JPH0666992A - 原子炉用蒸気発生器及びその改造方法 - Google Patents
原子炉用蒸気発生器及びその改造方法Info
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- JPH0666992A JPH0666992A JP5174710A JP17471093A JPH0666992A JP H0666992 A JPH0666992 A JP H0666992A JP 5174710 A JP5174710 A JP 5174710A JP 17471093 A JP17471093 A JP 17471093A JP H0666992 A JPH0666992 A JP H0666992A
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- Japan
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- steam generator
- reactor vessel
- pump
- leg tube
- water
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
-
- 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
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- 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)
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】 （修正有）
【目的】 ポンプを取り外すことなく保守を実施できる
よう取り付け、ポンプ周りに隔離弁を必要としないで炉
心の冷却を行う。 【構成】 原子炉用蒸気発生装置は、原子炉容器１４
と、蒸気発生器１０，１２を含む。コールドレッグ管１
８は、底部が原子炉容器内の炉心２４よりも上方の第１
の高さ位置にある。端部が蒸気発生器と原子炉容器にそ
れぞれ連結されたホットレッグ管１６を設ける。ホット
レッグ管１６は、蒸気発生器と原子炉容器との間に位置
し且つホットレッグ管の底部が炉心の底部よりも上方の
第２の高さ位置にあり、原子炉容器と蒸気発生器に連結
される。蒸気発生器は、第１、第２の高さ位置の下方の
位置のケーシングに取り付けられ、水をコールドレッグ
管１８で蒸気発生器と原子炉容器との間で圧送するため
のポンプ２０を有する。蒸気発生器の底部は第１、第２
の高さ位置よりも高い位置にある。
よう取り付け、ポンプ周りに隔離弁を必要としないで炉
心の冷却を行う。 【構成】 原子炉用蒸気発生装置は、原子炉容器１４
と、蒸気発生器１０，１２を含む。コールドレッグ管１
８は、底部が原子炉容器内の炉心２４よりも上方の第１
の高さ位置にある。端部が蒸気発生器と原子炉容器にそ
れぞれ連結されたホットレッグ管１６を設ける。ホット
レッグ管１６は、蒸気発生器と原子炉容器との間に位置
し且つホットレッグ管の底部が炉心の底部よりも上方の
第２の高さ位置にあり、原子炉容器と蒸気発生器に連結
される。蒸気発生器は、第１、第２の高さ位置の下方の
位置のケーシングに取り付けられ、水をコールドレッグ
管１８で蒸気発生器と原子炉容器との間で圧送するため
のポンプ２０を有する。蒸気発生器の底部は第１、第２
の高さ位置よりも高い位置にある。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉に関し、特に加圧
水型原子炉用蒸気発生装置内の出口管系及び入口管系の
位置を定めることに関する。
水型原子炉用蒸気発生装置内の出口管系及び入口管系の
位置を定めることに関する。
【０００２】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】加圧水
型原子炉用蒸気発生装置では、水は加圧容器内の炉心を
通過するが、この加圧容器内で水が加熱される。炉心か
ら、加熱された水は「ホットレッグ」と呼ぶ管を通って
蒸気発生器の容器に供給される。蒸気発生容器内では、
ホットレッグの水により水は蒸気に変換される。蒸気
は、蒸気タービンの駆動のために用いられ発電が行われ
る。この方法で冷却されたホットレッグの水は「コール
ドレッグ」と呼ばれる管を通って原子炉容器に戻され
る。コールドレッグ管内に設けられた大型ポンプは、水
を蒸気発生器から原子炉に戻す。
型原子炉用蒸気発生装置では、水は加圧容器内の炉心を
通過するが、この加圧容器内で水が加熱される。炉心か
ら、加熱された水は「ホットレッグ」と呼ぶ管を通って
蒸気発生器の容器に供給される。蒸気発生容器内では、
ホットレッグの水により水は蒸気に変換される。蒸気
は、蒸気タービンの駆動のために用いられ発電が行われ
る。この方法で冷却されたホットレッグの水は「コール
ドレッグ」と呼ばれる管を通って原子炉容器に戻され
る。コールドレッグ管内に設けられた大型ポンプは、水
を蒸気発生器から原子炉に戻す。
【０００３】ポンプの点検整備は特異な問題を提起する
場合がある。ポンプは非常に大型であって重く、ポンプ
の取外しを行うことができるようにするために、水をコ
ールドレッグから排出する必要がある。この期間中、放
射性の炉心を冷却水を供給する必要があり、そうでなけ
れば、冷却できる場所に移動させなければならず、これ
は非常に時間のかかる方法であってその間発電所は電力
を生じることができず、操業費が増大するが、計画にな
いポンプの保守を行うことが必要である場合には特にそ
うである。米国特許第４，９５７，６９３号は、原子炉
冷却系を備えた残留熱除去系（ＲＨＲ）のために冷却水
を再循環させる装置を示している。
場合がある。ポンプは非常に大型であって重く、ポンプ
の取外しを行うことができるようにするために、水をコ
ールドレッグから排出する必要がある。この期間中、放
射性の炉心を冷却水を供給する必要があり、そうでなけ
れば、冷却できる場所に移動させなければならず、これ
は非常に時間のかかる方法であってその間発電所は電力
を生じることができず、操業費が増大するが、計画にな
いポンプの保守を行うことが必要である場合には特にそ
うである。米国特許第４，９５７，６９３号は、原子炉
冷却系を備えた残留熱除去系（ＲＨＲ）のために冷却水
を再循環させる装置を示している。
【０００４】本発明の目的は、ポンプを取り外すことな
く保守を実施できるようポンプを取り付けると共に、ポ
ンプの周りに隔離弁を必要としないて適度な炉心の冷却
を行うことができるようにすることにある。
く保守を実施できるようポンプを取り付けると共に、ポ
ンプの周りに隔離弁を必要としないて適度な炉心の冷却
を行うことができるようにすることにある。
【０００５】本発明のもう１つの目的は、ポンプの点検
整備を簡単にするホットレッグ及びコールドレッグを提
供することを含む。
整備を簡単にするホットレッグ及びコールドレッグを提
供することを含む。
【０００６】
【課題を解決するための手段】本発明によれば、ホット
レッグ及びコールドレッグは、ホットレッグの底部が原
子炉容器内の最低水レベルを定めるよう個々の位置で原
子炉容器に連結され、前記最低水レベルの下では、ポン
プを取り外し、残留冷却流が動作しているときに水レベ
ルが最低レベル以下に下がることはない。
レッグ及びコールドレッグは、ホットレッグの底部が原
子炉容器内の最低水レベルを定めるよう個々の位置で原
子炉容器に連結され、前記最低水レベルの下では、ポン
プを取り外し、残留冷却流が動作しているときに水レベ
ルが最低レベル以下に下がることはない。
【０００７】本発明によれば、コールドレッグの底部
は、原子炉容器内の考えられる最も高い水レベル、即ち
水がポンプ点検整備用の孔を通って漏れ出ることのない
レベルを定める。
は、原子炉容器内の考えられる最も高い水レベル、即ち
水がポンプ点検整備用の孔を通って漏れ出ることのない
レベルを定める。
【０００８】本発明によれば、ホットレッグは、容器か
ら水平の向きで出て上方に湾曲し、両方のレッグの上方
の位置で蒸気発生器の底部に連結する弧状の形状を有し
ている。コールドレッグの底部は、ホットレッグの水平
部分の真ん中と頂部との間に位置する水平面上に位置し
ている。残留熱冷却ラインがホットレッグの底部に連結
され、ほぼホットレッグの底部の位置で原子炉容器に戻
っている。これにより、ポンプの取り外し中、冷却流が
得られる。水レベルは、この冷却流作動中、ほぼ「ミッ
ドパイプ」のところでホットレッグ内に保たれ、ポンプ
を取り外すことができるようにする。
ら水平の向きで出て上方に湾曲し、両方のレッグの上方
の位置で蒸気発生器の底部に連結する弧状の形状を有し
ている。コールドレッグの底部は、ホットレッグの水平
部分の真ん中と頂部との間に位置する水平面上に位置し
ている。残留熱冷却ラインがホットレッグの底部に連結
され、ほぼホットレッグの底部の位置で原子炉容器に戻
っている。これにより、ポンプの取り外し中、冷却流が
得られる。水レベルは、この冷却流作動中、ほぼ「ミッ
ドパイプ」のところでホットレッグ内に保たれ、ポンプ
を取り外すことができるようにする。
【０００９】本発明によれば、これら冷却ラインの流量
は、ポンプの点検整備中水をポンプのケーシングに流す
恐れのあるサージングを阻止するのに十分な容量をもつ
よう選択される。
は、ポンプの点検整備中水をポンプのケーシングに流す
恐れのあるサージングを阻止するのに十分な容量をもつ
よう選択される。
【００１０】本発明によれば、これら冷却ラインは残留
熱冷却ポンプまで連続して下方に傾斜して、ラインの再
補充を容認すると共に水を再循環させて残留炉心加熱を
除去するポンプの入口に空気が入らないようにする。
熱冷却ポンプまで連続して下方に傾斜して、ラインの再
補充を容認すると共に水を再循環させて残留炉心加熱を
除去するポンプの入口に空気が入らないようにする。
【００１１】本発明の特徴及び利点のうちの１つは、ポ
ンプを蒸気発生器の下に直接容易に配置できるようにす
る共にポンプ及び蒸気発生器の点検整備を大幅に容易に
することにある。もう１つの特徴は、本発明により最適
な残留熱冷却が得れるようにすることである。本発明の
他の目的、利点及び特徴は当業者であれば以下の説明か
ら明らかになろう。
ンプを蒸気発生器の下に直接容易に配置できるようにす
る共にポンプ及び蒸気発生器の点検整備を大幅に容易に
することにある。もう１つの特徴は、本発明により最適
な残留熱冷却が得れるようにすることである。本発明の
他の目的、利点及び特徴は当業者であれば以下の説明か
ら明らかになろう。
【００１２】
【実施例】図１に示すシステムは２つの蒸気発生器１
０，１２を有している。原子炉容器１４は、１本のホッ
トレッグ１６及び２本のコールドレッグ１８でこれら蒸
気発生器の各々に連結されている。ポンプ２０（各蒸気
発生器の底部の下に位置している）によりコールドレッ
グを介して水が原子炉内へ圧送され、原子炉内で加熱さ
れ、ホットレッグを介して蒸気発生器に戻される。構成
要素２２はシステム内の水を補給する加熱器である。
０，１２を有している。原子炉容器１４は、１本のホッ
トレッグ１６及び２本のコールドレッグ１８でこれら蒸
気発生器の各々に連結されている。ポンプ２０（各蒸気
発生器の底部の下に位置している）によりコールドレッ
グを介して水が原子炉内へ圧送され、原子炉内で加熱さ
れ、ホットレッグを介して蒸気発生器に戻される。構成
要素２２はシステム内の水を補給する加熱器である。
【００１３】図２も２つの蒸気発生器１０，１２を示し
ており、炉心２４がバレル２６内に位置した上体が原子
炉の概略断面図である。ホットレッグ１６とコールドレ
ッグ１８は共にフランジ２８の所で原子炉に連結され、
水はコールドレッグ１８から流入してバレウ２６．１の
外部の周りを下方へ流れ、そして炉心を通って上方へ流
れ、ホットレッグ１６に連結されている室１４．１に至
る。コールドレッグ１８の戻り部は水平な、或いはほぼ
水平な方向で原子炉１４に通じ、ポンプケーシング２
０．２の側２０．１から送り出す。なお、ポンプ２０は
ケーシングの低点に位置している。コールドレッグ管の
底部内側１８．１はポンプの点検整備中は原子炉１４内
における最高水レベル（ＭＡＸ）を定める。もしポンプ
２０を取り外すと、水はこのレベルの上方へは上昇でき
ず、点検整備中における水の喪失が防止される。他方、
ホットレッグの底部はコールドレッグの下方に位置して
いるが、点検整備中における過熱を防止する冷却水レベ
ルを確保するよう炉心よりも上方の適当な距離に位置し
ている。しかしながら、上方曲り部１６．１（弧状の
形）が設けられているので、点検整備のためポンプ２０
を取り外しても水はホットレッグ１６を通って原子炉か
ら出て行くことはないであろう。このようにして得られ
る利点は、ホットレッグ管とコールドレッグ管が原子炉
容器の所で著しくは離隔しないということである。もし
そうであれば、原子炉容器のコストが増大する。
ており、炉心２４がバレル２６内に位置した上体が原子
炉の概略断面図である。ホットレッグ１６とコールドレ
ッグ１８は共にフランジ２８の所で原子炉に連結され、
水はコールドレッグ１８から流入してバレウ２６．１の
外部の周りを下方へ流れ、そして炉心を通って上方へ流
れ、ホットレッグ１６に連結されている室１４．１に至
る。コールドレッグ１８の戻り部は水平な、或いはほぼ
水平な方向で原子炉１４に通じ、ポンプケーシング２
０．２の側２０．１から送り出す。なお、ポンプ２０は
ケーシングの低点に位置している。コールドレッグ管の
底部内側１８．１はポンプの点検整備中は原子炉１４内
における最高水レベル（ＭＡＸ）を定める。もしポンプ
２０を取り外すと、水はこのレベルの上方へは上昇でき
ず、点検整備中における水の喪失が防止される。他方、
ホットレッグの底部はコールドレッグの下方に位置して
いるが、点検整備中における過熱を防止する冷却水レベ
ルを確保するよう炉心よりも上方の適当な距離に位置し
ている。しかしながら、上方曲り部１６．１（弧状の
形）が設けられているので、点検整備のためポンプ２０
を取り外しても水はホットレッグ１６を通って原子炉か
ら出て行くことはないであろう。このようにして得られ
る利点は、ホットレッグ管とコールドレッグ管が原子炉
容器の所で著しくは離隔しないということである。もし
そうであれば、原子炉容器のコストが増大する。
【００１４】残留熱除去ポンプ３０が熱交換器内３０．
１によりホットレッグ管１７に、ライン３０．２により
ＭＩＮレベル（ホットレッグ管１６の底部）またはその
下方の位置で容器に連結されている。水レベルを下げて
ポンプ２０の点検整備を行う場合、このポンプ３０は、
水を循環させて残留熱を炉心から除去するよう動作す
る。水がライン３０．２から出る際の水の「サージン
グ」を阻止するため（サージングが起こると水がコール
ドレッグ１６に流入する場合がある）、熱交換器３０．
１の容量を大きくして小流量を利用でき、しかも適正な
「残留冷却」を行うことができるようにする。また、図
示のように、ライン３０．１、ポンプ及びライン３０．
２はホットレッグ管１７のかなり下方に位置し、連続傾
斜状態で高い箇所を通ることなくホットレッグ１７から
下っている。これにより、ラインの自動補給が容易にな
り、空気がポンプ入口に入ることなく、それにより点検
整備中常にホットレッグからポンプ入口への水の適切な
供給が確保される。
１によりホットレッグ管１７に、ライン３０．２により
ＭＩＮレベル（ホットレッグ管１６の底部）またはその
下方の位置で容器に連結されている。水レベルを下げて
ポンプ２０の点検整備を行う場合、このポンプ３０は、
水を循環させて残留熱を炉心から除去するよう動作す
る。水がライン３０．２から出る際の水の「サージン
グ」を阻止するため（サージングが起こると水がコール
ドレッグ１６に流入する場合がある）、熱交換器３０．
１の容量を大きくして小流量を利用でき、しかも適正な
「残留冷却」を行うことができるようにする。また、図
示のように、ライン３０．１、ポンプ及びライン３０．
２はホットレッグ管１７のかなり下方に位置し、連続傾
斜状態で高い箇所を通ることなくホットレッグ１７から
下っている。これにより、ラインの自動補給が容易にな
り、空気がポンプ入口に入ることなく、それにより点検
整備中常にホットレッグからポンプ入口への水の適切な
供給が確保される。
【００１５】
【図１】本発明を具体化した原子炉用蒸気発生装置の概
略斜視図である。
略斜視図である。
【図２】図１における２−２に沿う原子炉容器の横断面
図を含む方向１から見た図１に示す装置を示す立面図で
ある。
図を含む方向１から見た図１に示す装置を示す立面図で
ある。
１０，１２ 蒸気発生器 １４ 原子炉容器 １６ ホットレッグ １８ コールドレッグ ２０ ポンプ ２４ 炉心 ２８ フランジ
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 マイケル マリオ コーレッティ アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 ニュ ーケンシントン マックアリスタードライ ブ 1017
Claims (5)
- 【請求項１】 原子炉用蒸気発生器において、水を加熱
するための原子炉容器と、最下点にポンプケーシングを
備えた蒸気発生器と、水を蒸気発生器から原子炉容器に
戻すよう蒸気発生器と原子炉容器との間で水平方向に延
び、底部が原子炉容器内の炉心よりも上方の第１の高さ
位置にあるコールドレッグ管と、第１の端部が蒸気発生
器に、第２の端部が原子炉容器にそれぞれ連結されたホ
ットレッグ管とを有し、ホットレッグ管は第１の管部分
及び第２の管部分を有し、第１の管部分は蒸気発生器か
ら、蒸気発生器と原子炉容器との間に位置し且つホット
レッグ管の底部が炉心の底部よりも上方の第２の高さ位
置に位置している管位置まで下方に延び、第２の管部分
は前記管位置から前記第２の高さで水平方向に延びて原
子炉容器に連結されており、前記蒸気発生器は、第１及
び第２の高さ位置の下方の位置の下方の位置でケーシン
グに取り付けられていて、水をコールドレッグ管で蒸気
発生器と原子炉容器との間で圧送するためのポンプをさ
らに有し、第１の高さ位置は、ホットレッグ管の中点と
ホットレッグ管の頂部との間に位置し、蒸気発生器の底
部は第１及び第２の高さ位置よりも高い位置にあること
を特徴とする蒸気発生器。 - 【請求項２】 第１の管部分に連結された入口及び原子
炉容器へのホットレッグ管の連結レベル或いはその下の
位置で原子炉容器に連結された出口を備えたポンプを含
む残留熱回収系を有し、前記入口はポンプの入口まで下
方に連続して傾斜する入口管を含むことを特徴とする請
求項１の原子炉蒸気発生器。 - 【請求項３】 水を蒸気発生器から原子炉容器に戻すた
めのコールドレッグ管と、水を蒸気発生器に供給するた
めのホットレッグ管と、水を蒸気発生器からコールドレ
ッグ管に供給するためのポンプと、水をホットレッグ管
と原子炉容器との間で第１の流量で循環させるよう協働
するポンプと熱交換器を含む残留熱交換器とを有する原
子炉用蒸気発生器を改造する方法において、蒸気発生器
の底部をホットレッグ管及びコールドレッグ管の上方に
上げる段階と、原子炉容器へのコールドレッグ管の入口
を、コールドレッグ管の底部がホットレッグ管の真ん中
の上方に位置すると共にホットレッグ管の頂部の下方に
位置する高さ位置まで上げる段階と、コールドレッグ管
を原子炉容器から蒸気発生器の底部のポンプケーシング
まで水平方向に延ばす段階と、ホットレッグ管を原子炉
容器から第１の距離水平方向に延ばし、次に蒸気発生器
の底部の入口まで上方まで弧状に延ばす段階とを有する
ことを特徴とする改造方法。 - 【請求項４】 熱交換器の容量を大きくして再循環速度
を、原子炉容器内の水レベルが、ホットレッグ管の真ん
中とコールドレッグ管の底部との間にある点検整備レベ
ルにあると共に原子炉内の炉心の上方の選択された高さ
位置にある場合に水の再循環に起因する原子炉容器内の
撹拌により水をコールドレッグ管に供給する速度よりも
遅い速度に減少させる段階と、熱交換器の出口を前記点
検整備レベルの或いはその下の位置で原子炉容器に連結
する段階とを有することを特徴とする請求項３の改造方
法。 - 【請求項５】 残留熱交換器内のポンプ及びポンプ入口
からホットレッグ管までの入口ラインを、最下点にポン
プを備えたホットレッグ管から連続下方傾斜状態に配置
する段階をさらに有することを特徴とする請求項４の改
造方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/903636 | 1992-06-24 | ||
| US07/903,636 US5263067A (en) | 1992-06-24 | 1992-06-24 | Locating hot and cold-legs in a nuclear powered steam generation system |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0666992A true JPH0666992A (ja) | 1994-03-11 |
| JP3137278B2 JP3137278B2 (ja) | 2001-02-19 |
Family
ID=25417842
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP05174710A Expired - Lifetime JP3137278B2 (ja) | 1992-06-24 | 1993-06-21 | 原子炉用蒸気発生器及びその改造方法 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5263067A (ja) |
| JP (1) | JP3137278B2 (ja) |
| KR (1) | KR940001189A (ja) |
| CN (1) | CN1051398C (ja) |
| GB (1) | GB2268319B (ja) |
| IT (1) | IT1263672B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2004286721A (ja) * | 2003-03-20 | 2004-10-14 | Framatome Anp | 原子炉の一次循環系の配管の部分を修理する方法及び交換する方法及び手段 |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR0121554B1 (ko) * | 1993-11-29 | 1997-11-22 | 임용규 | 원자력발전소 부분충수 장치와 그 운전방법 |
| US9799417B2 (en) | 2009-04-13 | 2017-10-24 | Terrapower, Llc | Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat |
| US9691507B2 (en) | 2009-04-13 | 2017-06-27 | Terrapower, Llc | Method and system for the thermoelectric conversion of nuclear reactor generated heat |
| US9767934B2 (en) | 2009-04-13 | 2017-09-19 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermoelectric conversion of gas cooled nuclear reactor generated heat |
| US9892807B2 (en) * | 2009-04-13 | 2018-02-13 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for selectively transferring thermoelectrically generated electric power to nuclear reactor operation systems |
| US8964503B2 (en) * | 2009-04-28 | 2015-02-24 | Baker Hughes Incorporated | Petrophysics-guided processing of LWD acoustic data |
| CN101620892B (zh) * | 2009-07-30 | 2012-02-08 | 华北电力大学 | 一种大功率压水堆核电站一回路系统结构设计 |
| DE102010035955A1 (de) * | 2010-08-31 | 2012-03-01 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Brennelementlagerbecken mit Kühlsystem |
| US9230697B2 (en) | 2012-04-20 | 2016-01-05 | Nuscale Power, Llc | Steam generator for a nuclear reactor |
| US9536629B2 (en) * | 2012-07-24 | 2017-01-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Passive power production during a nuclear station blackout |
| US9997262B2 (en) | 2013-12-26 | 2018-06-12 | Nuscale Power, Llc | Integral reactor pressure vessel tube sheet |
Family Cites Families (3)
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| US5061432A (en) * | 1990-03-05 | 1991-10-29 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for facilitating the servicing of inverted canned pump motors having limited access space and restricted access time especially in nuclear power plants |
-
1992
- 1992-06-24 US US07/903,636 patent/US5263067A/en not_active Expired - Lifetime
-
1993
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| JP2004286721A (ja) * | 2003-03-20 | 2004-10-14 | Framatome Anp | 原子炉の一次循環系の配管の部分を修理する方法及び交換する方法及び手段 |
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