PATENTSCOPE sera indisponible quelques heures pour des raisons de maintenance le mardi 19.11.2019 à 16:00 CET
Recherche dans les collections de brevets nationales et internationales
Certains contenus de cette application ne sont pas disponibles pour le moment.
Si cette situation persiste, veuillez nous contacter àObservations et contact
1. (WO1993018521) DISPOSITIF DE PREVENTION DE DEFAILLANCE DUE A LA SUPRESSION DE LA CUVE SOUS PRESSION D'UN REACTEUR NUCLEAIRE
Dernières données bibliographiques dont dispose le Bureau international

N° de publication : WO/1993/018521 N° de la demande internationale : PCT/DE1993/000180
Date de publication : 16.09.1993 Date de dépôt international : 02.03.1993
Demande présentée en vertu du Chapitre 2 : 23.09.1993
CIB :
F16K 17/38 (2006.01) ,G21C 9/004 (2006.01)
F MÉCANIQUE; ÉCLAIRAGE; CHAUFFAGE; ARMEMENT; SAUTAGE
16
ÉLÉMENTS OU ENSEMBLES DE TECHNOLOGIE; MESURES GÉNÉRALES POUR ASSURER LE BON FONCTIONNEMENT DES MACHINES OU INSTALLATIONS; ISOLATION THERMIQUE EN GÉNÉRAL
K
SOUPAPES; ROBINETS; VANNES; COMMANDES À FLOTTEURS; DISPOSITIFS POUR VENTILER OU AÉRER
17
Soupapes ou clapets de sûreté; Soupapes ou clapets d'équilibrage
36
fonctionnant sous l'action de circonstances extérieures, p.ex. un choc, un changement de position
38
d'une température excessive
G PHYSIQUE
21
PHYSIQUE NUCLÉAIRE; TECHNIQUE NUCLÉAIRE
C
RÉACTEURS NUCLÉAIRES
9
Dispositions pour la protection d'urgence structurellement associées avec le réacteur
04
Moyens pour combattre les incendies
Déposants :
SIEMENS AKTIENGESELLSCHAFT [DE/DE]; Wittelsbacherplatz 2 D-80333 München, DE (AllExceptUS)
STOCKHAUSEN, Horst-Dieter [DE/DE]; DE (UsOnly)
Inventeurs :
STOCKHAUSEN, Horst-Dieter; DE
Données relatives à la priorité :
P 42 06 661.103.03.1992DE
Titre (DE) SICHERHEITSEINRICHTUNG GEGEN ÜBERDRUCKVERSAGEN EINES KERNREAKTOR-DRUCKBEHÄLTERS
(EN) SAFETY DEVICE AGAINST THE FAILURE OF A NUCLEAR REACTOR PRESSURE VESSEL DUE TO OVERPRESSURE
(FR) DISPOSITIF DE PREVENTION DE DEFAILLANCE DUE A LA SUPRESSION DE LA CUVE SOUS PRESSION D'UN REACTEUR NUCLEAIRE
Abrégé :
(DE) Bei einer Sicherheitseinrichtung gegen Überdruckversagen eines Kernreaktor-Druckbehälters im Falle ungenügender Kernkühlung ist eine temperaturabhängig ansprechende Druckentlastung vorgesehen. Hierzu weist eine in eine dem Primärdruck ausgesetzte Wand des Druckbehälters (1) oder einer unmittelbar benachbarten Rohrleitung (10) eingesetzte differenzdruck-belastete Druckentlastungsarmatur (22) ein längsverschieblich bewegbar gelagertes Verschlußstück, insbesondere einen Differenzdruckkolben (23) auf, der durch eine Schmelzlotarretierung (24, 25) in seiner Schließstellung abgedichtet gehalten ist. Bei Erreichen einer oberen Grenztemperatur im Reaktorinneren, die zum Aufschmelzen der Schmelzlotarretierung aufgrund eines diese erreichenden Grenztemperatur-Wärmeflusses führt, wird der Differenzdruckkolben (23) in seine Öffnungsstellung verlagert. Bei entsprechend geringeren Querschnittsabmessungen der Druckentlastungsarmatur und der an diese angeschlossenen Leitungen kann die Druckentlastungsleitung (28) auch als Steuerleitung (28) für ein gesondertes Abblaseventil (36) ausgebildet sein.
(EN) In a safety device against the failure of a nuclear reactor pressure vessel due to the overpressure that results from insufficient cooling of the core, a temperature-dependent pressure discharge is provided. A differential pressure-loaded pressure discharge fitting (22) set in a wall of the pressure vessel (1) exposed to the primary pressure or the immediately adjacent piping has a closure piece movably mounted in the longitudinal direction, in particular a differential pressure piston (23), retained in its closure position by a fusible soldered stop (24, 25). When an upper threshold temperature is reached in the inside of the reactor, that leads causes the soldered stop is caused to melt because of a heat flow that reaches it at the threshold temperature and the differential pressure piston (23) moves into its opening position. The pressure discharge line (28) may also be designed as a control line (28) for a separate blow-off valve (36), if the cross-section of the pressure discharge fitting and of the lines connected thereto is correspondingly reduced.
(FR) Avec un dispositif de prévention de défaillance due à la surpression de la cuve sous pression d'un réacteur nucléaire, en cas de refroidissement insuffisant du c÷ur, il est prévu de réduire la pression en fonction de la température. A cet effet, une tuyauterie de détente (22) chargée de pression différentielle, loge dans une paroi de la cuve sous pression exposée à la pression d'alimentation ou dans celle d'une conduite (10) immédiatement adjacente, comporte un obturateur à déplacement longitudinal, notamment un piston à pression différentielle (23) qui est maintenu de manière étanche dans sa position de fermeture par une soudure d'arrêt fusible (24, 25). Lorsqu'une température limite supérieure est atteinte à l'intérieur du réacteur, ce qui entraîne la fonte de la soudure d'arrêt, en raison du flux thermique qu'il atteint à la température limite, le piston à pression différentielle (23) est amené en position d'ouverture. En réduisant en conséquence la section transversale de la tuyauterie de détente et les conduites qui y sont raccordées, on peut concevoir la conduite de détente (28) également comme une conduite de commande (28) pour une soupape d'évacuation (36) auxiliaire.
États désignés : JP, RU, UA, US
Office européen des brevets (OEB) (AT, BE, CH, DE, DK, ES, FR, GB, GR, IE, IT, LU, MC, NL, PT, SE)
Langue de publication : Allemand (DE)
Langue de dépôt : Allemand (DE)
Également publié sous:
ES2095637EP0629308RU94040912US5459768JPH07504501FR2688926