００８】次いで、図３例は、軽水冷却型原子炉の他
の構造例（計画例）を示すものである。該計画例にあっ
ては、原子炉格納容器２１のプール水Ｗの中に、原子炉
圧力容器１が水漬状態に配され、ポイズンタンク２２も
プール水Ｗの中に配される。そして、原子炉圧力容器１
とポイズンタンク２２との間が、給液系配管２３を構成
する均圧用配管２３ａ及び給液用配管２３ｂによって接
続される。この構造とすることによって、ポイズンタン
ク２２が低温状態のプール水Ｗに収容されて、原子炉圧
力容器１からの熱的な隔離と、一次冷却水とほう酸水Ｐ
との隔離とを行なうとともに、落差及び比重差を利用し
たほう酸水Ｐの供給により原子炉を自然停止状態に導く
ことが可能となり、加えて、ほう酸水Ｐの容量を大容量
とすることができる。
の構造例（計画例）を示すものである。該計画例にあっ
ては、原子炉格納容器２１のプール水Ｗの中に、原子炉
圧力容器１が水漬状態に配され、ポイズンタンク２２も
プール水Ｗの中に配される。そして、原子炉圧力容器１
とポイズンタンク２２との間が、給液系配管２３を構成
する均圧用配管２３ａ及び給液用配管２３ｂによって接
続される。この構造とすることによって、ポイズンタン
ク２２が低温状態のプール水Ｗに収容されて、原子炉圧
力容器１からの熱的な隔離と、一次冷却水とほう酸水Ｐ
との隔離とを行なうとともに、落差及び比重差を利用し
たほう酸水Ｐの供給により原子炉を自然停止状態に導く
ことが可能となり、加えて、ほう酸水Ｐの容量を大容量
とすることができる。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、図３例
の原子炉にあっては、原子炉圧力容器１の回りにポイズ
ンタンク２２が配されて落差に制限が生じるために、ほ
う酸水Ｐの供給が緩やかなものとなり、一次冷却水が喪
失した場合における炉心２の冠水状態の確保や、速やか
な原子炉停止状態への誘導の点で限界がある。
の原子炉にあっては、原子炉圧力容器１の回りにポイズ
ンタンク２２が配されて落差に制限が生じるために、ほ
う酸水Ｐの供給が緩やかなものとなり、一次冷却水が喪
失した場合における炉心２の冠水状態の確保や、速やか
な原子炉停止状態への誘導の点で限界がある。
【００１０】本発明は、上記課題を有効に解決するもの
で、ほう酸水の流下性を高めて、冷却材喪失時及び一
次冷却水ポンプ停止時に、原子炉を速やかにかつ確実に
停止状態に導いて安全性を確保すること、原子炉格納
容器の内部スペースを確保して原子炉等のメンテナンス
性を向上させることを目的としている。
で、ほう酸水の流下性を高めて、冷却材喪失時及び一
次冷却水ポンプ停止時に、原子炉を速やかにかつ確実に
停止状態に導いて安全性を確保すること、原子炉格納
容器の内部スペースを確保して原子炉等のメンテナンス
性を向上させることを目的としている。
【００１１】
【課題を解決するための手段】原子炉格納容器のプール
水中に原子炉圧力容器が水漬状態に配される軽水冷却型
原子炉において、原子炉格納容器の上蓋内壁に配される
ポイズンタンクと、原子炉圧力容器とポイズンタンクと
の間に接続状態に配される給液系配管と、該給液系配管
に介在状態に配され原子炉圧力容器の内部圧力の低下時
に管路を開放する給液制御手段とを具備する構成を採用
している。
水中に原子炉圧力容器が水漬状態に配される軽水冷却型
原子炉において、原子炉格納容器の上蓋内壁に配される
ポイズンタンクと、原子炉圧力容器とポイズンタンクと
の間に接続状態に配される給液系配管と、該給液系配管
に介在状態に配され原子炉圧力容器の内部圧力の低下時
に管路を開放する給液制御手段とを具備する構成を採用
している。
【００１２】
【作用】一次冷却水ポンプの停止時や原子炉冷却水の水
位低下時に、給液制御手段が作動することにより、原子
炉圧力容器内部とポイズンタンクの内部とが連通状態と
なり、両者の大きなヘッド差に基づいてポイズンタンク
内のほう酸水が原子炉圧力容器内に流下し、ほう酸濃度
の上昇によって原子炉が自然停止状態に導かれる。上蓋
を外すことにより、ポイズンタンクの部分を原子炉格納
容器の上部開口が開放状態となり、原子炉のメンテナン
ス性が向上する。
位低下時に、給液制御手段が作動することにより、原子
炉圧力容器内部とポイズンタンクの内部とが連通状態と
なり、両者の大きなヘッド差に基づいてポイズンタンク
内のほう酸水が原子炉圧力容器内に流下し、ほう酸濃度
の上昇によって原子炉が自然停止状態に導かれる。上蓋
を外すことにより、ポイズンタンクの部分を原子炉格納
容器の上部開口が開放状態となり、原子炉のメンテナン
ス性が向上する。
【００１３】
【実施例】図１は、本発明に係る軽水冷却型原子炉の一
実施例を示すものである。図１にあって、符号１８は給
液制御手段（例えば水圧作動弁）、２４は上蓋、２５は
ポイズンタンク、２６は断熱材である。
実施例を示すものである。図１にあって、符号１８は給
液制御手段（例えば水圧作動弁）、２４は上蓋、２５は
ポイズンタンク、２６は断熱材である。
【００１４】前記上蓋２４は、原子炉格納容器２１の上
部開口に着脱に取り付けられる。
部開口に着脱に取り付けられる。
【００１５】前記ポイズンタンク２５は、上蓋２４の内
壁に一体に配され、例えば原子炉圧力容器１と同程度の
耐圧性を持つように設定されるとともに、高濃度のほう
酸水Ｐを貯留する。
壁に一体に配され、例えば原子炉圧力容器１と同程度の
耐圧性を持つように設定されるとともに、高濃度のほう
酸水Ｐを貯留する。
【００１６】そして、原子炉圧力容器１の上部位置とポ
イズンタンク２５の上部位置との間が、給液制御手段１
８を介在させた状態の均圧用配管２３ａによって接続さ
れ、原子炉圧力容器１の下部位置とポイズンタンク２５
の下部位置との間が給液用配管２３ｂによって接続され
ている。なお、符号２３ｃは導圧管で、原子炉圧力容器
１と給液制御手段１８との間に配されて均圧用配管２３
ａの一部を構成する。
イズンタンク２５の上部位置との間が、給液制御手段１
８を介在させた状態の均圧用配管２３ａによって接続さ
れ、原子炉圧力容器１の下部位置とポイズンタンク２５
の下部位置との間が給液用配管２３ｂによって接続され
ている。なお、符号２３ｃは導圧管で、原子炉圧力容器
１と給液制御手段１８との間に配されて均圧用配管２３
ａの一部を構成する。
【００１７】このような構造の軽水冷却型原子炉である
と、原子炉の運転時に一次冷却水ポンプ６が作動させら
れていると、炉心２で加熱されて高温状態となった一次
冷却水が、図１に実線の矢印で示すように、ライザ管１
５、一次冷却水ポンプ６、蒸気発生器３、冷却水入口１
７を経由して炉心２に戻る循環流となり、この際に、蒸
気発生器３の部分における熱交換によって、蒸気の発生
と一次冷却水の冷却とが行なわれる。
と、原子炉の運転時に一次冷却水ポンプ６が作動させら
れていると、炉心２で加熱されて高温状態となった一次
冷却水が、図１に実線の矢印で示すように、ライザ管１
５、一次冷却水ポンプ６、蒸気発生器３、冷却水入口１
７を経由して炉心２に戻る循環流となり、この際に、蒸
気発生器３の部分における熱交換によって、蒸気の発生
と一次冷却水の冷却とが行なわれる。
【００１８】そして、一次冷却水ポンプ６の吐出圧力が
導圧管２３ｃを経由して給液制御手段１８にそれぞれ伝
送されることによって、給液制御手段１８が均圧用配管
２３ａの管路を遮断した状態を保持し続ける。
導圧管２３ｃを経由して給液制御手段１８にそれぞれ伝
送されることによって、給液制御手段１８が均圧用配管
２３ａの管路を遮断した状態を保持し続ける。
【００１９】そして、原子炉の運転時にあっては、原子
炉圧力容器１の下方位置とポイズンタンク２５の下方位
置とが接続されているために、一次冷却水の圧力上昇と
ともに、給液用配管２３ｂの中のほう酸水Ｐが若干押し
上げられた位置で平衡する。したがって、ポイズンタン
ク２５のほう酸水Ｐが原子炉圧力容器１の内部に注入さ
れることがなく、原子炉圧力容器１の内部に収納されて
いる一次冷却水及びほう酸水量に基づいて運転がなされ
る。
炉圧力容器１の下方位置とポイズンタンク２５の下方位
置とが接続されているために、一次冷却水の圧力上昇と
ともに、給液用配管２３ｂの中のほう酸水Ｐが若干押し
上げられた位置で平衡する。したがって、ポイズンタン
ク２５のほう酸水Ｐが原子炉圧力容器１の内部に注入さ
れることがなく、原子炉圧力容器１の内部に収納されて
いる一次冷却水及びほう酸水量に基づいて運転がなされ
る。
【００２０】原子炉の運転中に、停電や故障等の原因に
基づいて一次冷却水ポンプ６が停止した場合には、以下
に説明するように、原子炉が受動的に自然停止状態に導
かれる。
基づいて一次冷却水ポンプ６が停止した場合には、以下
に説明するように、原子炉が受動的に自然停止状態に導
かれる。
【００２１】一次冷却水ポンプ６が停止すると、ポンプ
吐出圧力の低下または圧力消滅が、導圧管２３ｃを経由
して給液制御手段１８に伝達され、給液制御手段１８の
作動によって均圧用配管２３ａによる管路が開放状態に
導かれる。原子炉圧力容器１の下部位置とポイズンタン
ク２５の下部位置との連通に加えて、原子炉圧力容器１
の上部位置とポイズンタンク２５の上部位置とが接続さ
れることによって、原子炉圧力容器１の気相部分の蒸気
がポイズンタンク２５に送り込まれて、ポイズンタンク
２５に気相部分が形成されることによる均圧化が図ら
れ、ポイズンタンク２５と原子炉圧力容器１との水頭差
に基づいて、ほう酸水Ｐが図１の破線の矢印で示すよう
に、原子炉圧力容器１の内部に注入される。ほう酸水Ｐ
が炉心２に送り込まれると、炉心２の冷却と核反応抑制
とによって原子炉が自然停止状態に導かれる。
吐出圧力の低下または圧力消滅が、導圧管２３ｃを経由
して給液制御手段１８に伝達され、給液制御手段１８の
作動によって均圧用配管２３ａによる管路が開放状態に
導かれる。原子炉圧力容器１の下部位置とポイズンタン
ク２５の下部位置との連通に加えて、原子炉圧力容器１
の上部位置とポイズンタンク２５の上部位置とが接続さ
れることによって、原子炉圧力容器１の気相部分の蒸気
がポイズンタンク２５に送り込まれて、ポイズンタンク
２５に気相部分が形成されることによる均圧化が図ら
れ、ポイズンタンク２５と原子炉圧力容器１との水頭差
に基づいて、ほう酸水Ｐが図１の破線の矢印で示すよう
に、原子炉圧力容器１の内部に注入される。ほう酸水Ｐ
が炉心２に送り込まれると、炉心２の冷却と核反応抑制
とによって原子炉が自然停止状態に導かれる。
【００２２】原子炉運転中に、一次冷却系のなんらかの
故障に起因して、炉水が低下する現象が発生した場合
（冷却材喪失時）には、一次冷却水の水位レベルが一次
冷却水ポンプ６のポンプ吸引口の下方位置まで低下する
と、一次冷却水ポンプ６が気体分を吸い込むことに基づ
いて吐出圧力が低下し、一次冷却水ポンプ６が停止した
場合と同様に、給液制御手段１８が均圧用配管２３ａの
管路を開放し、ポイズンタンク２５のほう酸水Ｐが炉心
２に送り込まれ、炉心２の冠水状態の保持と原子炉停止
とが行なわれる。
故障に起因して、炉水が低下する現象が発生した場合
（冷却材喪失時）には、一次冷却水の水位レベルが一次
冷却水ポンプ６のポンプ吸引口の下方位置まで低下する
と、一次冷却水ポンプ６が気体分を吸い込むことに基づ
いて吐出圧力が低下し、一次冷却水ポンプ６が停止した
場合と同様に、給液制御手段１８が均圧用配管２３ａの
管路を開放し、ポイズンタンク２５のほう酸水Ｐが炉心
２に送り込まれ、炉心２の冠水状態の保持と原子炉停止
とが行なわれる。
【００２３】一方、ポイズンタンク２５の部分は、上蓋
２４の部分と一緒に原子炉格納容器２１から外し得るも
のとなり、また、図３例と比較して、ポイズンタンク２
５やその支持構造物が、原子炉格納容器２１の内部から
撤去されることによって、原子炉圧力容器１の周囲から
原子炉格納容器２１の上部開口までの間が開放される。
したがって、原子炉格納容器２１の内部における各種メ
ンテナンス性が向上するものとなる。
２４の部分と一緒に原子炉格納容器２１から外し得るも
のとなり、また、図３例と比較して、ポイズンタンク２
５やその支持構造物が、原子炉格納容器２１の内部から
撤去されることによって、原子炉圧力容器１の周囲から
原子炉格納容器２１の上部開口までの間が開放される。
したがって、原子炉格納容器２１の内部における各種メ
ンテナンス性が向上するものとなる。
【００２４】
【発明の効果】本発明に係る軽水冷却型原子炉によれ
ば、以下の効果を奏する。 （１） 原子炉格納容器の上蓋内壁に配されるポイズン
タンクと、原子炉圧力容器とポイズンタンクとの間に接
続状態に配される給液系配管と、給液系配管に配され原
子炉圧力容器の内部圧力の低下時に管路を開放する給液
制御手段とを具備する構成の採用によって、従来技術と
比較してほう酸水の供給時の流下性を高めて、冷却材喪
失時及び一次冷却水ポンプ停止時に、原子炉を速やかに
かつ確実に停止状態に導いて安全性を確保することがで
きる。 （２） 原子炉圧力容器の回りからポイズンタンクをな
くすことによって、原子炉圧力容器を水浸状態とする場
合にあっても、原子炉格納容器の内部スペースを確保し
て原子炉等のメンテナンス性を向上させることができ
る。 （３） 原子炉圧力容器の上蓋にポイズンタンクを一体
化状態に配することにより、ほう酸水給液のための水頭
差の設定の自由度を向上させることができる。
ば、以下の効果を奏する。 （１） 原子炉格納容器の上蓋内壁に配されるポイズン
タンクと、原子炉圧力容器とポイズンタンクとの間に接
続状態に配される給液系配管と、給液系配管に配され原
子炉圧力容器の内部圧力の低下時に管路を開放する給液
制御手段とを具備する構成の採用によって、従来技術と
比較してほう酸水の供給時の流下性を高めて、冷却材喪
失時及び一次冷却水ポンプ停止時に、原子炉を速やかに
かつ確実に停止状態に導いて安全性を確保することがで
きる。 （２） 原子炉圧力容器の回りからポイズンタンクをな
くすことによって、原子炉圧力容器を水浸状態とする場
合にあっても、原子炉格納容器の内部スペースを確保し
て原子炉等のメンテナンス性を向上させることができ
る。 （３） 原子炉圧力容器の上蓋にポイズンタンクを一体
化状態に配することにより、ほう酸水給液のための水頭
差の設定の自由度を向上させることができる。
【図１】本発明に係る軽水冷却型原子炉の一実施例を示
す正断面図である。
す正断面図である。
【図２】軽水冷却型原子炉の従来例を示す正断面図であ
る。
る。
【図３】軽水冷却型原子炉の計画例を示す正断面図であ
る。
る。
１ 原子炉圧力容器 ２ 炉心 ３ 蒸気発生器 ６ 一次冷却水ポンプ １５ ライザ管 １７ 冷却水入口 １８ 給液制御手段（水圧作動弁） ２１ 原子炉格納容器 ２３ 給液系配管 ２３ａ 均圧用配管 ２３ｂ 給液用配管 ２３ｃ 導圧管 ２４ 上蓋 ２５ ポイズンタンク ２６ 断熱材 Ｐ ほう酸水（炉内プール水) Ｗ プール水
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉格納容器のプール水中に原子炉圧
力容器が水漬状態に配される軽水冷却型原子炉であっ
て、原子炉格納容器の上蓋内壁に配されるポイズンタン
クと、原子炉圧力容器とポイズンタンクとの間に接続状
態に配される給液系配管と、該給液系配管に介在状態に
配され原子炉圧力容器の内部圧力の低下時に管路を開放
する給液制御手段とを具備することを特徴とする軽水冷
却型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4330769A JPH06174870A (ja) | 1992-12-10 | 1992-12-10 | 軽水冷却型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4330769A JPH06174870A (ja) | 1992-12-10 | 1992-12-10 | 軽水冷却型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06174870A true JPH06174870A (ja) | 1994-06-24 |
Family
ID=18236339
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4330769A Withdrawn JPH06174870A (ja) | 1992-12-10 | 1992-12-10 | 軽水冷却型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06174870A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2497756A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | Charles Donald Ingham | A process for the rapid shut-down of nuclear fission reactions |
| CN107785084A (zh) * | 2017-07-31 | 2018-03-09 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆 |
| WO2019164584A3 (en) * | 2017-12-29 | 2019-12-12 | Nuscale Power, Llc | Controlling a nuclear reaction |
| CN115083646A (zh) * | 2022-06-23 | 2022-09-20 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种高温气冷堆紧急停堆后蒸汽发生器快速冷却的方法 |
-
1992
- 1992-12-10 JP JP4330769A patent/JPH06174870A/ja not_active Withdrawn
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2497756A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | Charles Donald Ingham | A process for the rapid shut-down of nuclear fission reactions |
| CN107785084A (zh) * | 2017-07-31 | 2018-03-09 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆 |
| CN107785084B (zh) * | 2017-07-31 | 2023-10-27 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种自加压型的一体化冷容器型反应堆 |
| WO2019164584A3 (en) * | 2017-12-29 | 2019-12-12 | Nuscale Power, Llc | Controlling a nuclear reaction |
| US11309094B2 (en) | 2017-12-29 | 2022-04-19 | Nuscale Power, Llc | Controlling a power output of a nuclear reaction without control rods |
| US11380448B2 (en) | 2017-12-29 | 2022-07-05 | Nuscale Power, Llc | Controlling a power output of a nuclear reaction without control rods |
| US11527334B2 (en) | 2017-12-29 | 2022-12-13 | Nuscale Power, Llc | Boron injection system for controlling a nuclear reaction by delivering boron into a containment vessel |
| US11996208B2 (en) | 2017-12-29 | 2024-05-28 | Nuscale Power, Llc | Controlling a power output of a nuclear reactor without using control rods |
| US12100523B2 (en) | 2017-12-29 | 2024-09-24 | Nuscale Power, Llc | Controlling a power output of a nuclear reaction using chemical injection |
| CN115083646A (zh) * | 2022-06-23 | 2022-09-20 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种高温气冷堆紧急停堆后蒸汽发生器快速冷却的方法 |
| CN115083646B (zh) * | 2022-06-23 | 2023-06-27 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种高温气冷堆紧急停堆后蒸汽发生器快速冷却的方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4753771A (en) | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor | |
| EP3369096B1 (en) | Passive cooling to cold shutdown | |
| JP2002156485A (ja) | 原子炉 | |
| JP3159820B2 (ja) | 原子炉格納設備 | |
| JPH0341395A (ja) | 原子炉容器用の受動熱除去系 | |
| EP0950248A1 (en) | Nuclear reactor with improved natural coolant circulation | |
| JP2024500458A (ja) | 原子炉受動的安全システム | |
| JPH05240991A (ja) | 加圧水型原子炉プラント | |
| US5309489A (en) | Nuclear reactor with cooling apparatus and method | |
| JPH06174870A (ja) | 軽水冷却型原子炉 | |
| GB792972A (en) | Control of atomic power reactors | |
| WO2024131546A1 (zh) | 一种核反应堆 | |
| JPH0380277B2 (ja) | ||
| JP2004198118A (ja) | 原子炉格納容器冷却設備および原子炉格納容器冷却方法 | |
| JPH06174871A (ja) | 軽水冷却型原子炉 | |
| WO2015089665A1 (en) | Nuclear reactor shutdown system | |
| JP4340521B2 (ja) | 原子炉建屋 | |
| US4519978A (en) | Secondary heat transfer circuit for a nuclear reactor | |
| JPS6375594A (ja) | 自然放熱型格納容器 | |
| US20250062047A1 (en) | Molten salt reactor containment | |
| JPH06265678A (ja) | 軽水冷却型原子炉 | |
| JPH0295299A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JP3028842B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPS62163994A (ja) | 高速増殖炉 | |
| JPS60200001A (ja) | 加圧水型原子炉装置の蒸気発生器内の一次回路と二次回路との間での流体漏れを制御するための方法および装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20000307 |