DE2653634C2 - Kernreaktor - Google Patents

Kernreaktor

Info

Publication number
DE2653634C2
DE2653634C2 DE2653634A DE2653634A DE2653634C2 DE 2653634 C2 DE2653634 C2 DE 2653634C2 DE 2653634 A DE2653634 A DE 2653634A DE 2653634 A DE2653634 A DE 2653634A DE 2653634 C2 DE2653634 C2 DE 2653634C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
trough
baffle
nuclear reactor
sodium
reactor according
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
Application number
DE2653634A
Other languages
English (en)
Other versions
DE2653634A1 (de
Inventor
Michel Pierrevert Aubert
Paul Echirolles Lambert
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 DE2653634A1 publication Critical patent/DE2653634A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2653634C2 publication Critical patent/DE2653634C2/de
Expired 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
    • G21C1/03Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor gemäß dem Oberbegriff des Anspruches 1.
Eine senkrechte Schnittansicht eines mit flüssigem Natrium gekühlten, herkömmlichen Reaktors zeigt Fig. 1.
In Fig. 1 erkennt man einen den Reaktor umgebenden Betonmantel 2 mit einer Deckplatte 4, in welcher mehrere drehbare Verschlüsse 6,8 sitzen. An der Deckplatte 4 ist ein Trog 10 aufgehängt, welcher die Gesamtmenge des primären Kühlmittels, d. h. des flüssigen Natriums enthält. Der Reaktorkern 12 enthält eine Anzahl von Brennstoffelementen, welche mit ihren unteren Teilen in einen Tragrost 14 eingesetzt sind. Der Tragrost 14 ruht auf einer Anordnung von Trägern 16 innerhalb des Troges 10. Ferner sind im Trog 10 mehrere Umwälzpumpen 18 und Wärmetauscher 20 untergebracht. Ein das »heiße« Natrium enthaltender Bereich 21 und ein das »kalte« Natrium enthaltender Mantelraum 22 sind durch einen weiteren Trog 23 voneinander getrennt. Dieser hat einen unteren Mantel 25, einen oberen Mantel 34 und eine die beiden Mantel miteinander verbindende, trichterförmige Wandung 24. Das heiße Natrium befindet sich im weiteren Trog 23, während sich das kalte Natrium in dem Mantelraum 22 zwischen dem Trog 10 und dem weiteren Trog 23 befindet
Das Natrium durchströmt die Anordnung der Brennstoffelemente im Reaktorkern 12 von unten nach oben, so daß es im heißen Zustand in den weiteren Trog gelangt Anschließend durchströmt es die Wärmetauscher 20 und gelangt über deren Auslaß 26 im abgekühlten Zustand in den Mantelraum 22. Aus diesem wird es von den Pumpen 18 angesaugt und über Leitungen 28 mit
ίο schwachem Druck erneut dem Tragrost 14 zugeführt Damit beginnt dann der Umlauf von neuem.
Ober dem im Trog 10 enthaltenen Natrium liegt eine unter Druck gehaltene Argonschicht 30.
Der die beschriebenen Einrichtungen enthaltende Trog 10 ist der Wirkung sehr großer Wärmeunterschiede ausgesetzt Das »kalte«Natrium hat beim Eintritt in den Reaktorkern eine Temperatur von ca. 3800C, während das »heiße« Natrium beim Austritt aus dem Reaktorkern eine Temperatur von ca. 5400C aufweist Zur Kühlung des Troges 10 wird ein kleiner Teil des umgewälzten kalten Natriums verwendet Damit das kalte Natrium die Wandung des Troges 10 innig bestreicht sind mittels zweier Leitwände 32,34 zwei Ringdurchlässe 36,38 gebildet Der äußere Ringdurchlaß 36 mündet unterhalb der Träger 16 und wird mit einem kleinen Teil des dem Tragrost 14 im unteren Teil des Reaktorkerns 12 zugeführten kalten Natriums gespeist. Im inneren Ringdurchlaß 38 strömt das zur Kühlung verwendete Natrium dann wieder abwärts in den Mantelraum 22.
Das beschriebene Kühlsystem ist zwar ausreichend für Schnellneutronenreaktoren mittlerer Leistung, arbeitet jedoch bei Reaktoren mit höherer Leistung von beispielsweise 1000 MW nicht mehr befriedigend. Dies kommt daher, daß der Spiegel des heißen Natriums bei veränderlicher Belastung unterschiedlich hoch ist. Dementsprechend steigt und sinkt auch der Spiegel des kalten Natriums im oberen Teil der Ringdurchlässe 36,38. Die beiden Ringdurchlässe sind am oberen Ende nicht durch irgendwelche Verschlüsse voneinander getrennt, sondern zu der über der gesamten freien Oberfläche des Natriums liegenden Argonschicht 30 hin offen. Ein Ansteigen des Spiegels des heißen Natriums hat also ein Absinken des Spiegels des kalten Natriums zwischen dem Mantel 34 und dem Trog 10 zur Folge. Dadurch entsteht im oberen Teil des äußeren Ringdurchlasses 36 eine zunehmend stärkere Schicht von nicht in Umlauf gehaltenem Natrium. Diese sich somit nicht erneuernde Schicht wird durch die Wärmestrahlung des heißen Natriums erhitzt, so daß der Trog im Bereich der Schicht nicht mehr gekühlt wird. Es ist jedoch gerade dieser Bereich im oberen Teil des Troges, in welchem dieser am stärksten belastet ist. Ein Absinken des Spiegels des heißen Natriums hat demgegenüber zur Folge, daß das kalte Natrium über die äußere Leitwand 32 hinwegfließt. Dabei besteht die Gefahr, daß das dann im inneren Ringdurchlaß 38 abwärts strömende Natrium Argonblasen mitreißt. Dadurch kann dann eine ungenügende und ungleichmäßige Kühlung der Brennstoffelemente des Reaktorkerns hervorgerufen werden.
eo Um diesem Mangel abzuhelfen kann in den oberen Teilen der Ringdurchlässe 36,38 ein Siphon angeordnet werden, welcher die Umwälzung des kalten Natriums in diesem Bereich des Troges aufrechterhält. Diese Lösung ist zwar äußerst wirksam, erfordert jedoch einen erhöhten Aufwand für die Inneneinrichtungen des Trogs sowie zusätzliche Einrichtungen zum Regeln des Gasdrucks in der Kammer des Siphons.
Aus der US-PS 37 84 443 ist ein Kernreaktor der im
Oberbegriff des Anspruches 1 genannten Art bekannt
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, einen Kernreaktor gemäß dem Oberbegriff des Anspruches 1 derart weiter zu bilden, daß vermieden wird, daß das flüssige Metall beim Oberströmen der Leitwand Gasblasen aus der Schutzgasdeckschicht mitreißt, wodurch die erforderliche Kühlung der Wand eines Reaktortroges beeinträchtigt wird.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß durch die kennzeichnenden Merkmale des Patentanspruches 1 gelöst.
In vorteilhafter Weise wird durch die erfindungsgemäße Ausgestaltung des Randes der ersten Leitwand erreicht, daß die Strömung des flüssigen Metalls beim Oberströmen der Leitwand nicht abreißt, so daß keine Gasblasen aus der Schutzgasdeckschicht mitgerissen werden.
Vorteilhafte Weiterbildungen des Erfindungsgegenstandes sind in den Unteransprüchen angegeben.
Der Erfindungsgegenstand wird im folgenden anhand von Ausführungsbeispielen unter Bezugnahme auf die Zeichnungen näher erläutert Es zeigt
F i g. 1 eine vorstehend bereits beschriebene senkrechte Schnittansicht eines mit flüssigem Natrium gekühlten Kernreaktors bekannter Ausführung,
Fig.2 eine Teil-Schnittansicht des Troges eines Kernreaktors mit einer Anordnung für die Kühlung des Troges,
F i g. 3 und 3' Teil-Schnittansichten des oberen Randes einer Leitwand in zwei verschiedenen Formen,
F i g. 4 eine Teil-Schrägansicht des mit Ausschnitten versehenen Randes der Leitwand, und
F i g. 5 eine schematisierte Darstellung einer Anordnung zum Steuern der Höhe der Überfallströmung bei der Kühlung des Außentroges.
In Fig.2 erkennt man verschiedene bereits anhand von F i g. 1 beschriebene Teile. Diese brauchen nicht erneut beschrieben zu werden, die Beschreibung beschränkt sich vielmehr auf die Einzelheiten der erfindungsgemäßen Anordnung.
Der Trog 10 enthält eine koaxial mit ihm angeordnete zylindrische erste Leitwand 50, welche zusammen mit der Wandung des Trogs 10 einen ersten Ringdurchlaß 52 begrenzt. Die erste Leitwand 50 ist am unteren Teil mit den Trägern 16 verbunden, so daß ein Teil des von den Pumpen 18 umgewälzten kalten Natriums den ersten Ringdurchlaß 52 durchströmt Am oberen Ende läuft die erste Leitwand 50 in einem freien Rand 54 aus.
Zwischen der ersten Leitwand 50 und einer konzentrisch mit ihr im Trog 10 angeordneten zweiten Leitwand 56 ist ein zweiter Ringdurchlaß 58 gebildet. Die zylindrische zweite Leitwand 56 reicht mit ihrem unteren Teil bis unter die den Bereich des kalten Natriums begrenzende trichterförmige Wandung 24 hinab. Am oberen Teil läuft die zweite Leitwand 56 ebenfalls in einem freien Rand 60 aus, welcher oberhalb des Spiegels A des heißen Natriums liegt.
Der freie Rand 54 der ersten Leitwand 50 liegt in einer solchen Höhe, daß er in jedem Betriebszustand des Reaktors oberhalb des Spiegels D des kalten Natriums in dem zweiten Ringdurchlaß 58 verläuft. Der Spiegel B des kalten Natriums im ersten Ringdurchlaß 52 verläuft stets etwas oberhalb des Randes 54 und ist unabhängig von Änderungen des Kuhlmittelumlaufs im wesentlichen konstant.
Das kalte Natrium strömt über den Rand 54 hinweg und fließt in Form einer durch den Pfeil C angedeuteten Strömungsschicht abwärts in den zweiten Ringdurchlaß 58.
Solange die Pumpen in einem Bereich zwischen ihrer Nenn-Förderleistung Qn und einer Förderleistung 0,2 Qn arbeiten liegt der Spiegel A des heißen Natriums höher als der Spiegel D des kalten Natriums im zweiten Ringdurchlaß 58. Im Stillstand der Pumpen bzw. bei einer Förderleistung 0,1 Qn stellen sich die beiden Spiegel einander gleich, wie in Fi g. 2 durch Λ'und D'angedeutet ist
Gemäß der Erfindung erhält der obere Rand 54 der ersten Leitwand 50 ein solches Profil, daß sich die Strömungsschicht C nicht von der inneren Wandfläche 62 der ersten Leitwand löst. Dadurch reißt die Strömungsschicht C praktisch keinerlei Gasblasen aus der über dem Natrium liegenden Gasschicht, beispielsweise Argonschicht mit
In Versuchen wurde ermittelt, daß eine solche Wirkung erzielbar ist indem man dem Rand 54 im senkrechten Schnitt die Form eines Kreisaus- oder Abschnitts verleiht
In F i g. 3 und 3' sind besonders günstige Formen für den Rand dargestellt In F i g. 3 hat der Rand im Querschnitt die Form eines Halbkreises, dessen Durchmesser gleich der Stärke e der ersten Leitwand 50 ist Insbesondere ist zu bemerken, daß die Halbkreisform tangential in die innere Wandfläche 62 der ersten Leitwand 50 übergeht.
In F i g. 3' hat der Rand die Form eines Ringwulsts 66, dessen Querschnitt einen Kreisausschnitt darstellt. Dieser geht wiederum tangential in die innere Wandfläche 62 der ersten Leitwand 50 über. Der kreisbogenförmige Querschnitt des Randes verhindert bei in einem sehr weiten Bereich veränderlicher Zufuhr des Natriums zum ersten Ringdurchlaß 52 eine Ablösung der abwärts fließenden Strömungsschicht Q was insbesondere bei den höchsten Zufuhrmengen an Natrium vorteilhaft zur Wirkung kommt.
Die zweite Leitwand 56 dient dazu, das kalte Natrium in den unterhalb der trichterförmigen Wandung 24 liegenden Bereich des Trogs zu leiten. Dabei können die wenigen von der Strömungsschicht C mitgerissenen Gasblasen innerhalb des zweiten Ringdurchlasses 58 aufsteigen, um sich am Spiegel D wieder mit der Schutzgasschicht 30 zu vereinigen.
In einem praktischen Beispiel mit einem Trog 10, dessen Innendurchmesser ca. 21 m beträgt und mit einem Rand 54 der ersten Leitwand 50, welcher bei einer Toleranz von ±2,5 mm mit einem Kreisdurchmesser von 50 mm gerundet ist, wurden bei einer Nenn-Zufuhrmenge Qn von 6001 Natrium/sec zum ersten Ringdurchlaß 52 die folgenden Ergebnisse erzielt:
— mitgerissene Gasmenge, bezogen auf die Menge des Natriums: bei einem Zwischenraum von 150 mm zwischen äußerer und innerer Leitwand weniger als 5 · 10~5, bezogen auf das Volumen;
bei einem Zwischenraum von 75 mm zwischen erster und zweiter Leitwand weniger als 10~4, bezogen auf das Volumen.
Bei Änderungen der Zufuhrmenge zwischen Qn und 0,1 Qn änderte sich die Höhe des Spiegels B des Natriums entlang dem Umfang des Trogs 10 auch unter Berücksichtigung der den verschiedenen Zufuhrmengen entsprechenden Temperaturen um nicht mehr als 18 mm.
Bei Anlagen, in denen die Fördermengen sehr klein
5
sein können, kann es vorteilhaft sein, den Rand 54 der ersten Leitwand 50 mit Ausschnitten zu versehen, wie dies in Fig.4 dargestellt ist. Die hier gezeigten Ausschnitte 68 sind in gleichen Abständen entlang dem Rand verteilt, und ihre abgeschrägten seitlichen Begren- s '$ zungen 70,70' sowie ihre unteren Begrenzungen 72 ha- H' ben jeweils ein gleichmäßig gerundetes Profil. Die Länge der Ausschnitte 68, bezogen auf die Länge des Randes 54 insgesamt, bestimmt sich im Hinblick auf die ;■? kleinste zu erwartende Fördermenge. to
F i g. 5 zeigt eine Anordnung zum Steuern der relati- ^
ven Höhe der Flüssigkeitsspiegel D und A, wobei der %
Spiegel D im zweiten Ringdurchlaß 58 höher sein soll als '<■
der Spiegel A im Innentrog. Dazu ist die zweite Leit- jA
wand 56 abwärts bis an die Träger 16 verlängert und der 15
zweite Ringdurchlaß 58 ist über kalibrierte öffnungen i
74 mit dem restlichen Innenraum des Trogs strömungsverbunden. Aufgrund der Durchlässe 74 entsteht ein Druckanstieg, welcher das Anheben des Flüssigkeitsspiegels D ermöglicht.
Dadurch verringert sich der Höhenunterschied zwischen den Flüssigkeitsspiegeln B und D. Solange die Pumpen in einem Bereich zwischen ihrer Nenn-Förderleistung Qn und einer Förderleistung 0,2 Qn arbeiten, liegt der Spiegel D höher als der Flüssigkeitsspiegel A. Im Stillstand der Pumpen bzw. bei einer Förderleistung 0,1 Qn stellen sich die Flüssigkeitsspiegel D und A auf die gleiche Höhe ein.
Hierzu 4 Blatt Zeichnungen
35
40
45
50
55
60
65

Claims (5)

Patentansprüche:
1. Kernreaktor mit einem Trog, welcher in einem Außenmantel angeordnet und an einer den Außenmantel oben abschließenden Deckplatte aufgehängt ist, mit einem im Trog angeordneten Reaktorkern, welcher mittels den Trog teilweise ausfüllendem flüssigem Natrium gekühlt ist, mit einer auf der freien Oberfläche der Flüssigkeit liegenden Schutzschicht aus einem inerten Gas, mit einer ersten und einer zweiten im Trog angeordneten Leitwand und mit zwischen der ersten Leitwand und dem Trog bzw. zwischen der ersten und der zweiten Leitwand gebildeten ersten und zweiten Ringdurchlässen, von denen der eine der Zufuhr des »kalten« flüssigen Metalls und der andere dem Rücklauf desselben dient, dadurch gekennzeichnet, daß der Querschnitt des oberen Randes (54) der ersten Leitwand (50) aus einem Kreisausschnitt besteht, dessen Kontur tangential in die innere Wandfläche (62) der ersten Leitwand (50) übergeht
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Durchmesser des Kreisausschnittes größer ist als die Stärke (e) der ersten Leitwand (50).
3. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Durchmesser des Kreisausschnittes gleich der Stärke (e) der ersten Leitwand (50) ist
4. Kernreaktor nach wenigstens einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß der obere Rand (54) der ersten Leitwand (50) eine Anzahl von gleichmäßig entlang seinem Umfang verteilten senkrechten Ausschnitten (68) hat
5. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Rücklauf-Ringdurchlaß (58), durch die erste und die zweite Leitwand (50 bzw. 56) begrenzt, am unteren Ende verschlossen und über die zweite Leitwand (56) durchsetzende kalibrierte öffnungen (74) mit dem unteren Teil des Troges (10) strömungsverbunden ist.
DE2653634A 1975-11-26 1976-11-25 Kernreaktor Expired DE2653634C2 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7536226A FR2333328A1 (fr) 1975-11-26 1975-11-26 Reacteur nucleaire

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2653634A1 DE2653634A1 (de) 1977-06-08
DE2653634C2 true DE2653634C2 (de) 1986-12-18

Family

ID=9162951

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2653634A Expired DE2653634C2 (de) 1975-11-26 1976-11-25 Kernreaktor

Country Status (11)

Country Link
US (1) US4167445A (de)
JP (1) JPS5266188A (de)
BE (1) BE848748A (de)
CH (1) CH613297A5 (de)
DE (1) DE2653634C2 (de)
ES (1) ES453673A1 (de)
FR (1) FR2333328A1 (de)
GB (1) GB1554576A (de)
IT (1) IT1064643B (de)
NL (1) NL7613175A (de)
SE (1) SE428737B (de)

Families Citing this family (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4298431A (en) * 1977-06-13 1981-11-03 Commissariat A L'energie Atomique Device for the thermal protection of an internal structure of a liquid metal cooled fast reactor
BE875873R (fr) * 1978-05-02 1979-08-16 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire
FR2429478A1 (fr) * 1978-06-23 1980-01-18 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire a neutrons rapides et a metal liquide caloporteur
US4302296A (en) * 1978-09-28 1981-11-24 Electric Power Research Institute, Inc. Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors
US4294658A (en) * 1978-10-09 1981-10-13 United Kingdom Atomic Energy Authority Nuclear reactors
US4324617A (en) * 1979-04-27 1982-04-13 Electric Power Research Institute, Inc. Intermediate heat exchanger for a liquid metal cooled nuclear reactor and method
JPS55146097A (en) * 1979-05-02 1980-11-14 Mitsubishi Atomic Power Ind High speed bleeder
FR2505078A1 (fr) * 1981-04-30 1982-11-05 Novatome Ind Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2506062B1 (fr) * 1981-05-13 1985-11-29 Novatome Cuve interne pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2525017A1 (fr) * 1982-04-09 1983-10-14 Novatome Dispositif collecteur et separateur de metal liquide caloporteur dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2532629B1 (fr) * 1982-09-08 1985-12-20 Stein Industrie Dispositif de reduction des contraintes thermiques dans la paroi d'un appareil partiellement rempli de liquide et procede de constitution de ce dispositif
FR2541496A1 (fr) * 1983-02-22 1984-08-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides a structure interne allegee
FR2542911A1 (fr) * 1983-03-18 1984-09-21 Novatome Dispositif de purification integree du metal liquide de refroidissement d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
DE3416398A1 (de) * 1984-05-03 1985-11-07 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor mit von waermespannungen entlasteter kerntragstruktur
JPS60237395A (ja) * 1984-05-11 1985-11-26 財団法人 電力中央研究所 炉壁冷却構造
FR2605136B1 (fr) * 1986-10-09 1990-05-04 Novatome Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'une reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par un metal liquide
FR2632760B1 (fr) * 1988-06-09 1992-10-23 Novatome Virole interne d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un dispositif de protection thermique
FR2643189B1 (fr) * 1989-02-10 1991-05-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la virole superieure de supportage d'une cuve suspendue, notamment dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2680597B1 (fr) * 1991-08-20 1993-11-26 Framatome Structure interne d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides.
JP3597165B2 (ja) * 2001-11-16 2004-12-02 核燃料サイクル開発機構 原子炉容器の熱荷重緩和装置
JP3909700B2 (ja) * 2003-03-04 2007-04-25 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 原子炉容器の熱荷重緩和装置
CA2980249C (en) 2015-03-19 2022-11-08 Hydromine Nuclear Energy S.A.R.L. Nuclear reactor, in particular liquid-metal-cooled compact nuclear reactor

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2852456A (en) * 1953-11-17 1958-09-16 Elmer J Wade Neutronic reactor
US3401081A (en) * 1966-04-28 1968-09-10 Allis Chalmers Mfg Co Hydraulic holddown for nuclear reactor fuel assembly
FR2101019B1 (de) * 1970-08-07 1973-12-21 Commissariat Energie Atomique
FR2220847B1 (de) * 1973-03-07 1975-10-31 Commissariat Energie Atomique
FR2248583B1 (de) * 1973-10-18 1976-10-01 Commissariat Energie Atomique
FR2291580A1 (fr) * 1974-11-14 1976-06-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur

Also Published As

Publication number Publication date
FR2333328B1 (de) 1982-10-01
NL7613175A (nl) 1977-05-31
US4167445A (en) 1979-09-11
SE428737B (sv) 1983-07-18
FR2333328A1 (fr) 1977-06-24
CH613297A5 (en) 1979-09-14
ES453673A1 (es) 1978-03-16
JPS6156475B2 (de) 1986-12-02
DE2653634A1 (de) 1977-06-08
JPS5266188A (en) 1977-06-01
BE848748A (fr) 1977-03-16
SE7613215L (sv) 1977-05-27
GB1554576A (en) 1979-10-24
IT1064643B (it) 1985-02-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2653634C2 (de) Kernreaktor
DE2403538B2 (de) Wärmerohr
DE60212069T2 (de) Raketentriebwerksglied und ein verfahren zur herstellung eines raketentriebwerksglieds
CH658535A5 (de) Kernbrennstoffkassette mit einem kuehlmittel fuehrenden rohr.
DE1514462A1 (de) Brennelement fuer Kernreaktoren
DE2410703C2 (de) Anordnung zur senkrechten Lagerung von einen rohrförmigen Fuß aufweisenden Kernreaktor-Brennelementen
DE2733057A1 (de) Vorrichtung zum waermetausch bei salzschmelzenreaktor
DE3639760C2 (de)
DE2449308C2 (de) Reaktorbehälter-Kühlvorrichtung
DE1489641A1 (de) Brennstoffelement fuer Kernreaktoren
DE2410893C2 (de) Ventilkorb für Brennkraftmaschinen
DE2714991A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum waermeschutz des behaelters eines kernreaktors
DE2029918A1 (de) Heißen Strömungsmitteln aussetzbare Wandung
EP2192209B1 (de) Vorrichtung zur Reinigung oxidierter oder korrodierter Bauteile in Gegenwart eines halogenhaltigen Gasgemisches
DE2825734A1 (de) Waermeschutzvorrichtung fuer kernreaktor
EP0173767A1 (de) Anlage mit einem nuklearen Reaktor
DE1464849B1 (de) Atomkernreaktoranlage
CH665020A5 (de) Waermeuebertrager.
DE2407366A1 (de) Dampferzeuger
DE2917215C2 (de)
DE3145785C1 (de) Vorrichtung zur Erzeugung von Glastropfen aus einer radioaktiven Abfall enthaltenden Glasschmelze
CH659881A5 (de) Vorrichtung zur verteilung der absorptionsfluessigkeit in einem absorptionskuehlapparat.
DE102022212860B3 (de) Neutronenabschirmeinrichtung und System mit einer Neutronenquelle und einer Neutronenabschirmeinrichtung
DE3528713A1 (de) Reaktor mit einem natuerlichen sicherheitskonvektionskuehlsystem
DE2300242A1 (de) Vorrichtung zur axialen blockierung von brennstoffelementanordnungen eines kernreaktors

Legal Events

Date Code Title Description
8110 Request for examination paragraph 44
AG Has addition no.

Ref country code: DE

Ref document number: 2917215

Format of ref document f/p: P

D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
AG Has addition no.

Ref country code: DE

Ref document number: 2917215

Format of ref document f/p: P

8339 Ceased/non-payment of the annual fee