DE2234782C3 - Kernreaktor - Google Patents
KernreaktorInfo
- Publication number
- DE2234782C3 DE2234782C3 DE2234782A DE2234782A DE2234782C3 DE 2234782 C3 DE2234782 C3 DE 2234782C3 DE 2234782 A DE2234782 A DE 2234782A DE 2234782 A DE2234782 A DE 2234782A DE 2234782 C3 DE2234782 C3 DE 2234782C3
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- nuclear reactor
- reactor according
- coolant
- tub
- trough
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- E—FIXED CONSTRUCTIONS
- E02—HYDRAULIC ENGINEERING; FOUNDATIONS; SOIL SHIFTING
- E02B—HYDRAULIC ENGINEERING
- E02B5/00—Artificial water canals, e.g. irrigation canals
- E02B5/08—Details, e.g. gates, screens
- E02B5/082—Closures
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
- G21C9/016—Core catchers
-
- 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
Description
Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktor mit einem in einem Reaktordruckbehälter untergebrachten
Kern und einer unter diesem angeordneten, gekühlten Wanne zum Auffangen des Kerns im Falle des
Kernschmelzens sowie mit einer den Reaktordruckbehälter einschließenden Sicherheitshülle.
Ein solcher Kernreaktor ist aus der DE-OS 20 35 089 bekannt. Dort enthält die Wanne ein Rohrsystem, an das
ein oberhalb der Wanne liegender Wasserbehälter einerseits und eine Steigleitung andererseits angeschlossen
ist, die den Wasserbehälter noch überragt. Erwärmt der geschmolzene Kern das Wasser im Rohrsystem der
Wanne, so tritt aus dem offenen Ende der Steigleitung DamDf aus. während au? dem Behälter Wasser
nachfließt. Dadurch ergibt sich eine Kühlung der Wanne mit dem geschmolzenen Kern. Die Dauer und Intensität
der Kühlung ist jedoch begrenzt, zumal über die Ableitung der mit dem Dampf transportierten Wärme
nichts gesagt wird und man daher annehmen muß, daß die Wärme in dem als Betonkonstruktion dargestellten
Reaktorgebäude verbleiben soll. Die bekannte Küh'ung ist somit auf Reaktoren geringer Leistung beschränkt
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Kühleinrichtung für den geschmolzenen Kern zu
schaffen, die auch bei leistungsstarken Kernreaktoren, insbesondere Brutreaktoren, bei denen die aus dem
Reaktorkern im Falle des Kernschmelzens abzuführende Leistung nicht mehr mit beherrschbaren Temperaturen
innerhalb einer den Reaktordruckbehälter einschließenden Sicherheitshülle aufgefangen werden kann, eine
sichere Wärmeabfuhr gewährleistet Erfindungsgemäß wird die gestellte Aufgabe bei einer Kernreaktoranlage
der eingangs genannten Art dadurch gelöst, daß von der Wanne eine Kühlmittelleitung zur in an sich bekannter
Weise aus Metall bestehenden Sicherheitshülle verläuft, die als Wärmetauscher dient. Die Sicherheitshülle, die
schon im Hinblick auf die erforderliche mechanische Festigkeit üblicherweise aus Stahl hergestellt wird, ist
bei der Erfindung nicht mehr die Grenze des Wärmetransportes, sondern lediglich ein Zwischenglied
mit möglichst geringem Wärmewiderstand, damit von ihr relativ große Wärmemengen mit kleinem Temperaturgefällt
abgeführt werden können. Zu diesem Zweck kann man des weiteren die Kühlung der als Wärmetauscher
dienenden Sicherheitshülle durch verschiedene, später näher beschriebene Maßnahmen verbessern. In
jedem Fall gestattet die Erfindung eine Vergrößerung der Leistung des Reaktors, ohne daß im Falle des
Kernschmelzens eine Gefährdung der Umgebung zu erwarten ist.
Der Sicherheitshülle kann vorteilhaft eine äußere Berieselungseinrichtung zugeordnet sein. Die Berieselungseinrichtung
kann so verwirklicht werden, daß eine die Sicherheitshülle berieselnde Flüssigkeit, vorzugsweise
Wasser, unwiederbringlich entweicht oder aber nach einer Rückkühlung erneut verwendet wird.
Die Sicherheitshülle kann ferner insbesondere im oberen Bereich doppelwandig ausgebildet und mit dem
Zwischenraum an die Kühlmittelleitung angeschlossen sein. Man kann dadurch eine vollständige Führung des
Kühlmittels erhalten, die die Kühlmittelströmung verbessert und damit die Wärmeabfuhr intensiviert.
Die Wanne zum Auffangen des schmelzenden Reaktorkerns kann im Reaktordruckbehälter angeordnet
sein. Die Kühlmittelleitung zur Sicherheitshülle muß dann ebenfalls an den Reaktordruckbehälter angeschlossen
werden. Sollten deswegen Dichtigkeitsprobleme für den Normalbetrieb zu befürchten sein, so kann
man außerhalb des Reaktordruckbehälters eine zweite Wanne vorsehen, in die der Kern nach dem Schmelzen
hineinfließt. Die Kühlmittelleitung kann unter Umständen nur der zweiten Wanne zugeordnet sein, in der der
Kern bis zur endgültigen Auskühlung verbleibt.
Als Kühlmittel kommen für die Verwirklichung der Erfindung verschiedene Medien in Betracht. Unter
Umständen genügt zur Wärmeabfuhr ein für den Normalbetrieb in der Sicherheitshülle als Kühlmittel
vorhandenes Gas. Man kann aber auch ein bei niedrigen Temperaturen flüssiges Metall, wie Quecksilber, Zinn,
Blei od. dgl. als Kühlmittel einsetzen, wodurch mit geringen .Stoffmengen große Wärmemengen transportiert
werden können.
Die Kühlmittelleitungen können durch die vorzugsweise aus Graphit bestehende Wanne geführt werden,
um die Stellen besonders zu kühlen, die für die Eingrenzung des Kernvolumens besonders vichtig sind.
Die Kühlmittelleitungen können aber auch durch eine > die Wanne tragende Metallschicht geführt sein, wenn
die Metallschicht eine für die Wärmeabfuhr ausreichende Wärmeleitung ergibt Ferner kann die Wanne eine
Metallauskleidung aufweisen, damit die Wärme gleichmäßig verteilt und abgeführt wird. Mit einem durch- >o
schmelzbaren Deckel der Wanne kann man ferner erreichen, daß die Wanne und/oder ein darin enthaltenes
Kühlmittel so lange nicht durch chemische Umsetzung, Korrosion oder ähnliches beansprucht
werden, bis sie zum Aufnehmen und Kühlen des Kerns is
benötigt werden.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden im folcenden anhand der Zeichnung einige Ausführungsbeispiele beschrieben, die schematisch vereinfacht
dargestellt sind. Für übereinstimmende Teile werden gleiche Bezugszeichen verwendet.
Die erfindungsgemäße Reaktoranlage ist als Ganzes in einer Sicherheitshülle 1 aus Stahl untergebracht, die
auf einem geeigneten Betonfundament 2 ruht. Die Sicherheitshülle schließt den Reaktordruckbehälter 3
aus Spannbeton ein, der zugleich als biologischer Schild dient. Im Spannbetonkörper 3 kann eine besondere
Auskleidung 5 vorgesehen werden, die den Beton gegen Strahlung und Wärme abschirmt. Sie enthält den
eigentlichen Reaktorkern 7, der bei dem als Ausführungsbeispiel dargestellten Brutreaktor mit Gaskühlung
von einem radialen Brutmantel 8 und einem axialen Brutmantel 9 umgeben ist. Die Brennelemente des
Reaktorkerns 7 sind an einer Haltevorrichtung 10 befestigt, die sich aus dem Spannbetonkörper 3 nach
außen erstreckt. Zur Kühlung wird das Gas mit einem Gebläse 13 durch einen Dampferzeuger 12 gefördert.
Wie man sieht, ist unterhalb des Spannbetondruckbehälters 3 eine Wunne 14 angeordnet, die den Kern im
Falle des Kernschmelzens bis zur endgültigen Abkühlung aufnehmen soll. Zunächst aber wird bei ungenügender
Kühlung der schmelzende Kern im unteren Teil 15 der Druckbehälterauskleidung 5 aufgefangen. Von dort
muß er sich erst durch den Reaktordruckbehälter durchbrennen. Die dann in der Wanne 14 freiwerdende
Wärme wird durch eine Kühlmittelleitung 16 abgeführt, die von der Wanne 14 in den oberen Bereich der
Sicherheitshülle f. führt. Die Leitung 16 ist, wie in Fig. la in einem teilweisen Querschnitt angedeutet ist,
um den Umfang der Sicherheitshülle verteilt. Zweckmäßig wechseln Leitungen 16 mit Einlassen 17 ab, durch die
das an der Sicherheitshülle 1 abgekühlte Gas erneut der Wanne 14 zugeführt wird.
Beim Ausführungsbeispiel nach F i g. 1 ist angenommen, daß als Kühlmittel das Gas ausreicht, das
normalerweise im Inneren der Sicherheitshülle 1 vorhanden ist. Dieses Gas transportiert die Wärme des
schmelzenden Kerns zum Oberteil 18 der Sicherheitshülle 1. Dort ist die durch die Pfeile 19 angedeutete
Berieselung mit Wasser vorgesehen, um die Wärmeabfuhr von der Sicherheitshülle 1 zu verbessern. Es können
aber auch andere Kühlmittel eingesetzt werden, z. B. eine Beblasung mit atmosphärischer Luft
Nach F i g. 2 ist im inneren des Spannbetonkörpers 3 eine Wanne 23 zum Auffangen des schmelzenden Kerns
bis zur vollständigen Abkühlung angeordnet. Unterhalb der Wanne 23 ist ein Kühlsystem 25 vorgesehen, das
zwei Leitungen 26 und 27 umfaßt
Die Leitungen 26 und 27 sind an einen doppelwandig ausgebildeten oberen Bereich 29 der Sicherheitshülle 1
angeschlossen, und zwar derart, daß die Leitung 26 zum höchsten Punkt des Bereiches 29 geführt ist, während
die Leitung 27 an seine tiefste Stelle angeschlossen ist. Zwischen dem Bereich 29 und der Wanne 23 kursiert als
Kühlmittel eine verdampfbare Flüssigkeit, damit die von dem schmelzenden Kern ausgehende Wärme mit
großer Schnelligkeit in den Zwischenraum 29 transportiert wird. Von dort verläßt die Wärme die als
Wärmetauscher wirkende SicherheitshüUe J, wozu von außen die wieder durch die Pfeile 19 angedeutete
Berieselung mit Wasser vorgenommen wird.
Die F i g. 3 zeigt in wesentlich vergrößertem Maßstab eine Einzelheit der Wanne 23 im Bereich des
Kühlsystems 25. Man erkennt, daß die Wanne 23 mit Rippen 30 in die Flüssigkeit 31 ragt. Durch die
Wärmeleitfähigkeit der Rippen ist dafür gesorgt, daß durch die Leitung 27 zuströmende Flüssigkeit durch
Wärmeaufnahme verdampft wird und durch die Leitung 26 als Dampf entweichen kann. Nach Kondensation an
der als Wärmetauscher wirkenden SicherheitshüUe 1 kehrt die Flüssigkeit dann im geschlossenen Kühlkreis
zur Wanne 23 zurück. Die außerhalb des Druckbehälters 3 liegende Wanne 14 wird also nur bei einem
Versagen der Kühlmittelleitungen 26,27 benötigt.
In der F i g. 4 ist dargestellt, daß zur Verbesserung des Wärmeüberganges neben den Rippen 30 noch Rippen
33 vorgesehen sind, die nach oben in die Wanne 23 hineinragen. Innerhalb der Rippen sind Kühlmittelleitungen
35 vorgesehen, die z. B. mit einem niedrig schmelzenden Metall gefüllt sein können, um den
Wärmeübergang von den Rippen 33 auf die Rippen 30 zu verbessern. Zu dem gleichen Zweck kann man den
Boden der Wanne 23 mit einem niedrig schmelzenden Metall 34 auskleiden.
Nach der Fig.5 kann man die Wanne 23 auch dadurch kühlen, daß die Rippen 30 in innigem Kontakt
mit Kühlrohren 36 stehen, die in geeigneter Weise mit der nicht dargestellten Dampfleistung 26 verbunden
sind. Zur Vergleichmäßigung des Wärmeüberganges kann ferner niedrig schmelzendes Metall 37 dienen, das
den Zwischenraum zwischen der Wanne 23 und einer Wandung 38 der Auskleidung 5 des Spannbetonkörpers
3 ausfüllt.
Bei den Ausführungsbeispielen der F i g. 1 und 2 bildet der Boden 40 des Reaktordruckbehälters 3 einen
durchschmelzbaren Deckel für die äußere Wanne 14. Einen ähnlichen Deckel kann man auch an der inneren
Wanne 23 anbringen.
Hierzu 3 Blatt Zeichnungen
Claims (12)
1. Kernreaktor mit einem in einem Reaktordruckbehälter untergebrachten Kern und einer unter
diesem angeordneten, gekühlten Wanne zum Auffangen des Kerns im Falle des Kernschmelzens
sowie mit einer den Reaktordruckbehälter einschließenden Sicherheitshülle, dadurch gekennzeichnet,
daß von der Wanne (14, 15, 23) eine Kühlmittelleitung (16, 26) zur in an sich bekannter
Weise aus Metall bestehenden Sicherheitshülle (1) verläuft, die als Wärmetauscher dient.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Sicherheitshülle (1) eine äußere
Berieselungseinrichtung (Pfeile 19) zugeordnet ist
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Sicherheitshülle (1) insbesondere
im oberen Bereich (29) doppelwandig ausgebildet und mit dem Zwischenraum an die Kühlmittelleitung (26) angeschlossen ist.
4. Kernreaktor nach Anspruch 1,2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (15, 23) im
Reaktordruckbehälter (3) angeordnet ist.
5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß außerhalb des Reaktordruckbehälters
(3) eine zweite Wanne (14) vorgesehen ist.
6. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmittelleitung (16) nur der
zweiten Wanne (14) zugeordnet ist (F i g. 1).
7. Kernreaktor nach Anspruch 6. dadurch gekennzeichnet, daß als Kühlmittel in der Sicherheitshülle
(1) vorhandenes Gas dient.
8. Kernreaktor nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß als Kühlmittel ein bei niedrigen
Temperaturen flüssiges Metall wie Quecksilber, Zinn, Blei od. dgl. dient.
9. Kernreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel durch Rohrleitungen
(36) der aus Graphit bestehenden Wanne (23) geführt wird.
10. Kernreaktor nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmittelleitungen (36)
durch eine die Wanne tragende Metallschicht (37) geführt sind.
11. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis
10, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (23) eine
Metallauskleidung (34) aufweist.
12. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis
11, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (14)
einen durchschmelzbaren Deckel (40) aufweist.
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2234782A DE2234782C3 (de) | 1972-07-14 | 1972-07-14 | Kernreaktor |
US05/374,121 US3930939A (en) | 1972-07-14 | 1973-06-27 | Pressure suppression system for a nuclear reactor |
IT26453/73A IT992611B (it) | 1972-07-14 | 1973-07-11 | Reattore nucleare |
GB3314573A GB1417748A (en) | 1972-07-14 | 1973-07-11 | Nuclear reactor installations |
FR7325707A FR2193233B1 (de) | 1972-07-14 | 1973-07-13 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2234782A DE2234782C3 (de) | 1972-07-14 | 1972-07-14 | Kernreaktor |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2234782A1 DE2234782A1 (de) | 1974-01-31 |
DE2234782B2 DE2234782B2 (de) | 1977-11-03 |
DE2234782C3 true DE2234782C3 (de) | 1978-06-29 |
Family
ID=5850697
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2234782A Expired DE2234782C3 (de) | 1972-07-14 | 1972-07-14 | Kernreaktor |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3930939A (de) |
DE (1) | DE2234782C3 (de) |
FR (1) | FR2193233B1 (de) |
GB (1) | GB1417748A (de) |
IT (1) | IT992611B (de) |
Families Citing this family (27)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3964966A (en) * | 1975-08-25 | 1976-06-22 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Molten core retention assembly |
DE2640786A1 (de) * | 1976-09-10 | 1978-03-16 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Verfahren zur nachwaermeabfuhr aus einem kernkraftwerk und kernkraftwerk zur durchfuehrung des verfahrens |
US4118278A (en) * | 1976-09-27 | 1978-10-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor insulation and preheat system |
FR2435784A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-04-04 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus |
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
FR2506063B1 (fr) * | 1981-05-14 | 1987-09-04 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire comportant un refroidissement des structures peripheriques par convection naturelle d'air |
SE439211B (sv) * | 1983-09-28 | 1985-06-03 | Asea Atom Ab | Anordning for kylning av ett vermealstrande organ |
DE3335268A1 (de) * | 1983-09-29 | 1985-04-18 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | In einem berstsicheren spannbetondruckbehaelter untergebrachtes kernkraftwerk |
JPS6238393A (ja) * | 1985-08-14 | 1987-02-19 | 株式会社日立製作所 | 非常用炉心冷却方法及び装置 |
US5049353A (en) * | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
DE4032736C2 (de) * | 1990-10-15 | 1995-01-05 | Kernforschungsz Karlsruhe | Kühleinrichtungen im Fundamentbereich eines Kernreaktors zur Kühlung einer Kernschmelze in einem hypothetischen Störfall |
US5049352A (en) * | 1990-10-15 | 1991-09-17 | Associated Universities, Inc. | Nuclear reactor melt-retention structure to mitigate direct containment heating |
JP2993155B2 (ja) * | 1991-03-20 | 1999-12-20 | 株式会社日立製作所 | 原子炉及び原子炉冷却設備並びに原子力発電プラント |
FR2691572B1 (fr) * | 1992-05-21 | 1994-07-08 | Electricite De France | Dispositif de recuperation d'un cóoeur fondu de reacteur nucleaire. |
DE4322107A1 (de) * | 1993-07-02 | 1995-01-12 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze |
ES2117381T3 (es) * | 1993-11-23 | 1998-08-01 | Siemens Ag | Dispositivo para la retencion de una masa fundida del nucleo dentro de la camara de dispersion de una instalacion de reactor nuclear. |
US5907588A (en) * | 1995-04-05 | 1999-05-25 | Siemens Aktiengesellschaft | Device for collecting core melt from a reactor pressure vessel |
DE19512287C1 (de) * | 1995-04-05 | 1996-08-08 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter |
DE19531626A1 (de) * | 1995-08-28 | 1997-03-06 | Siemens Ag | Auffangraum zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter |
DE19536532A1 (de) * | 1995-09-29 | 1997-04-03 | Siemens Ag | Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung |
DE19638989A1 (de) * | 1996-09-23 | 1998-04-02 | Siemens Ag | Auffangeinrichtung zur Aufnahme von Hochtemperaturschmelze |
JP4070178B2 (ja) * | 1998-11-26 | 2008-04-02 | アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | 溶融物の捕捉・冷却装置 |
KR20010060933A (ko) * | 1999-12-28 | 2001-07-07 | 이종훈 | 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치 |
US7558360B1 (en) | 2003-12-31 | 2009-07-07 | General Electric Company | Core catcher cooling |
JP6109580B2 (ja) * | 2013-01-15 | 2017-04-05 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 溶融炉心保持装置及びそれを備えた原子炉格納容器 |
US9911514B2 (en) * | 2014-06-09 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system |
GB2588840A (en) * | 2020-07-16 | 2021-05-12 | Rolls Royce Plc | Nuclear power plant |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3238105A (en) * | 1964-06-03 | 1966-03-01 | Malcolm J Mcnelly | Fuel element assembly for a nuclear reactor |
DE1501340B2 (de) * | 1965-04-13 | 1971-04-29 | Allmanna Svenska Elektriska AB, Vasteras (Schweden) | Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren |
US3629064A (en) * | 1968-09-09 | 1971-12-21 | Trw Inc | Safety apparatus for nuclear reactors |
US3702802A (en) * | 1971-06-16 | 1972-11-14 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor incorporating means for preventing molten fuel from breaching the containment vessel thereof in the event of a core meltdown |
-
1972
- 1972-07-14 DE DE2234782A patent/DE2234782C3/de not_active Expired
-
1973
- 1973-06-27 US US05/374,121 patent/US3930939A/en not_active Expired - Lifetime
- 1973-07-11 IT IT26453/73A patent/IT992611B/it active
- 1973-07-11 GB GB3314573A patent/GB1417748A/en not_active Expired
- 1973-07-13 FR FR7325707A patent/FR2193233B1/fr not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB1417748A (en) | 1975-12-17 |
FR2193233B1 (de) | 1976-05-07 |
DE2234782B2 (de) | 1977-11-03 |
US3930939A (en) | 1976-01-06 |
IT992611B (it) | 1975-09-30 |
DE2234782A1 (de) | 1974-01-31 |
FR2193233A1 (de) | 1974-02-15 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2234782C3 (de) | Kernreaktor | |
DE3046933A1 (de) | "wasserstandsmessvorrichtung fuer einen kernreaktor" | |
DE2410701A1 (de) | Schneller kernreaktor | |
DE2104629A1 (de) | Warmeabschirmeinrichtung | |
DE2315820C3 (de) | Dampferzeuger für einen schnellen Brüter | |
DE2320091C3 (de) | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor | |
DE1764306B2 (de) | Einrichtung zur kuehlung von kernbruchstuecken in einem schnellen brutreaktor | |
DE2220486C3 (de) | Druckwasserreaktor | |
DE3639760A1 (de) | Kuehlmittelbehaelter | |
DE4424283A1 (de) | Kühlluft-Leitanordnung für einen Flüssigmetall-Reaktor | |
DE3534422A1 (de) | Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung | |
DE2625357C3 (de) | Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle | |
DE2843346A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2142744A1 (de) | Brennelement fuer kernreaktoren | |
DE3730656A1 (de) | Kernreaktor in modulbauweise | |
DE1439843C3 (de) | Atomkernreaktor | |
DE2234744A1 (de) | Kernreaktor | |
EP0734028A1 (de) | Sicherheitsbehälter einer Kernkraftanlage | |
DE6925243U (de) | Kernbrennelement | |
EP0766264B1 (de) | Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung für Kernschmelzenfänger | |
DE545789C (de) | Einrichtung zur Verhuetung von Rueckzuendungen in Quecksilberdampf-Gleichrichtern, bei denen die Bildung von Quecksilberdampf aus der freien Quecksilber-Oberflaeche mit Ausnahme der Flaeche des Kathodenflecks durch eine innerhalb des Kathodenquecksilbers angeordnete Kuehleinrichtung unterdrueckt ist | |
DE2525554C2 (de) | Kernenergieanlage mit Auffangbehälter für schmelzende Coremassen | |
DE2723277A1 (de) | Sicherheitsvorrichtung fuer einen fluessigkeitsgekuehlten kernreaktor | |
DE1564001C3 (de) | Einrichtung zum Prüfen von für Kernreaktoren hoher Leistungsdichte und hoher Kühlmitteltemperatur bestimmten Spaltstoffelementen | |
DE1464645C (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |