DE2843346A1 - Kernreaktor - Google Patents
KernreaktorInfo
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- 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
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Description
DR. BHRG DIPL.-INC. STAPF ? R Λ Ί Ή ß
DIPL.-ING. SCHWABE DR. DS. 3ANDMAIR 1 ° 4 Η
PATENTANWÄLTE Postfach 860245 · 8000 München 86
ft< Okto,er 1Q?p
United Kingdom Atomic Energy Authority London SW 1Y4QP/Großbritannien
Kernreaktor
- Ansprüche -
909815/0974
t (089) 988272 Telegramme: Bankkonten: Hypo-Bank München 4410122850
988273 BERGSTAPFPATENT München . (BLZ 70020011) Swift Code: HYPO DE MM
988274 TELEX: Bayec VereinstankMünchen 453100 (BLZ 70020270)
983310 0524560 BERG d Postscheck Manchen 65343-808 (BLZ 70010080)
Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktor für den
Betrieb mit keramischem Brennstoff, d.h. mit einem Kernbrennstoff,
welcher eine oder mehrere Verbindungen eines oder mehrerer spaltbarer Metalle, etwa Oxide oder Karbide
derselben, sowie gegebenenfalls einen Brutstoff enthält. Insbesondere bezieht sich die Erfindung auf eine unter
der Bezeichnung "Kern-Auffangtrog" bekannte Sicherheitseinrichtung,
welche dazu dient, den im Reaktorkern vorhandenen Brennstoff aufzufangen und unschädlich zu machen,
falls er bei Überhitzung des Reaktors oder ähnlichen Störungen schmelzen sollte. Ein Brennstoff, für welchen ein
derartiger Auffangtrog verwendbar ist, ist beispielsweise ein Gemisch aus Plutonium- und Uranoxiden, wie es in
einem gasgekühlten schnellen Brutreaktor verwendet wird.
Bei einem Auffangtrog kommt es in der Hauptsache darauf an, den geschmolzenen Brennstoff so aufzuteilen, daß
keine kritischen Massen entstehen, und von der Schmelze möglichst viel Wärme abzuführen, damit die Brennstoffschmelze
nicht zum Sieden kommt und dabei Spaltprodukte und Plutonium-Aerosole freisetzt, und damit das geschmolzene
Material möglichst schnell erstarrt, bevor es den Reaktorbehälter durchdringt. Die auftretenden Schwierigkeiten
werden dadurch vergrößert, daß keramische Kernbrennstoffe äußerst schlechte Wärmeleiter sind. Aus
diesem Grunde ist eine Aufteilung in möglichst viele kleine Volumina erwünscht. Eine andere Schwierigkeit
besieht darin, ein vorzeitiges Erstarren des geschmolzenen
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Brennstoffs im oberen Teil des Auffangtrogs zu vermeiden.
Falls nämlich ein solcher Zustand eintritt, könnte die von der Schmelze ausgehende Wärmestrahlung erhebliche
Schaden an den übrigen Teilen des Reaktors sowie an der Wärmeisolierung hervorrufen. Die Erfindung schafft deshalb
einen mit keramischem Brennstoff arbeitenden Kernreaktor mit einem Sicherheits-Auffangtrog, welcher geeignet ist,
eine Brennstoffschmelze in eine große Anzahl kleiner Volumina aufzuteilen und ein vorzeitiges Erstarren der Brennstoffschmelze
in seinem oberen Bereich zu verhindern.
Bei einem mit keramischem Brennstoff arbeitenden Kernrwaktor
mit einem Sicherheits-Auffangtrog, welcher eine
Anzahl von unterhalb des Reaktorkerns nahe nebeneinander aufrecht stehend angeordneten Einsätzen enthält, ist
gemäß der Erfindung vorgesehen, daß jeder Einsatz einen Stapel von in gegenseitigen Abständen übereinander angeordneten
Verlustplatten aus Metall aufweist, welche an ihrem Umfang ein solches Profil haben, daß sie zusammen
mit denen benachbarter Einsätze eine Anzahl von in senkrechter Richtung verlängerten, über Hohlräume zwischen den
gestapelten Platten untereinander verbundenen Durchlässen begrenzen.
Im Falle eines Zusammenschmelzen^ des Reaktorkerns kann
das geschmolzene Material entlang den senkrechten Durchlässen ziemlich ungehindert zum unteren Teil des Auffangtrogs
fließen und sich dabei durch die gesamte Anordnung der Einsätze hindurch verteilen, wobei es seine Wärme an
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die Platten abgibt und dadurch relativ schnell erstarrt. Das erstarrte Material bildet dann eine große Anzahl von
miteinander verbundenen, unterkritischen Massen, und eine nennenswerte Freisetzung von Spaltprodukten sowie Hitzeschäden
am Reaktorbehälter sind weitgehend vermieden. Die Verlustplatfcen können von dem geschmolzenen Material zum
Schmelzen gebracht werden, so daß sich eine aus dem Brennstoff und dem Metall gemischte Schmelze ergibt, welche
eine gegenüber dem Brennstoff allein höhere Wärmeleitfähigkeit hat und dementsprechend schneller erstarrt. In
der bevorzugten Ausfuhrungsform eines mit keramischem Brennstoff
arbeitenden Kernreaktors sind die Verlustplatten des Auffangtrogs im wesentlichen sechseckig und haben an
ihren Ecken Ausschnitte, welche zusammen langgestreckte, sich verjüngende Durchlässe bilden, und die Platten sind
an aufrechtstehenden, hohlen Grafitsäulen angeordnet, welche eine von einem Kühlmittel durchströmte Rohrschlange
enthalten und eine obere Plattform zum Abstützen von Brennstoffeinheiten des Reaktorkerns haben.
Im folgenden sind Ausführungsbeispiele der Erfindung anhand der Zeichnung erläutert. Es zeigen:
Fig. 1 eine Teil-Schnittansicht einer Ausführungsform eines Kern-Auffangtrogs entsprechend der Linie I-I in
Fig. 2,
Fig. 2 eine Ansicht im Schnitt entlang der Linie II-II
in Fig. 1,
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Fig. 3 eine Teilansicht einer anderen Ausführungsform
eines Auffangtrogs im Schnitt entlang der Linie IH-III in Fig. 4-,
Fig. 4 eine Ansicht im Schnitt entlang der Linie IV-IV
in Fig. 3 und
Fig. 5 eine in verkleinertem Maßstab dargestellte Schrägansicht
eines einzelnen Einsatzes der Anordnung nach Fig. 3.
Fig. 1 und 2 zeigen einen Kern-Auffangtrog für die Verwendung
in einem mit einem Brennstoffgemisch von PuOp/UOp arbeitenden, gasgekühlten schnellen Brutreaktor. Der
Auffangtrog enthält eine Anordnung von zahlreichen, beispielsweise einhundert Einsätzen 1, von denen in Fig. 1
und in Fig. 2 sieben dargestellt sind. Jeder Einsatz Ί
hat eine hohle Grafitsäule 2, welche am oberen Ende eine
sechseckige Plattform 3 für die Aufnahme von (nicht gezeigten) Brennstoffeinheiten trägt. Die Plattform 3 ist
von symmetrisch angeordneten Öffnungen 4 durchsetzt, von denen in Fig. 1 lediglich drei dargestellt sind, und welche
als Sitze von Brennstoffeinheiten dienen, welche zusammen
mit anderen von den Einsätzen Λ getragenen Einheiten den Reaktorkern bilden. Ein größerer Teil der Säulen 2
trägt jeweils ein Bündel von sieben Brennstoffeinheiten, während dreizehn über den gesamten Kern verteilte Säulen
jeweils ein Bündel von nur sechs Brennstoffeonheiten und in der mittigen, siebenten Position ein Steuerelement
tragen. Eine solche Säule ist in Fig. 1 dargestellt. Da
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es sich bei dem beschriebenen Beispiel um einen gasgekühlten Reaktor handelt, sind der Kern und das Kühlmittel in
einem Druckbehälter enthalten, welcher in diesem Falle aus Spannbeton ist und einen in Fig. 1 teilweise dargestellten
Boden 5 hat. Die Einsätze 1 stehen auf dem Boden 5»
so daß dieser das Gewicht aller Einsätze und der Brennstoff einheiten trägt.
Im unteren Bereich hat jede Säule 2 eine rohrförmige Versteifung
7 aus rostfreiem Stahl, mit einer am oberen Ende vorhandenen Öffnung 9? welche mit der Bohrung 10 der
Säule 2 fluchtet und den gleichen Durchmesser hat wie diese. Das untere Ende der Versteifung 7 reicht nicht ganz
bis an das untere Ende der Grafitsäule 2 heran und sitzt auf einer an deren Innenseite geformten Stufe 11 auf.
Die Säule 2 ist in eine Fußplatte 12 aus Grafit eingepaßt, welche ihrerseits auf einer mittels Kühlrohren 14
gekühlten Auskleidung 13 aus Stahl auf dem Boden 5 cles
Behälters ruht;. Die Auskleidung 13 und der Boden 5 sind von einer Öffnung 15 durchsetzt, deren Zweck im folgenden
erläutert wird.
Die Fußplatte 12 trägt einen Stapel von im dargestellten Beispiel fünfundzwanzig gußeisernen, auf die Grafitsäule
aufgeschobenen Verlustplatten 16, welche jeweils eine große Oberfläche aufweisen und von mit ihnen einstückigen
Zwischenstücken 17 in gegenseitigem Abstand gehalten sind. Anderenfalls können die Platten 16 auch aus Kupfer oder
aus von dem Isotop U235 im wesentlichen befreitem Uran sein.
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— —ο —
Jede Platte 16 hat im wesentlichen sechseckige Grundrißform mit an den Ecken gebildeten, bogenförmigen Ausschnitten
18, welche zusammen senkrechte Durchlässe 18a begrenzen (Fig. 2). Die Ausschnitte der oberen sieben Platten
sind größer al die der übrigen, und zwei darunter angeordnete Platten haben Ausschnitte, deren Abmessungen
abgestuft von denen der größeren zu denen der kleineren Ausschnitte überleiten. Der für die Aufnahme des niedergeschmolzenen Kerns verfügbare Raum besteht somit aus den
Zwischenräumen zwischen den Rändern der Platten 16 einander benachbarter Einsätze 1, aus den Zwischenräumen zwischen
einander benachbarten Platten 16 der einzelnen Einsätze 1 und aus den sich abwärts verjüngenden, durch die
Ausschnitte geformten Durchlässen 18a, welche mit den Zwischenräumen zwischen den Platten strömungsverbunden
sind. Jede Platte 16 kann einen in Fig. 1 für eine Platte gestrichelt dargestellten, Neutronen absorbierenden Einsatz
16a enthalten. Dieser kann etwa aus Bor bestehen und ist vollständig von Metall umgeben.
Die rohrförmige Versteifung 7 des in Fig. 1 gezeigten
Einsatzes 1 umgibt einen zu den Steuereinrichtungen des Reaktors gehörigen, langen Stab 24-. Dieser erstreckt sich
aufwärts durch die Bohrung 10 der Säule 2 in den Reaktorkern hinein,und abwärts durch die öffnung 15 des Bodens 5
hindurch zu (nicht gezeigten) Betätigungseinrichtungen, welche vorzugsweise in einer Kammer innerhalb des Druckgehäuses
untergebracht sind. Die rohrförmige Versteifung
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ib
umgibt ferner eine von Wasser durchströmte Kühlschlange deren Zuleitung 20 und Rückleitung 21 ebenfalls durch die
öffnung 15 des Bodens 5 hindurch zu einem außerhalb des
Lruckbehälters angeordneten (nicht gezeigten) Wärmetauscher od. dergl. verlaufen. In einer anderen Ausführungsform kann jede Säule 2 auch zwei Kühlschlangen enthalten.
Der übrige Teil des Innenraums der Versteifung 7 ist mit metallischem Kupfer 25 ausgefüllt, welches der Wärmeleitung
von den Platten 16, der Säule 2 und der Versteifung 7 zur Kühlschlange 19 dient und außerdem eine Sicherung gegen
das Undichtwerden der Kühlschlange 19 darstellt.
Ferner hat die Säule 2 einen Abweiserkegel 22 von einer der der Platten 16 entsprechenden Grundrißform und -größe,
welcher an den Ecken ebenfalls Ausschnitte 18 aufweist. Der Raum zwischen den einen kleineren Durchmesser aufweisenden
Teilen der Säulen 2 bildet zweckmäßig eine Einlaßkammer 23 für das zum Kühlen des Reaktors verwendete Gas,
von welcher aus dieses dann aufwärts durch den Reaktorkern strömt.
In dem unwahrscheinlichen Falle, daß die Brennstoffeinheiten
niederschmelzen, kann das geschmolzene Material durch die Öffnungen 4 in die Einlaßkammer 23 und von dieser
aus entlang den Durchlässen 18a zum Boden des Auffangtrogs fließen. Dabei umströmt es die Platten 16 und wird von
diesen bis zum Erstarren abgekühlt, so daß ein Sieden des Materials und die dadurch bewirkte Freisetzung von Spaltprodukten
und Plutonium-Aerosolen vermeiden wird. Die
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erstarrte Masse wächst dabei von unten nach oben. Die Wärmekapazität der Platten 16 wird durch Wärmeübertragung
zur Kühlschlange 19 und durch das Schmelzen der Platten selbst vergrößert, wobei sich das geschmolzene Metall
gleichmäßig mit dem geschmolzenen Reaktormaterial vermischt und damit die Wärmeleitfähigkeit verbessert. Die
Fußplatte 12 aus Grafit schützt die Auskleidung 13 des Bodens vor der Berührung mit dem zunächst schmelzflüssigen
Material. Außerdem wird über die Kühlrohre 14 Wärme abgeführt, um das Durchbrennen des Druckbehälterbodens zu verhüten.
In dem Auffangtrog wird die erstarrte Masse dann sicher in unterkritischen Einzelmengen zurückgehalten.
Die in Fig. 3 bis 5 dargestellte Ausführungsform hat einen
ähnlichen Aufbau wie die in Fig. 1 und 2 gezeigte, mit einer Anzahl von Einsätzen 11, welche jeweils eine Säule,
eine Plattform, Sitzöffnungen, eine rohrförmige Versteifung, eine Fußplatte, eine Kühlschlange, eine Kupferfüllung
und eine Stange für die Steuerung des Reaktors enthalten. Die genannten Teile sind mit den gleichen Bezugszeichen bezeichnet wie in Fig. 1 und 2. Jeder Einsatz 11
enthält hier jedoch nur dreizehn sechseckige Verlustplatten 30, welche an den Ecken jeweils einen Ausschnitt 31
haben und unter Zwischenlage einer Zwischenplatte 32 auf der Fußplatte 12 gestapelt sind. Die Platten 30 sind mittels
Zwischenstücken 33 aus Grafit in gegenseitigen Abständen
gehalten und von einem sechseckigen Mantel 34 aus rostfreiem
Stahl umgeben. Dieser hat in dem einen kleineren
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Durchmesser aufweisenden Bereich der Säule 2 große Zugrifföffnungen
35 und ist mit seinen oberen und unteren Enden
an die Plattform 3 bzw. an die auf der Fußplatte 12 ruhende
Zwischenplatte 32 angepaßt. Der Eaum für die Aufnahme von
niedergeschmolzenem Kernmaterial ist hier der Innenraum des Mantels 3^, welcher sich an benachbarten Mänteln in
Anlage befindet, d.h. also der Zwischenraum zwischen den Platten 30 und die von den Ausschnitten 31 gebildeten
Durchlässe.
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Leerseite
Claims (5)
1.) Mit keramischem Brennstoff arbeitender Kernreaktor —. s
mit einem Sicherheits-Auffangtrog, welcher eine Anzahl
von unterhalb des Reaktorkerns nahe nebeneinander aufrecht stehend angeordneten Einsätzen enthält, dadurch
gekennzeichnet, daß jeder Einsatz (1) einen Stapel von in gegenseitigen Abständen übereinander angeordneten
Verlustplatten (16) aus Metall aufweist, welche an ihrem Umfang ein solches Profil haben, daß sie zusammen
mit denen benachbarter Einsätze eine Anzahl von in senkrechter Sichtung verlängerten, über Hohlräume zwischen den
gestapelten Platten untereinander verbundenen Durchlässen (18a) begrenzen.
90981S/G97*
»(089)988272 Telesrasisiis: Bankkonten: Hypo-Bank München 4410122850
988273 BERGSTAPFPATENT München (BLZ 700 200 U) Swift Code: HYPO DE MM
988274 TELEX: Bayet Vereinsbank München 453100 (BLZ 70020270) 983310 0524SSOBERGd Postscheck München 65343-808 (BLZ 70010080)
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Verlustplatten (16) des Auffangtrogs
im wesentlichen sechseckig sind und zur Bildung der länglichen, sich verjüngenden Durchlässe (18a) ausgeschnittene
Ecken haben, und daß die Platten auf einer aufrechtstehenden hohlen Säule (2) aus Grafit angeordnet
sind, welche eine von einem Kühlmittel durchströmte Rohrschlange (19) enthält und eine obere Plattform (3) zum
Abstützen von Brennstoffeinheiten des Eeaktorkerns aufweist.
3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Verlustplatten (16) aus Gußeisen,
Kupfer und/oder von dem Isotop U235 im wesentlichen befreitem
Uran sind.
4. Kernreaktor nach Anspruch 3? dadurch gekennzeichnet, daß die Verlustplatten (16) jeweils eine
Masse eines Neutronen absorbierenden Materials (16a) enthalten.
5. Kernreaktor nach wenigstens einem der Ansprüche 2
bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die von dem Kühlmittel durchströmte Rohrschlange (19) jedes Einsatzes
in einer Kupfermasse (25) eingebet et ist, welche der Wärmeleitung zwischen den Verlustplatten (16), der
Grafitsäule (2) und der Kühlschlange (19) dient.
90981S/097Ä
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---|---|---|---|
GB4214077 | 1977-10-10 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2843346A1 true DE2843346A1 (de) | 1979-04-12 |
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Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19782843346 Granted DE2843346A1 (de) | 1977-10-10 | 1978-10-04 | Kernreaktor |
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---|---|
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DE (1) | DE2843346A1 (de) |
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Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
USH91H (en) | 1983-03-04 | 1986-07-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris |
DE3380331D1 (en) * | 1983-08-18 | 1989-09-07 | R & D Ass | Retrofittable nuclear reactor |
DE19502540A1 (de) * | 1994-05-17 | 1996-02-15 | Martin Hauck | Kavernensicherung für Kernreaktoren |
FR2951578B1 (fr) * | 2009-10-16 | 2012-06-08 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage |
JP5582858B2 (ja) * | 2010-04-23 | 2014-09-03 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物保持構造体 |
CN115662662B (zh) * | 2022-09-09 | 2023-06-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆芯熔融物捕集冷却器及其参数计算方法 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3677892A (en) * | 1968-05-14 | 1972-07-18 | Siemens Ag | Collecting device for cooling reactor core fragments in a fast breeder reactor |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2885335A (en) * | 1954-05-11 | 1959-05-05 | Moore Richard Valentine | Nuclear reactor fuel element |
US3076753A (en) * | 1959-03-16 | 1963-02-05 | Havilland Engine Co Ltd | Nuclear reactor core |
FR1286933A (fr) * | 1961-02-16 | 1962-03-09 | Atomic Energy Authority Uk | Dispositifs d'absorption d'énergie |
US3114693A (en) * | 1961-07-12 | 1963-12-17 | William T Furgerson | Vented fuel element for gas-cooled neutronic reactors |
GB958088A (en) * | 1962-04-13 | 1964-05-13 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to fast nuclear reactors |
US3793144A (en) * | 1967-11-06 | 1974-02-19 | Teledyne Inc | Fuel element for a nuclear reactor of the passive method hydride control type |
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 |
DE2320091C3 (de) * | 1973-04-19 | 1978-08-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor |
BE823433A (fr) * | 1974-12-17 | 1975-04-16 | Systeme de secours pour reacteur nucleaire | |
GB1507039A (en) * | 1974-12-30 | 1978-04-12 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor |
US4045284A (en) * | 1975-03-10 | 1977-08-30 | Rosewell Michael P | Nuclear reactor fuel containment safety structure |
-
1978
- 1978-09-21 US US05/944,537 patent/US4252612A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-10-04 DE DE19782843346 patent/DE2843346A1/de active Granted
- 1978-10-09 FR FR7828792A patent/FR2405539B1/fr not_active Expired
- 1978-10-09 JP JP12455078A patent/JPS5465289A/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3677892A (en) * | 1968-05-14 | 1972-07-18 | Siemens Ag | Collecting device for cooling reactor core fragments in a fast breeder reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2405539A1 (fr) | 1979-05-04 |
FR2405539B1 (fr) | 1986-02-21 |
US4252612A (en) | 1981-02-24 |
JPS5465289A (en) | 1979-05-25 |
DE2843346C2 (de) | 1990-10-31 |
JPS6130719B2 (de) | 1986-07-15 |
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8128 | New person/name/address of the agent |
Representative=s name: SCHWABE, H., DIPL.-ING. SANDMAIR, K., DIPL.-CHEM. |
|
D2 | Grant after examination | ||
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8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |