JPH0149918B2 - - Google Patents
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- JPH0149918B2 JPH0149918B2 JP57017397A JP1739782A JPH0149918B2 JP H0149918 B2 JPH0149918 B2 JP H0149918B2 JP 57017397 A JP57017397 A JP 57017397A JP 1739782 A JP1739782 A JP 1739782A JP H0149918 B2 JPH0149918 B2 JP H0149918B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron
- absorbing material
- pipe
- channels
- storage tank
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-
- 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
-
- 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
- G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
-
- 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
- G21C7/22—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 a fluid or fluent neutron-absorbing material, e.g. by adding neutron-absorbing material to the coolant
-
- 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
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- 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)
- Exhaust Gas After Treatment (AREA)
- Investigating Or Analyzing Materials By The Use Of Magnetic Means (AREA)
- Feeding, Discharge, Calcimining, Fusing, And Gas-Generation Devices (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は反射体に設けられた複数の管路に注入
可能な中性子吸収材料によつて高温原子炉を停止
する装置に関する。現在Uentropに建造中である
トリウム高温原子炉(THTR)の場合、原子炉
の制御および場合によつては非常停止は、反射体
に設けられた管路(チヤンネル)の中に挿入およ
び引抜きが可能で、非常停止のためにはその保持
装置から釈放されて重力だけでこの管路の中に挿
入される制御棒によつて行なわれる。反射体は一
般に多数の黒鉛ブロツクで構築される。運転中に
おいて(たとえば中性子照射によるスウエリング
によつて)これらの黒鉛ブロツクの形状および寸
法が変化することは完全に避けられないので、
種々の黒鉛ブロツクにおける管路の部分変位によ
つて制御棒の運動が妨げられることが考えられ
る。また中性子吸収材料製の沢山の小さな球を炉
心領域の上側にあるタンクの中に貯蔵すること、
および上述の非常停止を行なう場合に球状燃料の
堆積体の中に流れ込ませることも既に提案されて
いる。
可能な中性子吸収材料によつて高温原子炉を停止
する装置に関する。現在Uentropに建造中である
トリウム高温原子炉(THTR)の場合、原子炉
の制御および場合によつては非常停止は、反射体
に設けられた管路(チヤンネル)の中に挿入およ
び引抜きが可能で、非常停止のためにはその保持
装置から釈放されて重力だけでこの管路の中に挿
入される制御棒によつて行なわれる。反射体は一
般に多数の黒鉛ブロツクで構築される。運転中に
おいて(たとえば中性子照射によるスウエリング
によつて)これらの黒鉛ブロツクの形状および寸
法が変化することは完全に避けられないので、
種々の黒鉛ブロツクにおける管路の部分変位によ
つて制御棒の運動が妨げられることが考えられ
る。また中性子吸収材料製の沢山の小さな球を炉
心領域の上側にあるタンクの中に貯蔵すること、
および上述の非常停止を行なう場合に球状燃料の
堆積体の中に流れ込ませることも既に提案されて
いる。
本発明の目的は、原子炉の側面反射体に設けら
れた管路(チヤンネル)中への中性子吸収材料の
挿入が、これらの管路の僅かな変形によつて害さ
れることなく、更にすべての原子炉において生じ
従来は複雑な安全停止装置を使用することによつ
てのみ克服できた問題、すなわちたとえば原子炉
の起動の際その都度望まれる制御棒(あるいは所
定の制御棒グループ)だけがその停止位置から引
き抜かれ、誤まつて別の制御棒まで引き抜かれな
いようにすることを保証しなければならないとい
う問題を達成するのに適した冒頭に述べた形式の
原子炉の停止装置を作ることにある。
れた管路(チヤンネル)中への中性子吸収材料の
挿入が、これらの管路の僅かな変形によつて害さ
れることなく、更にすべての原子炉において生じ
従来は複雑な安全停止装置を使用することによつ
てのみ克服できた問題、すなわちたとえば原子炉
の起動の際その都度望まれる制御棒(あるいは所
定の制御棒グループ)だけがその停止位置から引
き抜かれ、誤まつて別の制御棒まで引き抜かれな
いようにすることを保証しなければならないとい
う問題を達成するのに適した冒頭に述べた形式の
原子炉の停止装置を作ることにある。
この目的は本発明によれば特許請求の範囲第1
項の特徴部分に記載の手段によつて達成できる。
本発明によれば中性子吸収材料が固形球状物体か
らなつており、管路がこの中性子吸収球に比べて
非常に大きな横断面積を有しているので、容易に
変形し易い管路も所望の範囲全体が中性子吸収材
料によつてむらなく充填されることが保証され
る。中性子吸収球は炉心領域の上側に配置された
貯蔵タンクから重力によつて簡単に、すなわち極
めて簡単な部材を用いるだけで極めて確実に流下
することができる。必要に応じてこれらの中性子
吸収球は搬送管を介して上方に押し流されるか、
あるいは好ましくは吹き出されることにより取り
除くことができる。流体搬送に用いられる送風機
の出力を制限することによつて、その都度一つの
管路だけしか空にできないようにすることが保証
される。すなわち送風機が誤投入のために2つあ
るいはそれ以上の管路に同時に接続された場合に
も、意図する横断面積の数倍に分配された流体の
流れは、中性子吸収球を管路から取り除くのに必
要とされる速度に達することはない。
項の特徴部分に記載の手段によつて達成できる。
本発明によれば中性子吸収材料が固形球状物体か
らなつており、管路がこの中性子吸収球に比べて
非常に大きな横断面積を有しているので、容易に
変形し易い管路も所望の範囲全体が中性子吸収材
料によつてむらなく充填されることが保証され
る。中性子吸収球は炉心領域の上側に配置された
貯蔵タンクから重力によつて簡単に、すなわち極
めて簡単な部材を用いるだけで極めて確実に流下
することができる。必要に応じてこれらの中性子
吸収球は搬送管を介して上方に押し流されるか、
あるいは好ましくは吹き出されることにより取り
除くことができる。流体搬送に用いられる送風機
の出力を制限することによつて、その都度一つの
管路だけしか空にできないようにすることが保証
される。すなわち送風機が誤投入のために2つあ
るいはそれ以上の管路に同時に接続された場合に
も、意図する横断面積の数倍に分配された流体の
流れは、中性子吸収球を管路から取り除くのに必
要とされる速度に達することはない。
たとえば対称構造の理由から2つあるいはそれ
以上の管路を同時に空にすることが望まれる場
合、本発明の枠内において送風機の出力は、一定
数の管路を同時に空にすることはできるがそれ以
上の数の管路を同時に空にすることはできないよ
うな流体流れを生ずるように設定することができ
る。従来の制御棒の場合、制御棒駆動装置の寸法
が容器周囲に配置される制御棒の数を制限するの
で、中性子吸収作用の局部的な不均衡も良好には
調整できなかつた。これに対し本発明に基づく装
置の場合、中性子吸収球は少くとも一つの貯蔵タ
ンクから多数の小さな管路に選択的に分配され、
これらの管路だけが共通に空にすることもできる
ので、中性子吸収作用は均一化される。なお貯蔵
タンクは一つだけとしてこれを共通の配管を介し
て複数の管路に接続することも、また複数の貯蔵
タンクを設け、これを共通のまたは個々の配管を
介して複数の管路に選択的に接続できるようにす
ることも可能である。
以上の管路を同時に空にすることが望まれる場
合、本発明の枠内において送風機の出力は、一定
数の管路を同時に空にすることはできるがそれ以
上の数の管路を同時に空にすることはできないよ
うな流体流れを生ずるように設定することができ
る。従来の制御棒の場合、制御棒駆動装置の寸法
が容器周囲に配置される制御棒の数を制限するの
で、中性子吸収作用の局部的な不均衡も良好には
調整できなかつた。これに対し本発明に基づく装
置の場合、中性子吸収球は少くとも一つの貯蔵タ
ンクから多数の小さな管路に選択的に分配され、
これらの管路だけが共通に空にすることもできる
ので、中性子吸収作用は均一化される。なお貯蔵
タンクは一つだけとしてこれを共通の配管を介し
て複数の管路に接続することも、また複数の貯蔵
タンクを設け、これを共通のまたは個々の配管を
介して複数の管路に選択的に接続できるようにす
ることも可能である。
以下図面に示す本発明の実施例について説明す
るに、図面には高温原子炉の本発明の対象となる
部分が断面で示されている。
るに、図面には高温原子炉の本発明の対象となる
部分が断面で示されている。
原子炉は多数の球状燃料から成る炉心領域1を
有している。球状燃料の供給および排出装置は本
発明においては重要でないので、ここでは図示さ
れていない。炉心領域1は反射体2の中にあるピ
ツトの内部にある。原子炉全体は圧力容器3の中
に封入されている。炉心領域1はヘリウムガスで
冷却され、このヘリウムガスは送風機(図示せ
ず)によつて管路4の中を上昇して循環され、矢
印に相応して反射体2の上端で転向され、ピツト
に向つて上から吹きつけられる。加熱されたガス
はピツトの底にある開口を通して集合配管5に送
られ、この集合配管5を通してプラントの熱消費
部分(図示せず)に導かれる。炉心領域1のすぐ
隣りの反射体2の中に別の管路(チヤンネル)6
が設けられており、この管路6は上から全部ある
いは部分的にたとえば直径約1cmのボロンカーバ
イト製の球8から成る流動性の中性子吸収材料で
満たされる。通常運転中においてこれらの球8
は、管路6の上側、すなわち炉心領域1の上側に
配置された貯蔵タンク7の中に収容されている。
貯蔵タンクは図示の実施例では各管路6毎に複数
個設けられているが、これを一つの共通タンクと
し、配管を介して各管路に接続されるようにする
こともできる。貯蔵タンク7の下端には周知のせ
き止め閉鎖装置9が設けられており、これは貯蔵
タンク7の開口に対する相応した位置においてこ
の開口を貯蔵タンク7内に収容された球8のせき
止めによつて閉鎖している。この桶状の装置9が
降下するかあるいは炉の停止時に無電流になる電
磁石により落下せしめられる(当該技術者におい
て周知の中性子吸収棒の釈放方式)と、貯蔵タン
ク7の開口が開放され、中性子吸収球8が管路6
の中を流動する。原子炉を起動するため中性子吸
収球8を管路6から取り除くには、図には単に概
略的に示された送風機10が運転される。送風機
10によつて圧縮された流体好ましくは冷却材と
同じヘリウムガスが集合室11に導かれる。ここ
からは適当な弁12によつて閉鎖できる配管13
が出ている。弁12の一つが開かれると、ガス流
は配管13および二重配管14,15間の環状室
を通つて流れ、二重配管14,15の下端で流れ
方向を反転した後内側配管14の内部を通つて逆
流する。その際中性子吸収球8が順次随伴され
る。管路6の下端には、バイパス配管17を介し
て管路6の下端に詰まつている中性子吸収球8を
内側配管14に配量供給するための管路16が設
けられている。配管14の上端にはサイクロン分
離器18が設けられており、この分離器18の中
で随伴されてきた中性子吸収球8はガス流から分
離されて貯蔵タンクの中に落下する。中性子吸収
球の搬送のために用いられたガスは、中性子吸収
球の破片を捕集するためにフイルタ19を介して
圧力容器3の中に吹き出される。
有している。球状燃料の供給および排出装置は本
発明においては重要でないので、ここでは図示さ
れていない。炉心領域1は反射体2の中にあるピ
ツトの内部にある。原子炉全体は圧力容器3の中
に封入されている。炉心領域1はヘリウムガスで
冷却され、このヘリウムガスは送風機(図示せ
ず)によつて管路4の中を上昇して循環され、矢
印に相応して反射体2の上端で転向され、ピツト
に向つて上から吹きつけられる。加熱されたガス
はピツトの底にある開口を通して集合配管5に送
られ、この集合配管5を通してプラントの熱消費
部分(図示せず)に導かれる。炉心領域1のすぐ
隣りの反射体2の中に別の管路(チヤンネル)6
が設けられており、この管路6は上から全部ある
いは部分的にたとえば直径約1cmのボロンカーバ
イト製の球8から成る流動性の中性子吸収材料で
満たされる。通常運転中においてこれらの球8
は、管路6の上側、すなわち炉心領域1の上側に
配置された貯蔵タンク7の中に収容されている。
貯蔵タンクは図示の実施例では各管路6毎に複数
個設けられているが、これを一つの共通タンクと
し、配管を介して各管路に接続されるようにする
こともできる。貯蔵タンク7の下端には周知のせ
き止め閉鎖装置9が設けられており、これは貯蔵
タンク7の開口に対する相応した位置においてこ
の開口を貯蔵タンク7内に収容された球8のせき
止めによつて閉鎖している。この桶状の装置9が
降下するかあるいは炉の停止時に無電流になる電
磁石により落下せしめられる(当該技術者におい
て周知の中性子吸収棒の釈放方式)と、貯蔵タン
ク7の開口が開放され、中性子吸収球8が管路6
の中を流動する。原子炉を起動するため中性子吸
収球8を管路6から取り除くには、図には単に概
略的に示された送風機10が運転される。送風機
10によつて圧縮された流体好ましくは冷却材と
同じヘリウムガスが集合室11に導かれる。ここ
からは適当な弁12によつて閉鎖できる配管13
が出ている。弁12の一つが開かれると、ガス流
は配管13および二重配管14,15間の環状室
を通つて流れ、二重配管14,15の下端で流れ
方向を反転した後内側配管14の内部を通つて逆
流する。その際中性子吸収球8が順次随伴され
る。管路6の下端には、バイパス配管17を介し
て管路6の下端に詰まつている中性子吸収球8を
内側配管14に配量供給するための管路16が設
けられている。配管14の上端にはサイクロン分
離器18が設けられており、この分離器18の中
で随伴されてきた中性子吸収球8はガス流から分
離されて貯蔵タンクの中に落下する。中性子吸収
球の搬送のために用いられたガスは、中性子吸収
球の破片を捕集するためにフイルタ19を介して
圧力容器3の中に吹き出される。
送風機10の出力は、集合室11内に形成され
る圧力が二重配管14,15間の環状室の一つに
中性子吸収球8を貯蔵タンク7に戻すのに役立つ
流体流を生じさせるためにだけ十分であるように
決められている。従つて誤まつて2個あるいはそ
れ以上の弁12が同時に開かれた場合ガス流は多
数の配管に分配されるの、流速は著しく低下し、
中性子吸収球をもはや上昇搬送できなくなる。そ
のようにして誤つて多くの管路6が同時に空にさ
れることが確実に回避され、炉心領域1内におけ
る中性子物理特性に悪影響を及ぼすことはない。
中性子吸収球8の炉心領域1への均一な中性子物
理学的作用を達成するには、各管路6を互に密接
する多数の部分管路に分割することが有利であ
る。これらの部分管路はそれぞれ一つの貯蔵タン
ク7から充填され、それぞれ一つの共通の配管1
4を介してだけ同時に再び空にされる。
る圧力が二重配管14,15間の環状室の一つに
中性子吸収球8を貯蔵タンク7に戻すのに役立つ
流体流を生じさせるためにだけ十分であるように
決められている。従つて誤まつて2個あるいはそ
れ以上の弁12が同時に開かれた場合ガス流は多
数の配管に分配されるの、流速は著しく低下し、
中性子吸収球をもはや上昇搬送できなくなる。そ
のようにして誤つて多くの管路6が同時に空にさ
れることが確実に回避され、炉心領域1内におけ
る中性子物理特性に悪影響を及ぼすことはない。
中性子吸収球8の炉心領域1への均一な中性子物
理学的作用を達成するには、各管路6を互に密接
する多数の部分管路に分割することが有利であ
る。これらの部分管路はそれぞれ一つの貯蔵タン
ク7から充填され、それぞれ一つの共通の配管1
4を介してだけ同時に再び空にされる。
図面は本発明に基づく高温形原子炉の要部断面
図である。 1:炉心領域、2:反射体、3:圧力容器、
4:ヘリウムガス用管路、5:高温ガス集合配
管、6:中性子吸収球用管路、7:貯蔵タンク、
8:中性子吸収球、9:せき止め閉鎖装置、1
0:送風機、11:集合室、12:弁、13:配
管、14,15:二重配管。
図である。 1:炉心領域、2:反射体、3:圧力容器、
4:ヘリウムガス用管路、5:高温ガス集合配
管、6:中性子吸収球用管路、7:貯蔵タンク、
8:中性子吸収球、9:せき止め閉鎖装置、1
0:送風機、11:集合室、12:弁、13:配
管、14,15:二重配管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 反射体2に設けられた複数の管路6に注入可
能な中性子吸収材料8によつて高温原子炉を停止
する装置において、 a 前記中性子吸収材料8が前記管路6の直径に
比して著しく小さい直径の多数の固形球状物体
から成り、 b この中性子吸収材料8を貯蔵するために炉心
領域1の上側に前記管路6と連通可能な少くと
も一つの貯蔵タンク7が設けられ、 c 前記管路6の下端と貯蔵タンク7とを接続す
る二重配管14,15が設けられ、 d 原子炉の出力を調整するために前記貯蔵タン
ク7から管路6内に重力により注入された中性
子吸収材料8を前記管路6の下端から二重配管
の内側配管14を通して貯蔵タンク7に搬送す
る上向きの流れを発生する送風装置10が設け
られ、 e この送風装置10が前記貯蔵タンク7に接続
されるとともに、その出力は限られた数の管路
6に対してしか中性子吸収材料8を同時に搬送
できないように設定される ことを特徴とする高温原子炉の停止装置。 2 貯蔵容器7が複数の管路6に選択的に接続さ
れることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載
の装置。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19813104481 DE3104481A1 (de) | 1981-02-09 | 1981-02-09 | Einrichtung zum abschalten eines hochtemperatur-kernreaktors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57148286A JPS57148286A (en) | 1982-09-13 |
| JPH0149918B2 true JPH0149918B2 (ja) | 1989-10-26 |
Family
ID=6124377
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57017397A Granted JPS57148286A (en) | 1981-02-09 | 1982-02-05 | Shutdown device for high temperature nuclear reactor |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4545954A (ja) |
| EP (1) | EP0057868B1 (ja) |
| JP (1) | JPS57148286A (ja) |
| AT (1) | ATE13369T1 (ja) |
| DE (2) | DE3104481A1 (ja) |
| ES (1) | ES8406772A1 (ja) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3104481A1 (de) * | 1981-02-09 | 1982-08-19 | GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach | Einrichtung zum abschalten eines hochtemperatur-kernreaktors |
| DE3242760A1 (de) * | 1982-11-19 | 1984-05-24 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Verfahren zum abschalten eines hochtemperaturreaktors mit einer schuettung kugelfoermiger brennelemente |
| DE3335451A1 (de) * | 1983-09-30 | 1985-04-18 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Kernreaktoranlage |
| DE3335452A1 (de) * | 1983-09-30 | 1985-04-18 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Regel- und abschalteinrichtung fuer einen hochtemperatur-reaktor |
| DE3345113A1 (de) * | 1983-12-14 | 1985-06-27 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Kernkraftwerk mit einem ht-kleinreaktor |
| DE3601750A1 (de) * | 1986-01-22 | 1987-07-23 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Keramische einbauten |
| DE3601747A1 (de) * | 1986-01-22 | 1987-07-23 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Abschalten eines hochtemperaturreaktors |
| DE3603090A1 (de) * | 1986-02-01 | 1987-08-06 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Reaktordruckbehaelter aus beton fuer einen gasgekuehlten kernreaktor niedriger leistung |
| DE3704746A1 (de) * | 1987-02-14 | 1988-08-25 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Einrichten zum abschalten eines hochtemperatur-kernreaktors |
| DE3726637A1 (de) * | 1987-08-11 | 1989-02-23 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Gasgekuehlte kernreaktoranlage niedriger leistung und verfahren zum be- und entladen der betriebselemente einer derartigen kernreaktoranlage |
| US20030138069A1 (en) * | 1997-07-07 | 2003-07-24 | Michel Emin | Device permitting the modulation of absorption, emission, moderation or reflection of radiation or a particle flow |
| ZA99128B (en) * | 1999-01-08 | 2000-09-27 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Reactor system and control method. |
| US20030194043A1 (en) * | 2002-04-12 | 2003-10-16 | Ougouag Abderrafi M. | Nuclear reactor system and method for automatically scramming the same |
| US6804320B2 (en) | 2002-04-12 | 2004-10-12 | Bechtel Bwxt Idaho, Llc | Automatically scramming nuclear reactor system |
| CN114220566B (zh) * | 2021-10-29 | 2022-11-15 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种核电站反应堆压力容器内部窄缝的封堵方法 |
Family Cites Families (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CH201944A (de) * | 1936-05-09 | 1938-12-31 | Verwertung Chemisch Tech Verfa | Verfahren zur Erzeugung von Magnesiumverbindungen aus magnesiumhaltigen Materialien mittels Mineralsäuren. |
| US3244597A (en) * | 1956-05-30 | 1966-04-05 | Westinghouse Electric Corp | Fast breeder neutronic reactor |
| NL250500A (ja) * | 1959-04-14 | |||
| DD43569A1 (de) * | 1959-04-27 | 1966-02-15 | Zapff Marianne | Verfahren zum Erhöhen des Ausbrandes bei Kernreaktoren |
| FR1258757A (fr) * | 1960-06-08 | 1961-04-14 | Beteiligungs & Patentverw Gmbh | Dispositif de mise hors circuit pour réacteurs nucléaires |
| NL275387A (ja) * | 1961-02-28 | |||
| NL293173A (ja) * | 1962-06-05 | 1900-01-01 | ||
| US3140235A (en) * | 1962-11-23 | 1964-07-07 | Loranus P Hatch | Downflow packed bed nuclear fission reactor |
| GB1084255A (ja) * | 1963-10-30 | |||
| US3313602A (en) * | 1964-09-23 | 1967-04-11 | Grace W R & Co | Method for making metal oxide microspheres |
| GB1161599A (en) * | 1965-12-23 | 1969-08-13 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to Nuclear Reactors |
| DE1282046B (de) * | 1967-04-11 | 1968-11-07 | Harro Reissinger | Vorrichtung zum Kuppeln eines Geraetes fuer den Strassendienst, z. B. eines Schneeraeumgeraets, mit einem Kraftfahrzeug |
| DE2325828C3 (de) * | 1973-05-22 | 1981-12-24 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Verfahren zur Beeinflussung der Reaktivität eines gasgekühlten Kernreaktors |
| FR2243497B1 (ja) * | 1973-09-08 | 1978-01-27 | Kernforschungsanlage Juelich | |
| GB1482750A (en) * | 1973-12-27 | 1977-08-10 | British Nuclear Fuels Ltd | Material for shutting down gas cooled nuclear reactors |
| JPS5419091A (en) * | 1977-07-13 | 1979-02-13 | Toshiba Corp | Emergency shut-down device of pebble bed reactor |
| DE3104481A1 (de) * | 1981-02-09 | 1982-08-19 | GHT Gesellschaft für Hochtemperaturreaktor-Technik mbH, 5060 Bergisch Gladbach | Einrichtung zum abschalten eines hochtemperatur-kernreaktors |
-
1981
- 1981-02-09 DE DE19813104481 patent/DE3104481A1/de not_active Ceased
-
1982
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