DE2023343B2 - NUCLEAR REACTOR WITH A SAFETY CONTAINER AND A REACTOR PRESSURE VESSEL AND PRESSURE RELEASE SYSTEM - Google Patents

NUCLEAR REACTOR WITH A SAFETY CONTAINER AND A REACTOR PRESSURE VESSEL AND PRESSURE RELEASE SYSTEM

Info

Publication number
DE2023343B2
DE2023343B2 DE19702023343 DE2023343A DE2023343B2 DE 2023343 B2 DE2023343 B2 DE 2023343B2 DE 19702023343 DE19702023343 DE 19702023343 DE 2023343 A DE2023343 A DE 2023343A DE 2023343 B2 DE2023343 B2 DE 2023343B2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
pressure vessel
reactor
reactor pressure
pressure
pressure chamber
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.)
Granted
Application number
DE19702023343
Other languages
German (de)
Other versions
DE2023343C3 (en
DE2023343A1 (en
Inventor
Dietrich Dipl.-Ing. 6050 Offenbach; Müller Walter F. Dipl.-Ing. 6000 Frankfurt; Schlosser Günter 6308 Butzbach; Zeitzschel Günter 6000 Frankfurt; Voss Adolf 5601 Gruiten Kuschel
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.)
Licentia Patent Verwaltungs GmbH
Original Assignee
Licentia Patent Verwaltungs GmbH
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 Licentia Patent Verwaltungs GmbH filed Critical Licentia Patent Verwaltungs GmbH
Priority to DE19702023343 priority Critical patent/DE2023343C3/en
Priority claimed from DE19702023343 external-priority patent/DE2023343C3/en
Publication of DE2023343A1 publication Critical patent/DE2023343A1/en
Publication of DE2023343B2 publication Critical patent/DE2023343B2/en
Application granted granted Critical
Publication of DE2023343C3 publication Critical patent/DE2023343C3/en
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/001—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices against explosions, e.g. blast shields
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor mit einem Sicherheitsbehälter und darin untergebrachtem Reaktordruckgefäß und Druckabbausystem, wobei das Reaktordruckgefäß in einer Druckkammer solcher Festigkeit angeordnet ist, daß sie bei einem Bersten des Reaktordruckgefäßes dem freiwerdenden Druck standhält und diese Druckkammer Verbindungen zu dem Druckabbausystem aufweist, deren freie Querschnitte insgesamt so bemessen sind, daß die nach dem Bersten des Reaktordruckgefäßes durchströmende Dampfmenge zumindest annähernd der Kondensationsleistung des Druckabbausystems entspricht. Ein derartiger Kernre- <h> aktor ist aus der US-PS 32 07 671 und der Zeitschrift Nucleonics (1962) April, S. 96, bekannt. Bei den bekannten Kernreaktoren besteht die Möglichkeit, daß sich Teile des Reaktordruckgefäßes beim Bersten relativ weit bewegen können, so daß große Dampfmengen schlagartig aus dem Reaktordruckgefäß ausströmen. Auch besteht die Gefahr, daß diese Teile den oberen und unteren Abschluß oder die Verbindungen zum Druckabbausystem der Druckkammer beschädigen. Auch können beim Abreißen des Bodens des Reaktordruckgefäßes die Regelstäbe aus dem Reaktorkern herausgerissen werden.The invention relates to a nuclear reactor with a containment and a reactor pressure vessel housed therein and pressure relief system, wherein the reactor pressure vessel is arranged in a pressure chamber of such strength that it will burst in the event of the Reactor pressure vessel withstands the pressure released and this pressure chamber connects to the Has pressure reduction system, the free cross-sections of which are dimensioned overall so that the after bursting the amount of steam flowing through the reactor pressure vessel at least approximately the condensation capacity of the Pressure reduction system. Such a nuclear re- <h> Aktor is known from US-PS 32 07 671 and the journal Nucleonics (1962) April, p. 96. Both known nuclear reactors there is the possibility that parts of the reactor pressure vessel when bursting Can move relatively far, so that large amounts of steam suddenly flow out of the reactor pressure vessel. There is also the risk that these parts will affect the upper and lower termination or the connections to damage the pressure relief system of the pressure chamber. Also, if the bottom of the Reactor pressure vessel, the control rods are torn out of the reactor core.

Die Aufgabe der Erfindung ist es daher, den bekennten Kernreaktor dahingehend zu verbessern. daß bei einem Bersten des Reaktordruckgefäßes der Sicherheitsbehälter nicht schlagartig mit hohem Druck belastet wird und Schaden durch sich bewegende Teile des Reaktordruckgefäßes weitgehend vermieden werden. The object of the invention is therefore to improve the known nuclear reactor in this regard. that if the reactor pressure vessel bursts, the containment does not suddenly come under high pressure is loaded and damage caused by moving parts of the reactor pressure vessel is largely avoided.

Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten Kernreaktor dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß oberhalb des Deckels und unterhalb des Bodens des Reaktordruckgefäßes je ein Auffangträgerrost angeordnet ist, dessen innerer, das Reaktordruckgefäß überdeckender Teil durch verschiebbare Riegel mit einem in der Druckkammer verankerten, äußeren Teil, in dem sich die Riegel befinden, kraftschlüssig verbunden ist, und daß topfförmige Blöcke mit dem inneren Teil des oberhalb des Reaktordruckgefäßdekkels angebrachten Auffangträgerrostes verbunden sind, die der Form des Reaktordruckgefäßdeckels angepaßt, nahezu auf ihm aufsitzen.This object is achieved in the above-mentioned nuclear reactor in that according to the invention Above the lid and below the bottom of the reactor pressure vessel, a collecting support grate is arranged is, whose inner, the reactor pressure vessel covering part by sliding bolts with an anchored in the pressure chamber, outer part in which the bolts are located, non-positively is connected, and that pot-shaped blocks with the inner part of the above the reactor pressure vessel lid attached collecting support grids are connected, which are adapted to the shape of the reactor pressure vessel cover, almost sit on him.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung mit einem wassergekühlten Kernreaktor ist in der Zeichnung dargestell! und wird im folgenden näher geschrieben. F.s zeigtAn embodiment of the invention with a water-cooled nuclear reactor is shown in the drawing display! and is described in more detail below. F.s shows

Fig. 1 einen Schnitt durch einen Kernreaktor mit den Sicherheitseinrichtungen nach der Erfindung,1 shows a section through a nuclear reactor with the safety devices according to the invention,

Fig.2 den oberen Teil des Kernreaktors mit einem Auffangträgerrost zum Auffangen des beim Bersten des Reaktordruckgefäßes möglicherweise abfliegenden Reaktordruckgefäßdeckels,2 shows the upper part of the nuclear reactor with a collecting support grate to collect the when the bursting Reactor pressure vessel possibly detaching reactor pressure vessel cover,

F i g. 3 den Auffangträgerrost nach F i g. 2.F i g. 3 the collecting support grid according to FIG. 2.

Zunächst wird nun auf die F i g. 1 Bezug genommen. Sie zeigt einen kugelförmigen Sicherheitsbehälter 1. in dem ein Reaktordruckgefäß 2 angeordnet ist, in dem der Spaltvorgang des Kernbrennstoffes erfolgt. Das Reaktordruckgefäß 2 hat einen Deckel 3 und einen Boden 4, aus dem Regelstabführungsrohre 5 mit Regelstabantrieben 6 herausragen.First of all, it will now be referred to FIG. 1 referred to. It shows a spherical containment 1st in in which a reactor pressure vessel 2 is arranged, in which the fission process of the nuclear fuel takes place. The reactor pressure vessel 2 has a cover 3 and a base 4, from which control rod guide tubes 5 with control rod drives 6 protrude.

Der im Reaktordruckgefäß infolge der durch die Spaltung des Kernbrennstoffes freiwerdenden Wärme entstehende Dampf wird in einer Dampfleitung 7 aus dem Reaktordruckgefäß 2 abgeführt. Diese Dampfleitung 7 durchstößt den Sicherheitsbehälter 1 und führt zum Verbraucher, zum Beispiel einer Dampfturbine.The steam produced in the reactor pressure vessel as a result of the heat released by the fission of the nuclear fuel is carried away from the reactor pressure vessel 2 in a steam line 7. This steam line 7 penetrates the safety container 1 and leads to the consumer, for example a steam turbine.

Um das Reaktordruckgefäß 2 ist eine Druckkammer 8 angeordnet, die vorzugsweise aus Beton besteht. Pie Druckkammer 8 ist oberhalb des Reaktordruckgefäßdeckels durch eine Dichtdecke 9 unter einem Auffangträgerrost 13 verschlossen. Hierzu werden noch nähere Einzelheiten unter Bezugnahme auf die F i g. 2 erläutert. Nach unten hin umfaßt die Druckkammer 8 noch den Raum für die Regelstabführungsrohre und die Regelstabantriebe und läßt den notwendigen Platz zur Demontage dieser Bauteile zu. Mit 10 ist eine Schleuse in der Druckkammer 8 bezeichnet, durch die die Druckkammer zugänglich ist. Da die Druckkammer im Falle eines Berstens des Reaktordruckgefäßes 2 den aus diesem freiwerdenden Druck auffangen muß, ist sowohl die Schleuse 10 als auch die Dichtdecke 9 entsprechend druckfest ausgebildet.A pressure chamber 8, which is preferably made of concrete, is arranged around the reactor pressure vessel 2. Pie Pressure chamber 8 is above the reactor pressure vessel cover through a sealing cover 9 under a collecting grate 13 locked. To this end, more details are given with reference to FIGS. 2 explained. At the bottom, the pressure chamber 8 still includes the space for the control rod guide tubes and the control rod drives and allows the necessary space to dismantle these components. At 10 there is a lock in the pressure chamber 8, through which the pressure chamber is accessible. Since the pressure chamber in the If the reactor pressure vessel 2 bursts, the pressure released from it must be absorbed by both the lock 10 as well as the sealing cover 9 are correspondingly pressure-resistant.

Der Bau einer Druckkammer um das Reaktordruck gefäß herum bedeutet keine übermäßige Kostenerhöhung des Kernkraftwerks, da ohnehin ein biologisches Schild rund um das Reaktordruckgefäß gebaut werdenThe construction of a pressure chamber around the reactor pressure vessel does not mean an excessive increase in costs of the nuclear power plant, since a biological shield will be built around the reactor pressure vessel anyway

muß. Diese biologische Abschirmung ist zur Verwirklichung der Erfindung derart zu gestalten, daß sie gleichzeitig die beschriebene Druckkammer 8 bildet. Außerhalb der Druckkammer 8 befindet sich im Sicherheitsbehälter ! ein Druckabbausystem, wie es z. B. in der eingangs erwähnten Zeitscnrifft »Atom und Strom« beschrieben ist.got to. This biological shielding is to be designed to implement the invention in such a way that it at the same time the pressure chamber 8 described forms. Outside the pressure chamber 8 is located in Security container! a depressurization system, as e.g. B. is described in the period mentioned at the beginning, "Atom und Strom".

Dieses Druckabbausystem wird mit Dampf aus der Dampfleitung 7 beaufschlagt, falls diese in einem sogenannter, »oberen Ringraum« U reißt, der sich zwischen der Druckkammer 8 und dem Sicherheitsbehälter 1 in dessen oberem Teil befindet. Berstet hingegen das Reaktordruckgefäß 2 selbst oder die Dampfleitung 7 innerhalb der Druckkammer, so erfolgt die Dampfbeaufschlagung des Druckabbausystems durch eine öffnung 12, die ringscheibenförmig in der Wandung der Druckkammer die Dampfleitung 7 umgibt. Der freie Querschnitt dieser öffnung 12 ist so bemessen, daß die unter Zugrundelegung des beim ■ Bersten des Reaktordruckbehälters max. freiwerdenden Druckes ausströmende Dampfmenge in etwa im Druckabbausystem kondensiert werden kann, so daß der Sicherheitsbehälter nicht mit hohen Drücken belastet wird.This pressure reduction system is acted upon by steam from the steam line 7, if this is in one So-called "upper annular space" U ruptures, which is located between the pressure chamber 8 and the containment 1 is located in its upper part. If, however, the reactor pressure vessel 2 itself or the burst bursts Steam line 7 within the pressure chamber, then the pressure reduction system is subjected to steam through an opening 12, the steam line 7 in the form of an annular disk in the wall of the pressure chamber surrounds. The free cross section of this opening 12 is like this dimensioned so that the maximum released on the basis of the ■ bursting of the reactor pressure vessel The amount of steam escaping pressure can be condensed approximately in the pressure reduction system, so that the containment is not subjected to high pressures.

Da man damit rechnen muß, daß bei einem unkontrollierten Druckanstieg im Reaktordruckgefäß dessen Deckel oder Boden beispielsweise durch ein Versagen der entsprechenden Flanschschrauben oder der Schweißnaht weggerissen wird, ist es erforderlich, diese Bauteile zusätzlich zu sichern.Since one must reckon with an uncontrolled increase in pressure in the reactor pressure vessel its cover or base, for example, by failure of the corresponding flange screws or the weld is torn away, it is necessary to secure these components additionally.

Nunmehr wird anhand der F i g. 2 und 3 der bereits erwähnte Auffangträgerrost 13 näher beschrieben. Ei besteht aus einem inneren, das Reaktordruckgefäß 2 überdeckenden Teil 13', der durch verschiebbare Riegel 14, 14', 14" usw. in einem in der Druckkammerwand verankerten äußeren Teil 15 kraftschlüssig verbunden ist. Diese Riegel werden beispielsweise hydraulisch bewegt. Der Auffangträgerrost drückt auf die schon erwähnte Dichtdecke 9, die wie der Auffangirägerrosi aus einem kreischeibenförmigen inneren Teil 18' und einem kreisringförmigen äußeren Teil 18 besteht.Now, with reference to FIG. 2 and 3 of the already mentioned collecting support grid 13 described in more detail. Ei consists of an inner, the reactor pressure vessel 2 covering part 13 ', which by sliding bolts 14, 14', 14 ", etc. in one in the pressure chamber wall anchored outer part 15 is positively connected. These bolts are, for example, hydraulic emotional. The catching support grate presses on the already mentioned sealing cover 9, which like the catching support rosi consists of an inner part 18 'in the shape of a circular disk and an outer part 18 in the shape of a circular ring.

An der Unterseite des inneren Teils 18' der Dichtdecke sind topfförmige Blöcke z. B. aus Stahlguß 19,20, 21 und 22 angeordnet, die auf der Gegenseite die Form des Druckgefäßdeckels 3 haben und nahezu auf ihm aufsitzen. Der innere Teil 13' des Auffangträgerrostes 13, der innere Teil 18' der Dichtdecke und die Gußblöcke 19 sind miteinander verschraubt, so daß nach dem Zurückfahren der Riegel 14 diese Bauteile als eine Einheit herausgeschoben werden können und der Deckel 3 des Reaktordruckgefäßes frei zugänglich ist.On the underside of the inner part 18 'of the sealing ceiling are pot-shaped blocks z. B. made of cast steel 19, 20, 21 and 22, which have the shape of the pressure vessel lid 3 on the opposite side and almost sit on it. The inner part 13 'of the collecting support grid 13, the inner part 18' of the sealing cover and the cast blocks 19 are screwed together so that after the bolt 14 has been retracted, these components can be pushed out as a unit and the cover 3 of the reactor pressure vessel is freely accessible.

Beim Abreißen des Bodens des Reaktordruckgefäßes bestünde die Gefahr, daß dieser die Regelstäbe aus dem Reaktorkern herausreißen könnte. Deshalb ist wenig unterhalb der Regelstabantriebe 6 in einem Absatz 16 der Druckkammer 8 ein weiterer Auffangträgerrost 17 angeordnet, der annähernd entsprechend dem Auffangträgerrost 13 aufgebaut ist.If the bottom of the reactor pressure vessel is torn off, there is a risk that the control rods will be removed from it Could rip out the reactor core. This is why there is a little below the control rod drives 6 in a paragraph 16 the pressure chamber 8 a further collecting support grid 17 is arranged, which approximately corresponds to the collecting support grid 13 is constructed.

Um bei einem Bersten der Druckgefäßwandung die Wände der Druckkammer 8 vor dem unverzögerten Aufprall von Teilen der Druckgefäßwandung zu schützen, sind gleichmäßig am Umfang und in der Höhe des zylindrischen Teils des Druckgefäßes 2 verteilt abgestumpfte Pyramidenblöcke 18 in der Druckkammerwand verankert, die mit ihren freien Enden am Druckgefäß 2 nahezu anliegen. Diese Blöcke 18 können z. B. aus Gußeisen hergestellt sein. Die Anlagesiellcn der Blöcke 18 an der Druckgefäowandung können dabei derart ausgebildet werden, daß sie stoßdämpfend wirken. Hierzu ist beispielsweise Keramik als Werkstoff geeignet.If the pressure vessel wall bursts, the walls of the pressure chamber 8 before the instantaneous The impact of parts of the pressure vessel wall must be protected evenly around the circumference and in height of the cylindrical part of the pressure vessel 2 distributed truncated pyramid blocks 18 in the pressure chamber wall anchored, which are almost in contact with the pressure vessel 2 with their free ends. These blocks 18 can z. B. be made of cast iron. The abutments of the blocks 18 on the pressure vessel wall can thereby be designed so that they have a shock-absorbing effect. For this purpose, for example, ceramic is the material suitable.

Hierzu 2 Blatt ZeichnungenFor this purpose 2 sheets of drawings

Claims (4)

Patentansprüche:Patent claims: 1. Kernreaktor mit einem Sicherheitsbehälter und darin untergebrachtem Reaktordruckgefäß und Druckabbausystem, wobei das Reaktordruckgefäß in einer Druckkammer solcher Festigkeit angeordnet ist, daß sie bei einem Bersten des Reaktordruckgefäßes dem freiwerdenden Druck standhält und diese Druckkammer Verbindungen zu dem Druck- <° abbausystem aufweist, deren freie Querschnitte insgesamt so bemessen sind, daß die nach dem Bersten des Reaktordruckgefäßes durchströmende Dampfmenge zumindest annähernd der Kondensationsleistung des Druckabbausystems entspricht, dadurch gekennzeichnet, da3 oberhalb des Deckels (3) und unterhalb des Bodens (4) des Reaktordruckgefäßes je ein Auffangträgerrost (13 bzw. 17) angeordnet ist, dessen innerer, das Reaktordruckgefäß überdeckender Teil (13 in *° F i g. 2) durch verschiebbare Riegel (14,14', 14", 14'" usw. in Fig.2) mit einem in der Druckkammer (8) verankerten, äußeren Teil, in dem sich die Riegel befinden (15 in Fig. 2), kraftschlüssig verbunden ist, und daß topfförmige Blöcke (19,20,21,22 in Fi g. 2) mit dem inneren Teil (18) des oberhalb des Reaktordruckgefäßdeckels (3) angebrachten Auffangträgerrostes (13) verbunden sind, die der Form des Reaktordruckgefäßdeckels (3) angepaßt, nahezu auf ihm aufsitzen.1. Nuclear reactor with a containment and a reactor pressure vessel and pressure reduction system housed therein, wherein the reactor pressure vessel is arranged in a pressure chamber of such strength that it is in the event of a bursting of the reactor pressure vessel withstands the released pressure and this pressure chamber connects to the pressure <° has degradation system, the free cross-sections of which are dimensioned overall so that the after When the reactor pressure vessel bursts, the amount of steam flowing through at least approximately the condensation capacity of the pressure reduction system, characterized in that da3 above the cover (3) and below the bottom (4) of the Reactor pressure vessel each a collecting support grate (13 or 17) is arranged, the inner, the Part that covers the reactor pressure vessel (13 in * ° F i g. 2) by sliding bolts (14,14 ', 14 ", 14'" etc. in Fig.2) with an anchored in the pressure chamber (8), outer part in which the bolt are located (15 in Fig. 2), is positively connected, and that pot-shaped blocks (19,20,21,22 in Fi g. 2) with the inner part (18) of the collecting support grate attached above the reactor pressure vessel cover (3) (13) are connected, which are adapted to the shape of the reactor pressure vessel cover (3), almost sit on him. 2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der unterhalb des Bodens (4) des Reaktordruckgefäßes angeordnete Auffangträgerrost (17) sich wenig unterhalb der Regelstabantriebe befindet.2. Nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the bottom (4) of the reactor pressure vessel arranged collecting support grate (17) is a little below the control rod drives is located. 3. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß an den Wänden der Druckkammer (8) Blöcke (18) angeordnet sind, die mit ihren freien Enden das Reaktordruckgefäß (2) nahezu berühren.3. Nuclear reactor according to claims 1 and 2, characterized in that on the walls of the Pressure chamber (8) blocks (18) are arranged, which with their free ends the reactor pressure vessel (2) almost touch. 4. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die freien Enden der Blöcke (18) aus einem stoßdämpfenden Material, beispielsweise Keramik, bestehen und gleichzeitig als Wärmeisolierung dienen.4. Nuclear reactor according to claims 1 to 3, characterized in that the free ends of the Blocks (18) made of a shock-absorbing material, such as ceramic, exist and at the same time serve as thermal insulation.
DE19702023343 1970-05-13 Nuclear reactor with a containment and a built-in reactor pressure vessel and pressure reduction system Expired DE2023343C3 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19702023343 DE2023343C3 (en) 1970-05-13 Nuclear reactor with a containment and a built-in reactor pressure vessel and pressure reduction system

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19702023343 DE2023343C3 (en) 1970-05-13 Nuclear reactor with a containment and a built-in reactor pressure vessel and pressure reduction system

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2023343A1 DE2023343A1 (en) 1971-12-02
DE2023343B2 true DE2023343B2 (en) 1976-03-25
DE2023343C3 DE2023343C3 (en) 1976-11-11

Family

ID=

Also Published As

Publication number Publication date
DE2023343A1 (en) 1971-12-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0563118B1 (en) Core containment device in nuclear reactor installation and emergency cooling on core melt-through
DE1501340B2 (en) SECURITY CONTAINER FOR NUCLEAR REACTORS
DE1948522C3 (en) Safety device for pressure vessels of atomic nuclear reactors
DE69009251T2 (en) Loading and safety water storage basin for a pressurized water nuclear reactor.
CH671849A5 (en)
DE2023343C3 (en) Nuclear reactor with a containment and a built-in reactor pressure vessel and pressure reduction system
DE2516123A1 (en) PROCESS FOR DISCHARGE THE DECOMATIVE HEAT OF RADIOACTIVE FALSE PRODUCTS
DE2023343B2 (en) NUCLEAR REACTOR WITH A SAFETY CONTAINER AND A REACTOR PRESSURE VESSEL AND PRESSURE RELEASE SYSTEM
DE3428340A1 (en) GAS-COOLED HIGH-TEMPERATURE REACTOR FILLED WITH SPHERICAL FUEL ELEMENTS
DE3030510C2 (en)
DE2125158C2 (en) Reactor building
DE2341489C3 (en) Nuclear reactor plant
DE3136681C2 (en)
DE1934748B2 (en) Safety device for nuclear reactors
DE1514338C3 (en) Pressure tube reactor
DE2432011C3 (en) Arrangement for the heat-flexible storage of a reactor pressure vessel
DE2164127C3 (en) Reactor pressure vessel
AT362476B (en) DEVICE FOR SUPPORTING INSTALLATIONS IN A PRESSURE-CONCRETE PRESSURE CONTAINER FOR AN NUCLEAR REACTOR
DE2361631C2 (en) Nuclear reactor building with a pressure chamber arranged in a containment
DE1083945B (en) Nuclear reactor screen
DE2551595B1 (en) SAFETY CONTAINER MADE OF STEEL FOR NUCLEAR REACTOR PLANTS
DE2346637C3 (en) Nuclear reactor plant with a reactor pressure vessel
DE2533231A1 (en) Pressure wave damper for liquid metal reactor circuit - is gas-filled closed vessel containing liquid throttle
DE1299112B (en) High pressure tank made of reinforced concrete
DE2818602A1 (en) Pressure vessel for nuclear reactor - with core shell supported on inner bracket and axially guided in bottom ring

Legal Events

Date Code Title Description
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
E77 Valid patent as to the heymanns-index 1977
EGA New person/name/address of the applicant
8339 Ceased/non-payment of the annual fee