RU2169953C2 - Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2169953C2
RU2169953C2 RU99117898/06A RU99117898A RU2169953C2 RU 2169953 C2 RU2169953 C2 RU 2169953C2 RU 99117898/06 A RU99117898/06 A RU 99117898/06A RU 99117898 A RU99117898 A RU 99117898A RU 2169953 C2 RU2169953 C2 RU 2169953C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
melt
trap
layer
heat
reactor
Prior art date
Application number
RU99117898/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Ф.А. Акопов
Н.Е. Кухаркин
В.Н. Минеев
Н.Н. Пономарев-Степной
В.Д. Слабкий
О.М. Трактуев
А.А. Хрулев
Г.П. Чернышов
А.А. Веденов
Original Assignee
Российский научный центр "Курчатовский институт"
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 Российский научный центр "Курчатовский институт" filed Critical Российский научный центр "Курчатовский институт"
Priority to RU99117898/06A priority Critical patent/RU2169953C2/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2169953C2 publication Critical patent/RU2169953C2/ru

Links

Classifications

    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Использование: в конструкциях систем локализации расплава активной зоны ядерного реактора для повышения надежности конструкции за счет снижения содержания оксида железа в расплаве активной зоны. Сущность изобретения: ловушка установлена на опорах под корпусом реактора и выполнена в виде емкости со сферическим днищем, которая включает теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония и внешний слой из нержавеющей стали, на теплоизолирующем защитном слое расположен насыпной дополнительный слой из смеси фрагментов пористой высокотемпературной керамики и поглощающих нейтроны материалов. Дополнительный слой имеет максимально возможную внешнюю поверхность, например конусообразную, и максимально возможную пористость, а в качестве высокотемпературной керамики используют диоксид циркония. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Изобретение относится к конструкциям и сооружениям АЭС, а именно к конструкциям систем локализации расплава активной зоны ядерного реактора (в дальнейшем называемыми "ловушками расплава"), предназначенным для снижения радиоэкологических последствий тяжелой аварии. Расплав образуется при тяжелой аварии с расплавлением активной зоны, сопровождаемой разрушением корпуса реактора.
Одной из важнейших задач снижения тяжести последствий тяжелой аварии на ядерном реакторе является сохранение герметичности контайнмента, являющегося последним барьером на пути распространения продуктов деления (ПД) в окружающую среду.
Для решения этой задачи предлагаются различные варианты ловушки расплава [1, 2]. Независимо от ее конструктивного оформления основное назначение ловушки состоит в том, чтобы:
вместить и удержать от распространения всю массу расплава;
обеспечить снижение температуры и эффективный отвод остаточного энерговыделения ПД;
предотвратить проплавление основания шахты реактора (как правило, бетонное) и разрушение основных конструкций контейнмента внутри герметичной оболочки.
При этом конструкция ловушки расплава должна:
сохранять работоспособность в пассивном режиме в течение всего периода эксплуатации реакторной установки;
использовать имеющуюся в реакторной установке воду для охлаждения расплава;
исключать неблагоприятные воздействия на контайнмент как при нормальной эксплуатации реакторной установки, так и в ходе аварии;
иметь легкий доступ для выполнения профилактического осмотра и обслуживания;
иметь умеренные капитальные затраты на сооружение.
При выборе материалов для ловушки расплава и их конструктивного расположения необходимо учитывать:
паро-воздушную среду как основной компонент среды, в которой находится ловушка после разрушения корпуса высокого давления;
наличие воды в ловушке вне зависимости от ее исходного состояния;
неопределенность момента разрушения корпуса, что может существенно влиять, прежде всего, на мощность энерговыделения в расплаве;
неопределенность компонентного состава падающего расплава, который может содержать помимо диоксида урана, Zr, ZrO2, Fe, окислы многих металлов, в частности, Fe, а также продукты деления в различных формах, которые по разному воздействуют на материалы ловушки;
неопределенность места падения первичной струи, в котором из-за механического, химического и теплового воздействия расплава на материал ловушки может происходить разрушение и плавление материала с образованием первичной каверны, являющейся зоной концентрации расплава, из которой может затем происходить его осевое и радиальное распространение;
образование при взаимодействии расплав-материал ловушки сложных смесей, которое будет приводить к созданию на внешних поверхностях низкоплотных корок с низкой теплопроводностью, препятствующих растеканию расплава;
появление градиента температур в объеме взаимодействующих масс, приводящего к радиальному и осевому перераспределению ПД-источников энергии. При этом необходимо учитывать, что концентрация ПД в низкотемпературных зонах может быть максимальной. В высокотемпературных зонах, т.е. в зонах взаимодействия расплав-материал основания, минимальной, что будет приводить к выравниванию температур по объему провзаимодействовавших масс и ее резким падением в поверхностной зоне, снижению потока энергии в осевом направлении в зоне взаимодействия расплав-основание ловушки и к увеличению отвода тепла с внешней поверхности расплава;
конструкция ловушки должна минимизировать возможность возникновения парового взрыва и детонации водорода.
Очевидно, что одна из основных функций ловушки - обеспечение эффективного отвода тепла от расплава - наиболее легко реализуема при условии его распределения на большой поверхности. Такой вариант ловушки рассматривается в проекте разрабатываемого Европейского водяного реактора (EPR) [3], в котором предлагается распределять кориум на площади около 150 м2 вне шахты реактора с последующим заливом плоского слоя расплава водой, находящейся в баке-приямке [4].
Несмотря на целый ряд преимуществ этот вариант имеет и ряд недостатков, не обеспечивающих все указанные выше требования и которые ограничивают возможность его широкого использования, в частности:
до конца не изучены процессы растекания расплава и последствия, связанные с взаимодействием расплава с водой и др.;
его практически нельзя использовать для модернизации уже действующих реакторов, герметичные помещения которых, как правило, не способны вместить ловушки подобных размеров.
Предложены варианты ловушек в виде больших емкостей из нержавеющей стали, которые расположены внутри шахты реактора непосредственно под корпусом высокого давления [5]. Чтобы избежать структурных изменений стали и снижения ее прочностных характеристик в процессе эксплуатации ловушки, ее температура не должна превышать 700oC [6]. Для выполнения этого условия в различных вариантах ловушек используются защитные теплоизоляционные покрытия из графита [5] , композиционных материалов на основе графита с добавлением карбидов, силикатов или боридов [7], а также из высокотемпературной керамики [8]; предусматривается создание специальных теплообменных устройств. Принимаемые меры снижают надежность систем.
В качестве наиболее перспективного базового материала для использования в ловушке расплава, с помощью которого перечисленные выше условия могут реализовываться оптимальным образом, рассматривается диоксид циркония [9], т.к. химически он относительно инертен, имеет достаточно высокую температуру плавления (~ 3000 К), термостоек, устойчив к механическим нагрузкам, обладает низкой теплопроводностью и т.д. Одним из основных недостатков этого материала является возможность его разрушения в результате взаимодействия с оксидами железа, которые будут присутствовать в расплаве кориума.
Наиболее близким к изобретению по техническому решению является конструкция ловушки [10] в виде емкости, установленной на специальных опорах в шахте реактора и частично вмещающей корпус высокого давления.
Сферическое днище емкости, в котором будет размещаться расплав, выполнено многослойным: внутренний и внешний (опорный) из нержавеющей стали. Между ними расположен защитный слой в виде плотно уложенных блоков особой формы, изготовленных из керамики на основе ZrO2. Герметизация стыков между блоками выполняется циркониевым бетоном.
Отвод остаточного энерговыделения в расплаве осуществляется за счет излучения и путем охлаждения внешней поверхности ловушки либо воздухом, либо водой, которая за счет сил гравитации поступает в шахту реактора из специального бака. Этот бак расположен внутри герметичной оболочки вне шахты и служит для сбора воды, которая появляется в контайнменте в ходе аварии.
К недостаткам этой конструкции ловушки следует отнести возможность разрушения керамического защитного слоя при взаимодействии с оксидами железа, входящими в состав расплава, а также оксидами, образующимися за счет взаимодействия нагретого слоя стали с воздухом контейнмента или при разложении пара. Исследования показали, что присутствие оксида железа в расплаве существенно повышает его коррозионную активность по отношению к ZrO2, в то время как железо практически с ним не взаимодействует. Как отмечалось ранее, при развитии аварии содержания оксидов железа в расплаве может быть неопределенным и весьма существенным.
Разрушение защитного керамического слоя может привести, в свою очередь, к проплавлению стальной опорной стенки и попаданию расплава на бетонное основание шахты реактора, а при наличии в ней воды и к паровому взрыву. Кроме того, в данной конструкции ловушки не предусмотрены меры ее защиты от механических воздействий в случае аварии при высоком давлении в корпусе реактора.
Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является удержание расплава в пределах шахты реактора за счет снижения содержания оксида железа в расплаве активной зоны реактора, контактирующего с защитным керамическим покрытием из диоксида циркония, и повышение надежности конструкции шахты реактора, поверхности которой защищаются слоем высокотемпературной тепловой изоляции из диоксида циркония, при условии практически полного выполнения требований, предъявленных к конструкции и материалам ловушки расплава.
Результат достигается тем, что в ловушке расплава активной зоны ядерного реактора, установленной на опорах под корпусом реактора и выполненной в виде конструкции, включающей теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония и внешний слой из нержавеющей стали, на защитном слое расположен слой из смеси фрагментов низкоплотной высокотемпературной керамики и поглощающих нейтроны материалов.
Кроме того, в ловушке дополнительный слой может быть:
иметь произвольную форму, в частности конусообразную;
иметь максимально возможную пористость;
в качестве высокотемпературной керамики в дополнительном слое используют диоксид циркония (возможно использование также ThO2, CeO2, MgO, обедненного UO2, и других высокотемпературных материалов).
Назначение этого дополнительного слоя состоит в следующем:
1. Обеспечить поглощение оксидов железа и других компонентов расплава, обладающих аналогичными свойствами, фрагментами пористой керамики из диоксида циркония, включенного в состав дополнительного слоя, и тем самым понизить их содержание в расплаве до уровня, не представляющего опасность разрушения слоя ZrO2, покрывающего днище ловушки. Исследования показали, что при t ~ 2000oC абсорбция окислов железа в пористой керамике из ZrO2 составляет ~ 0.5 г/см3.
2. Обеспечить условия для предотвращения образования каверн, локализирующих расплав и инициирующих локальное разрушение защитного слоя из ZrO2.
3. Обеспечить условия, исключающие прямой контакт расплава с водой, выливающейся из первого контура перед выходом расплава и концентрирующейся в нижних слоях засыпки, и снизить тем самым возможность парового взрыва.
4. Демпфировать механические удары струи расплава и вылетающих твердых фрагментов активной зоны и конструкций корпуса реактора.
5. Увеличить теплоемкость ловушки, чтобы снизить температуру и ослабить процесс разложения фрагментов высокотемпературной керамики; увеличить время до ввода в действие средств охлаждения расплава.
6. Осуществить стратификацию расплава: относительно легкие и менее вязкие компоненты проникнут на большую глубину как защитного слоя, так и фрагментов керамики, захватывая часть энергии ПД; оксиды пропитают пористые фрагменты из керамики, железо стечет на дно ловушки, диоксид урана остается в верхней части, где проще осуществить теплосъем.
7. За счет фрагментации струи расплава по высоте промежуточного слоя увеличить поверхность теплоотдачи и тем самым интенсифицировать процесс охлаждения (развить поверхность теплосъема, как по горизонтали, так и по вертикали).
8. За счет химических реакций изменить атмосферу в контайменте, уменьшив в ней количество кислорода с тем, чтобы снизить вероятность детонации водорода в паровоздушной среде.
9. Перераспределить ПД таким образом, чтобы энерговыделение за счет их распада имело место в большей части объема промежуточного слоя с тем, чтобы основной теплосброс определялся как излучением, так и за счет потоков пара, циркулирующих по незаполненному расплавом объему промежуточного слоя.
10. Предотвратить возможность развития самопроизвольной реакции деления топлива в этом слое с помощью поглощающих нейтроны материалов.
На фигуре показана принципиальная схема ловушки расплава, где:
1 - контайнмент;
2 - корпус реактора;
3 - активная зона;
4 - бак-приямок;
5 - теплоизоляционный слой (кирпичи из ZrO2);
6 - направляющий экран (сталь);
7 - плавкие пробки (или управляемые);
8 - промежуточный насыпной слой (фрагменты из пористой керамики ZrO2+B4C);
9 - защитный слой корпуса ловушки (плотные кирпичи или насыпной слой из ZrO2);
10 - корпус ловушки (сталь);
11 - опоры ловушки;
12 - основание шахты реактора (бетон).
Ловушка расплава активной зоны расположена в шахте реактора внутри контейнмента 1. Между корпусом реактора 2 и ловушкой установлен направляющий стальной экран 6, предназначенный демпфировать механическое воздействие струи расплавленных материалов активной зоны реактора 3 и фрагментов корпуса 2 и внутрикорпусных конструкций на элементы ловушки. Промежуточный 8 и защитный 9 слои ловушки размещены внутри ее стального корпуса 10, установленного на опорах 11 на бетонном основании 12 шахты реактора. Для обеспечения более эффективного отвода тепла от расплава внутрь шахты реактора подается вода из бака-приямка 4 по трубопроводам, которые в условиях нормальной эксплуатации реактора изолированы от шахты с помощью плавких пробок (или управляемых) 7, которые в аварийных условиях будут разрушаться (или открываться оператором) при достижении заранее заданных температур. Внутренняя поверхность шахты реактора и внешняя поверхность направляющего экрана имеют теплоизолирующий слой 5, выполненный из ZrO2 кирпичей, обеспечивающих целостность конструкции шахту реактора при воздействии на них потока тепла от расплава
Предлагаемая конструкция ловушки является по существу ловушкой "сухого" типа, т.к. в момент первоначального контакта расплава с промежуточным слоем ловушки 8, в верхней его части вода будет отсутствовать и тем самым условия для возникновения парового взрыва исключаются.
На начальном этапе удержания расплава в ловушке его охлаждение осуществляется главным образом за счет нагрева материала ловушки, фазовых переходов и химических реакций, излучения с внешней поверхности и отвода тепла за счет естественной конвекции паро-воздушной среды в порах промежуточного слоя. По мере повышения температуры в шахте реактора для интенсификации теплоотвода от ловушки можно использовать воду, находящуюся в баке-приямке 4 контейнмента 1 и в других емкостях, расположенных внутри герметичной оболочки.
Пар, образующийся при контакте воды с внешней поверхностью ловушки, а также проходящий через поры промежуточного слоя 8, будет выходить из шахты в вышерасположенные помещения контейнмента 1, где на более холодных поверхностях будет происходить его конденсация. Конденсат, в свою очередь, будет стекать вниз и накапливаться в баке-приямке 4. Таким образом установится режим естественной циркуляции теплоносителя в контейнменте 1.
Для защиты металлических конструкций и бетонных стен в верхней части шахты реактора возможно потребуется использовать дополнительный теплоизоляционный слой 5, выполненный, например, с использованием кирпичей из плотного диоксида циркония или другого высокотемпературного материала.
Таким образом, предлагаемая конструкция ловушки по своим основным характеристикам удовлетворяет практически всем базовым требованиям, изложенным выше. Ее отличает простота, отсутствие активных элементов управления, требующих постоянного контроля и обслуживания в процессе эксплуатации, а также более высокая надежность защитного теплоизоляционного слоя из диоксида циркония за счет снижения содержания окислов железа в расплаве.
Литература
1. Kuczera В. And all. Two core catcher concepts for innovative future PWR containments. Transactions of the American Nuclear Society, vol. 66, p. 307-308, 1992.
2. Fieg G. , Moschke M., Werle H. Studies for the staggered pans core catcher. Nuclear Teenology, vol. 111, р. 331-340, sept. 1995.
3. Leny, J. C. The European Pressurized Water Reactor. Kemtechnik 58, 1993, p. 353.
4. Weiphaupl, H., Bittermann, D. Large spreading of core melt for melt retention/stabilization. Proc. 5th Int. Seminar on Containments of Nuclear Reactors, Karlsruhe, Aug. 1993, p. 347.
5. Patent 2653258/C, Germany, 1985.
6. Parozzi F., Magallon D., Wider H.U. and all. Feasebility of experimental programme on the corium retention issue for ALWR plants. Proc, OECD/CSNI/NEA Workshop on large molten pool heat transfer, NRC, Grenoble, France, 9-11 March, 1994, p. 479-502.
7. Patent 2363845/C/Germany, 1982.
8. Patent 9-211166/A/Japan, 1997.
9. Акопов Ф.Ф., Акопян А.А., Барыкин Б.М. и др. Взаимодействие компонентов расплава с диоксидциркониевой керамикой. - Атомная энергия, 1996, т. 81, вып. 5, с. 468-471.
10. Patent GB 2 236 210 A. 1991.

Claims (4)

1. Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора, установленная на опорах под корпусом ядерного реактора, выполенная в виде емкости со сферическим днищем, включающая теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония и внешний слой из нержавеющей стали, отличающаяся тем, что на теплоизолирующем защитном слое расположен насыпной дополнительный слой из смеси фрагментов пористой высокотемпературной керамики и поглощающих нейтроны материалов.
2. Ловушка по п.1, отличающаяся тем, что дополнительный слой имеет максимально возможную внешнюю поверхность, например конусообразную.
3. Ловушка по п.1 или 2, отличающаяся тем, что дополнительный слой имеет максимально возможную пористость.
4. Ловушка по п.1, отличающаяся тем, что в качестве пористой высокотемпературной керамики используют диоксид циркония.
RU99117898/06A 1999-08-12 1999-08-12 Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора RU2169953C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99117898/06A RU2169953C2 (ru) 1999-08-12 1999-08-12 Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99117898/06A RU2169953C2 (ru) 1999-08-12 1999-08-12 Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2169953C2 true RU2169953C2 (ru) 2001-06-27

Family

ID=20224027

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU99117898/06A RU2169953C2 (ru) 1999-08-12 1999-08-12 Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2169953C2 (ru)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002080188A2 (fr) * 2001-04-02 2002-10-10 Zakrytoe Aktzionernoye Obschestvo Komplekt-Atom-Izhora Materiau oxyde pour piege de noyau fluide de reacteur nucleaire
WO2003032326A1 (fr) * 2001-10-12 2003-04-17 Zakrytoe Aktzionernoye Obschestvo Komplekt-Atom-Izhora Matiere a base d'oxyde pour piege a bain de fusion destine a la zone active d'un reacteur nucleaire
WO2003032325A1 (fr) * 2001-10-12 2003-04-17 Zakrytoe Aktzionernoye Obschestvo Komplekt-Atom-Izhora Matiere a base d'oxyde pour piege a bain de fusion destine a la zone active d'un reacteur nucleaire
RU2605693C1 (ru) * 2015-12-17 2016-12-27 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе Российской академии наук Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора
RU2726226C1 (ru) * 2019-12-30 2020-07-10 Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" Система удержания расплава в корпусе реактора
RU211185U1 (ru) * 2021-12-29 2022-05-25 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава с защитным покрытием

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002080188A2 (fr) * 2001-04-02 2002-10-10 Zakrytoe Aktzionernoye Obschestvo Komplekt-Atom-Izhora Materiau oxyde pour piege de noyau fluide de reacteur nucleaire
WO2002080188A3 (fr) * 2001-04-02 2002-11-21 Zakrytoe Aktzionernoye Obsches Materiau oxyde pour piege de noyau fluide de reacteur nucleaire
WO2003032326A1 (fr) * 2001-10-12 2003-04-17 Zakrytoe Aktzionernoye Obschestvo Komplekt-Atom-Izhora Matiere a base d'oxyde pour piege a bain de fusion destine a la zone active d'un reacteur nucleaire
WO2003032325A1 (fr) * 2001-10-12 2003-04-17 Zakrytoe Aktzionernoye Obschestvo Komplekt-Atom-Izhora Matiere a base d'oxyde pour piege a bain de fusion destine a la zone active d'un reacteur nucleaire
RU2605693C1 (ru) * 2015-12-17 2016-12-27 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе Российской академии наук Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора
RU2726226C1 (ru) * 2019-12-30 2020-07-10 Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" Система удержания расплава в корпусе реактора
RU211185U1 (ru) * 2021-12-29 2022-05-25 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава с защитным покрытием

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP3236472B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor
EP3236474B1 (en) Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor
EP3236473B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
US5057271A (en) Protection system for the basemat reactor containment buildings in nuclear power stations
US10147506B2 (en) Conformal core cooling and containment structure
JPH06503885A (ja) 原子炉設備、その炉心コンテインメントおよび原子炉設備における非常冷却方法
RU100327U1 (ru) Устройство локализации расплава
Fischer et al. Core melt stabilization concepts for existing and future LWRs and associated research and development needs
US9384863B2 (en) Apparatus for retention of molten material outside generation IV reactor after nuclear power plant accident
CA1096513A (en) Nuclear power plant with collector vessel for melting core masses
US4121970A (en) Nuclear reactor installation including a core catching apparatus
RU2169953C2 (ru) Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора
GB2030347A (en) Nuclear Reactor Containment
US4113560A (en) Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment
US5410577A (en) Core-melt source reduction system
WO1998013832A1 (en) Gap structure for nuclear reactor vessel
RU2187852C1 (ru) Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора
Fischer et al. Mitigation of severe accidents in AREVA's Gen 3+ nuclear power plants
RU100326U1 (ru) Устройство стенки корпуса теплообменника
Lee et al. A review of the core catcher design in LMR
Kazimi et al. A condensed review of the technology of post-accident heat removal for the liquid-metal fast breeder reactor
RU2165107C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU2165652C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
Marguet Pressurized Water Reactors of the Twenty-First Century
Munot et al. Boiling Heat Transfer Behavior in Core Catcher of Advanced Reactors

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20110813