FR2506063A1 - Nuclear reactor vessel - which is surrounded by ring skirt cooled by natural air circulation created by tall chimney, so adequate cooling is available if accidents o - Google Patents

Nuclear reactor vessel - which is surrounded by ring skirt cooled by natural air circulation created by tall chimney, so adequate cooling is available if accidents o Download PDF

Info

Publication number
FR2506063A1
FR2506063A1 FR8109615A FR8109615A FR2506063A1 FR 2506063 A1 FR2506063 A1 FR 2506063A1 FR 8109615 A FR8109615 A FR 8109615A FR 8109615 A FR8109615 A FR 8109615A FR 2506063 A1 FR2506063 A1 FR 2506063A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
skirt
air
tank
nuclear reactor
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.)
Granted
Application number
FR8109615A
Other languages
French (fr)
Other versions
FR2506063B1 (en
Inventor
Didier Costes
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
Priority to FR8109615A priority Critical patent/FR2506063B1/en
Publication of FR2506063A1 publication Critical patent/FR2506063A1/en
Application granted granted Critical
Publication of FR2506063B1 publication Critical patent/FR2506063B1/en
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • G21C11/088Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of a stagnant or a circulating fluid
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/16Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • 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

Abstract

The reactor includes a core located in a vessel provided with a roof, which rests on a supporting skirt surrounding the vessel. The skirt is thermally insulated from the vessel, and is cooled by air, which flows up the skirt to a chimney providing natural convection. The air inlets are pref. provided with fans, which may be used to increase air cooling but are not essential, i.e. natural cooling is provided even if no electricity is available to drive the fans. The external surface of the skirt is pref. fitted with longitudinal air channels aiding air flow; and a thermally insulating layer is pref. located between the skirt and the vessel. Sufficient cooling by natural air circulation is provided in the veent of an accident, esp. for an integrated reactor cooled by molten metal.

Description

La présente invention se rapporte à un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide, du type "intégré" c'est-à-dire contenant dans une cuve principale à la fois le coeur nucléaire et un circuit primaire principal d'extraction de chaleur, comprenant au moins une pompe et un échangeur thermique cédant la chaleur produite à un circuit secondaire. The present invention relates to a nuclear reactor cooled by a liquid metal, of the "integrated" type, that is to say containing in a main vessel both the nuclear core and a main primary heat extraction circuit, comprising at least one pump and one heat exchanger transferring the heat produced to a secondary circuit.

Lors de l'arrêt nucléaire du réacteur, l'extraction de la puissance thermique résiduelle décroissante est assurée soit par les mêmes circuits primaire et secondaire, soit par des circuits spéciaux de refroidissement à l'arrêt. Une partie de la chaleur produite par le réacteur est normalement perdue par fuites thérmiques à travers la cuve et sa dalle de fermeture supérieure ; cette fuite est limitée par des revêtements calorifuges fixés autour de la cuve et sous la dalle t la chaleur traversant ces revêtements doit être évacuée vers l'extérieur au moyen de circuits de refroidissement des structures. During the nuclear shutdown of the reactor, the extraction of the decreasing residual thermal power is ensured either by the same primary and secondary circuits, or by special cooling circuits when stopped. Part of the heat produced by the reactor is normally lost by thermal leakage through the tank and its upper closing plate; this leak is limited by heat-insulating coverings fixed around the tank and under the slab t the heat passing through these coverings must be evacuated to the outside by means of cooling circuits for the structures.

En cas d'accident grave du réacteur compromettant à la fois le circuit primaire principal d'extraction de chaleur et les circuits de refroidissement à l'arrêt, la température du sodium primaire risque de monter considérablement, ce qui accrolt les fuites thermiques et ce qui assure une certaine évacuation de chaleur par les circuits de refroidissement des structures, dans la mesure où ils restent en fonction. I1 a déjà été proposé d'utiliser des calorifuges dont la fuite thermique s'accroit considérablement lorsque la température s'élève, soit par un accroissement des effets liés au rayonnement thermique (cas du réacteur
PHENIX), soit par une destruction et un écroulement de la structure calorifuge.La présente invention, éventuellement associée à l'utilisation de tels calorifu ges, a pour but de procurer un système de refroidissement des structures extrêmement fiable, propre à éviter une élévation exagérée des températures du métal liquide lors de la perte des autres moyens de refroidissement, et d'éviter ainsi des dommages irrémédiables.
In the event of a serious reactor accident compromising both the primary primary heat extraction circuit and the shutdown cooling circuits, the temperature of the primary sodium may rise considerably, which increases thermal leakage and ensures a certain evacuation of heat by the cooling circuits of the structures, insofar as they remain in operation. It has already been proposed to use heat-insulators whose thermal leakage increases considerably when the temperature rises, or by an increase in the effects linked to thermal radiation (case of the reactor
PHENIX), either by destruction and collapse of the heat-insulating structure. The present invention, possibly associated with the use of such heat-insulating materials, aims to provide an extremely reliable cooling system for the structures, capable of avoiding an exaggerated rise liquid metal temperatures during the loss of other cooling means, and thus avoid irreparable damage.

A cet effet et conformément à la présente invention, il est proposé un réacteur nucléaire comprenant une cuve remplie de métal liquide et contenant le coeur du réacteur, cette cuve étant surmontée d'une dalle de fermeture qui soutient un ensemble de composants permettant le fonctionnement du réacteur, cette dalle reposant sur une jupe de supportage placée autour de la cuve et isolée thermiquement de celle-ci, ladite jupe étant refroidie par l'écoulement d'un flui
de, ce réacteur étant caractérisé par le fait que ledit fluide est de l'air circulant de bas en haut autour de la jupe et aboutissant à une cheminée pour procurer une circulation naturelle suffisante en cas d'accident.
To this end and in accordance with the present invention, a nuclear reactor is proposed comprising a tank filled with liquid metal and containing the core of the reactor, this tank being surmounted by a closing slab which supports a set of components allowing the operation of the reactor, this slab resting on a support skirt placed around the tank and thermally insulated therefrom, said skirt being cooled by the flow of a fluid
of, this reactor being characterized in that said fluid is air flowing from bottom to top around the skirt and ending in a chimney to provide sufficient natural circulation in the event of an accident.

Conformément à une caractéristique secondaire de l'invention, la dalle de fermeture surmontant la cuve est munie de circuits en circulation naturelle reliant la sous-face de cette dalle, chauffée par le réacteur, à une surface d'échange placée à un niveau supérieur dans le circuit de l'air de refroidissement. In accordance with a secondary characteristic of the invention, the closing slab surmounting the tank is provided with circuits in natural circulation connecting the underside of this slab, heated by the reactor, to an exchange surface placed at a higher level in the cooling air circuit.

Conformément à une autre caractéristique secondaire de l'invention, l'air utilisé est prélevé à l'atmosphère et rejeté à l'atmosphère par la cheminée. In accordance with another secondary characteristic of the invention, the air used is withdrawn from the atmosphere and discharged into the atmosphere through the chimney.

Conformément à une autre caractéristique secondaire de l'invention, l'air utilisé est prélevé à la base du bâtiment entourant le réacteur et rejeté par la cheminée dans un grenier surmontant ce bâtiment, ce grenier étant séparé de l'atmosphère par un toit de grande surface permettant l'évacuation de cha leur à l'atmosphère par rayonnement. Relativement à la variante précédente où l'on utilise directement l'air atmosphérique, cette variante permet d'ajouter une paroi de séparation entre le coeur nucléaire et l'extérieur, mais elle oblige à admettre en cas d'accident un air relativement chaud dans le bâtiment, entre la sortie du toit radiant et l'entrée dans les conduits de refroidissement autour de la jupe.Au lieu de ce toit radiant, on aurait pu prévoir des échangeurs airair refroidissant l'air interne en convection naturelle grâce à un circuit d'air extérieur également en convection naturelle, mais il a été calculé que pour les puissances envisagées qui dépassent 10 MW, l'en- combrement de tels échangeurs serait considérable. Le toit radiant métallique, qui assure par ailleurs la fonction nécessaire d'étanchéité du bâtiment, paraît plus économique. In accordance with another secondary characteristic of the invention, the air used is taken from the base of the building surrounding the reactor and discharged through the chimney into an attic above this building, this attic being separated from the atmosphere by a large roof. surface allowing the evacuation of heat to the atmosphere by radiation. Relative to the previous variant where atmospheric air is used directly, this variant makes it possible to add a partition wall between the nuclear core and the outside, but it requires admitting relatively hot air in an accident. the building, between the exit from the radiant roof and the entry into the cooling ducts around the skirt. Instead of this radiant roof, air exchangers could have been used to cool the internal air in natural convection thanks to a circuit of outside air also in natural convection, but it has been calculated that for the envisaged powers which exceed 10 MW, the size of such exchangers would be considerable. The metallic radiant roof, which also provides the necessary sealing function for the building, seems more economical.

Grâce à telle ou telle de ces dispositions, on voit qu'en cas d'accident avec perte totale des énergie électriques et sans aucune intervention humaine, on obtient un certain refroidissement de secours du réacteur ; par des dimensionnements convenables, il est possible d'éviter que le sodium primaire parvienne à l'ébullition sous l'effet de la puissance résiduelle, ce qui empeche l'assèchement du coeur nucléaire et sa fusion avec dispersion de produits dangereux. Avec des dimensionnements moins larges, le résultat pourra etre limité au non-assèchement du coeur après une certaine phase d'ébullition du sodium. Thanks to one or other of these provisions, it can be seen that in the event of an accident with total loss of electrical energy and without any human intervention, a certain emergency cooling of the reactor is obtained; by suitable sizing, it is possible to prevent the primary sodium from boiling under the effect of the residual power, which prevents the drying of the nuclear core and its fusion with dispersion of dangerous products. With smaller dimensions, the result can be limited to the non-drying of the heart after a certain boiling phase of sodium.

On notera que l'invention sera utilement couplée à l'utilisation de calorifuges qui perdent leur efficacité quand les températures s'élèvent mais que ce couplage n'est pas nécessaire en soi, dans la mesure où l'on dispose déjà pour le circuit de métal liquide d'autres systèmes de refroidissement reconnus d'une efficacité et d'une fiabilité suffisantes. It will be noted that the invention will be usefully coupled with the use of heat-insulators which lose their effectiveness when the temperatures rise but that this coupling is not necessary in itself, insofar as there is already available for the circuit liquid metal from other recognized cooling systems of sufficient efficiency and reliability.

L'invention ne procure alors que le refroidissement des structures entourant la cuve et, le cas échéant, de la dalle supérieure, avec une grande fiabilité.The invention then only provides cooling of the structures surrounding the tank and, if necessary, of the upper slab, with high reliability.

Bien entendu, le refroidissement des structures en fonctionnement normal du réacteur peut être intensifié ou réglé par rapport à la simple convection naturelle, de manière en particulier à régulariser les températures de structures vis-à-vis des températures atmosphériques. On pourra utiliser des ventilateurs sur le circuit d'air, d'une part accélérant le débit principal d'air, d'autre part recyclant une partie de l'air échauffé. Dans le souci de limiter encore plus les températures atteintes, les ventilateurs de débit principal peuvent bénéficier d'une alimentation électrique de fiabilité accrue. Of course, the cooling of the structures in normal operation of the reactor can be intensified or regulated with respect to simple natural convection, so as in particular to regularize the temperatures of structures with respect to atmospheric temperatures. Fans can be used on the air circuit, on the one hand accelerating the main air flow, on the other hand recycling part of the heated air. In order to further limit the temperatures reached, the main flow fans can benefit from a power supply of increased reliability.

On décrira maintenant, à titre d'exemple non limitatif, différents modes de réalisation de l'invention en se référant aux dessins annexés dans lesquels - la figure 1 est une vue en coupe schématique d'un
réacteur nucléaire réalisé conformément à l'inven
tion, dans la variante où l'air est prélevé et reje
té à l'atmosphère, - la figure 2 est une vue en coupe à plus grande
échelle montrant d'une part le circuit d'air de re
froidissement autour de la jupe du réacteur, d'autre
part des circuits en circulation naturelle de métal
liquide reliant la sous-face de la dalle au circuit
d'air, - la figure 3 représente une première variante de réa
lisation du circuit de refroidissement, dans sa par
tie entourant la jupe de supportage de la dalle de
réacteur ; dans cette variante, l'air de refroidis
sement circule dans une fente annulaire dans laquel
le sont disposées des ailettes verticales solidaires
de la jupe, celle-ci étant indépendante du cylindre
de béton qui l'entoure.
We will now describe, by way of nonlimiting example, different embodiments of the invention with reference to the accompanying drawings in which - Figure 1 is a schematic sectional view of a
nuclear reactor produced in accordance with the invention
tion, in the variant where the air is withdrawn and reje
tee to the atmosphere, - Figure 2 is a sectional view at a larger
scale showing on the one hand the air circuit of re
cooling around the reactor skirt, other
share of circuits in natural metal circulation
liquid connecting the underside of the slab to the circuit
air, - Figure 3 shows a first variant of sheave
the cooling system, in its par
tie surrounding the support skirt of the slab
reactor; in this variant, the air cooled
sement circulates in an annular slot in which
the are arranged vertical fins integral
of the skirt, this being independent of the cylinder
of concrete surrounding it.

- la figure 4 représente une deuxième variante de réa
lisation de ce circuit dans la meme partie ; l'air
de refroidissement circule alors dans des canaux
verticaux solidaires à la fois de la jupe et du cy
lindre de béton qui l'entoure, - la figure 5, à comparer à la figure 1, est une coupe
schématique d'un réacteur nucléaire réalisé confor
mément à l'invention, dans la variante où l'air est
prélevé à la base du bâtiment contenant le réacteur
et rejeté dans ùn grenier revêtu d'un toit radiant
vers l'extérieur, pour redescendre ensuite dans le
bâtiment.
- Figure 4 shows a second variant of sheave
reading of this circuit in the same part; the air
cooling then circulates in channels
vertical integral with both the skirt and the cy
concrete liner surrounding it, - Figure 5, to compare with Figure 1, is a section
schematic of a nuclear reactor produced in accordance
mention to the invention, in the variant where the air is
taken from the base of the building containing the reactor
and thrown into an attic with a radiant roof
outwards, then descend into the
building.

Le dessin général d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium et de type intégré est bien connu des spécialistes de la technique et ne sera pas décrit ici en détails. Pour toute précision, on pourra notamment se reporter à la revue "NUCLEAR ENGINEERING
INTERNATIONAL", Vol. 23, NO 272 de Juin 1978.
The general design of an integrated type sodium-cooled fast neutron reactor is well known to those skilled in the art and will not be described here in detail. For any clarification, one can in particular refer to the review "NUCLEAR ENGINEERING
INTERNATIONAL ", Vol. 23, NO 272 of June 1978.

Comme l'illustre schématiquement la figure 1 et conformément à la technique connue, l'ensemble du circuit primaire du réacteur est confiné dans une cuve principale 12 à axe vertical et à paroi chaude, suspendue à une dalle froide 20 par une virole 12a (figure re 2) à gradient thermique. Bien entendu, l'invention s'étend sans difficulté à d'autres types de supportage de la cuve 12. As illustrated diagrammatically in FIG. 1 and in accordance with the known technique, the entire primary circuit of the reactor is confined in a main vessel 12 with a vertical axis and with a hot wall, suspended from a cold slab 20 by a ferrule 12a (FIG. re 2) with thermal gradient. Of course, the invention easily extends to other types of support for the tank 12.

La cuve 12 est remplie de sodium liquide primaire 14 et elle contient le coeur 10 du réacteur. The tank 12 is filled with primary liquid sodium 14 and it contains the core 10 of the reactor.

La circulation du sodium 14 dans le coeur 10 est commandée par des pompes primaires 16 et la chaleur extraite du coeur par le sodium est transmise à des circuits de sodium secondaires (non représentés) par des échangeurs de chaleur 18. Une jupe cylindrique 26 en acier entoure la cuve principale 12 et assure le supportage de la dalle 20 à partir du radier inférieur 22 d'un puits de cuve cylindrique 24 entourant la jupe 26 et remontant autour de la dalle 20. Le radier 22 et le puits de cuve 24 sont réalisés en béton afin d'assurer la protection neutronique de l'installation. On voit sur la figure 2 que la face interne de la jupe de supportage 26 est revêtue d'un calorifuge 28 d'un quelconque type connu permettant de limiter les fuites thermiques.De façon connue, une cuve de sécurité peut être disposée entre la cuve principale 12 et la jupe de supportage 26 pour doubler la cuve principale afin de recueillir le sodium primaire 14 en cas de fuite de cette dernière. Cette cuve de sécurité est représentée en traits mixtes et désignée par la référence 30 sur les figures 3 et 4.The circulation of sodium 14 in the heart 10 is controlled by primary pumps 16 and the heat extracted from the heart by the sodium is transmitted to secondary sodium circuits (not shown) by heat exchangers 18. A cylindrical skirt 26 of steel surrounds the main tank 12 and provides support for the slab 20 from the lower raft 22 of a cylindrical tank well 24 surrounding the skirt 26 and rising around the slab 20. The raft 22 and the tank well 24 are produced concrete to provide neutron protection for the installation. It can be seen in FIG. 2 that the internal face of the support skirt 26 is coated with an insulating material 28 of any known type making it possible to limit thermal leakage. In known manner, a safety tank can be placed between the tank main 12 and the support skirt 26 for lining the main tank in order to collect the primary sodium 14 in the event of the latter leaking. This safety tank is shown in dashed lines and designated by the reference 30 in FIGS. 3 and 4.

Comme le montre en particulier la figure 2, la jupe de supportage 26 est prévue cylindrique sur toute sa hauteur, de manière à simplifier sa réalisation et les dispositions de son refroidissement. Dans le cas figuré d'une cuve principale de réacteur suspendue à la dalle et comportant un fond arrondi, il apparaît un volume important entre le radier 22 et la cuve 12 ; pour limiter l'écoulement de sodium en cas de fuite de la cuve 12 (et le cas échéant de fuite de la cuve de sécurité qui l'entoureX, et pour limiter la descente de la cuve par fluage en cas de surchauffe accidentelle de cette cuve, on peut juger utile de combler une partie de ce volume par un matériau de remplissage 34, de préférence réfractaire si l'on veut également lutter contre la perspective de percée de ce matériau par un coeur accidenté en fusion.On peut choisir d'utiliser des briques de magnésie ancrées au fond. Ces dispositions sont connues dans leur ensemble et ne font pas partie de l'invention. La particularité vis-à-vis de l'invention est seulement que ce remplissage, auquel on donne une forme de cuvette sous la cuve, permet d'éloigner de la jupe de supportage le sodium chaud ou les matériaux en fusion issus de la cuve ; cette fusion étant bien entendu d'autant moins probable que l'invention a pour objet de l'éviter. As shown in particular in Figure 2, the support skirt 26 is provided cylindrical over its entire height, so as to simplify its production and the arrangements for its cooling. In the illustrated case of a main reactor vessel suspended from the slab and comprising a rounded bottom, a large volume appears between the raft 22 and the vessel 12; to limit the flow of sodium in the event of leakage from the tank 12 (and if necessary leakage from the safety tank which surrounds itX, and to limit the descent of the tank by creep in the event of accidental overheating of this tank , we can deem it useful to fill part of this volume with a filling material 34, preferably refractory if we also want to fight against the prospect of breakthrough of this material by an accidentally molten core. We can choose to use bricks of magnesia anchored to the bottom. These arrangements are known in their entirety and do not form part of the invention. The particularity with respect to the invention is only that this filling, to which one gives a form of bowl under the tank makes it possible to move the hot sodium or the molten materials coming from the tank away from the support skirt; this fusion being of course all the less likely that the object of the invention is to avoid it.

Conformément à la présente invention, le refroidissement de la jupe 26 est constitué par un cir cuit d'air prélevé soit directement à l'atmosphère, soit à l'intérieur du bâtiment, entourant la jupe et prolongé par une cheminée de hauteur suffisante. Dans le cas du prélèvement atmosphérique (figure 1), l'air rentre par des baies grillagées 40 dans une enceinte de tranquillisation 42 disposée à l'extérieur du bâtiment réacteur 44. L'air pénètre ensuite dans un conduit d'alimentation 46 qui débouche dans un collecteur annulaire d'entrée 48 formé à la base du puits de cuve 24, entre ce dernier et la jupe 26.Un ventilateur hélicoïde 45, susceptible d'induire une vitesse de l'ordre de 8 m/s sous une pression de 100 Pa dans un conduit présentant un diamètre de 3 m, peut etre placé à l'entrée du conduit d'alimentation 46, celui-ci présentant ensuite une forme divergente jusqu'au collecteur d'entrée 48. According to the present invention, the cooling of the skirt 26 is constituted by a cir cuit of air taken either directly from the atmosphere, or from inside the building, surrounding the skirt and extended by a chimney of sufficient height. In the case of atmospheric sampling (FIG. 1), the air enters through screened bays 40 in a stilling enclosure 42 disposed outside the reactor building 44. The air then enters a supply duct 46 which opens out. in an annular inlet manifold 48 formed at the base of the tank well 24, between the latter and the skirt 26. A helical fan 45, capable of inducing a speed of the order of 8 m / s under a pressure of 100 Pa in a duct having a diameter of 3 m, can be placed at the inlet of the supply duct 46, the latter then having a divergent shape up to the inlet manifold 48.

L'air admis dans le collecteur annulaire 48 remonte ensuite par au moins un passage 50 défini entre la jupe 26 et le puits de cuve 24 pour pénétrer dans un collecteur annulaire de sortie 52 défini entre l'extrémité supérieure du puits de cuve 24 et la partie externe de la dalle 20. On voit ainsi que la paroi 20"b constitue l'une des parois du collecteur 52. The air admitted into the annular manifold 48 then rises through at least one passage 50 defined between the skirt 26 and the tank well 24 to enter an annular outlet manifold 52 defined between the upper end of the tank well 24 and the external part of the slab 20. It can thus be seen that the wall 20 "b constitutes one of the walls of the manifold 52.

L'air atmosphérique parvenu dans le collecteur 52 est donc échauffé par le léchage de la paroi 20"b avant d'être acheminé par un conduit horizontal de sortie 53 à la base d'une cheminée 54 d'environ 3 mètres de diamètre et dont la hauteur peut être comprise entre 50 et 70 m. Bien entendu, le conduit horizontal 53 traverse le bâtiment réacteur 44 avant de communiquer avec la cheminée 54. The atmospheric air arriving in the manifold 52 is therefore heated by licking the wall 20 "b before being conveyed by a horizontal outlet conduit 53 at the base of a chimney 54 of approximately 3 meters in diameter and of which the height can be between 50 and 70 m. Of course, the horizontal duct 53 passes through the reactor building 44 before communicating with the chimney 54.

Les conduits d'air du circuit de refroidissement externe qui vient d'être décrit doivent être relativement étanches vis-à-vis de l'atmosphère interne du bâtiment 44. Pour le conduit d'entrée 46 qui reste froid, on peut s'accommoder d'une construction non revêtue en béton armé, tandis que le conduit de sortie 53 peut être constitué soit de parois métalli ques découplées du béton et libres en dilatation, soit revêtu d'un calorifuge tapissant les parois, soit revêtu d'une peau d'étanchéité métallique fixée au béton. The air ducts of the external cooling circuit which has just been described must be relatively tight vis-à-vis the internal atmosphere of the building 44. For the inlet duct 46 which remains cold, we can accommodate of a construction not coated in reinforced concrete, while the outlet duct 53 can be made up either of metal walls decoupled from the concrete and free in expansion, or coated with a heat-insulating lining the walls, or coated with a skin of metal seal attached to concrete.

Les figures 3 et 4 illustrent deux variantes de réalisation du passage 50 défini entre la jupe 26 et le puits de cuve 24 et par lequel l'air de refroidissement remonte du collecteur d'entrée 48 jusqu'au collecteur de sortie 52 afin d'assurer notamment en cas d'accident, le refroidissement de la jupe de supportage 26. Figures 3 and 4 illustrate two alternative embodiments of the passage 50 defined between the skirt 26 and the tank well 24 and through which the cooling air rises from the inlet manifold 48 to the outlet manifold 52 in order to ensure in particular in the event of an accident, the cooling of the support skirt 26.

Ainsi, la figure 3 montre une première variante selon laquelle ce passage 50 est constitué par une fente annulaire 50a définie entre la paroi interne d'une feuille métallique 24a tapissant l'intérieur du puits de cuve 24 et la paroi externe de la jupe de supportage 26. De plus, la virole de supportage 26 porte des ailettes radiales 56 qui s'étendent verticalement en regard de la paroi interne de la feuille 24a. Si la feuille 24a présentait des plis de flambage thermique, l'intégrité des canaux d'air dans la fente 50a serait préservée grâce à ces ailettes 56. Cellesci permettent encore en cas d'accident explosif dans la cuve 12, l'appui de la jupe 26 contre le béton du puits de cuve sans perte du circuit d'air. Thus, FIG. 3 shows a first variant according to which this passage 50 is constituted by an annular slot 50a defined between the internal wall of a metal sheet 24a lining the inside of the well of tank 24 and the external wall of the support skirt 26. In addition, the support ring 26 carries radial fins 56 which extend vertically opposite the internal wall of the sheet 24a. If the sheet 24a had folds of thermal buckling, the integrity of the air channels in the slot 50a would be preserved thanks to these fins 56. These still allow, in the event of an explosive accident in the tank 12, the support of the skirt 26 against the concrete of the tank well without loss of the air circuit.

La feuille 24a est fixée au béton du puits dè cuve 24 par des goujons soudés 24b. L'étanchéité de cette feuille 24a est désirable mais non essentielle. The sheet 24a is fixed to the concrete of the tank well 24 by welded studs 24b. The sealing of this sheet 24a is desirable but not essential.

Le béton du puits de cuve est mis en place contre la feuille d'étanchéité 24a formant coffrage, cette feuille étant ajustée par calage vis-à-vis de la jupe de supportage 26 telle que réalisée. Enfin, des drains 57 sont formés radialement dans le béton du puits de cuve.The concrete of the tank well is placed against the sealing sheet 24a forming a formwork, this sheet being adjusted by wedging with respect to the support skirt 26 as produced. Finally, drains 57 are formed radially in the concrete of the vessel well.

Dans la variante de réalisation de la figure 4, le passage 50 est constitué par un grand nombre de canaux verticaux 50b présentant une section semi-circulaire. Ces canaux sont constitués par des gouttières en tôle 58 qui sont soudées sur la face externe de la jupe de supportage 26. Des canivaux de drainage 66 sont formés entre les gouttières 58 et communiquent avec des drains 68 formés dans le béton. In the alternative embodiment of Figure 4, the passage 50 is constituted by a large number of vertical channels 50b having a semicircular section. These channels consist of sheet metal gutters 58 which are welded to the external face of the support skirt 26. Drainage channels 66 are formed between the gutters 58 and communicate with drains 68 formed in concrete.

Dans l'hypothèse très peu probable d'une rupture de la cuve principale 12, la jupe 26 peut être en contact avec le sodium et chauffée jusqu'à environ 850 C. Elle est alors l'objet d'un fluage rapide sous la contrainte liée au supportage de la dalle 20. Ce fluage risquant de conduire à une obturation du circuit de refroidissement externe, il est nécessaire de l'éviter soit en utilisant un acier plus réfractaire pour réaliser la jupe, soit en prévoyant un changement de portage. In the very unlikely event of a rupture of the main tank 12, the skirt 26 can be in contact with the sodium and heated to around 850 C. It is then subject to rapid creep under stress linked to the support of the slab 20. This creep may lead to a blockage of the external cooling circuit, it is necessary to avoid it either by using a more refractory steel to make the skirt, or by providing a change of portage.

Ainsi, on voit sur la figure 2 une solution permettant d'envisager une reprise du portage de la dalle par l'anneau en béton du puits de cuve. A cet effet, des chaises en acier 70 de report de charge sont prévues à l'entrée du collecteur de sortie 52 dans le passage séparant la paroi 20"b de la dalle d'une paroi 24'a prolongeant la plaque 24a du puits de cuve 24. Si ce dernier est réalisé en béton ordinaire, les chaises 70 sont disposées radialement vers l'extérieur à partir de la plaque 24a à une distance suffisante pour que le béton échauffé garde des propriétés mécaniques satisfaisantes en cas d'accident. On peut aussi prévoir des inclusions de béton réfractaire en forme de colonnes dans le puits de cuve 24 pour servir d'appui aux chaises 70. Thus, we see in Figure 2 a solution to consider a resumption of the portage of the slab by the concrete ring of the tank well. To this end, steel load transfer chairs 70 are provided at the entrance to the outlet manifold 52 in the passage separating the wall 20 "b of the slab from a wall 24'a extending the plate 24a of the well. tank 24. If the latter is made of ordinary concrete, the chairs 70 are arranged radially outwards from the plate 24a at a sufficient distance so that the heated concrete retains satisfactory mechanical properties in the event of an accident. also provide refractory concrete inclusions in the form of columns in the tank well 24 to serve as support for the chairs 70.

Enfin, afin d'éviter l'écrasement des chaises 70 lors de la mise en tension de la jupe 26 intervenant au cours de son refroidissement à la suite d'un fluage, la semelle d'appui 26a de la jupe 26 n'est pas ancrée verticalement sur le radier inférieur 22, comme le montre la figure 2. Finally, in order to avoid crushing the chairs 70 during the tensioning of the skirt 26 occurring during its cooling following a creep, the support sole 26a of the skirt 26 is not vertically anchored on the lower raft 22, as shown in FIG. 2.

Dans un mode de réalisation préféré de la présente invention, le refroidissement de la dalle 20 est réalisé en totalité par convection naturelle et sans qu'aucune canalisation ne traverse les parois de la dalle. A cet effet, on utilise des dispositifs fermés de transfert de chaleur par convection naturelle disposés à l'intérieur de la dalle et le circuit de refroidissement disposé à l'extérieur de la jupe de supportage 26. In a preferred embodiment of the present invention, the cooling of the slab 20 is carried out entirely by natural convection and without any pipe passing through the walls of the slab. To this end, closed heat transfer devices by natural convection are used which are placed inside the slab and the cooling circuit is placed outside the support skirt 26.

Dans la variante de réalisation représentée sur les figures 1 et 2, les dispositifs de transfert de chaleur montés à l'intérieur de la dalle sont des boucles fermées 38 renfermant un mélange sodium-potassium, dites boucles à Na-K. Ces boucles présentent la forme d'un huit déformé et sont noyées dans le béton 20a assurant le remplissage des espaces internes de la dalle 20 construite en tôles d'acier soudées 20b.Les boucles à Na-K 38 ont pour fonction d'assurer le transfert de chaleur de la sous-face 20'b de la dalle qui surplombe directement le sodium primaire 14 à une paroi 20"b de la dalle qui constitue également une paroi du circuit de refroidissement externe que l'on décrira par la suite. I1 suffit pour le moment de noter que la paroi 20"b constitue la face inférieure de la partie annulaire de la dalle 20 qui fait saillie à l'extérieur de la jupe 26 et que cette paroi est placée à un niveau supérieur à celui de la sous-face 20'b. En outre, dans la variante représentée, on notera que la paroi 20"b est inclinée vers le haut à partir de la jupe de supportage 26. In the embodiment shown in Figures 1 and 2, the heat transfer devices mounted inside the slab are closed loops 38 containing a sodium-potassium mixture, called Na-K loops. These loops have the shape of a deformed figure eight and are embedded in the concrete 20a ensuring the filling of the internal spaces of the slab 20 constructed of welded steel sheets 20b. The Na-K 38 loops have the function of ensuring the heat transfer from the underside 20'b of the slab which directly overhangs the primary sodium 14 to a wall 20 "b of the slab which also constitutes a wall of the external cooling circuit which will be described later. I1 For the moment, it suffices to note that the wall 20 "b constitutes the underside of the annular part of the slab 20 which projects outside the skirt 26 and that this wall is placed at a level higher than that of the underside. -face 20'b. Furthermore, in the variant shown, it will be noted that the wall 20 "b is inclined upwards from the support skirt 26.

Tenant compte de la chaleur à transférer entre la sous-face 20'b et la paroi 20"b dans les réacteurs existants, on pourra prévoir par exemple entre 100 et 150 boucles 38 disposées sur toute la périphérie de la dalle dans des plans sensiblement radiaux. Taking into account the heat to be transferred between the underside 20'b and the wall 20 "b in existing reactors, provision may be made, for example, between 100 and 150 loops 38 disposed around the entire periphery of the slab in substantially radial planes .

Comme le montre la figure 2, chacune des boucles à Na-K 38 comprend une partie horizontale 38a en contact direct avec la sous-face 20'b de la dalle et une partie inclinée 38b qui relie l'extrémité de la partie 38a la plus proche du centre de la dalle à la périphérie externe de la dalle. La partie supérieure de la partie inclinée 38b est en contact direct avec la paroi 20"b. Chacune des boucles 38 comprend de plus une partie 38c reliant l'extrémité supérieure de la partie 38b à l'extrémité supérieure d'une partie verticale 38d communiquant avec l'extrémité de la partie horizontale 38a la plus éloignée du centre de la dalle. La partie 38c est inclinée dans le meme sens que la partie 38b mais selon un angle inférieur. As shown in Figure 2, each of the Na-K loops 38 includes a horizontal part 38a in direct contact with the underside 20'b of the slab and an inclined part 38b which connects the end of the most part 38a close to the center of the slab at the outer periphery of the slab. The upper part of the inclined part 38b is in direct contact with the wall 20 "b. Each of the loops 38 further comprises a part 38c connecting the upper end of the part 38b to the upper end of a vertical part 38d communicating with the end of the horizontal part 38a furthest from the center of the slab. The part 38c is inclined in the same direction as the part 38b but at a lower angle.

Le fonctionnement de telles boucles de transfert de chaleur est bien connu et ne sera pas décrit ici en détail. Rappelons simplement que la différence de température entre la partie inférieure chaude 38a de la boucle et la partie supérieure refroidie de la branche 38b a pour conséquence d'assurer une circulation en convection naturelle du mélange sodium-potassium contenu dans les boucles 38. Le transfert de chaleur entre la sous-face 20'b de la dalle et la paroi 20"b du circuit de refroidissement externe est ainsi assuré automatiquement sans apport d'énergie extérieur et sans aucune traversée des parois de la dalle. The operation of such heat transfer loops is well known and will not be described here in detail. Let us simply recall that the temperature difference between the hot lower part 38a of the loop and the cooled upper part of the branch 38b has the effect of ensuring a natural convection circulation of the sodium-potassium mixture contained in the loops 38. The transfer of heat between the underside 20'b of the slab and the wall 20 "b of the external cooling circuit is thus ensured automatically without any external energy supply and without any crossing of the walls of the slab.

Bien entendu, les boucles de transfert de chaleur à Na-K 38 peuvent être remplacées par tout autre dispositif fermé assurant un transfert de chaleur par convection naturelle. Ainsi, on comprendra aisément que ces boucles peuvent être remplacées par des caloducs d'un type connu et notamment par des caloducs à eau. Of course, the Na-K 38 heat transfer loops can be replaced by any other closed device ensuring heat transfer by natural convection. Thus, it will be readily understood that these loops can be replaced by heat pipes of a known type and in particular by water heat pipes.

L'air déjà chauffé par son passage autour de la jupe 26 se voit ainsi chauffé de manière supplémentaire par la chaleur en provenance de la sous-face de dalle, l'ensemble des circuits et des isolements thermiques étant bien entendu dimensionnés pour que l'on n'atteigne pas en sous-face de dalle une température prohibitive. En cas d'accident grave conduisant à une importante surchauffe de la jupe 26 et par là de l'air de refroidissement, la sous-face de dalle monte en température et l'on doit vérifier que la résistance de la dalle reste suffisante. En contrepartie, le supplément de chaleur apporté à l'air active sa circulation par convection naturelle. The air already heated by its passage around the skirt 26 is thus heated in an additional way by the heat coming from the underside of the slab, all the circuits and thermal insulation being of course sized so that the prohibitive temperatures are not reached on the underside of the slab. In the event of a serious accident leading to significant overheating of the skirt 26 and thereby cooling air, the underside of the slab rises in temperature and it must be checked that the resistance of the slab remains sufficient. In return, the additional heat supplied to the air activates its circulation by natural convection.

Selon la figure 1, la cheminée 54 débouchant à l'extérieur du bâtiment permet d'assurer le tirage nécessaire, sous réserve, comme il a été dit, d'actions correctrices au moyen notamment du ventilateur. According to Figure 1, the chimney 54 opening to the outside of the building ensures the necessary draft, subject, as has been said, of corrective actions by means in particular of the fan.

Sur la figure 5, la cheminée équivalente 154 est interne au bâtiment 144. Elle débouche sous un toit métallique 160 auquel on donne la plus grande surface possible, compte tenu de la conceptiongénéra- le du réacteur. Pour évacuer une puissance de 10 KW par m2 par radiation, la température doit être de 3810C mais, compte tenu de l'évolution de température dans l'air interne, les températures peuvent évoluer de 6000C à 2300C par exemple selon les zones. On doit donc donner au toit métallique 160 de grandes possibilités de déformation sans contraintes excessives. La figure montre un dôme raccordé aux structures 144 en béton par une longue manchette thermique cylindrique 162 dont la base est à peu près soustraite à cet échauffement.Un plafond suspendu 164, également métallique, raccordé à la cheminée, permet de canaliser l'air chaud le long du-dôme 160 avec les épaisseurs d'air convenables ; il est avantageusement muni d'un calorifugeage sommaire (non représenté) pour éviter le rayonnement vers l'intérieur du bâtiment 144. In FIG. 5, the equivalent chimney 154 is internal to the building 144. It opens out under a metal roof 160 to which the largest possible surface is given, taking into account the general design of the reactor. To evacuate a power of 10 KW per m2 by radiation, the temperature must be 3810C but, taking into account the temperature evolution in the internal air, the temperatures can evolve from 6000C to 2300C for example according to the zones. We must therefore give the metal roof 160 great possibilities of deformation without excessive stresses. The figure shows a dome connected to the concrete structures 144 by a long cylindrical thermal cuff 162, the base of which is more or less removed from this heating. A suspended ceiling 164, also metallic, connected to the chimney, makes it possible to channel the hot air along the dome 160 with suitable air thicknesses; it is advantageously provided with a summary insulation (not shown) to avoid radiation towards the interior of the building 144.

L'air refroidi, par exemple de 6300C dans la cheminée 154 à 2300C à son retour dans le bâtiment 144, descend dans celui-ci, pénètre par de larges trappes profilées 166 sous le plancher 168 correspondant à la dalle 120 du réacteur, et rentre par des chicanes convenables 170 dans le distributeur inférieur 148 de refroidissement de la jupe 126 de réacteur. On peut placer au-dessus de l'arrivée de la cheminée 154 un écran suspendu 172 de protection thermique du toit 160, limitant sa température maximale. The cooled air, for example from 6300C in the chimney 154 to 2300C on its return in the building 144, descends therein, enters by wide profiled hatches 166 under the floor 168 corresponding to the slab 120 of the reactor, and enters by suitable baffles 170 in the lower distributor 148 for cooling the reactor skirt 126. It is possible to place above the inlet of the chimney 154 a suspended screen 172 for thermal protection of the roof 160, limiting its maximum temperature.

Compte tenu de la complication de cette solution par rapport à celle de l'utilisation d'air atmosphérique, et de la moindre efficacité puisque l'air est recyclé à une température relativement élevée, on n'y aura recours que si des arguments de sécurité conduisaient à prohiber la première solution. Given the complication of this solution compared to that of using atmospheric air, and the lower efficiency since the air is recycled at a relatively high temperature, it will only be used if safety reasons led to prohibit the first solution.

L'ensemble des dispositions ainsi décrites, découlant de l'adoption de la circulation d'air par convection naturelle pour refroidir les structures entourant la cuve d'un réacteur nucléaire, montre qu'il est possible d'obtenir une très haute sûreté vis-à-vis de la fusion accidentelle du coeur et de la dispersion de produits dangereux, grâce à des moyens relativement simples.  All of the provisions thus described, arising from the adoption of air circulation by natural convection to cool the structures surrounding the vessel of a nuclear reactor, shows that it is possible to obtain very high safety against with regard to the accidental melting of the core and the dispersion of dangerous products, thanks to relatively simple means.

Claims (12)

REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire comprenant un coeur nucléaire (10) contenu dans une cuve (12), cette cuve étant surmontée d'une dalle (20) qui repose sur une jupe de supportage (26) placée autour de la cuve et isolée thermiquement de celle-ci, ladite jupe étant refroidie par l'écoulement d'un fluide, ce réacteur étant caractérisé par le fait que ledit fluide est de l'air circulant de bas en haut autour de la jupe (26) et aboutissant à au moins une cheminée (54) pour procurer une circulation naturelle de l'air de refroidissement. 1. Nuclear reactor comprising a nuclear core (10) contained in a tank (12), this tank being surmounted by a slab (20) which rests on a support skirt (26) placed around the tank and thermally insulated from that -this, said skirt being cooled by the flow of a fluid, this reactor being characterized in that said fluid is air flowing from bottom to top around the skirt (26) and leading to at least one chimney (54) to provide natural circulation of cooling air. 2. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit circuit de fluide comporte des moyens de soufflage annexes (45) non indispensables en cas d'accident. 2. Reactor according to claim 1, characterized in that said fluid circuit comprises additional blowing means (45) not essential in the event of an accident. 3. Réacteur selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le circuit d'air de refroidissement autour de la jupe (26) comporte un collecteur annulaire d'entrée (48) à la base de la jupe, un col- lecteur (50) de l'air au contact de la jupe entre les susdits collecteurs. 3. Reactor according to claim 1 or 2, characterized in that the cooling air circuit around the skirt (26) comprises an annular inlet manifold (48) at the base of the skirt, a collector ( 50) of air in contact with the skirt between the above collectors. 4. Réacteur selon la revendication 3, caractérisé en ce que lesdits moyens (50) sont constitués par la paroi (24a) d'un puits de cuve périphérique (24), formant une fente (50a) entre cette paroi et la jupe, cette dernière portant des ailettes radiales (56) verticales dans cette fente. 4. Reactor according to claim 3, characterized in that said means (50) consist of the wall (24a) of a peripheral tank well (24), forming a slot (50a) between this wall and the skirt, this last carrying vertical radial fins (56) in this slot. 5. Réacteur selon la revendication 3, caractérisé en ce que lesdits moyens (50) sont constitués par des gouttières verticales (50b) soudées à ladite jupe (26). 5. Reactor according to claim 3, characterized in that said means (50) consist of vertical gutters (50b) welded to said skirt (26). 6. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'un calorifuge (28) est disposé entre la jupe (26) et la cuve (12) du réacteur. 6. Nuclear reactor according to any one of the preceding claims, characterized in that a heat-insulating material (28) is arranged between the skirt (26) and the vessel (12) of the reactor. 7. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la dalle (20) surmontant la cuve (12) est munie de dispositifs fermés (38) de transfert de chaleur par convection naturelle disposés entre la sous-face (20'b) de dalle et une partie (20"b) du circuit d'air de refroidissement située au-dessus du niveau de cette sous-face. 7. Nuclear reactor according to any one of the preceding claims, characterized in that the slab (20) surmounting the tank (12) is provided with closed devices (38) for transfer of heat by natural convection arranged between the underside ( 20'b) of the slab and a part (20 "b) of the cooling air circuit located above the level of this underside. 8. Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisé en ce que lesdits dispositifs fermés (38) sont des boucles à mélange sodium-potassium. 8. Nuclear reactor according to claim 7, characterized in that said closed devices (38) are loops with sodium-potassium mixture. 9. Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisé en ce que lesdits dispositifs fermés (38) sont des caloducs à eau. 9. Nuclear reactor according to claim 7, characterized in that said closed devices (38) are water heat pipes. 10. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que ledit collecteur annulaire d'entrée (48) est relié par des canalisations (46) à l'air extérieur et en ce que ladite cheminée (34) débouche dans l'air extérieur. 10. Nuclear reactor according to any one of the preceding claims, characterized in that said annular inlet manifold (48) is connected by pipes (46) to the outside air and in that said chimney (34) opens into outside air. 11. Réacteur nucléaire selon l'une des revendications 1 à 9, caractérisé en ce que ledit collecteur annulaire d'entrée (148) est relié à l'air situé dans les parties basses du bâtiment (144) du réacteur et en ce que ladite cheminée (154) aboutit à un espace situé dans les parties hautes du bâtiment, au contact d'un toit métallique (160) susceptible de céder sa chaleur à l'atmosphère par rayonnement, ledit espace supérieur étant ouvert en partie basse sur l'intérieur du bâtiment du réacteur. 11. Nuclear reactor according to one of claims 1 to 9, characterized in that said annular inlet manifold (148) is connected to the air located in the lower parts of the building (144) of the reactor and in that said chimney (154) leads to a space located in the upper parts of the building, in contact with a metal roof (160) capable of giving off its heat to the atmosphere by radiation, said upper space being open in the lower part to the interior of the reactor building. 12. Réacteur nucléaire selon la revendciation 11, ledit toit métallique (160) étant raccordé aux parois verticales du bâtiment (144) par l'intermédiaire de parties souples (162) soustraites au contact de l'air chaud et formant manchettes thermiques.  12. Nuclear reactor as claimed in claim 11, said metal roof (160) being connected to the vertical walls of the building (144) by means of flexible parts (162) withdrawn from contact with hot air and forming thermal cuffs.
FR8109615A 1981-05-14 1981-05-14 NUCLEAR REACTOR COMPRISING COOLING OF PERIPHERAL STRUCTURES BY NATURAL AIR CONVECTION Expired FR2506063B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8109615A FR2506063B1 (en) 1981-05-14 1981-05-14 NUCLEAR REACTOR COMPRISING COOLING OF PERIPHERAL STRUCTURES BY NATURAL AIR CONVECTION

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8109615A FR2506063B1 (en) 1981-05-14 1981-05-14 NUCLEAR REACTOR COMPRISING COOLING OF PERIPHERAL STRUCTURES BY NATURAL AIR CONVECTION

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2506063A1 true FR2506063A1 (en) 1982-11-19
FR2506063B1 FR2506063B1 (en) 1987-09-04

Family

ID=9258443

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR8109615A Expired FR2506063B1 (en) 1981-05-14 1981-05-14 NUCLEAR REACTOR COMPRISING COOLING OF PERIPHERAL STRUCTURES BY NATURAL AIR CONVECTION

Country Status (1)

Country Link
FR (1) FR2506063B1 (en)

Cited By (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2537324A1 (en) * 1982-12-03 1984-06-08 Nat Nuclear Corp Ltd NUCLEAR REACTOR COOLED BY A LIQUID METAL
EP0166950A1 (en) * 1984-06-07 1986-01-08 INTERATOM Gesellschaft mit beschränkter Haftung Cooling for a nuclear reactor closure operable by natural convection
FR2591019A1 (en) * 1985-12-02 1987-06-05 Gen Electric AUXILIARY COOLING DEVICE FOR HEAT-RADIATION TANK
EP0232186A2 (en) * 1986-02-07 1987-08-12 Westinghouse Electric Corporation Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
US4702879A (en) * 1986-06-11 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with passive safety system
US4863676A (en) * 1985-12-19 1989-09-05 Proto-Power Corporation Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system
US4959193A (en) * 1989-05-11 1990-09-25 General Electric Company Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
US5043135A (en) * 1989-05-18 1991-08-27 General Electric Company Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof
US5043136A (en) * 1990-06-21 1991-08-27 General Electric Company Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors
US5049353A (en) * 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
EP0528673A1 (en) * 1991-08-16 1993-02-24 General Electric Company Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactor
EP0528674A1 (en) * 1991-08-16 1993-02-24 General Electric Company Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
EP0533351A2 (en) * 1991-08-16 1993-03-24 General Electric Company Passive cooling system for loop-type top entry liquid metal cooled reactors
CN106765837A (en) * 2017-02-08 2017-05-31 苏州热工研究院有限公司 A kind of nuclear power station owner chimney breast is flexible coupling the replacing options of pipeline section

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1448368A (en) * 1965-03-12 1966-08-05 Atomenergi Ab Nuclear reactor with prestressed concrete pressure vessel
FR2002533A1 (en) * 1968-02-23 1969-10-17 Atomic Energy Authority Uk LIQUID COOLED NUCLEAR REACTOR
FR2162412A1 (en) * 1971-12-07 1973-07-20 Kernforschungsanlage Juelich
FR2193233A1 (en) * 1972-07-14 1974-02-15 Siemens Ag
DE2734665A1 (en) * 1977-08-01 1979-02-15 Kraftwerk Union Ag Pressure vessel for nuclear reactors - fitted with heaters periodically employed to eliminate neutron embrittlement of vessel

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1448368A (en) * 1965-03-12 1966-08-05 Atomenergi Ab Nuclear reactor with prestressed concrete pressure vessel
FR2002533A1 (en) * 1968-02-23 1969-10-17 Atomic Energy Authority Uk LIQUID COOLED NUCLEAR REACTOR
FR2162412A1 (en) * 1971-12-07 1973-07-20 Kernforschungsanlage Juelich
FR2193233A1 (en) * 1972-07-14 1974-02-15 Siemens Ag
DE2734665A1 (en) * 1977-08-01 1979-02-15 Kraftwerk Union Ag Pressure vessel for nuclear reactors - fitted with heaters periodically employed to eliminate neutron embrittlement of vessel

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
EXBK/70 *
EXBK/81 *

Cited By (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4655998A (en) * 1982-12-03 1987-04-07 National Nuclear Corporation Limited Liquid metal cooled nuclear rector constructions
FR2537324A1 (en) * 1982-12-03 1984-06-08 Nat Nuclear Corp Ltd NUCLEAR REACTOR COOLED BY A LIQUID METAL
EP0166950A1 (en) * 1984-06-07 1986-01-08 INTERATOM Gesellschaft mit beschränkter Haftung Cooling for a nuclear reactor closure operable by natural convection
FR2591019A1 (en) * 1985-12-02 1987-06-05 Gen Electric AUXILIARY COOLING DEVICE FOR HEAT-RADIATION TANK
US4678626A (en) * 1985-12-02 1987-07-07 General Electric Company Radiant vessel auxiliary cooling system
US4863676A (en) * 1985-12-19 1989-09-05 Proto-Power Corporation Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system
EP0232186A2 (en) * 1986-02-07 1987-08-12 Westinghouse Electric Corporation Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
EP0232186A3 (en) * 1986-02-07 1988-05-25 Westinghouse Electric Corporation Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
US4753771A (en) * 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
US4702879A (en) * 1986-06-11 1987-10-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with passive safety system
US5049353A (en) * 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
US4959193A (en) * 1989-05-11 1990-09-25 General Electric Company Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
US5043135A (en) * 1989-05-18 1991-08-27 General Electric Company Method for passive cooling liquid metal cooled nuclear reactors, and system thereof
US5043136A (en) * 1990-06-21 1991-08-27 General Electric Company Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors
EP0528673A1 (en) * 1991-08-16 1993-02-24 General Electric Company Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactor
EP0528674A1 (en) * 1991-08-16 1993-02-24 General Electric Company Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
EP0533351A2 (en) * 1991-08-16 1993-03-24 General Electric Company Passive cooling system for loop-type top entry liquid metal cooled reactors
EP0533351A3 (en) * 1991-08-16 1994-01-19 Gen Electric
CN106765837A (en) * 2017-02-08 2017-05-31 苏州热工研究院有限公司 A kind of nuclear power station owner chimney breast is flexible coupling the replacing options of pipeline section
CN106765837B (en) * 2017-02-08 2019-03-22 苏州热工研究院有限公司 A kind of nuclear power station owner chimney breast is flexible coupling the replacing options of pipeline section

Also Published As

Publication number Publication date
FR2506063B1 (en) 1987-09-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FR2506063A1 (en) Nuclear reactor vessel - which is surrounded by ring skirt cooled by natural air circulation created by tall chimney, so adequate cooling is available if accidents o
FR2591019A1 (en) AUXILIARY COOLING DEVICE FOR HEAT-RADIATION TANK
EP0344041A1 (en) Nuclear reactor emergency cooling water feeding device
FR2718880A1 (en) Nuclear reactor cooled by a liquid metal.
EP0533529B1 (en) Concrete structure shielding and cooling device for a nuclear reactor, whose core undergoes a melt-down following an accident
FR2620559A1 (en) BOTTOM SUPPORTED LIQUID METAL NUCLEAR REACTOR
EP0068913B1 (en) Fast breeder reactor with a residual heat dissipation system
FR2763168A1 (en) Water-cooled nuclear reactor
FR2541435A1 (en) THERMAL GENERATOR FOR REALIZING THERMAL EXCHANGE HEATING OF FLUID BY MEANS OF A FLUIDIZED BED AND METHOD FOR ITS IMPLEMENTATION
FR2644280A1 (en) SAFETY WATER HANDLING AND RESERVE POOL FOR NUCLEAR REACTOR COOLED WITH PRESSURE WATER
EP0055643B1 (en) Nuclear reactor cooled by a liquid metal contained in a vessel closed by upper closures
EP0055963B1 (en) Liquid metal cooled nuclear reactor comprising a main vessel cooled at the bottom
EP0153225B1 (en) Heat-exchanger with emergency cooling arrangements and fast nuclear reactor having such a heat-exchanger
FR2707791A1 (en) Screen for the air cooling system between tank and silo in a nuclear reactor.
EP0163564B1 (en) Fast neutron nuclear reactor with a steam generator integrated in the vessel
FR2738661A1 (en) DEVICE AND METHOD FOR RECOVERING AND COOLING THE FUSED HEART OF A NUCLEAR REACTOR
EP0006800B1 (en) Liquid-metal cooled fast nuclear reactor
EP0018262B1 (en) Fast neutron nuclear reactor with an internal cylindrical vessel
EP1317757B1 (en) Installation for storing irradiated fuel or radioactive materials
FR2639140A1 (en) NUCLEAR REACTOR, COLD TRAP, AND METHOD FOR REMOVING IMPURITIES FROM THE NUCLEAR REACTOR
EP0258131B1 (en) Emergency cooling arrangement for fast neutron reactor
FR2589615A1 (en) NUCLEAR REACTOR INSTALLATION WITH REAR-SUPPORTED REACTOR TANK
EP0545800B1 (en) Trapping device for foreign objects in a secondary loop of a steam generator
FR2555794A1 (en) Fast-neutron nuclear reactor fitted with emergency cooling means
EP0064920B1 (en) Apparatus for steam generation and heat exchange in a fast breeder reactor

Legal Events

Date Code Title Description
ST Notification of lapse