DE2843308C2 - Kernkraftwerksanlage - Google Patents
KernkraftwerksanlageInfo
- Publication number
- DE2843308C2 DE2843308C2 DE2843308A DE2843308A DE2843308C2 DE 2843308 C2 DE2843308 C2 DE 2843308C2 DE 2843308 A DE2843308 A DE 2843308A DE 2843308 A DE2843308 A DE 2843308A DE 2843308 C2 DE2843308 C2 DE 2843308C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- basin
- building
- valve
- reactor
- power plant
- 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
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 24
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 3
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 2
- 238000012432 intermediate storage Methods 0.000 claims 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000003116 impacting effect Effects 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 210000004197 pelvis Anatomy 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/18—Apparatus for bringing fuel elements to the reactor charge area, e.g. from a storage place
-
- 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)
- Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
Description
35
Die Erfindung betrifft eine Kernkraftwerksanlage gemäß dem Oberbegriff des Patentanspruchs. Eine solche
Kernkraftwerksanlage ist z. B. aus der US-PS 40 53 067 bekannt.
Bei einem Kernkraftwerk und insbesondere bei einem Druckwasser-Kraftwerk ist der Reaktorkern in der
Mitte des Reaktorgebäudes, das den umschließenden Behälter bildet, mit einem Handhabungsbecken für
Brennelement-Bündel überbaut. Während des Lade- und/oder des Entladebetriebs ist der Deckel des Reaktors
angehoben, und der Behälter liegt in der gleichen Ebene wie der Boden eines Beckens, das mit Borwasser
gefüllt ist. Alle Handhabungen der Brennelement-Bündel erfolgen so unter einer dicken Wasserschicht, die
gleichzeitig sowohl einen biologischen Schutz gegen- so über Strahlungen, als auch ein wirksames Kühlmittel
zur Abfuhr von Restwärme darstellt. Die in vertikaler Lage aus dem Kern des Reaktor-Behälters herausgezogenen
verbrauchten Brennelement-Bündel werden anschließend in die Horizontale geschwenkt und auf einem
Schlitten angeordnet zur Überführung in ein Nebengebäude. Diese Überführung erfolgt mittels eines vollständig
unter der Wasseroberfläche angeordneten horizontalen Überführungsrohu, das das Becken des Reaktorgebäudes
mit einem anderen im Nebengebäude ange- eo ordneten Becken verbindet. In diesem zweiten Becken
werden die Brennelementbündel wieder ausgerichtet und, stets eingetaucht, für die Abklingperiode in Speichergestelle
eingesetzt. Nach ausreichendem Abklingen werden die Brennelement-Bündel zum Transport zur
Wiederaufbereitungsstätte in einen Überführungsbehälter geladen. Der Ladebetrieb für den Transport wird
unter einem biologischen Schutz einer dichten Hülle
durchgeführt, die Bleikammer genannt wird.
Der umgekehrte Kreislauf, vom Speicher im Becken des Nebengebäudes zum Becken des Reaktorgebäudes
und dann zum Reaktor, erfolgt zum Laden neuer Brennelement-Bündel in den Reaktor.
Das Becken des Reaktorgebäudes, das zwangsläufig oberhalb des Behälters angeordnet ist, befindet sich daher
in einer relativ hohen Lage, weshalb bei deizeitigen Anlagen mit direktem horizontalen Durchtritt das Bekken
des Nebengebäudes, das eine erhebliche Masse bildet, zwangsläufig auf der gleichen Höhe liegt Dadurch
ist nachteilig eine große Höhe für ein Zusatzgebäude erforderlich bei relativ geringer Bodenfläche, d. h. daß
die eine Angriffsfläche für Projektile bildende Oberfläche des Gebäudes vergrößert wird, und daß die Empfindlichkeit
gegenüber Erdbebenfolgen erhöht ist. Dadurch ist auch der Schutz für das Gebäude gegenüber
vertikal aufschlagenden Projektilen, der nach Art eines Bunkers erfolgt, viel schwieriger zu bewerkstelligen,
weil die in großer Höhe angeordneten Betonmassen noch die Gefahren aufgrund Erdbeben erhöhen und außerordentlich
kostspielig sind.
Im übrigen sehen die Sicherheitsvorschriften maximal zulässige Fallhöhen für die Handhabungen in der Bleikammer
während des Entfernens des Transportbehälters der verbrauchten und abgeklungenen Brennelement-Bündel
vor. Die Überführung, ausgehend von einem Abküngbecken, das in großer Höhe angeordnet ist,
erfordert folglich eine stufenweise Handhabung.
Eine der oben beschriebenen Kernkraftwerksanlage ähnliche Anlage ist in der Druckschrift VGB Kernkraftwerks-Seminar
1970, Seite 107 beschrieben. Diese Anlage weist ein Hauptgebäude auf, in dem ein Kernreaktor
mit einem ersten Becken zur Unterwasserhandhabung von Brennelement-Bündeln überbaut ist. In einem Nebengebäude
ist ein zweites Becken zur Überführung neuer Brennelement-Bündel und zur Speicherung und
zum Abklingen verbrauchter Brennelement-Bündel vorgesehen.
Aus der US-PS 40 53 067 ist ferner eine derartige Kernkraftwerksanlage bekannt, bei der die beiden Bekken
im Haupt- und im Nebengebäude über einen Flüssigkeitskanal miteinander in Verbindung stehen. Zu diesem
Flüssigkeitskanal gehört ein horizontales Rohr, das sich mit Hilfe eines Ventils gegen einen Flüssigkeitsdurchgang zwischen den beiden Becken ansperren läßt.
Für die aus diesen beiden Druckschriften bekannten Kernkraftwerksanlagen treffen die eingangs erläuterten
Nachteile ebenfalls in vollem Umfang zu.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine gattungsgemäße Kernkraftwerksanlage so auszubilden,
daß ihr Nebengebäude eine erheblich verringerte Bauhöhe aufweisen kann.
Diese Aufgabe wird anspruchsgemäß gelöst.
Die Erfindung wird anhand des in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiels näher erläutert. Es zeigt
F i g. 1 im Querschnitt gemäß dem Schnitt I-I in F i g. 2
einen Teil des Hauptgebäudes eines Kernkraftwerks und des benachbarten Nebengebäudes, wobei die erste
Phase der Überführung eines Brennelement-Bündels vom Hauptgebäude zum Nebengebäude gezeigt ist,
Fig. 2den Horizontalschnitt U-II in Fig. 1,
F i g. 3,4 Darstellungen entsprechend F i g. 1, die zwei
weitere folgende Phasen der Überführung eines Brennelement-Bündels zeigen,
Fig.5, 6 schematisch eine mechanische Verriegelungseinrichtung
der Steuerung der beiden Ventile, wobei F i g. 5 den Vertikalschnitt V-V in F i g. 6 und F i g. 6 .
den Schnitt VI-VI in F i g. 5 darstellen.
F i g. 1 und 2 zeigen einen Reaktorbehälter 1 in der Mitte des Hauptgebäudes 2,3, dessen Seitenwände und
dessen Schutzboden einen Behälter bilden Der Oberteil des Reaktorbehälters 1, dessen Becken wie in den Figuren
dargestellt abgehoben ist, ist zum Unterteil eines Beckens 5, 6, 7 ausgerichtet das hier drei Kammern
enthält, die durch Verschlüsse 8,9 voneinander trennbar
sind. Der Evakuierraum steht über einen vertikalen Kamin 11 mit einer unteren Kammer IZ, einem sogenannten
Schwenkraum, in Verbindung. Der Kamin 11 kann mittels eines Ventils 14 dicht abgeschlossen werden,
dessen Steuerung über ein Steuergestänge 15 zu einem Handhabungsglied 16 geführt ist, das auf der Bedienungsbühne
oberhalb des Beckens angeordnet ist
Das Nebengebäude 18 zum Speichern und zum Abklingen der Brennelement-Bündel enthält ebenfalls ein
Eecken 19,20 zur Handhabung und zur Speicherung mit einem Schwenkraum, der über einen Verschluß 21 abgetrennt
werden kann. Die Schwenkräume im Hauptgebäude bzw. im Nebengebäude stehen über ein horizontales
Rohr 23 miteinander in Verbindung. Auf Seiten des Hauptgebäudes kann das Rohr 23 durch ein Schließventil
24 dicht abgetrennt werden, dessen Steuerung über ein Gestänge 25 zu einem Handhabungsglied 26 geführt
ist, das auf der Bedienungsbühne oberhalb des Beckens des Reaktorgebäudes und nahe der das Ventil 14 steuernden
Handhabungsglieds 16 angeordnet ist Das andere Ende des Rohrs 23 auf Seiten des Nebengebäudes
weist ebenfalls ein normalerweise offenes Sicherheitsventil 28 auf.
In F i g. 1 ist sehr schematisch eine übliche Vorrichtung dargestellt, die Schwenk- und Förderkorb 30, 31
genannt wird. Eine derartige Vorrichtung ist beispielsweise aus der FR-PS 22 34 637 bekannt. Diese üblicherweise
verwendete Vorrichtung ermöglicht es, ein Brennelement-Bündel aus einer vertikalen Stellung in
Horizontalstellung zu bringen und es in Längsrichtung in dieser horizontalen Richtung zu verschieben.
Zur Erläuterung des Betriebsablaufes bei der Überführung eines Brennelement-Bündels vom Becken des
Hauptgebäudes zum Becken des Nebengebäudes wird Bezug auf die F i g. 1,3 und 4 genommen. Der Schwenkkorb
30 ist in vertikaler Lage unter dem Kamin 11 angeordnet
und die Verschlüsse 8 und 9 sind während des Wiederladens des Brennelement-Bündels nicht in Position,
weshalb der Wasserpegel in allen Kammern des Beckens des Hauptgebäudes gleich ist.
Eine ein zu entferndes Brennelement-Bündel tragende Lademaschine 35 wird in senkrechte Stellung zum
Kamin 11 gebracht, dessen Ventil zuvor mittels des Handhabungsglieds 16 geöffnet worden ist. Das Ventil
24 ist nun zwangsweise geschlossen aufgrund einer Verriegelung, die im folgenden erläutert werden wird. Da
der Schwenkraum 12 bereits mit Wasser gefüllt ist, verändert das öffnen des Ventils 14 nicht dessen Pegel.
Durch den Kamin 11 senkt die Lademaschine 35 das Brennelement-Bündel in den Korb 30 an, wobei dann
das Teleskoprohr der Maschine mit dem Greifer wieder emporgeführt wird. Die Maschine 35 wird nun für alle
anderen Handhabungen im Reaktorbecken verfügbar.
In einer zweiten, in F i g. 3 dargestellten Phase ist das
Ventil 14 geschlossen, während der Korb 30 in die Horizontale verschwenkt oder gekippt'ist. Die geschlossene
Stellung des Ventils 14 erlaubt die Betätigung des Ventils 24, das nun geöffnet werden kann, wodurch die Verbindung
zwischen den Kammern 12 und 20 erreicht wird.
Wie in Fig.4 dargestellt, ist der Förderkorb 30, 31
nun zum Brennstoffgebäude durch das Rohr 23 herausgezogen und in die vertikale Stellung verschwenkt senkrecht
zur Hilfs-Handhabungsmaschine des zweiten Bekkens, wobei diese Maschine auch den Schwenkraum 20
bedient Diese übliche Maschine ist in der Zeichnung nicht dargestellt Wenn der Verschluß 21 geöffnet ist,
wird das Brennelement-Bündel auf diese Weise in vertikaler Lage zur Sohle des zweiten Beckens 19 geführt
Simultan wird der Schwenkkorb 3C, 31 in die horizontale Lage oder Stellung zurückgebracht, dann durch das
Rohr 23 in die Kammer 12 rückgeführt Das Ventil 24 kann nun geschlossen werden, und der Korb 30,31 kann
für einen neuen Überführungszyklus in eine vertikale Lage senkrecht zum Kamin 11 gehoben werden.
Selbstverständlich treten die gleichen Phasen in umgekehrter Folge für einen Zufuhrbetrieb von neuen
Brennelement-Bündeln vom Lagern im Becken des Nebengebäudes zum Becken des Hauptgebäudes zu deren
Laden in den Reaktor auf.
Die erläuterte Anordnung ermöglicht es, mit zwar versetzten, jedoch konstanten Wasserpegeln zu arbeiten,
und zwar sowohl im Becken des Hauptgebäudes als auch im Becken des Nebengebäudes, da die Rohre von
einem Gebäude zum anderen nur Totvolumen in der Hülle bzw. im Mantel der Handhabungssäulen der Ventile
besitzen, wobei diese Volumen gegenüber dem Volumen der Becken vernachlässigbar sind. Jedoch erfordert
dies eine scharfe Verriegelung der Steuerungen der Ventile 14, 24, um vollständig jede Möglichkeit einer
Simultanöffnung zu verhindern.
Die F i g. 5 und 6 zeigen ein Ausführungsbeispiel einer positiven mechanischen Verriegelung, die absolute Sicherheit
gibt. Dieses Beispiel betrifft den Fall, bei dem der Steuerstab unter Drehung ansteigt oder abfällt, beispielsweise
durch Drehen in einer ortsfesten Mutter, um das öffnen oder das Schließen des entsprechenden Ventils
auszulösen. In der Verriegelungszone besitzen die Stangen 40, 41 für jeweils eines der Ventile einen quadratischen
Querschnitt und greifen in Schlitze oder Öffnungen 42,43 eines Schlüssels 44 ein, der nur in horizontaler
Translationsbewegung zwischen Führungsbahnen 45 verschiebbar ist. Die Öffnungen 42, 43 weisen einen
großen Bereich auf, in dem die quadratische Stange 40 bzw. 41 frei drehbar ist, sowie einen trapezförmigen
Abschnitt für die Blockierung oder Verriegelung. Jede Stange 40,41 weist eine Zone verringerten Querschnitts
mit Trapezform auf, wobei der Querschnitt mit dem der Öffnung 42, 43 des Schlüssels bzw. Riegels übereinstimmt.
Der verringerte Querschnitt 48, 49 der Stange 40 bzw. 41 befindet sich nur dann in der Horizontalebene
des Schlüssels 44, wenn das entsprechende Ventil in Schließstellung ist. Aus den F i g. 5 und 6 ergibt sich, daß
das von der Stange 40 gesteuerte Ventil geschlossen ist und sich der Querschnitt 48 in der Ebene des Schlüssels
44 befindet, wodurch der Schlüssel 44 nach links verschiebbar ist. Das Eingreifen des Schlüssels 44 in den
trapezförmigen Abschnitt 48 legt die Stange 40 fest und blockiert damit das entsprechende Ventil in Schließstellung,
während die Stange 41 im großen Abschnitt oder Teil der Öffnung 43 frei drehbar ist, wodurch jede Handhabung
des entsprechenden Ventils möglich ist. Um die Stange 40 handhaben zu können und die Öffnung des
entsprechenden Ventils zu ermöglichen, ist es notwendig, zunächst die Stange 41 in Schließstellung zu bringen,
um den Schlüssel 44 nach rechts führen zu können und die Stange 41 an deren auf dieses Pegel gebrachten
Querschnitt 49 zu verriegeln.
5
Es ist festzustellen, daß der Boden des Beckens des Nebengebäudes sich auf der gleichen Höhe wie der Boden
des Bauplatzes befindet, der als Bezugshöhe für das Hauptgebäude genommen ist, wodurch eine erhöhte
Stabilität des Nebengebäudes im Fall einer Erdbebens erreicht ist, und wodurch ohne die Stabilität des Gebäudes
zu beeinträchtigen eine Verstärkung des Betonschutzes gegenüber vertikalen Aufschlägen von Gegenständen
erreichbar ist
Selbstverständlich ist die Erfindung nicht auf das be- ίο
ζ I schriebene Ausführungsbeispiel beschränkt. Vielmehr
sind auch weitere Ausführungsbeispiele möglich. So kann die zwischenliegende Kammer zum Schwenken im
Nebengebäude und auf der Höhe des Beckens des |
Hauptgebäudes vorgesehen sein. Die horizontale Verbindung erfolgt nun zwischen dem Becken des Hauptgebäudes
und der zwischenliegenden Kammer mit einer anschließenden vertikalen Verbindung zwischen der
zwischenliegenden Kammer und dem zweiten Becken, das sich stets auf der Bezugshöhe des Bauplatzes befindet
Eine derartige Lösung, die die gleichen strengen Anforderungen an das Zusammenwirken der Schließventile
des vertikalen Kamins und des horizontalen Rohrs erfordert, würde nur die Zwischenkammer verringerten
Volumens auf einer relativ großen Höhe haiten. Der Hauptvorteil der Anordnung des zweiten Bekkens
des Brennstoffgebäudes auf der Bezugshöhe würde noch beibehalten sein. Eine derartige Lösung ist in
Zonen mit geringer Erdbebengefahr zulässig, da das Volumen und die Masse der zwischenliegenden Kammer
relativ niedrig sind.
Hierzu 3 Blatt Zeichnungen
35
40
45
50
55
60
65
Claims (1)
- Patentanspruch:Kernkraftwerksanlage mit einem Hauptgebäude, in dem der Reaktorkern unterhalb eines ersten Bekkens für eine Handhabung von in den Reaktorkern einzuführenden bzw. daraus zu entnehmenden Brennstoffelementen unter Wasser angeordnet ist, mit einem Nebengebäude, das ein zweites Becken für eine Zwischenlagerung von Brennstoffelementen unter Wasser enthält, und mit einem der Verbindung der beiden Becken miteinander als Durchlaß für Brennstoffelemente dienenden horizontalen Rohr, das durch ein Ventil im Sinne einer Unterbrechung der F'iüssigkeitsverbindung zwischen den beiden Becken absperrbar ist, dadurch gekennzeichnet, daß im Hauptgebäude (2,3) unterhalb des ersten Beckens (5,6,7) und über einen vertikalen Kamin (11) für den Durchgang von Brennstoffelementen damit verbunden eine ständig mit Wasser gefüllte Kammer (12) angeordnet ist, deren tiefstes Niveau auf der Höhe der Reaktorsohle (3) liegt, daß der Boden des zweiten Beckens (19,20) im Nebengebäude (18) auf die Höhe der Reaktorsohle (3) gelegt ist und daß der Kamin (11) zwischen dem ersten Becken (5, 6, 7) und der Kammer (12) gegen einen Flüssigkeitsdurchtritt durch ein Ventil (14) absperrbar ist, das sich nur wechselweise mit dem Ventil (24) für die Absperrung des horizontalen Rohres (23) öffnen läßt, das als Verbindung zwischen der Kammer (12) und dem zweiten Becken (19,20) vorgesehen ist.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR7729845A FR2405540A1 (fr) | 1977-10-04 | 1977-10-04 | Installation de centrale nucleaire a piscines decalees |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2843308A1 DE2843308A1 (de) | 1979-04-12 |
DE2843308C2 true DE2843308C2 (de) | 1985-10-10 |
Family
ID=9196087
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2843308A Expired DE2843308C2 (de) | 1977-10-04 | 1978-10-04 | Kernkraftwerksanlage |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4366113A (de) |
JP (1) | JPS6013480B2 (de) |
BE (1) | BE871017A (de) |
DE (1) | DE2843308C2 (de) |
ES (1) | ES473888A1 (de) |
FR (1) | FR2405540A1 (de) |
GB (1) | GB2005899B (de) |
IT (1) | IT1108186B (de) |
ZA (1) | ZA785577B (de) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS573094A (en) * | 1980-06-10 | 1982-01-08 | Fuji Electric Co Ltd | Transporting facility of nuclear reactor fuel |
US6885718B1 (en) * | 1998-03-19 | 2005-04-26 | Framatome Anp Gmbh | Method and apparatus for transferring an article between fluid-filled vessels |
US8867690B2 (en) * | 2011-08-25 | 2014-10-21 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Pressurized water reactor with compact passive safety systems |
US10522257B1 (en) * | 2013-03-14 | 2019-12-31 | Westinghouse Electric Company Llc | In-containment spent fuel storage to limit spent fuel pool water makeup |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1161360B (de) * | 1959-12-07 | 1964-01-16 | Atomenergi Ab | Verfahren und Vorrichtung zum Austauschen von Kernen in Schwerwasserreaktoren |
NL249664A (de) * | 1960-03-04 | 1900-01-01 | ||
GB1070571A (en) * | 1963-03-22 | 1967-06-01 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor |
FR2188251B1 (de) * | 1972-06-08 | 1976-01-16 | Commissariat A En Atomique Fr | |
US4053067A (en) * | 1973-06-25 | 1977-10-11 | Westinghouse Electric Corporation | Fuel transfer system for a nuclear reactor |
DE2338228A1 (de) * | 1973-07-27 | 1975-02-06 | Siemens Ag | Kernreaktoranlage |
FR2368122A1 (fr) * | 1976-10-15 | 1978-05-12 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de chargement et dechargement en combustible pour reacteur nucleaire |
-
1977
- 1977-10-04 FR FR7729845A patent/FR2405540A1/fr active Granted
-
1978
- 1978-09-22 GB GB7837883A patent/GB2005899B/en not_active Expired
- 1978-09-26 IT IT69218/78A patent/IT1108186B/it active
- 1978-09-28 JP JP53119862A patent/JPS6013480B2/ja not_active Expired
- 1978-10-03 ES ES473888A patent/ES473888A1/es not_active Expired
- 1978-10-03 ZA ZA00785577A patent/ZA785577B/xx unknown
- 1978-10-04 DE DE2843308A patent/DE2843308C2/de not_active Expired
- 1978-10-04 BE BE190912A patent/BE871017A/xx not_active IP Right Cessation
-
1980
- 1980-10-20 US US06/199,109 patent/US4366113A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES473888A1 (es) | 1979-06-01 |
IT1108186B (it) | 1985-12-02 |
FR2405540B1 (de) | 1981-07-17 |
GB2005899B (en) | 1982-02-24 |
DE2843308A1 (de) | 1979-04-12 |
JPS6013480B2 (ja) | 1985-04-08 |
FR2405540A1 (fr) | 1979-05-04 |
BE871017A (fr) | 1979-04-04 |
GB2005899A (en) | 1979-04-25 |
US4366113A (en) | 1982-12-28 |
JPS5460696A (en) | 1979-05-16 |
ZA785577B (en) | 1979-09-26 |
IT7869218A0 (it) | 1978-09-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE69108123T2 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Zerlegung eines bestrahlten Bestandteiles eines Kernreaktors durch Ausschneidung seiner Wandung. | |
DE2530850A1 (de) | Kernreaktor und verfahren zu dessen laden | |
DE2220491A1 (de) | Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle | |
DE69601690T2 (de) | Einrichtung und Verfahren zum gemeinsamen Lagern von Kernbrennstabbündeln und Steuerstäben | |
DE69009251T2 (de) | Belade- und Sicherheitswasservorlagebecken für einen Druckwasserkernreaktor. | |
DE1960213A1 (de) | Verfahren und Anordnung zum Brennstoffwechsel in einem Kernreaktor | |
DE2843308C2 (de) | Kernkraftwerksanlage | |
DE1228351B (de) | Vorrichtung zur Steuerung von Kernreaktoren | |
DE10001634B4 (de) | Vorrichtung und Verfahren zum Beladen des Kerns eines Kernreaktors | |
DE2919797C2 (de) | Lager für die Aufbewahrung abgebrannter Brennelemente | |
DE60318163T2 (de) | Werkzeug zur Erleichterung des Aufsetzens eines Kernbrennstabbündels in den Innenraum einer Kernreaktorspaltzone | |
DE3005574C2 (de) | ||
DE2718305C2 (de) | Brennelementlager | |
DE1589486A1 (de) | Kernkraftanlage mit wenigstens einem Leichtwasser-Kernreaktor und einem Schwerwasser-Kernreaktor | |
DE2018495A1 (de) | Verriegelungssystem für Kernreaktoren | |
DE2628465C3 (de) | Moderatoranordnung im Kern eines Atomkernreaktors, der mit geschmolzenem Salz als Brennstoff arbeitet und Verfahren und Halterung zum Herstellen und zum Ein- und Ausführen der Moderatoranordnung | |
DE2018430A1 (de) | Hantierungswerkzeug fur einen mit einem Handgriff versehenen Teil eines Kernreak tors | |
DE4418500A1 (de) | Brennelement für einen Siedewasserreaktor | |
DE2264383A1 (de) | Vorrichtung zum ausheben und transportieren eines kernreaktorbrennstoffelementes | |
DE1464466C (de) | Reflektor für Atomkernreaktoren | |
DE2945964C2 (de) | ||
DE1464466B2 (de) | Reflektor fuer atomkernreaktoren | |
DE2726759A1 (de) | Aushubeinrichtungen von elementen wie spaltstoffgruppen bzw. stabhuellen des steuer- und schutzsystems aus der aktiven zone eines kernreaktors | |
DE3801635C2 (de) | ||
DE1764119B1 (de) | Brennelementlade und entladegeraet fuer einen kernreaktor |
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 |