FR2659781A1 - Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un deflecteur a la sortie du cóoeur. - Google Patents
Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un deflecteur a la sortie du cóoeur. Download PDFInfo
- Publication number
- FR2659781A1 FR2659781A1 FR9003254A FR9003254A FR2659781A1 FR 2659781 A1 FR2659781 A1 FR 2659781A1 FR 9003254 A FR9003254 A FR 9003254A FR 9003254 A FR9003254 A FR 9003254A FR 2659781 A1 FR2659781 A1 FR 2659781A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- core
- heart
- deflector
- molten metal
- nuclear reactor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- 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)
Abstract
La conception de la virole externe (13) du cœur (10) du réacteur permet d'obtenir à la sortie du cœur (10) un flux de métal fondu chaud thermiquement homogène. La virole externe (11) du réacteur (10) se prolonge au-dessus de ce dernier par un déflecteur (13) tendant à maintenir le flux de métal fondu (F) issu de la périphérie du cœur (10) vers le flux de métal fondu (C) issu du centre du cœur (10) et dont la température est supérieure à celle du flux (F). La forme du déflecteur (13) peut être différente en fonction des flux de métal fondu, les dimensions du cœur (10) et du bouchon couvercle-cœur (8). Application aux réacteurs nucléaires à neutrons rapides et à sodium.
Description
REACTEUR NUCLEAIRE A NEUTRONS RAPIDES
EQUIPE D'UN DEFLECTEUR A LA SORTIE DU COEUR
DESCRIPTION
Le domaine de la présente invention est celui des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis par un métal liquide, tel que le sodium.
EQUIPE D'UN DEFLECTEUR A LA SORTIE DU COEUR
DESCRIPTION
Le domaine de la présente invention est celui des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis par un métal liquide, tel que le sodium.
Plus précisément, l'invention concerne la configuration thermique du sodium à la sortie du coeur du réacteur.
Dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, le coeur du réacteur est placé à l'intérieur d'une cuve principale remplie de métal liquide, généralement constitué par du sodium. Ce métal liquide sert au transfert, jusqu'à des échangeurs de chaleur, de la chaleur créée par la réaction de fission qui se produit dans le coeur du réacteur. Le sodium circuLe dans le coeur de bas en haut. La circulation du sodium entre le coeur et les échangeurs de chaleur est assurée par des pompes.
Dans les réacteurs de type intégré, les échangeurs de chaleur et les pompes sont également placés à l'intérieur de la cuve principale du réacteur. Une cuve interne, par exemple en forme de redan, délimite alors dans la cuve principale un collecteur chaud contenant le sodium sortant du coeur du réacteur et un collecteur froid contenant le sodium sortant des échangeurs de chaleur. La cuve est fermée par une dalle obturant son orifice supérieur. A celle-ci, est suspendu un ensemble de pièces appelé "bouchon couvercle-coeur". Ce dernier se situe juste au-dessus du coeur du réacteur. Il a pour fonction de contrôler et de surveiller le fonctionnement du réacteur. A cet effet, il comprend généralement des tubes de prélèvement de sodium liquide servant à détecter et à localiser d'éventuelles ruptures de gaine dans le coeur du réacteur.Il comprend également des tubes de plus petit diamètre dans lesquels sont logés des thermocouples de surveillance. Pour effectuer le contrôle de la réaction de fiction dans le coeur du réacteur, le bouchon couvercle-coeur comporte des fourreaux ou tubes guides de grand diamètre et d'axes verticaux. Ces derniers permettent le passage de barres de contrôle réalisées en matériau absorbant les neutrons et de tiges verticales de commande auxquelles les barres de contrôle sont normalement suspendues.
Ce bouchon couvercle-coeur a également pour fonction de dévier le jet de sodium chaud sortant du coeur vers les échangeurs de chaleur. En effet, le bouchon couvercle-coeur, étant placé juste au-dessus du coeur, oblige le sodium chaud à s'échapper par Le haut du coeur en s'écartant de l'axe central du coeur, par la périphérie de ce dernier.
Il est également connu par la demande de brevet européen nO O 127 539, un bouchon couvercle-coeur pour réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide et équipé de plaques déflectrices coniques ou tronconiques, destinées à dévier le jet de sodium chaud sortant du coeur et rencontrant le bouchon couvercle-coeur à l'extérieur de celui-ci.
Ceci permet d'écarter le sodium chaud de l'axe principal du réacteur pour l'envoyer vers les échangeurs.
Dans la conception des réacteurs avancés de ce type, des débits froids de sortie du coeur s'avèrent importants et plus ou moins excentrés aux périphéries du coeur. Ceci pose des problèmes d'homogénéité thermique avec le débit de sodium très chaud sortant du centre du coeur, près de la partie inférieure du bouchon couvercle-coeur et moins excentré que le débit de sodium plus froid.
Ce défaut d'homogénéité thermique entraîne un mauvais comportement du sodium, et plus précisément une stratification. En revanche, si l'espace entre le bouchon couvercle-coeur et le coeur est très restreint, le mélange entre le sodium chaud et le sodium moins chaud est mieux assuré. Par contre, dans ce cas, le jet de sodium se trouve écrasé sous le bouchon couvercle-coeur, entrainant une surpression sous ce dernier. Des contraintes mécaniques, une excitation vibratoire et des difficultés relatives à la mesure des températures peuvent alors apparaître.
Le but de la présente invention est de remédier à ces inconvénients, c'est-à-dire de fournir un flux homogène de sodium tout en respectant les débits, les pressions et Les températures règnant à la sortie du coeur.
L'objet principal de l'invention est un réacteur nucléaire à neutrons rapides, refroidi par un métal liquide, comprenant une cuve fermée par une dalle et à l'intérieur de laquelle se trouve - le coeur du réacteur immergé dans le métal fondu
et comprenant une virole externe d'un premier
diamètre déterminé ;; - au moins un circuit échangeur de chaleur pour
transférer une quantité de chaleur contenue dans
le métal fondu issu du coeur vers un autre liquide
caloporteur - au moins une pompe immergée pour aspirer vers
les échangeurs de chaleur le métal fondu chaud
sortant du coeur par la partie supérieure de
celui-ci et le réinjectant par la partie inférieure
de celui-ci - un bouchon couvercle-coeur suspendu à la dalle,
destiné au contrôle et à la commande du
fonctionnement du coeur, placé juste au-dessus
de la partie supérieure du coeur et dont la partie
inférieure est d'un deuxième diamètre déterminé
inférieur au premier diamètre déterminé du coeur
pour laisser le métal fondu chaud s'échapper du
coeur par la périphérie de celui-ci.Selon
l'invention, la partie supérieure de la virole
extérieure du coeur se prolonge au-dessus du coeur
pour constituer un déflecteur homogénéisant
thermiquement le flux de métal fondu issu du coeur.
et comprenant une virole externe d'un premier
diamètre déterminé ;; - au moins un circuit échangeur de chaleur pour
transférer une quantité de chaleur contenue dans
le métal fondu issu du coeur vers un autre liquide
caloporteur - au moins une pompe immergée pour aspirer vers
les échangeurs de chaleur le métal fondu chaud
sortant du coeur par la partie supérieure de
celui-ci et le réinjectant par la partie inférieure
de celui-ci - un bouchon couvercle-coeur suspendu à la dalle,
destiné au contrôle et à la commande du
fonctionnement du coeur, placé juste au-dessus
de la partie supérieure du coeur et dont la partie
inférieure est d'un deuxième diamètre déterminé
inférieur au premier diamètre déterminé du coeur
pour laisser le métal fondu chaud s'échapper du
coeur par la périphérie de celui-ci.Selon
l'invention, la partie supérieure de la virole
extérieure du coeur se prolonge au-dessus du coeur
pour constituer un déflecteur homogénéisant
thermiquement le flux de métal fondu issu du coeur.
Dans la majorité des cas, cette virole extérieure se prolonge au-dessus de l'extrémité inférieure du bouchon couve rc le-coeur.
Il est possible de donner plusieurs formes différentes à ce déflecteur. En effet, une première réalisation prévoit de le réaliser entièrement vertical, c'est-à-dire dans le prolongement direct de la virole extérieure du coeur.
Une autre forme de réalisation consiste à terminer ce déflecteur d'extrémité supérieure orientée vers le centre du réacteur.
Une autre réalisation consiste à orienter l'extrémité supérieure de ce déflecteur vers l'extérieur du réacteur.
L'application principale de cette invention est prévue pour les réacteurs à neutrons rapides fonctionnant avec du sodium fondu.
Le problème résolu et les différents avantages et caractéristiques techniques de l'invention seront mieux compris à la lecture de la description des modes préférés de réalisation de l'invention. Cette description est accompagnée des figures représentant respectivement
- figure 1, la coupe d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, sur lequel l'invention peut être adaptée
- figure 2, une partie détaillée de la coupe d'un réacteur nucléaire de la figure 1 sur lequel l'invention est mise en oeuvre ; et
- figures 3A, 3B, 3C, 3D et 3E, différentes formes possibles de réalisation du déflecteur selon l'invention.
- figure 1, la coupe d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, sur lequel l'invention peut être adaptée
- figure 2, une partie détaillée de la coupe d'un réacteur nucléaire de la figure 1 sur lequel l'invention est mise en oeuvre ; et
- figures 3A, 3B, 3C, 3D et 3E, différentes formes possibles de réalisation du déflecteur selon l'invention.
La figure 1 représente un réacteur nucléaire à neutrons rapides classique. Il est composé principalement d'une cuve externe 2 fermée hermétiquement par une dalle supérieure 12. Cette cuve externe 2 est de préférence à double paroi.
Elle est fermée hermétiquement par une dalle supérieure 12 prenant appui, par sa périphérie, sur le bâtiment de béton 5 à l'intérieur duquel la cuve externe 2 est logée.
La cuve externe 2 est remplie de métal liquide, en l'occurrence du sodium, surmontée d'une atmosphère de gaz neutre se trouvant à proximité de la dalle supérieure 12. Le coeur 10 du réacteur est si tué dans la partie centra le de la cuve externe 2 sur un sommier 20 d'alimentation et de supportage du coeur 10. Une ou plusieurs pompes immergées 6 et un ou plusieurs échangeurs de chaleur 4, qui peuvent être suspendus à la dalle 12, se trouvent dans la cuve externe 2 autour du coeur 10.
Une cuve externe 3 délimite à l'intérieur de la cuve externe 2, qui est également la cuve principale, un collecteur chaud 26 se situant au centre et dans la partie supérieure de la cuve interne 3. Cette dernière délimite également un collecteur froid 28 se situant dans la partie inférieure du volume délimité par la cuve externe 2, et entoure la cuve interne 3. Le collecteur chaud 26 contient le métal chaud liquide, à savoir le sodium, qui sort du coeur 10 et qui pénètre dans les échangeurs de chaleur 4. Le collecteur froid 28 contient le sodium relativement froid sortant des échangeurs de chaleur 4 et aspiré par les pompes immergées 6. Ces dernières le refoulent ensuite dans le sommier 20, par l'intermédiaire de conduites 30, pour Le réinjecter dans le coeur 10.
La dalle supérieure 12 porte donc les échangeurs 4 et éventuellement les pompes immergées 6, mais supporte surtout le bouchon couvercle-coeur 8, de préférence par l'intermédiaire d'un grand bouchon tournant 32 au milieu duquel est placé un petit bouchon tournant 34 dont l'axe est excentré par rapport à celui du grande bouchon tournant 32.
Des moyens de manutention, tels que des bras ou des ringards, peuvent être suspendus au petit bouchon tournant 34 pour assurer le chargement et le déchargement des assemblages constituant le coeur 10 du réacteur, avec l'aide des rotations combinées des bouchons tournants 32 et 24.
Le bouchon couvercle-coeur 8 est suspendu au petit bouchon tournant 24, de manière à se trouver verticalement au-dessus du coeur 10 du réacteur.
Il comprend un bouchon 38 logé dans une ouverture formée dans le petit bouchon tournant 34. Le bouchon couvercle-coeur 8 est entouré d'une virole externe verticale 40 dont l'axe est confondu avec l'axe du coeur 10 du réacteur. A l'intérieur de cette virole 40 sont disposés des fourreaux ou tubes cylindriques 42 d'axes verticaux servant au passage des barres de contrôle 44 constituées de matériaux absorbant les neutrons. De façon connue, l'introduction plus ou moins grande des barres de contrôle 44 dans le coeur 10 permet de contrôler la réaction de fission dans le coeur 10 et par conséquent, de piloter le réacteur.
L'extrémité inférieure 14 du bouchon couvercle-coeur 8 se trouve, en position de fonctionnement, très près de la surface supérieure 16 du coeur 10. Le coeur 10 ayant une virole externe 11 plus large que la virole externe 40 du bouchon couvercle-coeur 8, le sodium chaud s'échappe par la périphérie supérieure du coeur 10, comme le montrent les flèches C et F. La flèche C symbolise le sodium très chaud issu du centre du coeur. La flèche F symbolise le sodium issu de la périphérie du coeur et par conséquent plus froid que le sodium issu du centre. La largeur de cette zone annulaire de sortie du sodium n'étant pas inférieure à un mètre, on comprend facilement que le flux de sodium sortant du coeur 10 ne soit pas du tout thermiquement homogène et qu'il influence le comportement et entrave la bonne utilisation du flux de sodium dans les échangeurs de chaleur 4.
La sortie du sodium hors du réacteur 10 est reproduite sur la figure 2 où l'on retrouve la partie inférieure 14 de diamètre d du bouchon couvercle-coeur 8 et la virole externe 11 de diamètre
D, supérieur au diamètre d, du coeur 10.
D, supérieur au diamètre d, du coeur 10.
Selon l'invention, dans le but d'homogénéiser le flux de sortie du sodium, la virole externe 11 est prolongée au-dessus du coeur, de manière à constituer une sorte de déflecteur 13 tendant à rabattre le flux de sodium périphérique et relativement froid F vers le flux de sodium central beaucoup plus chaud C. La hauteur H de ce prolongement de la virole externe 11, sous la forme d'un déflecteur 13, dépend en grande partie de la distance h séparant la partie inférieure 14 du bouchon couvercle-coeur 8 de la surface supérieure 16 du coeur lui-même 10 et de la différence des deux diamètres respectifs
D et d de la virole externe Il du coeur 10 et de la virole externe 40 du bouchon couvercle-coeur 8. Néanmoins, ce déflecteur 13 a une hauteur H supérieure à la distance h séparant le bouchon 8 du coeur 10.
D et d de la virole externe Il du coeur 10 et de la virole externe 40 du bouchon couvercle-coeur 8. Néanmoins, ce déflecteur 13 a une hauteur H supérieure à la distance h séparant le bouchon 8 du coeur 10.
En référence aux figures 3A à 3E, ce déflecteur peut prendre plusieurs formes possibles.
Ces cinq figures doivent être considérées en relation avec la figure 2, c'est-à-dire qu'il faut placer
l'axe vertical du coeur à gauche des formes représentées sur ces cinq figures.
l'axe vertical du coeur à gauche des formes représentées sur ces cinq figures.
Comme le montre la figure 3A, le déflecteur peut être réalisé sous la forme d'une partie tronconique 51 orientée vers l'extérieur de l'axe de la virole du coeur.
La figure 3B montre un déflecteur s'orientant également vers l'extérieur, par rapport à l'axe du réacteur, mais il est composé de deux parties. La première est une partie tronconique 52, s'orientant vers l'extérieur, la deuxième partie 53 étant verticale, c'est-à-dire constituée d'un cylindre.
La figure 3C montre une troisième forme de réalisation du déflecteur s'orientant vers l'extérieur de l'axe du réacteur. Le déflecteur est ici constitué d'une partie incurvée 54, concave par rapport à l'axe du réacteur.
La quatrième réalisation représentée par la figure 3B montre un déflecteur s'orientant vers l'intérieur du réacteur, c'est-à-dire vers l'axe de celui-ci. Il est réalisé sous la forme d'une partie tronconique 55 d'inclinaison inversée par rapport à la partie tronconique 51 de la figure 3A.
Enfin, la dernière réalisation envisagée montre un déflecteur composé d'une première partie horizontale 56, s'écartant vers l'extérieur du réacteur. Elle est complétée d'une partie verticale 57, constituée d'une portion cylindrique.
Ces cinq réalisations du déflecteur ne sont que des exemples, d'autres formes pouvant être envisagées suivant la dimension du réacteur, la vitesse et le débit du flux de métal fondu sortant du coeur.
Le déflecteur selon l'invention permet un meilleur mélange des débits de métal fondu froid et chaud à la sortie du coeur. La forme du déflecteur doit être adaptée à la position et à l'excentrement du débit de métal fondu froid à la sortie du coeur du réacteur.
Claims (6)
1. Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide, comprenant une cuve externe (2) fermée par une dalle (12) et à l'intérieur de laquelle se trouvent : - le coeur (10) du réacteur immergé dans le métal
fondu comprenant une virole externe (11) de diamètre
déterminé (D) ; - au moins un circuit échangeur de chaleur (4) pour
transférer une quantité de chaleur contenue dans
le métal fondu issu du coeur (10) vers un liquide
caloporteur - au moins une pompe immergée (6) pour aspirer vers
les échangeurs de chaleur (4) le métal fondu chaud
sortant du coeur (10) par la partie supérieure
de celui-ci et le réinjecter par la partie
inférieure (18) de celui-ci ;; - un bouchon couvercle-coeur (8) suspendu à la dalle
(12), destiné au contrôle et à la commande du
fonctionnement du coeur (10), placé juste au-dessus
de la partie supérieure (16) du coeur (10) et
dont la partie inférieure (14) a un deuxième
diamètre déterminé (d) inférieur au premier diamètre
déterminé (D) pour laisser le métal fondu chaud
s'échapper du coeur (10) par la périphérie de
celui-ci ; caractérisé en ce que la partie supérieure de la virole extérieure (11) du coeur (10) se prolonge au-dessus du coeur (10) pour constituer un déflecteur (13) homogénéisant thermiquement le flux de métal fondu issu du coeur (10).
2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que le déflecteur (13) se prolonge autour de la partie inférieure (14) du bouchon couvercle-coeur (8).
3. Réacteur nucléaire selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le déflecteur (13) est vertical, dans le prolongement direct de la virole externe (11) du coeur (10).
4. Réacteur nucléaire selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le déflecteur (13) est constituée d'une partie (51, 52, 53, 55) orientée vers le centre du réacteur.
5. Réacteur nucléaire selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le déflecteur (13) est constitué d'une partie (54, 56, 57) orientée vers l'extérieur du centre du réacteur.
6. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le métal fondu est du sodium.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9003254A FR2659781B1 (fr) | 1990-03-14 | 1990-03-14 | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un deflecteur a la sortie du cóoeur. |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9003254A FR2659781B1 (fr) | 1990-03-14 | 1990-03-14 | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un deflecteur a la sortie du cóoeur. |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2659781A1 true FR2659781A1 (fr) | 1991-09-20 |
| FR2659781B1 FR2659781B1 (fr) | 1992-05-29 |
Family
ID=9394724
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR9003254A Expired - Lifetime FR2659781B1 (fr) | 1990-03-14 | 1990-03-14 | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un deflecteur a la sortie du cóoeur. |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| FR (1) | FR2659781B1 (fr) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2558179A1 (de) * | 1974-12-24 | 1976-07-15 | Electricite De France | Salzschmelzen-kernreaktor |
| JPS5445476A (en) * | 1977-09-16 | 1979-04-10 | Toshiba Corp | Reactor |
| EP0127539A1 (fr) * | 1983-05-26 | 1984-12-05 | Commissariat A L'energie Atomique | Bouchon couvercle-coeur d'un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide |
| JPS63284489A (ja) * | 1987-05-18 | 1988-11-21 | Toshiba Corp | タンク型高速増殖炉 |
-
1990
- 1990-03-14 FR FR9003254A patent/FR2659781B1/fr not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2558179A1 (de) * | 1974-12-24 | 1976-07-15 | Electricite De France | Salzschmelzen-kernreaktor |
| JPS5445476A (en) * | 1977-09-16 | 1979-04-10 | Toshiba Corp | Reactor |
| EP0127539A1 (fr) * | 1983-05-26 | 1984-12-05 | Commissariat A L'energie Atomique | Bouchon couvercle-coeur d'un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide |
| JPS63284489A (ja) * | 1987-05-18 | 1988-11-21 | Toshiba Corp | タンク型高速増殖炉 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN, vol. 13, no. 104 (P-842)[3452], 13 mars 1989; & JP-A-63 284 489 (TOSHIBA CORP.) 21-11-1988 * |
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN, vol. 3, no. 69 (M-62), 14 juin 1979; & JP-A-54 45 476 (TOKYO SHIBAURA) 4-10-1979 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2659781B1 (fr) | 1992-05-29 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| FR2676582A1 (fr) | Dispositif de recuperation et de refroidissement du cóoeur d'un reacteur nucleaire en fusion, a la suite d'un accident. | |
| FR2495815A1 (fr) | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide contenu dans une cuve obturee par des fermetures superieures | |
| FR2659781A1 (fr) | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un deflecteur a la sortie du cóoeur. | |
| EP0055963B1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide et comprenant une cuve posée à fond froid | |
| FR2667432A1 (fr) | Reacteur nucleaire surregenerateur. | |
| EP0018262B1 (fr) | Réacteur nucléaire à neutrons rapides et à cuve interne cylindrique | |
| FR2555794A1 (fr) | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe de moyens de refroidissement de secours | |
| EP0064921B1 (fr) | Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides | |
| EP0265311B1 (fr) | Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par un métal liquide | |
| EP0258131B1 (fr) | Dispositif de refroidissement de secours d'un réacteur nulcléaire à neutrons rapides | |
| EP0024990B1 (fr) | Ensemble de traversée de dalle de confinement pour transfert de combustible nucléaire irradié | |
| FR2616000A1 (fr) | Dispositif permettant la coulee de verre radioactif en fusion dans un conteneur | |
| EP0106753B1 (fr) | Réacteur à neutrons rapides refroidi par un métal liquide | |
| FR2548819A1 (fr) | Procede et dispositif pour charger un recipient metallique d'une masse vitreuse fondue contenant des produits de fission tres radioactifs | |
| EP0064920B1 (fr) | Dispositif de production de vapeur et de prélèvement de chaleur dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides | |
| EP0161949B1 (fr) | Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide | |
| WO1997000522A1 (fr) | Systeme d'etancheite pour l'accostage d'un conteneur sous un four de fusion | |
| EP0184488B1 (fr) | Dispositif de purification intégré du métal liquide de refroidissement d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides | |
| EP0382643A1 (fr) | Dispositif de protection thermique de la virole supérieure de supportage d'une cuve suspendue, notamment dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides | |
| EP0095428B1 (fr) | Dispositif de refroidissement par gaz de la dalle de fermeture de la cuve d'un réacteur nucléaire | |
| FR2542909A1 (fr) | Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre | |
| EP0325879A1 (fr) | Réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant un échangeur de chaleur intermédiaire perfectionné | |
| FR2516692A1 (fr) | Dispositif permettant de reduire les effets thermosiphon pour reacteur nucleaire a neutrons rapides | |
| EP0227493B1 (fr) | Réacteur nucléaire à neutrons rapides comportant un bouchon couvercle-coeur perfectionné | |
| EP0144256A1 (fr) | Dispositif de protection thermique d'un composant d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| ST | Notification of lapse |