DE2202268A1 - Neutronenfluss-Messvorrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren - Google Patents

Neutronenfluss-Messvorrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren

Info

Publication number
DE2202268A1
DE2202268A1 DE19722202268 DE2202268A DE2202268A1 DE 2202268 A1 DE2202268 A1 DE 2202268A1 DE 19722202268 DE19722202268 DE 19722202268 DE 2202268 A DE2202268 A DE 2202268A DE 2202268 A1 DE2202268 A1 DE 2202268A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
measuring device
vessel
neutron
reactor core
reactor
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
DE19722202268
Other languages
English (en)
Other versions
DE2202268C2 (de
Inventor
Jacques Culambourg
Pierre Marmonier
Robert Naudet
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 DE2202268A1 publication Critical patent/DE2202268A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2202268C2 publication Critical patent/DE2202268C2/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01TMEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00Measuring neutron radiation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108Measuring reactor flux
    • 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

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

Description

Dr.-!,.j, κ ..,..;. . .-jr<
München 22, Gls.ncdor/str. 1Γ
410-18.182P 18. 1. 1972
COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Paris, (Frankreich)
Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren
Die Erfindung betrifft eine Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flUssigkeitsgekühlte Kernreaktoren, insbesondere für Leistungsreaktoren mit schnellen Neutronen, die durch Umwälzen von geschmolzenem Natrium gekühlt werden·
Die Kernreaktoren müssen mit einer Neutronenfluß-Meßvorrichtung versehen sein, die die ständige Überwachung des Neutronenfluseee sowohl während der Inbetriebnahme oder des Anfahrens als auch während des Leistungebetriebes gestattet* Die Wahl des Ortes von derartigen Neutronenmeßkararaern wirft zahlreiche Probleme in Reaktoren mit schnellen Neutronen auf, die durch Umwälzen von Flüssig-
3985.3)-Hd-r (7)
209*31/073$
metall gekühlt werden und einen Integrierten Wärmetauscher haben. Die Neutronenkanunern, die den Fühler der Meßvorrichtung bilden, müssen wirksam einen Neutronenfluß empfangen, der groß genug für eine genaue Messung 1st, nämlich etwa 10 n/(cm ·β) beträgt, was bedingt, daß sie sich nahe dem Reaktorkern befinden und vor dem Gammafluß geschützt sind, ferner auf einer Temperatur beträchtlich unter der des Kühlmittels gehalten werden und schließlich für eine Lageveränderung leicht zugänglich sind.
Es sind bereite verschiedene Versuche unternommen worden, um diesen Anforderungen bei Reaktoren mit schnellen Neutronen gerecht zu werden. Zum Beispiel beim (französischen) Reaktor "Phenix" sind zwei Sätze von Neutronenkammern vorgesehen. Die zum einen Satz gehörenden Kammern, die zur Überwachung des Reaktoranfahrens und zur Leistungsmessung verwendet werden, befinden sich in Luft außerhalb des Hauptreaktorgefäßes, das das geschmolzene Natrium enthält, und unterhalb von diesem in der Nähe der Vertikalachse des Reaktorkerns. Diese Kammern empfangen jedoch einen Neutronenfluß, der bei seinem Durchtritt durch verschiedene Metallwände und durch eine Natriumschicht geschwächt ist und dessen Intensität daher ziemlich schwach für eine genaue Messung ist, besonders während des Reaktoranfahrens. Die zum zweiten Satz gehörenden Neutronenkammern befinden sich in vertikalen Schächten oder Taschen, die im Neutronenschutzmantel um den Reaktorkern in dessen Höh· angeordnet sind, und sind gasgekühlt. Diese Kammern sind so ortsveränderlich, daß si· auf die Höhe der horizontalen Mitt«l«b«n· des Reaktorkerne gebraoht werden können, wo
209831/0735
der Neutronenfluß maximal ist. Diese vertikalen Schächte behindern jedoch die Handhabung des Brennstoffs, und die Strömung des Natriums kann dort Schwingungen hervorrufen. Außerdem ist ein derartiges Vorgehen nicht anwendbar für Hochleistungsreaktoren, die mehr als ca. 500 MWe erzeugen. Während nämlich für einen Kernreaktor mäßiger Leistung die Schächte mit der ortsfesten oberen Platte verbunden werden können, und zwar außerhalb der beweglichen Organe zum oberen Schließen des Reaktorgefäßes, ist dies kaum mehr möglich für einen Hochleistungsreaktor mit z. B. 1000 MWe; während nämlich der Reaktorkern und die beweglichen Organe zum oberen Schließen den Durchmesser erhöhen, bleibt der Abstand vom Rand des Reaktorkerns, bei dem es interessant ist, die Schächte zur Aufnahme der Neutronenkammern zu positionieren, im wesentlichen konstant. Man muß daher die vertikalen Schächte in die beweglichen Organe münden lassen, was deren Zusammenlegen oder Einfahren bei jeder Handhabung erfordert und zu Einrichtungen führt, die unannehmbar kompliziert sind. .
Es ist daher Aufgabe der Erfindung, eine Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren anzugeben, insbesondere für Leistungsreaktoren mit schnellen Neutronen, die durch Umwälzen von geschmolzenem Natrium gekühlt werden, die die oben genannten Schwierigkeiten zum größten Teil oder vollständig überwindet.
Eine Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren, mit einer ortsfesten Neutronende tektorkammer, die eich unterhalb des Reaktorgefäßes be-
209831/0735
findet, das die Kühlflüssigkeit und den Reaktorkern enthält, der aus nebeneinander angeordneten, vertikal einsetzbaren Brennstoffeinholten besteht, ist erfindungsgemäß dadurch gekennzeichnet, daß auf der Vertikalen der Neutrönendetektorkammer ein Rohrbehälter vorgesehen ist, der von einem inerten Gas gefüllt ist und sich nach unten aus dem Reaktorkern heraus bis in die Nähe der Innenwand des Reaktorgefäßes erstreckt.
Der Rohrbehälter ist vorzugsweise mittels der Bedienungseinrichtung zu handhaben, die für die Brennelementeinheiten oder für die Kontrollstabmechaniken vorgesehen ist. Ihr im Reaktorkern angeordneter Abschnitt hat vorzugsweise die Form einer derartigen Einheit.
In einem durch geschmolzenes Natrium gekühlten Reaktor ist der Rohrbehälter in vorteilhafter Weise mit einem inerten Gas gefüllt, das von derselben Art wie das ein Gaspolster oberhalb des Natriums bildende ist (im allgemeinen Argon oder Helium), und die Neutronenkammer befindet sich unterhalb des Sicherheitsgefäßes, das das Primärgefäß mit dem Natrium einschließt.
Im allgemeinen können offensichtlich mehrere Meßvorrichtungen vorgesehen werden, insbesondere an Leistungsreaktoren. Die eine Vorrichtung kann sich auf der Vertikalachse des Reaktorkerns befinden, wo der Neutronenfluß am stärksten ist. Die anderen Meßvorrichtungen können am Rand des Reaktorkerns (d. h. des den Spaltstoff enthaltenden Abschnitts) und der seitlichen Abdeckung angeordnet
209831/0735
sein (die durch Einheiten gebildet wird, die nur Brutstoff enthalten).
Die Erfindung wird anhand der aus einer einzigen Figur bestehenden Zeichnung näher erläutert, in der ein Ausführungsbeispiel der erfindungsgemäßen Meßvorrichtung abgebildet ist, und zwar im Vertikalschnitt, angeordnet in einem Kernreaktor mit schnellen Neutronen, einschließlich zwei benachbarten Brennstoffeinheiten.
Die gezeigte Meßvorrichtung ist vorgesehen für einen Kernreaktor mit einem Hauptgefäß 10, das eine Masse 12 geschmolzenen Natriums enthält, auf der ein Polster aus inertem Gas (Natrium oder Helium) ruht, das nicht abgebildet ist. Das Hauptgefäß 10, im allgemeinen aus rostfreiem Stahl, ist in einem Sicherheitsgefäß 14 enthalten, das ebenfalls aus rostfreiem Stahl besteht und durch eine Wärmedämmung i6 verdoppelt ist. Ein zwischen den beiden Gefäßen vorhandener Zwischenraum 18 ist mit einem inerten Grs, Argon oder Stickstoff im allgemeinen unter einem Druck gefüllt, der etwas oberhalb des Umgebungsatmosphärendrucks liegt. Im Reaktorkern ist angeordnet ein horizontales Traggestell zur Aufnahme von Brennstoffeinheiten 20 und zur Verteilung des geschmolzenen Natriums, das diese Einheiten kühlt. Das Traggestell setzt sich aus zwei rohrförmigen Platten 22 und Zk zusammen, die durch Hülsen oder Buchsen 26 zur Aufnahme von Füßen 28 der Einheiten verbunden sind. Das geschmolzene Natrium strömt vom Traggestell in die Einheitsfüße über Öffnungen 30 In den Buchsen und öffnungen 32 in den Füßen, wonach es in den Einheiten
209831/0735
nach oben steigt unter Abkühlung von Nadeln aus umhUlltem Brennstoff, deren Achsen ganz schematisch durch Strichpunktlinien in einer der Brennstoffeinheiten 20 angedeutet sind, und über das obere Ende der Einheit nach außen tritt. Der obere Abschnitt dieser abgebildeten Brennstoffeinheit 20 hat oberhalb der Brennstoffnadeln einen Block 31 aus einem Neutronenabsorber, so daß die Nebeneinanderanordnung dieser Blöcke einen oberen Neutronenschutz bildet. Eine Einstechnut 33 im oberen Abschnitt jeder Einheit 20 erlaubt deren Festhalten mit Hilfe des Greifers einer Bedienungseinrichtung (nicht gezeigt). Die Einheiten werden einzeln positioniert, indem sie herabgelassen werden, um ihre Füße in die zugehörige Buchse 26 des Traggestells zu bringen. Der Fuß hat einen kreisförmigen Querschnitt, und der oberhalb des Traggestells liegende Teil hat im allgemeinen einen Sechseckquerschnitt, so daß jede Einheit »ich in einer Zelle befindet, die durch sechs benachbarte Einheiten begrenzt ist.
Die bisher beschriebenen Merkmale sind für sich bereits entwickelt worden. Die Neutronenfluß-Meßvorrichtung gemäß der Erfindung hat eine Neutronendetektorkanuner 34, die sich unterhalb dem Hauptgefäß 10 und dem Sicherheitsgefäß i6 befindet, d. h. in normaler Atmosphäre. Die abgebildete Kammer Jk liegt auf der Achse des Reaktorkerns. Sie kann auch an einen anderen Ort verschoben werden, insbesondere auf die Vertikale des Rands des Reaktorkerne (gebildet durch Einheiten mit Spaltstoff) und der radialen Abdeckung (gebildet durch Einheiten mit ausschließlich Brutstoff).
209831/0735
Die Buchse oder Hülse 26 auf der Reaktorkernachse in der Nähe der Kammer 3k nimmt anstelle einer Brennstoffeinheit 20 einen- geschlossenen Rohrbehälter 36 auf. Der Rohrbehälter 36 besteht aus einem oberen Abschnitt, dessen vertikale Ausdehnung und dessen Querschnitt gleich denen einer Einheit 20 sind, und aus einer unteren Verlängerung 38. Die Verlängerung 38» deren Durchmesser gleich dem eines Fußes 28 ist, erstreckt sich nach unterhalb des Traggestells und endet in der Nähe der Innenwand des Hauptgefäßes 10. Der obere Abschnitt ist mit einer Einstechnut 33 versehen, die die Handhabung des Rohrbehälters 36 wie eine Brennstoffeinheit erlaubt· Der Rohrbehälter 36 besteht vorzugsweise aus rostfreiem Stahl und ist durch eine Kammer begrenzt, die mit einem inerten Gas von geringem Neutroneneinfangquerschnitt gefüllt ist, im allgemeinen Argon oder Helium. Die Gasmasse, die sich im Rohrbehälter befindet, wird vorzugsweise so gewählt, daß ihr Druck im Kalten etwas höher als der Atmosphärendruck ist, wobei der Druck bei der Betriebstemperatur des Reaktors einige Bar beträgt. Beim abgebildeten Aueführungsbeispiel ist der obere Abschnitt des Rohrbehälters 36 von einem Block 40 aus einem Neutronenabsorber ausgefüllt, der sich in Höhe der Blöcke 31 befindet und den oberen biologischen Schutzmantel vervollständigt. Man kann offensichtlich im Inneren des Rohrbehälters verschiedene Einrichtungen vorsehen, sofern sie keine größere Neutronenabsorption bewirkt. Beim abgebildeten Ausführungsbeispiel kleidet ein Ringfutter 42 die Innenwand des Rohrbehälters 36 zwischen dem unteren Ende des Reaktorkerns (Höhe hh) und dem Fuß aus.
209831/0735
Beispielsweise hat für einen Reaktor, dessen Kern eine Höhe von 85O mm aufweist und dessen innere Frontseite 1185 mm oberhalt des Traggestells liegt, die Rohrbehälterverlängerung 38, ausgehend von der oberen Platte 22 des Traggestells eine Länge von 36OO mm, wobei die Rohrbehälterverlängerung 20 mm vor dem Boden des Hauptgefäßes 10 endet.
Es ist also ersichtlich, daß in der eben beschriebenen Meßvorrichtung die vom Reaktorkern kommenden Neutronen die Kammer 3^ unter Durchdringung nur einer kleinen Anzahl von Metallwänden erreichen, von denen die eine (Boden des Rohrbehälters 36) eine geringe Dicke hat, sowie einer dünnen Natriumschicht anstatt der Schicht, die das Traggestell vom Boden des Gefäßes trennt. Infolgedessen macht der Neutronenfluß, der die Kammer erreicht, einen beträchtlichen Teil des Neutronenflusses im Reaktorkern aus.
In vorteilhafter Weiterbildung der Erfindung ist der (nicht gezeigte) Stopfen des oberen Abschlusses des Gefäßes mit einem Kanal versehen, der gegenüber dem Rohrbehälter 36 vorgesehen sein kann: Man kann so leicht diesen Rohrbehälter entfernen und ihn im Fall eines Unfalls neu anordnen, z. B. bei Eintritt von geschmolzenem Natrium, indem die Einrichtung zur Bedienung der Mechanik des Steuerstabe benutzt wird.
209831/0735

Claims (1)

  1. Patentansprüche
    Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren, mit einer ortsfesten Neutronendetektorkammer, die sich unterhalb des Reaktorgefäßes befindet, das die Kühlflüssigkeit und den Reaktorkern enthält, der aus nebeneinander angeordneten, vertikal einsetzbaren Brennetoffeinheiten besteht, dadurch gekennzeich net, daß auf der Vertikalen der Neutronendetektorkammer (3*0 ©in Rohrbehälter (36) vorgesehen ist, der von einem inerten Gas gefüllt ist und eich nach unten aus dem Reaktorkern heraus bis in die Nähe der Innenwand des Reaktorgefäßes (10) erstreckt.
    2. Meßvorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Rohrbehälter (36) verfahrbar ist, im Reaktorkern eine äußere Form entsprechend den Brennstoffelnheiten (20) hat und eine Zelle einnimmt, die durch die benachbarten Brennstoffeinheiten begrenzt ist.
    3. Meßvorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, wobei die Kühlflüssigkeit geschmolzenes Natrium ist, dadurch gekennzeichnet , daß der Rohrbehälter (36) mit einem inerten Gas von derselben Art wie das Gas gefüllt ist, das eine Gasabdeckung oberhalb der Natriummasse (12) bildet.
    k, Meßvorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß sich die Neutronendetektorkammer (3*0 unter
    209831/0735
    einem Sicherheitsgefäß (i4) befindet, das das Gefäß (lO) einschließt, das das Natrium enthält.
    5. Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Rohrbehälter (36) einen oberen, im Reaktorkern angeordneten Abschnitt und eine zylindrische Verlängerung (38) hat, die ein Traggestell für die Brennstoffeinheiten (20) durchsetzt, das sich im ersten Gefäß (1O) befindet, und die in der Nähe der Innenwand dieses Gefäßes (1O) endet.
    6. Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Rohrbehälter (36) nach oberhalb des Reaktorkerns durch einen Abschnitt verlängert ist, der einen Block (kO) aus einem Neutronenabsorber enthält, der mit Blöcken (31) zusammenwirkt, die durch die benachbarten Brennstoffeinheiten (20) getragen sind, um einen oberen Neutronenschutz zu bilden.
    7· Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Neutronendetektor kammer (3U) und der Rohrbehälter (36) auf der Vertikalachse des Reaktorkerns angeordnet sind.
    8. Meßvorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Neutronendetektorkammer (3*0 und der Rohrbehälter (36) am Rande de· Reaktorkerne und einer seitlichen Brutstoff-Abdeckung angeordnet sind.
    209831/0735
    9. Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß das Gefäß ein oberes Schließorgan aufweist, das mit einer verschließbaren Zugangsöffnung versehen ist, die auf die Vertikale des oder jedes Rohrbehälters bringbar ist.
    209831/0735
    ft
    Leerseite
DE2202268A 1971-01-20 1972-01-18 Neutronenflußmeßvorrichtung für einen Kernreaktor Expired DE2202268C2 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7101747A FR2126921B1 (de) 1971-01-20 1971-01-20

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2202268A1 true DE2202268A1 (de) 1972-07-27
DE2202268C2 DE2202268C2 (de) 1985-05-30

Family

ID=9070547

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2202268A Expired DE2202268C2 (de) 1971-01-20 1972-01-18 Neutronenflußmeßvorrichtung für einen Kernreaktor

Country Status (8)

Country Link
US (1) US3802962A (de)
JP (1) JPS5528040B1 (de)
BE (1) BE778036A (de)
DE (1) DE2202268C2 (de)
ES (1) ES399065A1 (de)
FR (1) FR2126921B1 (de)
GB (1) GB1320476A (de)
IT (1) IT948894B (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2742528A1 (de) * 1976-09-21 1978-03-23 Commissariat Energie Atomique Neutronenfluss-messvorrichtung

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4560529A (en) * 1983-02-01 1985-12-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel washout detection system
JP5497426B2 (ja) 2009-12-28 2014-05-21 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 軽水炉の炉心及び燃料集合体
CN115394458B (zh) * 2022-08-26 2024-08-20 中国核动力研究设计院 一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2872400A (en) * 1946-03-28 1959-02-03 Stnart J Bugbee Reactor monitoring

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1128057B (de) * 1959-02-13 1962-04-19 Gen Electric Verfahren und Einrichtung zur Bestimmung der Leistungsverteilung im Reaktorkern eines Kernreaktors

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2872400A (en) * 1946-03-28 1959-02-03 Stnart J Bugbee Reactor monitoring

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"IEEE Transactions on Nuclear Science", NS-17(1970) S.572-580 *
"Nucl. Instr. and Methods" 27(1964) 292-293 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2742528A1 (de) * 1976-09-21 1978-03-23 Commissariat Energie Atomique Neutronenfluss-messvorrichtung

Also Published As

Publication number Publication date
ES399065A1 (es) 1977-06-16
US3802962A (en) 1974-04-09
BE778036A (fr) 1972-05-02
DE2202268C2 (de) 1985-05-30
GB1320476A (en) 1973-06-13
FR2126921A1 (de) 1972-10-13
JPS5528040B1 (de) 1980-07-24
FR2126921B1 (de) 1974-05-31
IT948894B (it) 1973-06-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1539821C3 (de) Bündeiförmiges Brennelement für einen Kernreaktor
DE2632466C3 (de) Wärmeisoliervorrichtung für einen Kernreaktorbehälter
DE69601690T2 (de) Einrichtung und Verfahren zum gemeinsamen Lagern von Kernbrennstabbündeln und Steuerstäben
DE1904200B2 (de) Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Leistungs-Brutreaktor
DE1589853A1 (de) Kernbrennstoffpille und Brennstab
DE1277456B (de) Druckgasgekuehlter Leistungsreaktor
DE1539810B1 (de) Metallgekuehlter schneller Atomkernreaktor
DE2538628C2 (de) Wärmeisoliervorrichtung einer waagrechten Abschlußfläche des Behälters eines Kernreaktors
DE3619930A1 (de) Stroemungskanal-duesenbefestigung fuer kernbrennstoffanordnungen
DE2202268A1 (de) Neutronenfluss-Messvorrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren
DE2659430B2 (de) Transportbehälter für bestrahlte Brennstoffelemente
DE2537980C2 (de) Einrichtung zur Verringerung der Konvektionsströme im Inneren eines Kernreaktorbehälters
DE2843346C2 (de)
DE1564976C3 (de) Atomkernreaktor fur die Destilla tion von Seewasser
DE2742528C2 (de) Vorrichtung zur Messung des Neutronenflusses eines Kernreaktors
DE1918251A1 (de) Huelle fuer Brennstoffelement eines Kernreaktors und Verfahren zu ihrer Herstellung
DE1514962B2 (de) Mit schnellen neutronen arbeitender brutreaktor
DE19748222C1 (de) Verfahren zum Vorbereiten einer Endlagerung bestrahlter Brennstäbe eines Kernkraftwerks sowie Strahlenschutzbehälter
DE2130351A1 (de) Stabfoermiges Brennelement fuer Kernreaktoren
DE1232277B (de) Schwimmbeckenreaktor zur Untersuchung von Proben unter Bestrahlung
DE3027166A1 (de) Einsatz fuer einen kernbrennstoff- transportbehaelter
DE1297775B (de) Gasgekuehlter Kernreaktor
DE1564033B1 (de) Strahlenschutzwand
DE1221370B (de) Druckbehaelter fuer einen Kernreaktor
DE2938618C2 (de) Verfahren zur Lagerung bestrahlter Brennelemente

Legal Events

Date Code Title Description
OD Request for examination
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee