DE1539794A1 - Brennstoffanordnung fuer einen fluessigmetallgekuehlten Kernreaktor - Google Patents

Brennstoffanordnung fuer einen fluessigmetallgekuehlten Kernreaktor

Info

Publication number
DE1539794A1
DE1539794A1 DE19661539794 DE1539794A DE1539794A1 DE 1539794 A1 DE1539794 A1 DE 1539794A1 DE 19661539794 DE19661539794 DE 19661539794 DE 1539794 A DE1539794 A DE 1539794A DE 1539794 A1 DE1539794 A1 DE 1539794A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
liquid metal
fuel
section
sleeve
outlet line
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Pending
Application number
DE19661539794
Other languages
English (en)
Inventor
Andre Gumuchian
Marcel Migadel
Michel Sauvage
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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 Commissariat a lEnergie Atomique CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Publication of DE1539794A1 publication Critical patent/DE1539794A1/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/024Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • G21C11/022Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
    • G21C11/024Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel structurally combined with the casing
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Brennstoffanordnung für einen flüssigmetallgekühlten Kernreaktor
Die Erfindung bezieht sich auf flüssigmetallgekUhlte schnelle Reaktoren. Diese Reaktoren haben einen dichten Behälter, in dem die Brennstoffelemente untergebracht sind, und das flüssige Metall zirkuliert zwischen diesen Brennstoffelementen und einem mit dem Behälter über Ein- und Auslaßleitungen verbundenen W arme aus t aus chkreis.
Die Auslaßleitungen für das flüssige Metall bilden einen Durchlaß bzw. eine freie Bahn für das Entweichen von Neutronen, so daß eine Aktivierung des "Sekundärkreises", an den das flüs-
sige Metall des "Primärkreises" seine Wärme abgibt, erfolgen kann.
Um die Aktivierung des Sekundärkreises durch Neutronen, die durch den Primärkreis diffundieren, zu verhindern, werden im allgemeinen in den Auslaßleitungen für das flüssige Metall außerhalb des Behälters Krümmer oder Bögen vorgesehen. Diese Lösung ist bei Reaktoren großer Leistung praktisch nicht anwendbar,' da die Einschaltung von Leitungsbögen in diesem Falle zu komplizierten Flüssigkeitskreisen mit erhöhtem Platzbedarf führen
(6)
009839/0219
würde und zu unzulässigen Druckverlusten. Es vmrde daher vorgeschlagen, diese Bögen durch Neutronenfallen in den Auslaßleitungen zu ersetzen, die jedoch immer noch, wenn auch in verringertem Maße, mit den gleichen Mangeln behaftet sind.
Das Ziel der Erfindung ist daher eine Anordnung, mit der die vorstehend genannten Schwierigkeiten beseitigt werden können. Zu diesem Zweck wird eine Brennstoffanordnung für einen Kernreaktor mit schnellen Neutronen vorgesehen, der durch die Zirkulation eines flüssigen Metalls innerhalb eines dichten Behälters mit zumindest einer Einlaß- und seitlichen Auslaßleitung für das flüssige Metall gekühlt wird, während die Brennstoffanordnung eine untere rohrförmige Hülse mit Brennstoffmaterial umfaßt, die im unteren Teil des Behälters unterhalb des Niveaus der Auslaßleitung vertikal angeordnet und im wesentlichen gekennzeichnet ist durch einen oberen Teil aus neutronenabsorbierendem Material, der eine absorbierend wirkende Masse mit gleichem Querschnitt wie die untere Hülse umfaßt und bei Nebeneinanderlagerung der Brennstoffanordnungen eine durchgehende Abschirmung gegenüber einem Entweichen von Neutronen zum oberen Ende des Reaktors bildet und mit der unteren Hülse einen Sammelraum für das flüssige Metall in Höhe der Auslaßleitung begrenzt, wobei die absorbierend wirkenden Massen oberhalb von Elementen bzw. Teilen mit vermindertem Querschnitt angeordnet sind, welche die Neutronen in diesem Sammelraum in Höhe der Auslaßleitung absorbieren und gleichzeitig das flüssige Metall passieren lassen.
009839/0219
Die Masse des neutronenabsorbierenden Materials, die einem Entweichen von Neutronen zum oberen Ende des Reaktors hin entgegenwirkt, Gewährleistet einen gewissen biologischen Schutz und verhindert gleichseitig auf Grund ihres Gewichtes das Aufsteigen der Brennstoffanordnungen unter der -Wirkung■einer aufwärtsgerichteten Strömung des flüssigen Metalls.
Im Übrigen kann der Flüssigkeitsspiegel des Metalls während. der Reaktorbetriebspausen unter das obere Ende der absorbierenden Masse gebracht werden, wodurch die (freie) Verdampfungsflache merklicii vermindert wird. Außerdem kann die absorbierende Hasse in ihrem mittleren Bereich ebenfalls eine Einschnürung aufweisen, die dazu dient, eine zusätzliche Zirkulation einer kälterer. · Flüssigkeit sum Zeitpunkt einer Betriebsunterbrechung zu ermöglichen, die ebenfalls dazu dient, die Verdampfung ues flüssigen
Metalls zu verringern. ,
Nac·.folgend :;ira zur Erläuterung unü iceii.asfalls einsciirän-
keiivi eine besondere Ausfüiirun._sart eir.cr •irfinaun^sre.-iäijen Brsxaistoffanordnung bz\v. -patrone ur.uer Be.:u. r.a.j.ie auf die ar.^efü^tiän Zeicrmungeii beschrieben; es zeilen:
FiU. 1 einen vertikalen Semitt durc: einer. Reaktor: Pi*-. Z eine:- So.-.niut. läüöo A-A u=r PiJ. 1;
i^. ρ eine Brennstoffa:.or"u: v.:..· :,·!*.; Kopfteil aus aVscr: ierenae:.: kst-.-rialj
009839/0219
Pig. 4 den Kopfteil einer Anordnung mit. brüfbaram Material (die Pig, 4a seigt- einen Schnitt längs B-B)' und
Fig. 5 den Kopfteil einer Anordnung mit spaltbarem Material (die Pig, 5s zeigt einen Schnitt
längs C-C),
Der in Fig, 1 gezeigte Reaktor wird durch einen Benälter· 1 * gebildet, v/elcher durch einen abnehmbaren Stopfen bzw« .Yer 2 abgeschlossen wird«, In diesem Behälter bsfinci©:! slQli. B^öiHisfco anordnungen* wie J3 die den Reaktorkern bilde«! und in ein"5?Kig v;erk bsw. eine Bodenplatte h eingelassen sind und in flüssiges Hatrium eintauchen» Für die Umwälzung ögs Hatyiuras eingeh aX-s Br-emistoffanordnungen sorgen nloht geseilte PuBiseii*
Das Natrium tritt in aen üeftep dGffl £irato, ._5 ' · - , ^t^L-^ filteren Teil des Behälters durch eine Einl&S<1 <->. Cc> si ^ ^λ u ™ zirkuliert in saifszeißemlem Sinne durch äi© '-„ r ~'> .
Gie cuf ü.iese v.eise gskü-iii; v/s?den5 ds wii-cl äfeu.ä "dfc·™";' co^o.iivv.v' Liituiireri C in Riclitoß^ eines sfeSiifalis niöht nssol^ts" ^Γ.;/,:;,=-=-
■ Ί
BADORIGINAL
fi y ü / ίΓ:; ■? -1 C;
■ ■ - 5 ~
Wie insbesondere Pig. 5 zeigt, wird jede Brennstoffanordnung durch eine Hülse 12 mit hexagonalem Querschnitt gebildet, die in einem Fuß 13 endet, der in die Bodenplatte bzw. das Tragwerk K eingelassen wird und den Durchtritt des flüssigen Natriums ermöglicht. Diese Hülse 12 umschließt drei Etageh relativ dünner spaltbarer und brütbarer Elemente 14. Im Falle einer Anordnung mit spaltbarem Material, die den mittleren Teil des Reaktorkerns einnimmt, enthält die mittlere Stage dünne Elemente aus spaltbarem Material und die oberen und unteren Etagen Elemente aus brütbarem Material, die dann die untere und obere äußere Schicht des Kerns in axialer Richtung bilden. Bei einer Anordnung für die äußere Schicht in radialer Richtung werden die drei Etagen aus dünnen brütbaren Brennstoffelementen gebildet; man kann ebenfalls eine einzige Etage, die über die Gesamthöhe der Anordnung reicht, vorsehen.
Der Kopfteil der Brennstoffanordnung, der die Hülse 12 überragt, umfaßt eine lange Stange 16 aus nichtrostendem Stahl, die an ihrem oberen Ende mit einem Greifkopf I7 versehen ist, der die Hanhabung der Anordnung ermöglicht. An ihrem unteren Ende hat die Stange ein Gewinde l8, das in das mittlere Innengewinde eines Gitters 19 eingeschraubt ist, welches mit dem oberen Ende der hexagonalen Hülse 12 fest verbunden ist und durch welches das flüssige Metall nach Verlassen dieser Hülse hindurchtritt.
Unabhängig davon, ob es sich um eine brütbare (Fig. 4) oder
009839/0219
-D-
spaltbare Anordnung (Pig. 5) handelt, sind zwei dichte Kammern oder Behälter 20 und 21 um die Stange l6 herum angeordnet und mit derselben fest verbunden. Diese beiden Kammern 20 und 21 enthalten absorbierende Materialien und sie sind voneinander durch ein die Stange l6 umschließendes Abstandsrohr 22 getrennt. Jede der beiden Kammern wird durch ein äußeres Rohr 2;5 mit einem hexagonalen Querschnitt, der mit demjenigen der Hülse 12 identisch ™ ; ist, begrenzt, sowie durch ein zylindrisches-Rohr 24 zur Stange hin; die Rohre 2^ und 24 sind durch angeschweißte bzw. angelötete Bodenteile, wie 25, miteinander verbunden. Nicht gezeigte Zapfen oder Keile wirken einer Drehung der Kammern20 und 21 ent- : gegen und halten sie in gleicher Orientierung v/ie die Hülse 12.
Die dichten Kammern 20 und 21 sind mit absorbierenden Materialien 26 gefüllt. Als absorbierende Materialien kann man beispielsweise borhaltigen Graphit, Borcarbid oder Zirkoniumhydrid verwenden.
I
Zwischen der Hülse 12 und der unteren Kammer 20 sind absorbierende Elemente gemäß der Erfindung angeordnet. Diese J werden im Falle von spaltbaren Anordnungen (Pig. 5) durch sechs an den Ecken eines Sechsecks angeordnete Rohre 26 gebildet, die neutronenabsorbierendes Material enthalten. Diese Rohre sind ' durch zwei aufgeschweißte Stopfen verschlossen, von denen jeweils der untere Stopfen 29 in ein Innengewinde des Gitters 19 eingeschraubt ist. Im Falle von brütbaren Anordnungen (Fig. 4) ist ein einziges absorbierendes Element vorgesehen, das durch eine kleine rohrförmige Säule 30 gebildet wird, die um die S bange Ib herum angeordnet ist. 009839/0219
Wenn die Anordnungen in den Reaktorbehälter eingesetzt sind, befinden sioh die verschiedenen absorbierenden Elemente und 50 in Höhe der Auslaßleitungen 8 für das flüssige Metall. Sie bilden so eine Falle für die Neutronen und begrenzen das Entweichen von Neutronenstrahlung durch die Leitungen 8, gestatten Jedoch gleichzeitig die Zirkulation des flüssigen Metalls. Bei versetzter Anordnung der für die brütbaren und spaltbaren Brennstoffanordnungen unterschiedlichen absorbieren-den Elemente 28 und 50 wird keinerlei Strahlung direkt von den Auslaöleitungen 8 her "gesehen"■«
Für eine noch weitere Verbesserung der Neutronenabsorption wird die so gebildete Falle vorzugsweise quer durch den Neutronen schutz 11 verlängert, wie dies in Fig. 2 gezeigt wird, durch absorbierende Säulen $2. Diese können durch leicht einsetzbare Elemente von gleicher Form wie die Brennstoffanordnungen getragen werden, die den tieutronenschutsi 11 in "Hohe" aer Leitungen £ bilden.
Der Behälter 1 h&;; außerdem in Hone -ier. rrostandsrohre ££ zwei angefügte Rohrstutzen 33* ^-e sin Duralu^.-.tcn von flüssigem Metall zur Kühlung zwischen aen Kammern ZO v\~,:\ L·: wi'^ö^liaheü«
. Neben ihrer Punktion als -lieutrcr^nfallen £Qi:rJ:- de:i Kopf« teilen der Brermstof f^j.iordnung^ri aar "v,:d3pi-;::.:/-■: ei se v ■■;.>e ο ehr !ebenen Art folgernde Bedeux-ung 'ά,ι: ' -■.
009839/0219
1139784
a) Sie haben eine Funktion als Flüssigkeitsstrahlregler* indem sie die von den Hülsen 12 her einmündenden Ströme .des flüssigen Natriums beruhigen;
b) sie begrenzen die Aktivierung der. Unterseite des Stopfens Q. des Behälters, was sein Absetzen während der Reaktorbetriebspausen erleichtert;
c) sie gestatten eine Verminderung der zur Gewährleistung
, des biologischen Schutzes, notwendigen Dicke des Stopfens und ermöglichen damit die Verwendung eines Stopfens von geringerem Gewicht, der leichter zu handhaben istj
d) sie wirken der Erscheinung des Änhebens bzw. Aüfsteigens j von Brennstoffanordnungen auf Grund des Druckverlustes
der Strömung des flüssigen Natriums bei nach oben gerichteter Zirkulation entgegen, wodurch die Verwendung von Fußteilen mit besonderen Verankerungsvorrichtungen zur ! Befestigung der Brennstoffanordnungen im Tragwerk vermieden werden kann.
Weitere Vorteile betreffen die Operationen des Einsetzens I
und Entladens der Brennstoffanordnungen. Der Flüssigkeitsspiegel
des Natriums im Behälter, der.üblicherweise oberhalb der Greif-· köpfe, wie VJs der Brennstoffanordnungen steht, ist nun auf die Höhe der Kammern mit absorbierenden Materialien 21 zurückgebracht ß wodurch die (freie) Verdampfungsfläche beträchtlich verringert wirds diese ist nun beschränkt auf das zwischen den verschiedenen Kammern 21 vorhandene Spiel« Daneben kann die Oberflächentempera-tür des flüssigen Natriums cliiroh eine Zirkulation von kaltem Natrium zwischen den Rohrstutzen J^ «ώ<1 31J- in Höhe der durch die
Abstandsrohre 22 gebildeten Einschnürungen begrenzt werden. Es ist so möglich, das Be- und Entladen mit Brennstoffanordnungen ausgehend von .einer an den Behälter 1 angepaßten Zelle nach der Herausnahme des Stopfens 2 vorzunehmen. Die Kondensation von aktivem Natrium an den Wänden einer solchen Zelle ist dann sehr gering, so daß die üblichen Vorsichtsmaßregeln hinsichtlich der Kontamination in eben dem Maße vermindert werden.
009830/0219

Claims (2)

- 10 Patontansprücho 1 R ^ Q 7 Q A
1. Bronnstoffanordnuns für flüssicnetallsekühlte schnelle Kernreaktoren mit einem dichten Behälter nilt zumindest einen Einlaß und einer seitlichen Ausla£leibuns für dae flüssige Metall mit oixier unteren rohrförmigen Hülse, die ein Brennstoff material enthält und vertikal im unteren Teil des Behliltera unterhalb der Höhe der Auslaßleitung angeordnet ist» gekennzeich-
W net durch einen oberen Teil oder Abschnitt aus neutronenabsorbierendem Material« der eine absorbierend wirkende Masse (20/21 j26) mit dem gleichen Ouerschnitt wie die untere Hülse (12) umfaßt und, wenn die Brennstoffanordnungen nebeneinander eingebaut sind, eins zusammenhängende Abschirmung gegenüber einen Entweichen von Neutroonen nach oben bildet und susaramon mit der unteren Hülse (1?) einen ßammelraura für das flüssige Metall in Hohe der Auslaßleituns (3) bildet, wobei die neutronenabaorbierenden Massen oberhalb von Elementen bzw. Teilen (25-30) mit verminderten! Querschnitt angeordnet sind, welche die Neutronen Sarnm^lraum in Höhe der Ausla31eitung (8) absorbieren und ^ zeitiß das flüssig© Hetall aurchtreten lassen.
2. Brennstoffanordnung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, cUß die neu-tronenabüorbiörenue Masse lro mittleren Teil eine
Ei-flschnUruns (22) aufweist, derart, daS ^ine zusStalicho Zirkulation von flüssigem Metall ^jihrend der Reaktorbetriebsunter-
brechun^en erraBglioiit wird. - ^"1
BAD ORIGINAL
00S839/0219
DE19661539794 1965-07-22 1966-07-21 Brennstoffanordnung fuer einen fluessigmetallgekuehlten Kernreaktor Pending DE1539794A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR25542A FR1462237A (fr) 1965-07-22 1965-07-22 Réacteur nucléaire refroidi par métal liquide

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1539794A1 true DE1539794A1 (de) 1970-09-24

Family

ID=8585000

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19661539794 Pending DE1539794A1 (de) 1965-07-22 1966-07-21 Brennstoffanordnung fuer einen fluessigmetallgekuehlten Kernreaktor

Country Status (11)

Country Link
US (1) US3366547A (de)
BE (1) BE683786A (de)
CH (1) CH459377A (de)
DE (1) DE1539794A1 (de)
ES (1) ES329325A1 (de)
FR (1) FR1462237A (de)
GB (1) GB1128826A (de)
IL (1) IL26112A (de)
LU (1) LU51597A1 (de)
NL (1) NL6610134A (de)
SE (1) SE311198B (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2628934A1 (de) * 1975-07-07 1977-01-27 Atomic Energy Authority Uk Mit fluessigem metall gekuehlter kernreaktor

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1241441A (en) * 1968-02-07 1971-08-04 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
DE3008472A1 (de) * 1980-03-05 1981-09-17 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Heterogener kernreaktor
FR2513797A1 (fr) * 1981-09-30 1983-04-01 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection neutronique superieure pour assemblage de reacteur nucleaire
US4762667A (en) * 1982-12-20 1988-08-09 Westinghouse Electric Corp. Passive reactor auxiliary cooling system
US4576785A (en) * 1983-06-14 1986-03-18 Carolina Power And Light Company Reduction in rate of radiation exposure to excore nuclear reactor components
CA2710432C (en) 2007-12-26 2016-04-26 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
US9355747B2 (en) 2008-12-25 2016-05-31 Thorium Power, Inc. Light-water reactor fuel assembly (alternatives), a light-water reactor, and a fuel element of fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB912943A (de) *
US2975117A (en) * 1947-01-09 1961-03-14 Walter H Zinn Fast neutron reaction system
GB850014A (en) * 1956-11-30 1960-09-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to gas cooled power reactors
BE638823A (de) * 1962-10-17
FR1351514A (fr) * 1962-12-27 1964-02-07 Electricite De France écran de protection biologique
FR1352950A (fr) * 1963-01-08 1964-02-21 Electricite De France écran de protection biologique pour réacteur nucléaire
US3271260A (en) * 1964-05-20 1966-09-06 Lawrence C Noderer Liquid metal fast breeder reactor
US3215606A (en) * 1965-03-29 1965-11-02 Austin G Silvester Nuclear reactor with emergency coolant cross flow

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2628934A1 (de) * 1975-07-07 1977-01-27 Atomic Energy Authority Uk Mit fluessigem metall gekuehlter kernreaktor

Also Published As

Publication number Publication date
LU51597A1 (de) 1966-09-19
CH459377A (fr) 1968-07-15
ES329325A1 (es) 1968-04-01
NL6610134A (de) 1967-01-23
FR1462237A (fr) 1966-04-15
US3366547A (en) 1968-01-30
BE683786A (de) 1966-12-16
IL26112A (en) 1970-07-19
GB1128826A (en) 1968-10-02
SE311198B (de) 1969-06-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3022687C2 (de)
DE1299773B (de) Brennelementanordnung fuer einen mit fluessigem Metall gekuehlten schnellen Brutreaktor
DE3022747C2 (de) Kernkonstruktion für einen Kernreaktor
DE1173997B (de) Brennstoffeinsatz
DE1266890B (de) Schneller Atomkernreaktor grosser Abmessung
DE1539794A1 (de) Brennstoffanordnung fuer einen fluessigmetallgekuehlten Kernreaktor
DE2632466C3 (de) Wärmeisoliervorrichtung für einen Kernreaktorbehälter
DE1514977C3 (de) Entlüftetes Brennstoffelement für Kernreaktoren
DE1539810B1 (de) Metallgekuehlter schneller Atomkernreaktor
DE3874180T2 (de) Regelstab.
DE1514964C3 (de) Schneller Leistungsbrutreaktor
DE1806731A1 (de) Reaktorkern fuer Kernreaktoren
DE69312615T2 (de) Spaltzone für Siedewasserkernreaktor
DE1589662B2 (de) Kernbrennstoffelement
DE3901504A1 (de) Brennstoffanordnung fuer kernreaktoren
DE2749583A1 (de) Lochgitter fuer ein kernreaktor-brennelement
DE2843346C2 (de)
DE2258518A1 (de) Abnehmbare obere abschirmung fuer den kern eines atomkernreaktors
DE1764478B2 (de) Reaktorkern fuer einen atomkernreaktor
DE3345099A1 (de) Fluessigkeitsgekuehlter kernreaktor, insbesondere siedewasserreaktor
DE1514999A1 (de) Brennstoffanordnung mit Waermeabschirmung
DE69405056T2 (de) Kernreaktorbrennelement mit reduziertem Risiko für lokale Aufheizung
DE1439843C3 (de) Atomkernreaktor
DE2803355A1 (de) Transportbehaelter fuer brennelemente
DE1187332B (de) Brennelement fuer Kernreaktoren