[go: up one dir, main page]

KR102394261B1 - 플로우트 수단에 의한 개입이 이루어지는 셧다운 로드를 가지는 원자로 - Google Patents

플로우트 수단에 의한 개입이 이루어지는 셧다운 로드를 가지는 원자로 Download PDF

Info

Publication number
KR102394261B1
KR102394261B1 KR1020187035203A KR20187035203A KR102394261B1 KR 102394261 B1 KR102394261 B1 KR 102394261B1 KR 1020187035203 A KR1020187035203 A KR 1020187035203A KR 20187035203 A KR20187035203 A KR 20187035203A KR 102394261 B1 KR102394261 B1 KR 102394261B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
core
nuclear reactor
shutdown
fluid
reactor
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.)
Active
Application number
KR1020187035203A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20190004779A (ko
Inventor
루치아노 치노티
Original Assignee
하이드로마인 뉴클리어 에너지 에스.에이.알.엘.
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 하이드로마인 뉴클리어 에너지 에스.에이.알.엘. filed Critical 하이드로마인 뉴클리어 에너지 에스.에이.알.엘.
Publication of KR20190004779A publication Critical patent/KR20190004779A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102394261B1 publication Critical patent/KR102394261B1/ko
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

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
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027Means 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

원자로는 고정된 폐쇄 구조체 및 이동 폐쇄 구조체에 의하여 상부에서 폐쇄된 용기를 포함하고, 코어의 냉각을 위한 제 1 유체가 순환하는 저온 매니폴드 및 고온 매니폴드를 한정하는 유압 분리 구조체 및 코어를 포함하며, 고온 매니폴드의 제 1 자유 표면은 원자로의 정상 작동중에 저온 매니폴드의 제 2 자유 표면과 상이하다; 코어는 적어도 하나의 플로우트에 의해 작동되는 셧다운 로드들을 포함하는데, 상기 셧다운 로드들은 승강 운동을 통하여, 순환 펌프들의 느려짐에 기인하여 제 1 유체의 레벨이 증가될 때, 개별의 중성자 흡수부들을 코어의 활성 부분에 인접하게 위치시킨다.

Description

플로우트 수단에 의한 개입이 이루어지는 셧다운 로드를 가지는 원자로{Nuclear Reactor, With Shutdown Rods With Intervention By Means Of Float}
본 발명은 원자로에 관한 것으로서, 특히 고밀도 냉각제에 의하여 냉각되고 복수개의 셧다운 로드들을 가지는 원자로에 관한 것이다.
현재 기술에서 원자로는 코어를 구비하며, 상기 코어는 원자로의 주 용기의 하부 부분에 위치하고, 제 1 유체 안에 잠기며, 지지 그리드(supporting grid)에 의해 지지되거나 또는 상부 부분으로부터 매달린 연료 요소들로 형성된다. 원자로 제어봉들은 더욱이 연료 요소들 사이에 개재된다; 예외적으로, 소형-중형 크기의 고속 원자로에서는, 제어봉들이 코어의 주위에 위치된다.
모든 제 1 펌프들의 정지와 같은, 어떤 우발적인 사건에서는 연료의 과도한 가열을 회피하기 위하여 원자로를 매우 신속하게 꺼버릴 필요가 있다; 이러한 정지는 일반적으로 로직(logic)에 의해 프로세싱된 명령과 함께 제어봉의 삽입에 의해 얻어지는데 이는 고장의 위험성을 겪는다.
특허 출원 MI2007A001685 는 고온 매니폴드에 잠긴 제 1 유체를 순환시키는 순환 펌프에 의한 해법을 개시하지만, 셧다운 로드들의 기능에 관하여 개시된 바 없다.
본 발명의 목적은 공지된 해법에서 강조된 단점들을 극복하고 다른 구조 및 안전상의 장점들을 가지는 원자로를 제공하는 것이다.
따라서 본 발명은 첨부된 청구항 제 1 항에 정의된 바와 같은 원자로에 관한 것으로서, 보조적인 특성 및 플랜트의 구성들은 종속 청구항에 기재되어 있다.
본 발명은 첨부된 도면을 참조하여 다음의 비제한적인 실시예에서 설명된다.
도 1 은 본 발명에 따른 원자로의 길이 방향 단면에 대한 전체적인 개략도이다.
도 2 는 도 1 의 원자로의 일부에 대한 길이 방향 단면에 대한 개략도이다.
도 3a, 도 3b, 도 3c 는 도 1 및 도 2 의 확대 상세도이다.
도 1 을 참조하면, 특히 납(lead)과 같은 고밀도의 제 1 유체에 의해 냉각되는 원자로(1)를 도시하며, 상기 원자로(1)는 실질적으로 컵 또는 풀(pool) 형상의 용기(2), 반경 방향 외측의 고정된 폐쇄 구조체(3) 및, 반경 방향 내측의 이동 폐쇄 구조체(4)를 구비하고, 상기 이동 폐쇄 구조체는 용기(2)의 위에 위치되고 고정된 폐쇄 구조체(3)는 이동 폐쇄 구조체(4)의 외측에서 그 둘레에 위치된다. 이동 폐쇄 구조체(4)는 복수개의 회전 플러그들과 같은 다양한 요소들로 이루어진 구성 요소이고, 동시에 제 1 격납 구조물과 연료 전달 수단의 일부를 형성하며, 이들은 당해 기술 분야에서 공지되어 있으므로 상세하게 설명하지 않기로 한다.
용기(2)는 코어(5) 및 유압 분리 구조체(6)를 포함하며, 유압 분리 구조체는 제 1 냉각 유체(F)가 코어(5)의 냉각을 위하여 순환하는 저온 매니폴드(8)와 고온 매니폴드(7)를 한정한다. 제 1 유체(F)는 자유 표면을 가지는데, 원자로(1)의 정상 작동시에 상기 자유 표면은 매니폴드(7,8)에서 상이한 레벨(H1, H2)에 있다. 용기(2)의 내부에, 순환 펌프(9)는 열교환기(10)에 추가하여 제 1 유체(F)를 순환시키도록 수용되며, 그것을 통하여 제 1 유체(F)는 코어(6)에서 발생된 파워(power)를 제 2 유체로 전달하도록 유동하고 또한 공지되었지만 도시되지 않은 다른 구성 요소들로 전달하도록 유동한다. 열교환기(10) 및 제 1 유체(F)의 순환 펌프(9)들도 용기(2)의 외측에 위치될 수 있음이 이해된다.
유압 분리 구조체(6)는 바람직스럽게는 특허 출원 GE2015A0000330 으로부터 공지된 해법에 따라서 암포라(amphora) 형상이며 용기(2)의 고정된 폐쇄 구조체(3)로부터 매달린다.
이동 폐쇄 구조체(4)는 원자로(1)의 중심축을 따라서 코어(5)의 위에 위치되고 고정 폐쇄 구조체(3)는, 원자로(1)의 중심축에 대하여, 이동 폐쇄 구조체(4)의 반경 방향 외측으로 그리고 이동 폐쇄 구조체(4)의 둘레에 위치되며, 따라서 이동 폐쇄 구조체 반경 방향 외측의 고정 폐쇄 구조체(3)의 반경 방향 내측이다. 즉, 이동 폐쇄 구조체(4) 및 고정 폐쇄 구조체(3)는 원자로(1)의 중심축 및 코어(5)에 대하여 각각 반경상 내측 및 반경상 외측이다.
또한 도 2 를 참조하면, 코어(5)는 복수개의 연료 요소(11)들을 포함하고, 이들 연료 요소들은 개별의 활성 부부들(active parts, 12) 및 개별의 서비스 부분들(service parts, 13)을 가진다; 특히, 각각의 연료 요소(11)의 서비스 부분(13)은 연료 요소(11)의 저부 및 상부에 각각 위치된 발(foot, 14)과 머리(head, 15)를 포함하고, 활성 부분(12)과 헤드(15)를 연결하는 연결 샤프트(16)를 포함한다.
연료 요소(11)들의 헤드(15)들은 분리 구조체(6)의 상부 부분(17)내에 원주상으로 포함되고, 그것은 고정된 폐쇄 구조체(3)에 대한 기계적 연결을 구성한다. 분리 구조체(6)의 상부 부분(17)은 상부에 이동 폐쇄 구조체(4)도 포함한다.
원자로는 복수개의 셧다운 로드(shutdown rod, 18)를 특징으로 하며,이들은 고정된 폐쇄 구조체(3)의 개별적인 관통부(penetration, 19)에 삽입되고, 따라서 이동 폐쇄 구조체(4)의 외측에 그리고 분리 구조체(6)의 상부 부분(17)의 외측에 위치되고, 분리 구조체(6)에서 개별의 도관(20)들을 통하여 아래로 재진입하여 상기 분리 구조체(6)의 반경 방향으로 넓은 하부 부분(21)에 맞물리고 저온 매니폴드(8)의 자유 레벨(H2) 위로 연장된다. 셧다운 로드(18)는 코어(5)에 인접하여 아래로 연장되는데, 개별의 단부 부분(22)들에는 개별의 흡수부(23)들이 제공된다.
대안으로서, 셧다운 로드(18)들은 이동 폐쇄 구조체(4)의 관통부 안으로 삽입될 수 있고, 연료 요소들의 통상적인 위치들을 점유할 수 있는데, 이들은 공지되고 통합된 출원들의 주제이기 때문에 도면에 표시되지 않는다.
셧다운 로드(18)들은 개별의 축(A)들을 따른 병진에 의하여 원자로의 정지 (shutdown) 기능을 수행하여 개별의 중성자 흡수부(23)들을 하부 위치(24)로부터 더 높은 위치(25)로 가져가며, 상기 하부 위치는 코어(5)의 활성 부분(12)으로부터 최대 거리에서 발(14)을 향하고, 상기 더 높은 위치는 코어에 최대로 인접하여 코어(5)의 활성 부분(12)을 향한다.
셧다운 로드(18) 각각에는 내부에 개스를 포함하는 실린더형 케이싱(27)으로 이루어진 플로우트(float, 26)가 제공되며, 이것은 고온 매니폴드(7)의 레벨(H1)이 변화하면, 당해 기술에서 알려진 제어 메커니즘(28)으로부터의 연결 해제된 조건에서 코어(5)의 활성 부분(12)에 대한 중성자 흡수부(23)의 위치를 결정한다. 예를 들어, 상기 플로우트(26)는, 제 1 유체(F)의 레벨(H1)이 순환 펌프(9)의 느려짐(slowing down) 때문에 증가할 때, 플로우트(26)의 승강 운동(up-down movement)을 통하여 개별의 중성자 흡수부(23)들을 코어의 활성 부분(12)에 인접하게 위치시킨다.
또한 도 3a 를 참조하면, 셧다운 로드(18)에는 복수개의 레버(30)들로 이루어진 복귀 방지 장치(non-return device, 29)가 제공되는데, 레버는 탄성 요소(31)에 의해 강제되어, 셧다운 로드(18)가 지나는 실린더형 도관(33)의 톱니 형상 내측 프로파일(32)에 맞물린다.
도 3b 를 참조하면, 당해 기술 분야에서 알려진, 제어 장치(28)에 속하는 파지부(34)는 셧다운 로드(18)의 축(A)을 따라서 병진될 수 있어서, 내측 바아(internal bar, 36)에 대한 외측 바아(35)의 긴 행정 및, 제어 장치(28)의 캠(37)과 랫취(latch, 38)들의 상호 작용에 의하여, 셧다운 로드의 헤드의 상부를 향한 움직임 가능성을 가지고 셧다운 로드(18)의 헤드(39)에 맞물릴 수 있다.
도 3c 를 참조하면, 외측 바아의 내부에 있는 바아(36)에 대한 외측 바아(35)의 행정의 연속은 파지부(34)의 형상화된 단부(40)가 레버(30)들의 상부 내측 프로파일(41)상에 맞물려서, 실린더형 도관(33)의 톱니 형상 내측 프로파일(32)로부터 레버들이 맞물림 해제되게 하고, 셧다운 로드(18)의 제어된 수직의 미끄러짐을 허용한다.
상기로부터, 본 발명의 장점들이 명백하다.
- 이동 폐쇄 구조체(4)의 외측부 및 코어(5)의 외측부상에 셧다운 로드(18)가 지지되는 것은 셧다운 로드(18)들과 원자로의 코어(5) 사이의 완전한 기계적인 결합 해제를 보장하며, 특히 중성자 방사(neutron irradiation)를 겪는 연료 요소들의 열적 팽창 또는 부풀음(swelling)은 로드들의 움직임을 저해하지 않는다.
- 플로우트(float)에 의해 제어되는 셧다운 시스템(18)은, 원인이 무엇이든, 순환 펌프(9)의 느려짐(slow-down)에 뒤이은 제 1 유체의 레벨(H1) 증가에 기인한 코어의 정지(shut down)를 허용하며, 따라서 제 1 유체 유량의 감소가 있을 때 원자로의 특히 신뢰성 있고 다기화된 수동적인 셧다운 시스템(passive shutdown system)을 구성한다.
- 플로우트에 의해 제어되는 셧다운 시스템(18)은 복귀 방지 장치(31)에 기인하여 제 1 펌프(9)들의 제어되지 않은 차후 가속에 의해 비활성화될 수 없는데, 복귀 방지 장치는 셧다운 로드(18)와 그것의 제어된 메커니즘(28) 사이의 기계적인 연결을 복원하는 프로그램된 개입에 의해서만 비활성될 수 있다.
- 외측 고정 구조체(3)에 대한 셧다운 로드(18)들의 고정(anchoring)은 이동 폐쇄 구조체(4)를 움직이기 위하여 셧다운 로드(18)들의 제어 메커니즘(28)을 연결해제시킬 필요 없이 연료 공급(refuelling)을 가능하게 하는데, 전통적인 해법에서는 이동 폐쇄 구조체가 제어봉(control rod)의 지지부를 구성한다.
- 셧다운 로드(18)는 코어(5)내의 위치를 점유하지 않는데, 이것은 결국 직경을 감소시킬 수 있다.
- 코어(5) 안에서 셧다운 로드들의 구조 재료의 부재(absence)는 코어 안의 핵분열 물질의 양을 감소시킬 수 있게 한다.
- 코어(5) 안에서 셧다운 로드들을 위하여 의도된 위치들의 부재는 코어, 관련된 파워 및 온도 그래디언트(temperature gradient)의 이질성(heterogeneity)을 감소시킨다.
마지막으로 다양한 변형 및 개량이 첨부된 청구 범위로부터 벗어나지 않으면서 여기에 설명되고 도시된 원자로에 대하여 이루어질 수 있다는 점이 이해되어야 한다.
1. 원자로 2. 용기
3. 고정 폐쇄 구조체 4. 이동 폐쇄 구조체
5. 코어 6. 유압 분리 구조체

Claims (4)

  1. 고정 폐쇄 구조체(3) 및 이동 폐쇄 구조체(4)에 의하여 상부에서 폐쇄된 용기(2)를 포함하는 원자로(1)로서, 상기 용기는 코어(5) 및, 상기 코어(5)를 냉각시키기 위한 제 1 유체(F)가 순환하는 저온 매니폴드(8) 및 고온 매니폴드(7)를 한정하는 유압 분리 구조체(6)를 포함하고, 상기 제 1 유체(F)는 고온 매니폴드(7)에서 제 1 자유 표면(H1)을 가지고, 상기 제 1 자유 표면은 원자로(1)의 정상 작동 동안에 저온 매니폴드(8)에서의 제 2 자유 표면(H2)과 상이하고;
    원자로(1)는 열교환기(10) 및 제 1 유체(F)를 순환시키기 위한 순환 펌프(9)를 포함하고,
    코어(5)는 적어도 하나의 플로우트(float, 26)에 의하여 작동되는 셧다운 로드(shutdown rods, 18)를 포함하고, 상기 플로우트는, 제 1 유체(F)의 레벨(H1)이 순환 펌프(9)의 느려짐(slowing down) 때문에 증가할 때, 상기 플로우트(26)의 승강 운동(up-down movement)을 통하여 개별의 중성자 흡수부(23)들을 코어의 활성 부분(12)에 인접하게 위치시키고,
    복귀 방지 장치(29)는 순환 펌프(9)의 시기 부적절한 가속의 경우에 강하를 방지하도록 셧다운 로드(18)들의 하방향 변위를 저지하고 상방향 변위를 허용하는 것을 특징으로 하는, 원자로(1).
  2. 제 1 항에 있어서, 처음에 셧다운 로드(18)의 헤드(39)에 맞물리고 다음에 복귀 방지 장치(29)에 맞물리는 제어 메커니즘(28)은, 프로그램된 개입(programmed intervention)에 의하여, 셧다운 로드(18)의 안전한 재 작동(safe re-actuation)을 허용하고, 특히 원자로 코어(5)의 활성 부분(12)으로부터 가장 먼 위치에 개별의 중성자 흡수부(23)들을 다시 위치(re-locatoin)시킬 수 있는, 원자로(1).
  3. 제 1 항에 있어서,셧다운 로드(18)들은 외측의 고정된 폐쇄 구조체(3)의 관통부(19)에 삽입되고 따라서 내측의 이동 폐쇄 구조체(4) 및, 연료 요소(12)들의 헤드(15)들을 포함하는 분리 구조체(6)의 상부 부분(17) 외측에 위치되고, 도관(20)들을 통하여 분리 구조체(6)의 넓혀진 하부 부분(21)에 다시 진입하고, 상기 도관들은 유압 분리 구조체(6)의 벽으로부터 저온 매니폴드(8)의 자유 표면(H2) 위로 연장되는, 원자로(1).
  4. 삭제
KR1020187035203A 2016-05-04 2017-05-04 플로우트 수단에 의한 개입이 이루어지는 셧다운 로드를 가지는 원자로 Active KR102394261B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
IT102016000045617 2016-05-04
ITUA2016A003716A ITUA20163716A1 (it) 2016-05-04 2016-05-04 Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante
PCT/IB2017/052611 WO2017191597A1 (en) 2016-05-04 2017-05-04 Nuclear reactor, with shutdown rods with intervention by means of float

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20190004779A KR20190004779A (ko) 2019-01-14
KR102394261B1 true KR102394261B1 (ko) 2022-05-04

Family

ID=56853770

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020187035203A Active KR102394261B1 (ko) 2016-05-04 2017-05-04 플로우트 수단에 의한 개입이 이루어지는 셧다운 로드를 가지는 원자로

Country Status (5)

Country Link
EP (1) EP3453028B1 (ko)
KR (1) KR102394261B1 (ko)
CN (1) CN109478432B (ko)
IT (1) ITUA20163716A1 (ko)
WO (1) WO2017191597A1 (ko)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108053904B (zh) * 2017-12-08 2019-09-24 中国核动力研究设计院 一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20080310575A1 (en) 2005-09-21 2008-12-18 Luciano Cinotti Nuclear Reactor, In Particular a Liquid-Metal-Cooled Nuclear Reactor

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1487533A (fr) * 1965-08-13 1967-07-07 English Electric Co Ltd Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide
FR1478533A (fr) * 1966-03-11 1967-04-28 Support de corbeilles en vue de leur empilage en superposition
US3524924A (en) * 1968-07-16 1970-08-18 Atomic Energy Commission Backup control rod system
US3572161A (en) * 1969-07-08 1971-03-23 Combustion Eng Control rod antiejection latch
GB1418307A (en) * 1971-12-23 1975-12-17 Combustion Eng Locking mechanism for rod
JPH01129193A (ja) * 1987-11-16 1989-05-22 Toshiba Corp 制御棒集合体
DE68921968D1 (de) * 1988-12-19 1995-05-04 Gen Electric Selbsttätige Sicherheitseinrichtung für Kernreaktor.
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.
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
ITTO980400A1 (it) * 1998-05-12 1999-11-12 Finmeccanica Spa Sistema di refrigerazione perfezionato per un reattore nucleare.
KR100836076B1 (ko) * 2006-09-22 2008-06-09 재단법인서울대학교산학협력재단 부유형 원자로 비상 정지 시스템
EP2248133B1 (en) * 2007-09-26 2011-08-31 Del Nova Vis S.R.L. Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, having new concept fuel elements
KR101791758B1 (ko) * 2012-11-26 2017-11-20 조인트 스탁 컴퍼니 ″아크메-엔지니어링″ 액체 금속 냉각제를 갖는 원자로
CN104658620B (zh) * 2015-02-05 2017-03-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20080310575A1 (en) 2005-09-21 2008-12-18 Luciano Cinotti Nuclear Reactor, In Particular a Liquid-Metal-Cooled Nuclear Reactor

Also Published As

Publication number Publication date
WO2017191597A1 (en) 2017-11-09
CN109478432A (zh) 2019-03-15
EP3453028A1 (en) 2019-03-13
ITUA20163716A1 (it) 2017-11-04
EP3453028B1 (en) 2020-04-15
KR20190004779A (ko) 2019-01-14
CN109478432B (zh) 2023-07-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101313789B1 (ko) 핵 반응로 및 핵 반응로의 냉각 방법
US9721682B2 (en) Managing nuclear reactor control rods
US11631503B2 (en) Control rod damping system
KR102394261B1 (ko) 플로우트 수단에 의한 개입이 이루어지는 셧다운 로드를 가지는 원자로
KR102416291B1 (ko) 코어 및 코어의 지지 구조체 외부에 제어 로드 및 셧다운 로드를 가진 원자로
JP4761988B2 (ja) 沸騰水型原子力発電設備
KR20220098791A (ko) 일체형 원자로(실시예)
JPH01199193A (ja) 二重タンク型軽水炉

Legal Events

Date Code Title Description
PA0105 International application

Patent event date: 20181204

Patent event code: PA01051R01D

Comment text: International Patent Application

PG1501 Laying open of application
A201 Request for examination
PA0201 Request for examination

Patent event code: PA02012R01D

Patent event date: 20200420

Comment text: Request for Examination of Application

E902 Notification of reason for refusal
PE0902 Notice of grounds for rejection

Comment text: Notification of reason for refusal

Patent event date: 20210908

Patent event code: PE09021S01D

E701 Decision to grant or registration of patent right
PE0701 Decision of registration

Patent event code: PE07011S01D

Comment text: Decision to Grant Registration

Patent event date: 20220314

PR0701 Registration of establishment

Comment text: Registration of Establishment

Patent event date: 20220429

Patent event code: PR07011E01D

PR1002 Payment of registration fee

Payment date: 20220502

End annual number: 3

Start annual number: 1

PG1601 Publication of registration