DE2709471A1 - Kernreaktorauffangwanne mit verdunstungsschutz - Google Patents
Kernreaktorauffangwanne mit verdunstungsschutzInfo
- Publication number
- DE2709471A1 DE2709471A1 DE19772709471 DE2709471A DE2709471A1 DE 2709471 A1 DE2709471 A1 DE 2709471A1 DE 19772709471 DE19772709471 DE 19772709471 DE 2709471 A DE2709471 A DE 2709471A DE 2709471 A1 DE2709471 A1 DE 2709471A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- coolant
- reactor
- protection
- evaporation
- 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.)
- Withdrawn
Links
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 title claims description 8
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 title claims description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 18
- 238000007654 immersion Methods 0.000 claims description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 8
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 7
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 5
- 230000009182 swimming Effects 0.000 description 4
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 3
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 230000009189 diving Effects 0.000 description 1
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 239000007769 metal material Substances 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N nickel Substances [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 239000004033 plastic Substances 0.000 description 1
- 239000002985 plastic film Substances 0.000 description 1
- 229920006255 plastic film Polymers 0.000 description 1
- 230000000750 progressive effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 230000007017 scission Effects 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
- G21C9/016—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
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
- 3 - 24.365.9
We/Fe 02.03.1977
Die vorliegende Erfindung betrifft eine Wanne zum Auffangen des aus einem zerstörten Reaktorbehälter ausfließenden
Kühlmittels. Der sogenannte Bethe-Tait-Unfall, bei dem
angenommen wird, daß beim hypothetischen Versagen sämtlicher Kühlkreisläufe bei gleichzeitigem Ausfall aller
Abschalteinrichtungen in einem flüssigmetallgekühlten
Kernreaktor eine prompte Leistungsexkursion stattfindet, die zum Niederschmelzen des Kerns führt, kann zur Folge
haben, daß dieser durch den Boden des Reaktordoppeltanks hindurchschmilzt und in eine zu diesem Zwecke angeordnete
Schale aus hochtemperaturbeständigen Materialien fällt. Diese Schale bildet einen Teil einer Auffangwanne, in
der das aus dem zerstörten Reaktorbehälter ausgeflossene Kühlmittel (z. B. Natrium) gesammelt wird, um die Trümmer
des Reaktorkerns bis zum Abklingen der Aktivität zu kühlen. Berechnungen zeigen, daß das Kühlmittel dabei zunächst
auf Temperaturen nahe dessen Siedetemperatur aufgeheizt wird, so daß eine hohe Verdunstungsrate (beim Kühlmittel
Natrium darüberhinaus mit starker Aerosolbildung verbunden)
zu erwarten ist, wenn keine Gegenmaßnahmen erfolgen. Diese Gegenmaßnahmen können bei einem vorausgesetztermaßen
unkontrollierbar ablaufenden Geschehen nur in Ereignissen bestehen, die mit absoluter Sicherheit selbsttätig einsetzen.
Eine unkontrolliert fortschreitende Verdunstung mit starker Aerosolbildung führt zu einer hohen radiologischen
Belastung der Atmosphäre innerhalb des Sicherheitsbehälters und kann u. U. die Zuverlässigkeit von
Hilfssystemen beeinträchtigen, die in der Phase nach dem Unfall benötigt werden.
809836/0363 . 4 -
Um Schwimmbäder vor der Auskühlung zu bewahren, ist es bekannt, sie bei Nichtgebrauch mit einer Schicht aus
schwimmfähigen hohlen Kunststoffkugeln zu bedecken. Die Anwendung solcher Kugeln ist in der DT-OS 21 59 197 auch
für die Kerntechnik in Betracht gezogen worden, und zwar zum Abdecken von Wasserbecken für Kernreaktorbrennelemente,
um eine Verunreinigung der Atmosphäre in den die Becken enthaltenden Räumen durch radioaktive Dämpfe und Aerosole
zu verhindern. Die genannte Schrift kommt jedoch zu dem Schluß, daß für diesen Zweck die Verwendung einer die
Wasseroberfläche abdeckenden Kunststoffolie vorzuziehen ist.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung jedoch ist es, eine für die Kühlung von Trümmern eines Reaktorkerns ausreichende
Füllung der Auffangwanne mit Kühlmittel durch eine Verringerung der Verdunstung desselben sicherzustellen,
wobei eine thermische Isolierung der Flüssigkeit gegenüber der darüber befindlichen Atmosphäre ohne Belang ist.
Dafür und angesichts der in einem Kernreaktor herrschenden Temperaturen ist die oben genannte Lösung ungeeignet.
Gemäß der Erfindung ist die Auffangwanne im Bereitschaftszustand
mit einer Füllung von Körpern versehen, die bei einem Eindringen von Reaktorkühlmittel, in die Wanne auf
diesem schwimmen. Die Anzahl der Schwimmkörper ist so bemessen, daß die Flüssigkeitsoberfläche im wesentlichen
abgedeckt wird.
Es erscheint zweckmäßig, den Schwimmkörpern eine rotationssymmetrische,
insbesondere sphärische Form zu geben. Trotz der zwischen den Kugeln verbleibenden Zwickel ist der
erreichbare Grad der Oberflächenabdeckung gut. Kugelförmige Schwimmkörper sind am besten geeignet, sich gleichmäßig
809836/0363 - 5 -
über die Flüssigkeitsoberfläche zu verteilen. Solche rotationssymmetrischen Körper befinden sich in einem
indifferenten Gleichgewicht, was dazu führt, daß sie unter der Einwirkung verhältnismäßig kleiner äußerer
Kräfte in Dreh- oder Taumelbewegungen geraten, wodurch immer wieder neue mit Kühlmittel benetzte Partien
ihrer Oberfläche nach oben gelangen und das Kühlmittel daraufhin abdampfen kann. Weisen die Schwimmkörper
dagegen entsprechend einem weiteren Merkmal der Erfindung einen exzentrischen Schwerpunkt auf, sind sie z. B. an
einem Punkte ihres Umfanges beschwert, geraten sie in einen stabilen Gleichgewichtszustand, der dafür sorgt,
daß sie ihre Schwimmlage im wesentlichen beibehalten. Nach dem Einpendeln in dieser Schwimmlage bleibt die
der Atmosphäre zugewandte Seite der Schwimmkörper trocken.
Bei der Strahlenbelastung und den im Einsatzfall zu erwartenden hohen Temperaturen kommen für die Herstellung
der Schwimmkörper nur hochwarmfeste metallische Werkstoffe
infrage, d. h., die Körper müssen, um z. B. auf Natrium schwimmfähig zu sein, hohl ausgeführt werden. Die dabei
aus Gewichtsgründen zu realisierenden Wandstärken können unter Umständen nicht ausreichen, um dem sich beim
Temperaturanstieg in dem Schwimmkörper aufbauenden Innendruck zu widerstehen. In weiterer Ausgestaltung der
Erfindung wird daher vorgeschlagen, daß die Schwimmkörper je eine Entlastungsbohrung aufweisen, durch die ein Druckausgleich
erfolgen kann. Die oben vorgeschlagene Beschwerung des Schwimmkörpers erfolgt zweckmäßigerweise
so, daß beim Erreichen der stabilen Schwimmlage die Entlastungsbohrung sich entsprechend dem Prinzip der Tauchglocke
auf der Unterseite des Schwimmkörpers befindet.
809836/0383
Der Grad der Abdeckung der Flüssigkeitsoberfläche ist
am besten, wenn die Eintauchtiefe der Schwimmkörper gemäß einem weiteren Merkmal der Erfindung etwa die
Hälfte ihrer Höhe beträgt. Beim zu erwartenden späteren Abkühlen der in dem Schwimmkörper eingeschlossenen Gasmenge
fließt zwar durch die Entlastungsbohrung Kühlmittel in den Schwimmkörper, bis der Druckausgleich wieder erreicht
ist, und der Schwimmkörper sinkt tiefer ein, wobei sich der Grad der Oberflächenabdeckung geringfügig verschlechtert.
Durch die dann bei niedrigerer Temperatur auch geringere Verdunstung wird diese Verschlechterung mehr
als wettgemacht.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt,und zwar zeigt
Figur 1 die gemäß der Erfindung ausgestattete Auffangwanne eines Kernreaktors im Axial-Längsschnitt und
Figur 2 in stark vergrößertem Maßstabe einen der Schwimmkörper,
ebenfalls im Axial-Längsschnitt.
Der Darstellung liegt .der Zustand zugrunde, wie er nach
Eintreten des hypothetischen Kernschmelzunfalls mit angenommenem Reaktortankversagen vorausgesetzt werden muß.
Dabei befindet sich innerhalb eines hier nur teilweise gezeigten Sicherheitsbehälters 1 aus Beton ein Reaktordoppeltank
2, der durch die Einwirkung der Kernschmelze zerstört wurde (gestrichelt angedeutet). Trümmer 3 dieser
Spaltzone (deren ursprüngliche Lage gestrichelt angedeutet und mit einem eingeklammerten Bezugszeichen bezeichnet
ist), vermischt mit geschmolzenem Stahl des Reaktortanks 2, sind in eine Schale 4 (sogenannter Core-Catcher) gefallen,
809836/0363
wo sie von dem aus dem Reaktordoppeltank 2 ausgelaufenen Kühlmittel 5, beispielsweise flüssigem Natrium bedeckt
werden, da der untere Teil des Sicherheitsbehälters 1 mit der Schale 4 als Auffangwanne dient. Das Kühlmittel 5
hat eine große Zahl von vorher lose in der Auffangwanne liegenden (gestrichelt angedeutet und mit eingeklammerten
Bezugszeichen bezeichnet) Körpern 6 zum Aufschwimmen gebracht, die nunmehr die Oberfläche desselben im wesentlichen
abdecken und so eine Verdunstung größtenteils verhindern. Die Schale 4 ist mit einer besonders hitzebeständigen
Auskleidung 7, beispielsweise aus Urandioxyd, versehen und verfügt über eine Kühleinrichtung 8, die für
eine Abfuhr der in den Trümmern 3 der Spaltzone erzeugten Wärme sorgt und so ein weiteres Absinken der Kernschmelze
verhindert.
Die Figur 2 zeigt einen der Schwimmkörper 6, die hohlkugelförmige Gestalt haben. Der Schwimmkörper ist mit
einem Ballaststück 9 versehen, das eine definierte Schwimmlage desselben bewirkt und Roll- oder Taumelbewegungen
verhindert. Im Bereiche des Ballaststückes 9 ist eine Entlastungsbohrung 10 angebracht, durch die das die Hohlkugel
füllende Schutzgas abblasen kann, wenn es infolge der beim Eintauchen der Kugeln in das heiße Kühlmittel
stattfindenden Temperaturerhöhung sein Volumen ausdehnt. Zunächst taucht die Kugel bis zu einem ersten, in Höhe
ihres Äquators liegendem Spiegel 11 in das Kühlmittel ein.
Sinkt später die Temperatur desselben ab, zieht sich die Gasfüllung der Kugel etwas zusammen und es kann Kühlmittel
in dieselbe eindringen, und zwar bis zu einem gestrichelt angedeuteten Spiegel 12. Die Gewichtszunahme führt zu einer
stärkeren Tauchung der Kugel bis zu einem ebenfalls gestrichelt angedeuteten Spiegel 13, der jedoch noch immer
in der Nähe des Kugeläquators liegt, so daß das Ausmaß
809836/0363 - 8 -
der Abdeckung des Flüssigkeitsspiegels durch die Kugeln kaum verringert wird.
Wird als Kühlmittel des Reaktors flüssiges Natrium mit einer Temperatur bis zu 1070 K vorausgesetzt, könnte ein
erfindungsgemäßer Schwimmkörper von hohlkugelförmiger Gestalt, der mit Rücksicht auf die Verträglichkeit mit
Natrium und die Belastung durch radioaktive Strahlung (welch letztere ja bereits während des Normalbetriebes
auftritt) aus Chromnickelstahl gefertigt ist, einen Durchmesser von 50 bis 150 mm bei einer Wandstärke von
0,15 bis 0,5 mm, d. h., ein Gewicht von 10 bis 250 g aufweisen, zu dem noch ein Ballastgewicht von 4 bis 120 g
hinzukäme.
Die Erfindung ist am Beispiel eines mit flüssigem Natrium gekühlten schnellen Kernreaktors beschrieben worden, ist
jedoch in grundsätzlich gleicher Weise auch auf andere Reaktortypen anwendbar, z. B. auf solche, die mit einer
Salzschmelze betrieben werden.
809836/0363
e r s e
Claims (3)
1. Wanne zum Auffangen des aus einem zerstörten Reaktorbchälter ausfließenden Kühlmittels,
dadurch gekennzeichnet,
daß sie eine Füllung auf dem Reaktorkühlmittel (5) schwimmfähiger Körper (6) aufweist, die die freie
Oberfläche des in die Wanne geflossenen Kühlmittels im wesentlichen abdeckt.
2. Schwimmkörper nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß er die Gestalt eines rotationssymmetrischen Körpers (6) aufweist, der einen exzentrischen
Schwerpunkt hat.
3. Hohler Schwimmkörper nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet,
daß er eine Hntlastungsbohrung (10) aufweist.
809836/0363 - 2 -
ORIGINAL INSPECTED
Schwimmkörper nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß seine Eintauchtiefe (11) in leerem Zustand
etwa die Hälfte seiner Höhe beträgt.
809836/0363 - 3 -
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19772709471 DE2709471A1 (de) | 1977-03-04 | 1977-03-04 | Kernreaktorauffangwanne mit verdunstungsschutz |
| IT20657/78A IT1092882B (it) | 1977-03-04 | 1978-02-28 | Vasca di raccolta di refrigerante di reattore nucleare con protezione contro l'evaporazione |
| FR7806245A FR2382746A1 (fr) | 1977-03-04 | 1978-03-03 | Bac collecteur destine a recueillir le refrigerant s'ecoulant d'une cuve de reacteur detruite et muni d'un dispositif anti-evaporation en particulier en cas d'excursion nucleaire provoquant la fusion du coeur du reacteur |
| GB8642/78A GB1549589A (en) | 1977-03-04 | 1978-03-03 | Nuclear reactor coolant receptacle |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19772709471 DE2709471A1 (de) | 1977-03-04 | 1977-03-04 | Kernreaktorauffangwanne mit verdunstungsschutz |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| DE2709471A1 true DE2709471A1 (de) | 1978-09-07 |
Family
ID=6002789
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| DE19772709471 Withdrawn DE2709471A1 (de) | 1977-03-04 | 1977-03-04 | Kernreaktorauffangwanne mit verdunstungsschutz |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| DE (1) | DE2709471A1 (de) |
| FR (1) | FR2382746A1 (de) |
| GB (1) | GB1549589A (de) |
| IT (1) | IT1092882B (de) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4289582A (en) * | 1977-09-16 | 1981-09-15 | Interatom, Internationale Atomreaktorbau Gmbh | Nuclear reactor collecting tank with thermal insulation |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1671650A (en) * | 1926-02-27 | 1928-05-29 | Newman Bernard | Float for use in storage tanks for volatile liquids |
| DE521898C (de) * | 1928-07-06 | 1931-03-27 | Karl Wolinski | Abdeckung des Fluessigkeitsspiegels in Behaeltern durch Schwimmdeckel |
| DE2420227C3 (de) * | 1974-04-26 | 1980-04-03 | Karl H. Dipl.-Ing. 4000 Duesseldorf Strohn | Schutzabdeckung für die Oberfläche einer Flüssigkeit |
-
1977
- 1977-03-04 DE DE19772709471 patent/DE2709471A1/de not_active Withdrawn
-
1978
- 1978-02-28 IT IT20657/78A patent/IT1092882B/it active
- 1978-03-03 FR FR7806245A patent/FR2382746A1/fr active Granted
- 1978-03-03 GB GB8642/78A patent/GB1549589A/en not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4289582A (en) * | 1977-09-16 | 1981-09-15 | Interatom, Internationale Atomreaktorbau Gmbh | Nuclear reactor collecting tank with thermal insulation |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2382746A1 (fr) | 1978-09-29 |
| GB1549589A (en) | 1979-08-08 |
| FR2382746B1 (de) | 1981-08-14 |
| IT7820657A0 (it) | 1978-02-28 |
| IT1092882B (it) | 1985-07-12 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| DE4319094A1 (de) | Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze | |
| DE4041295A1 (de) | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel | |
| DE1146598B (de) | Sicherheitseinrichtung fuer die Gebaeude von Leistungskernreaktoren | |
| WO1995001640A1 (de) | Einrichtung zum auffangen und kühlen von kernschmelze | |
| EP0730776B1 (de) | Vorrichtung zum rückhalten einer kernschmelze innerhalb des ausbreitungsraums einer kernreaktoranlage | |
| DE2459339C3 (de) | Kühl- und Auffangvorrichtung für den schmelzenden oder geschmolzenen Kern eines Atomkernreaktors | |
| DE2441999A1 (de) | Verfahren zur staendigen kontrolle des zweischalen-reaktorgefaesses eines reaktors und reaktor zur anwendung dieses verfahrens | |
| DE4306864C2 (de) | Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze | |
| DE4446421C2 (de) | Kühlsystem zur Kühlung eines zur Aufnahme von Kernschmelze ausgelegten Rückhalteraums | |
| DE4339904A1 (de) | Vorrichtung zum Rückhalten einer heißen Schmelze, insbesondere einer Kernschmelze innerhalb der Ausbreitungskammer einer Kernreaktoranlage | |
| DE2138046C2 (de) | Druckbehälter | |
| DE2709471A1 (de) | Kernreaktorauffangwanne mit verdunstungsschutz | |
| DE1204343B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement | |
| DE2919797C2 (de) | Lager für die Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente | |
| DE10217969A1 (de) | Zwischenlagersystem für Brennelemente aus einer kerntechnischen Anlage sowie Verfahren zum Betreiben eines derartigen Zwischenlagersystems | |
| DE1514623B2 (de) | Transportbehälter für verbrauchte Brennelemente von Kernreaktoren | |
| DE2931729C2 (de) | Einrichtung zur Aufnahme des geschmolzenen Kerns eines flüssigkeitsgekühlten Kernreaktors nach einem Störfall und Verwendung der Einrichtung | |
| DE2734810C2 (de) | Sicherheitseinrichtung für die Sicherheitshülle eines Druckwasserreaktors | |
| DE3226403A1 (de) | Brennelement, verfahren zu seiner herstellung und brennelementbehaelter | |
| DE2147789A1 (de) | Entgaster borkarbid-absorberstab | |
| DE2710290A1 (de) | Kernreaktoranlage in huegelbauweise | |
| DE3338520C1 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Prüfen und Reinigen einer an der Flanschoberseite eines Reaktorbehälters befindlichen Dichtfläche | |
| DE4314708A1 (de) | Brennstab mit vorbestimmtem Sekundärschaden | |
| DE1764618C (de) | Kernbrennstoffelement mit einem Spalt gasabzug | |
| McIsaac et al. | Fission product and core materials distribution outside the Three Mile Island unit 2 reactor vessel |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| OAM | Search report available | ||
| OC | Search report available | ||
| 8141 | Disposal/no request for examination |