CH286658A - Verfahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie und Atomreaktor zum Durchführen des Verfahrens. - Google Patents
Verfahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie und Atomreaktor zum Durchführen des Verfahrens.Info
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Description
Verfahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie und Atomreaktor zum Durcbführen des Verfahrens. Die Erfindung bezieht sieh auf ein Ver fahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie mittels der durch Kettenreaktion erzeugbaren Wärme, bei welchem Stücke eines reagieren den Stoffes, durch einen Moderator vonein ander getrennt, in einer für eine Kettenreak tion ausreichenden Menge zu einem Atoni. reaktor vereinigt werden und die Stärke der Kettenreaktion im Atomreaktor mittels Ein bringens eines Neutronen absorbierenden Stof fes geregelt wird.
Unter reagierender Stoff wird hier ein Stoff verstanden, welcher unter bestimmten Umständen einer atomaren Kettenreaktion fähig ist. Dies trifft z. B. für Uran zu.
Unter Moderator wird hier ein Stoff. verstanden, welcher Neutronen derart bremst, class diese, wenn sie ein Atom reagierenden Stoffes treffen, dasselbe aufzuspalten vermö-- gen. Dies trifft z. B. für reinen Graphit sowie für schweres Wasser zu.
Soll Atomenergie mittels der durch Ketten reaktion er#eugbaren NVärme nutzbar gemacht werden, so muss diese Wärme, mit Rücksicht auf den Wirkungsgrad ihrer Weiterverwen dung, insbesondere zur Erzeugung von Arbeit. bei einer z. B. für eine Gasturbine oder eine Hochdruck-Dampfmaschine passenden und so mit erheblichen Temperaturhöhe gewonnen werden. Es darf dann nicht mehr, wie das bei solchen Atomreaktoren gebräuchlich ist, welche ausschliesslich zum Gewinnen stärker reagie render Stoffe aus einem reagierenden Stoff bestimmt. sind, das Innere des Atomreaktors mittels reichlicher Mengen von Kühlwasser auf niedriger Temperatur gehalten werden. Daher ist es auch nicht mehr zulässig, den reagierenden Stoff in Hüllen, z.
B. aus Alu minium, also aus einem wenig Neutronen ab sorbierenden Stoff einzuschliessen und ihn so gegen chemische Einflüsse zu schützen, denn die Hülle würde bei den hier erforderlichen hohen Temperaturen zerstört werden.
Es treten somit wesentliche neue Probleme auf.
Zur Lösung dieser Probleme wird gemäss der Erfindung vorgeschlagen, dass man die erzeugte Wärme mittels eines Fluids, welches man zwecks Verbesserung seiner Wärmeauf nahme unter erhöhten Druck setzt, im Innern des Atomreaktors aufnimmt und sie zwecks Weiterverwendung nach aussen transportiert und hierzu den Atomreaktor aus einer Anzahl im wesentlichen zylindrischer Elemente zu- sammensetzt, durch welche man das unter Druck stehende Fluid hindurchleitet und in deren Achse man den reagierenden Stoff an ordnet, wobei man den Mantel des Elementes aus einem Neutronen durchlassenden Stoff bildet und ihn,
um ausreichend hohe Festig keit gegenüber dem in seinem Innern herr schenden Fluiddruck zu erzielen, dadurch auf niedriger Temperatur hält, dass man ihn auf seiner Aussenfläche von einem Kühlmedium berühren lässt und ihn auf seiner Innenfläche mit einem Wärinesehiitz auskleidet.. Durch Verwendung eines besonderen Fluids zum Aufnehmen der im Innern des Atomreaktors erzeugten Wärme kann erreicht werden, dass das Fluid mit den Erzeugungs stellen der Wärme, insbesondere mit dem rea gierenden Stoff, ohne chemische Schädigung des letzteren unmittelbar in Berührung ge bracht werden darf.
Es empfiehlt sich, als Fluid ein Gas, z. B. ein inertes Gas, zu wäh len. Zwecks Verbesserung seiner Wärmeauf nahme, die von seiner Wärmeübergangszahl und seiner spezifischen Wärme abhängt, emp fiehlt es sich, das Fluid unter einen erhöhten Druck von z. B. etwa 10 bis 30 at zu setzen.
Die Durchführbarkeit dieser Lösung ist somit davon abhängig, ob man den Atom reaktor hinreichend druckfest bauen kann.
Eine naheliegende Lösung dieses weiteren Problems würde darin bestehen, dass man die durch den Atomreaktor führenden Fluid- kanäle entsprechend druckfest ausbilden würde. Dies ist aber nicht ohne weiteres mög lich, da diese Kanäle aus einem wenig Neu tronen absorbierenden Stoff bestehen müssen und für sie daher nur ganz wenige Stoffe in Frage kommen, und zwar vor allem Alumi nium und Beryllium. Beryllium hat sehr schlechte mechanische Eigenschaften und ist auch sehr schwierig zu verarbeiten.
Als Werk stoff für die Mäntel der Kanäle muss also insbesondere Aluminium in Betracht gezogen werden. Aluminium verliert aber bei den hier in Betracht kommenden Temperaturen einen grossen Teil seiner Festigkeit, so dass es un möglich ist, diese heissen Kanäle durch den Druck des Fluids zu beanspruchen.
Eine andere naheliegende Lösung würde darin bestehen, dass man den Atomreaktor als Ganzes Letter den Druck des Fluids setzen würde. Eine genauere Untersuchung zeigt aber, dass auch diese Lösung, insbesondere wegen der für einen solchen Atomreaktor er forderlichen Mindestgrösse, auf ernste Schwie rigkeiten stösst. Man stelle sich hierzu etwa. vor; dass man dann ein Gefäss von etwa 10 in Durchmesser unter einen Druck von etwa 10 bis 30 at setzen müsste.
Der gemäss der Erfindung weiter vorge- schlagene neuartige Weg beseitigt. diese Schwierigkeiten, indem der Mantel jedes ein zelnen der im wesentlichen zylindrischen Ele mente, aus denen der Atomreaktor zusammen gesetzt wird, auf seiner Aussenfläche durch ein Kühlmedium gekühlt wird und auf seiner Innenfläche, auf der er sonst durch die vom reagierenden Stoff ausgehende Wärmestrah lung getroffen und ausserdem durch das heisse Fluidum erhitzt werden würde, mit einem Wärmeschutz ausgekleidet wird.
Hierdurch wird erzielt, dass dieser Mantel hinreichend kühl bleibt und dass daher, obwohl er mit Rücksicht auf die Kettenreaktion aus einem wenig Neutronen absorbierenden Stoff beste hen muss, doch eine hinreichende Festigkeit aufweist, um den in seinem Innern herrschen den Fluiddruck ertragen zu können.
Die Erfindung bezieht sich ferner auf einen Atomreaktor zum Durchführen des Ver fahrens nach der Erfindung, der dadurch ge kennzeichnet ist, dass er aus einer Anzahl im wesentlichen zylinderförmiger Elemente zu sammengesetzt ist, in deren Achse der reagie rende Stoff angeordnet ist und deren rohr- förmiger Mantel aus einem wenig Neutronen absorbierenden Stoff besteht und in den Ele menten Kanäle vorhanden sind, welche ein unter erhöhtem Druck stehendes,
zur Auf nahme der im Innern der Elemente erzeug ten Wärme dienendes Fluid weiterleiten und das Fluid alsdann zwecks Weiterverwendung der von ihm aufgenommenen Wärme nach aussen führen, wobei jedes Element in einem Raum angeordnet ist, welcher ein die Aussen fläche des Mantels kühlendes Medium enthält, und die Innenfläche des Mantels mit einem Wärmeschutz ausgekleidet ist.
An Hand der Zeichnung soll mit Hilfe von Ausführungsbeispielen nachstehend das Ver fahren nach der Erfindung und der Atom reaktor zum Durchführen des Verfahrens nach der Erfindung näher erläutert werden: Fig. 1. zeigt schematisch den Atomreaktor im Vertikalschnitt; Fig. 2 zeigt schematisch den Atomreaktor im Horizontalschnitt; Fig. 3 zeigt schematisch im Vertikalschnitt ein weiteres Ausführungsbeispiel für ein Ele- inent des Atomreaktors.
Zugunsten klarer Darstellung von Ein zelheiten ist der Atomreaktor in Fig. 1 und 2 als aus nur neun Elementen zusammengesetzt gezeichnet, während in Wirklichkeit zum Ein leiten und Aufrechterhalten einer Kettenreak tion eine weitaus grössere Anzahl von Elemen ten erforderlich ist,.
Der Uranstab 1 ist in der Achse des Ele mentes angeordnet. Koaxial zu ihm liegt das Rohr 2. Zwischen dem Uranstab 1. und dem Rohr 2 bleibt ein Kanal von ringförmigem Querschnitt offen, durch welchen das unter Druck stehende Fluid das Element in axialer Rielitung durchströmt. Das Rohr 2 besteht entweder aus einem Neutronen wenig absor bierenden Stoff oder aber aus kompaktem Graphit, wobei dasselbe somit auch als Mo derator zur Wirkung kommt. Das Rohr 2 ist. z. B. mittels kleiner Bohrungen durchlässig gemacht, so dass der in seinem Innern herr schende Fluiddruck auch auf seiner Aussen seite wirkt und das Rohr somit keiner Bean spruchung durch den Fluiddruck unterliegt.
Der Raum 3 ist mit körnigem oder porösem Graphit gefüllt, welcher einerseits als 1@To- derator und anderseits als Wärmeschutz für den Mantel 4 des Elementes zur Wirkung kommt und welcher mittels des Rohres 2 nach dem Innern hin gestützt ist, so dass keine Graphitstüeke in den erwähnten, zwischen dem Uranstab 1 und dem Rohr 2 offenen Strö mungskanal für das Fluid gelangen können.
Der in dieser Weise nach innen hin gegen Wärme geschützte Mantel 4 besteht aus Alu minium und wird durch das die Mäntel sämtlicher Elemente umströmende Kühl medium 5 von aussen gekühlt und auf so nied riger Temperatur gehalten, dass er imstande ist, dem in seinem Innern herrschenden Fluid- druck zu widerstehen. Das Kühlmedium 5 wird mittels einer Umwälzpunipe 6 umge wälzt und gibt die aufgenommene Wärme in einem Wärmeaustauseher 7 an ein sekundäres Kühlmedium, z.
B. an Wasser, ab, welches die Wärme aus dein Atomreaktor hinausleitet. Ein solcher Wärmeaustauscher 7, welcher sich innerhalb des Schutzmantels befindet, welcher den gesamten Atomreaktor zwecks Absorption. radioaktiver Ausstrahlungen umgibt, erweist sich auch dann als notwendig, wenn für das Kühlmedium 5 gewöhnliches Wasser gewählt wird.
Denn auch dieses Wasser wird im In nern des Atomreaktors radioaktiv und würde daher, wenn es direkt aus dem Atomreaktor hinausgeleitet würde, physiologische Gefahren verusachen. Als Kühlmedium 5 empfiehlt. es sich, schweres Wasser zu verwenden, da als dann auch die vom Kühlmedium 5 erfüllten Zwischenräume zwischen den einzelnen Ele menten, aus denen der Atomreaktor zusam mengesetzt ist, als Moderator zur Wirkung kommen und somit an dem im Raum 3 als Mo derator vorgesehenen Graphit und damit zu gleich an Platz gespart werden kann.
Der Mantel 4 ist sowohl mit seinem obern wie auch mit seinem untern Ende druckdicht in Kanälen befestigt, wobei der untere Kanal das Fluid dem Element mittels der Umwälz- pumpe 8 zuführt und der obere Kanal das aus dem Element austretende Fluid einem W ärmeaustauscher 9 zuleitet, welcher eben falls im Innern des Strahlungsschutzmantels des Atomreaktors angeordnet ist, und welcher die vom Fluid im Innern der Elemente aufgenommene Wärme z. B. an ein Gas zur Weiterverwendung in einer Gasturbine oder an Wasser zur Weiterverwendung in einer Dampfmaschine überträgt.
Um zu verhüten, dass an den Enden, an denen die Elemente in den Fluidkanälen be festigt sind, Wärme vom Fluid an das Kühl medium 5 übergeht, sind die Fluidkanäle an diesen Stellen mit. Auskleidungen 10 und 11. aus wärmeisolierendem Stoff verkleidet. Zu folge dieser Massnahmen kann die Wärme menge, welche mittels des Wärmeaustauschers 7 nach aussen abzuführen ist, sehr klein ge halten werden. Sie darf als Verlustwärme zu gelassen werden, da sie nur einen kleinen Pro zentsatz der im Reaktor erzeugten W ärme aus macht. Auch sie kann aber z. B. für Heizungs= zwecke weiter verwendet werden.
Die wärmeisolierenden Auskleidungen 10 und 11 der Fluidkanäle können zugleich dazu benutzt werden, um den Fluiddurchfluss in denjenigen Elementen zu drosseln, welche weiter entfernt vom Zentrum des Atomreak tors liegen, und damit den Fluiddurchfluss in den einzelnen Elementen der in letzteren er zeugten, je nach ihrer Lage im Atomreaktor verschiedenen Wärmemenge anzupassen.
Die zur Regelung der Kettenreaktion die nenden, aus einem Neutronen absorbierenden Stoff, z. B. aus Kadmium oder aus Borstahl bestehenden Stäbe-12 sind, wie insbesondere aus Fig. 2 ersichtlich, zwischen den Elemen ten im Kühlmedium 5 angeordnet und kön nen je nach Bedarf hineingeschoben oder her ausgezogen werden. Das Gefäss 13, welches die Elemente des Atomreaktors umgibt, be steht aus einem Neutronen reflektierenden Ma terial, z. B. aus Eisen.
Als Fluid wird in diesem Atomreaktor ein inertes Gas, z. B. Helium, welches zudem den Vorteil besitzt, zusätzlich als Moderator zu wirken, verwendet, welches zwecks Verbesse rung seiner Wärmeaufnahme auf einen Druck von etwa 10 bis 30 at gesetzt ist. Als Fluid kann auch eine unter Druck verdampfende Flüssigkeit verwendet werden, wofür die er zielte Lösung des Problems, den Atomreaktor druckfest zu gestalten, in genau der gleichen Weise wichtig ist.
In der Fig.3, welche ein weiteres Aus führungsbeispiel für das Element des Atom reaktors darstellt, ist der Uranstab 1 koaxial von dem rohrförmigen Stück 2 umgeben. Durch den zwischen beiden gelassenen Zwi schenraum von ringförmigem Querschnitt strömt das Fluid. Das rohrförmige Stück 2 besteht aus einem Neutronen durchlassenden Stoff und ist, wie aus der Figur ersichtlich, mit Gasspalten versehen, welche dasselbe als Teil des Wärmeschutzes zur Wirkung kom men lassen. Der Teil 3 des Wärmeschutzes be steht aus kompaktem Graphit und kommt daher hauptsächlich als Moderator zur Wir- .
kimg, während er zufolge der hohen Wärme leitfähigkeit kompakten Graphits an und für sich leinen erheblichen Beitrag zum Wärme- Schutz zu liefern vermag. Zwischen dem Teil 3 und dem aus Aluminium bestehenden Mantel.
des Elementes ist jedoch ein Gasspalt 7.5 angeordnet, welcher zusammen mit den im rohrförmigen Stück 2 angeordneten Gasspal ten eine ausreichende Wärmeschutzwirkung ergibt. Um- zu verhüten, dass der Teil 3 durch den Fluiddruck beansprucht wird, sind Boh rungen 16 vorgesehen, welche den Gasspalt 15 mit dem Fluidstrom verbinden und für Druckausgleich zwischen der Aussen- und der Innenseite des Teils 3 sorgen.
Auch das rohr- förmige Stück 2 ist wiederum, wie schon bei Fig.1 und 2 beschrieben, für das Fluid durch lässig gemacht, so dass weder der Teil 3 noch das rohrförmige Stück 2 durch den Fluid- druck beansprucht werden können.
Claims (1)
- PATENTANSPRÜCHE: I. Verfahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie mittels der durch Kettenreaktion erzeugbaren Wärme, bei welchem Stücke eines reagierenden Stoffes, durch einen Moderator voneinander getrennt, in einer für eine Ket tenreaktion ausreichenden Menge zu einem Atomreaktor vereinigt werden und die Stärke der Kettenreaktion im Atomreaktor mittels Einbringens eines Neutronen absorbierenden Stoffes geregelt wird, dadurch gekennzeichnet, dass man die erzeugte Wärme mittels eines Fluids, welches man zwecks Verbesserung sei ner Wärmeaufnahme unter erhöhten Druck setzt,im Innern des Atomreaktors aufnimmt und sie zwecks Weiterverwendung nach aussen transportiert und hierzu den Atomreaktor aus einer Anzahl im wesentlichen zylindrischer Elemente zusammensetzt, durch welche man das unter Druck stehende Fluid hindurchleitet und in deren Achse man den reagierenden Stoff anordnet, wobei man den Mantel des Elementes aus einem wenig Neutronen absor bierenden Stoff bildet und ihn, um ausrei chend hohe Festigkeit gegenüber dem in sei nem Innern herrschenden Fluiddruck zu er zielen, dadurch auf niedriger Temperatur hält,dass man ihn auf seiner Aussenfläche von einem Kühlluedium berühren lässt und ihn auf seiner Innenfläche mit einem Wärmeseliutz auskleidet. II. Atomreaktor zum Durchführen des Verfahrens nach Patentanspruch I, dadurch gekennzeichnet, dass der Atomreaktor aus einer Anzahl im wesentlichen zylinderförmiger Elemente zusammengesetzt ist, in deren Achse der reagierende Stoff angeordnet.ist und deren rohrförmiger Mantel aus einem wenig Neutronen absorbierenden Stoff besteht und in den Elementen Kanäle vorhanden sind, welche ein unter erhöhtem Druck stehendes, zur Aufnahme der im Innern des Elementes erzeugten Wärme dienendes Fluid weiterleiten und das Fluid alsdann zwecks Weiterverwen dung der von ihm aufgenommenen Wärme nach aussen führen, wobei jedes Element in einem Raum angeordnet ist, welcher ein die Aussenfläche des Mantels kühlendes Medium enthält, und die Innenfläche des Mantels mit einem Wärmeschutz ausgekleidet ist. UNTEU, ANSPRZICIIE 1.Verfahren nach Patentanspruch I, da durch gekennzeichnet, dass als Werkstoff min destens .für Teile des Wärmeschutzes ein fester Moderator gewählt wird. 2. Verfahren nach Patentanspruch I, da durch gekennzeichnet, dass als Kühlmedium ein flüssiger Moderator gewählt wird. 3. Verfahren nach Patentanspruch I, da durch gekennzeichnet, dass, gegenüber den im Zentrum des Atomreaktors angeordneten Ele menten, in den *eiter aussen im Atomreaktor angeordneten Elementen die Fluidströmung derart gedrosselt wird, dass das Fluid alle Ele mente mit ungefähr der gleichen Temperatur verlässt. 4.Verfahren nach Unteranspruch 1, da durch gekennzeichnet, dass als fester Mode rator Graphit gewählt wird. 5. Verfahren nach Unteranspruch 2, da durch gekennzeichnet, dass als flüssiger Mo derator schweres Wasser gewählt wird.
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Cited By (21)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1000539B (de) * | 1953-06-12 | 1957-01-10 | Stichting Reactor Centrum | Kernreaktor |
| DE1003364B (de) * | 1953-06-12 | 1957-02-28 | Stichting Reactor Centrum | Kernreaktor |
| US2906683A (en) * | 1953-04-24 | 1959-09-29 | Claude F Quackenbush | Reactor cooling |
| DE1068821B (de) * | 1957-09-12 | 1959-11-12 | ||
| US2992981A (en) * | 1953-10-29 | 1961-07-18 | Wallace B Thomson | Neutronic reactor core |
| US3030292A (en) * | 1956-08-03 | 1962-04-17 | Parsons C A & Co Ltd | Fuel elements for nuclear reactors |
| US3039947A (en) * | 1957-12-16 | 1962-06-19 | Fortescue Peter | Fuel elements for nuclear reactors |
| US3085961A (en) * | 1959-05-29 | 1963-04-16 | Ca Atomic Energy Ltd | Means for detecting insulation failure in reactor pressure tubes |
| US3108053A (en) * | 1959-06-04 | 1963-10-22 | Commissariat Energie Atomique | Heat transfer systems for nuclear reactors |
| DE1175804B (de) * | 1956-11-30 | 1964-08-13 | Atomic Energy Authority Uk | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren |
| US3145150A (en) * | 1960-01-04 | 1964-08-18 | North American Aviation Inc | Fuel-moderator element for a nuclear reactor and method of making |
| US3152963A (en) * | 1956-01-26 | 1964-10-13 | Parsons C A & Co Ltd | Fuel elements for nuclear reactors |
| DE1180857B (de) * | 1958-05-14 | 1964-11-05 | Atomic Energy Authority Uk | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren |
| US3165449A (en) * | 1957-01-04 | 1965-01-12 | Atomic Energy Authority Uk | Steam cooled nuclear reactor |
| DE1187332B (de) * | 1960-09-16 | 1965-02-18 | Interatom | Brennelement fuer Kernreaktoren |
| DE1213542B (de) * | 1961-07-31 | 1966-03-31 | Gen Dynamics Corp | Kernreaktor-Brennstoffelement |
| US3245881A (en) * | 1962-07-31 | 1966-04-12 | Babcock & Wilcox Co | Integral boiler nuclear reactor |
| DE1238117B (de) * | 1960-03-07 | 1967-04-06 | Atomic Energy Commission | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren |
| DE1254258B (de) * | 1963-05-24 | 1967-11-16 | Fairey Eng | Graphitmoderierter, gasgekuehlter Null-Leistungs-Kernreaktor |
| US3357890A (en) * | 1966-11-21 | 1967-12-12 | Ronald W Friis | Pressure vessel thermal insulation |
| US6233299B1 (en) * | 1998-10-02 | 2001-05-15 | Japan Nuclear Cycle Development Institute | Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material |
-
1950
- 1950-11-09 CH CH286658D patent/CH286658A/de unknown
Cited By (21)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2906683A (en) * | 1953-04-24 | 1959-09-29 | Claude F Quackenbush | Reactor cooling |
| DE1003364B (de) * | 1953-06-12 | 1957-02-28 | Stichting Reactor Centrum | Kernreaktor |
| DE1000539B (de) * | 1953-06-12 | 1957-01-10 | Stichting Reactor Centrum | Kernreaktor |
| US2992981A (en) * | 1953-10-29 | 1961-07-18 | Wallace B Thomson | Neutronic reactor core |
| US3152963A (en) * | 1956-01-26 | 1964-10-13 | Parsons C A & Co Ltd | Fuel elements for nuclear reactors |
| US3030292A (en) * | 1956-08-03 | 1962-04-17 | Parsons C A & Co Ltd | Fuel elements for nuclear reactors |
| DE1175804B (de) * | 1956-11-30 | 1964-08-13 | Atomic Energy Authority Uk | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren |
| US3165449A (en) * | 1957-01-04 | 1965-01-12 | Atomic Energy Authority Uk | Steam cooled nuclear reactor |
| DE1068821B (de) * | 1957-09-12 | 1959-11-12 | ||
| US3039947A (en) * | 1957-12-16 | 1962-06-19 | Fortescue Peter | Fuel elements for nuclear reactors |
| DE1180857B (de) * | 1958-05-14 | 1964-11-05 | Atomic Energy Authority Uk | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren |
| US3085961A (en) * | 1959-05-29 | 1963-04-16 | Ca Atomic Energy Ltd | Means for detecting insulation failure in reactor pressure tubes |
| US3108053A (en) * | 1959-06-04 | 1963-10-22 | Commissariat Energie Atomique | Heat transfer systems for nuclear reactors |
| US3145150A (en) * | 1960-01-04 | 1964-08-18 | North American Aviation Inc | Fuel-moderator element for a nuclear reactor and method of making |
| DE1238117B (de) * | 1960-03-07 | 1967-04-06 | Atomic Energy Commission | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren |
| DE1187332B (de) * | 1960-09-16 | 1965-02-18 | Interatom | Brennelement fuer Kernreaktoren |
| DE1213542B (de) * | 1961-07-31 | 1966-03-31 | Gen Dynamics Corp | Kernreaktor-Brennstoffelement |
| US3245881A (en) * | 1962-07-31 | 1966-04-12 | Babcock & Wilcox Co | Integral boiler nuclear reactor |
| DE1254258B (de) * | 1963-05-24 | 1967-11-16 | Fairey Eng | Graphitmoderierter, gasgekuehlter Null-Leistungs-Kernreaktor |
| US3357890A (en) * | 1966-11-21 | 1967-12-12 | Ronald W Friis | Pressure vessel thermal insulation |
| US6233299B1 (en) * | 1998-10-02 | 2001-05-15 | Japan Nuclear Cycle Development Institute | Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material |
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