JPH02234097A - タンク型高速増殖炉 - Google Patents
タンク型高速増殖炉Info
- Publication number
- JPH02234097A JPH02234097A JP1053913A JP5391389A JPH02234097A JP H02234097 A JPH02234097 A JP H02234097A JP 1053913 A JP1053913 A JP 1053913A JP 5391389 A JP5391389 A JP 5391389A JP H02234097 A JPH02234097 A JP H02234097A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- coolant
- flows
- reactor
- plenum
- 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.)
- Pending
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 47
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 claims abstract description 17
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 12
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 10
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims description 9
- 230000008030 elimination Effects 0.000 abstract 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 abstract 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 5
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明はメンテナンス時の炉心崩壊熱を除去し得るよう
に構成したタンク型高速増殖炉に関する。
に構成したタンク型高速増殖炉に関する。
（従来の技術）
第４図を参照しながら従来のタンク型高速増殖炉の構造
を概略的に説明する。図中符号１は原子炉．容器であり
、この原子炉容器１の上端開口はルーフスラブ２で閉塞
ざれている。原子炉容器１の下方中心部に燃料集合体お
よび制御棒などから構成された炉心３が配置されている
。この炉心３は炉心槽４内に収納ざれ、炉心３の下部は
炉心支持機構５で支持されている。炉心３の真上には炉
心上部機構６がルーフスラブ２を貫通して設けられてい
る。ルーフスラブ２にはまた中間熱交換器７，主循環ボ
ンプ８および燃料交換機９などが戟置され、それぞれル
ーフスラブ２を貫通して炉心３の近傍まで延在している
。
を概略的に説明する。図中符号１は原子炉．容器であり
、この原子炉容器１の上端開口はルーフスラブ２で閉塞
ざれている。原子炉容器１の下方中心部に燃料集合体お
よび制御棒などから構成された炉心３が配置されている
。この炉心３は炉心槽４内に収納ざれ、炉心３の下部は
炉心支持機構５で支持されている。炉心３の真上には炉
心上部機構６がルーフスラブ２を貫通して設けられてい
る。ルーフスラブ２にはまた中間熱交換器７，主循環ボ
ンプ８および燃料交換機９などが戟置され、それぞれル
ーフスラブ２を貫通して炉心３の近傍まで延在している
。
原子炉容器１内は炉心３を基準にして炉心槽４の上方か
ら原子炉容器１の内壁面中央部に向う第１の隔壁１Ｇと
、炉心支持機構５の上方から原子炉容器１の内壁面の中
央部からやや下方に向う第２の隔壁１１が設けられてい
る。これらの隔壁１０． １１によって原子炉容器１内
は上部プレナム１２，中間プレナム１３および下部プレ
ナム１４とに区分ざれる。
ら原子炉容器１の内壁面中央部に向う第１の隔壁１Ｇと
、炉心支持機構５の上方から原子炉容器１の内壁面の中
央部からやや下方に向う第２の隔壁１１が設けられてい
る。これらの隔壁１０． １１によって原子炉容器１内
は上部プレナム１２，中間プレナム１３および下部プレ
ナム１４とに区分ざれる。
中間熱交換器７の冷却材流入口７ａは上部プレナム１２
に位置しており、冷却材流出口７ｂは下部プレナム１４
に位置している。また、主循環ボンプ８の吐出管８ａは
炉心支持機構５に接続ざれ、循環ボンプ８から吐出！！
８ａを流れた冷却材１５は炉心３へ流入し、加熱ざれて
上部プレナム１２に流出する。なお、冷却材１５の自由
液面Ｌのレベルは通常運転時には原子炉容器１内の上部
位置まで達しており、その冷却材１５の自由液面はカバ
ーガス空間１Ｂ内のカバーガスで覆われている。
に位置しており、冷却材流出口７ｂは下部プレナム１４
に位置している。また、主循環ボンプ８の吐出管８ａは
炉心支持機構５に接続ざれ、循環ボンプ８から吐出！！
８ａを流れた冷却材１５は炉心３へ流入し、加熱ざれて
上部プレナム１２に流出する。なお、冷却材１５の自由
液面Ｌのレベルは通常運転時には原子炉容器１内の上部
位置まで達しており、その冷却材１５の自由液面はカバ
ーガス空間１Ｂ内のカバーガスで覆われている。
（発明が解決しようとする課題）
ところで、原子炉の通常運転時には冷却材の自由液面を
炉心３の頂部まで低下させることはないが、原子炉容器
１内のメンテナンス時には原子炉の運転を停止して原子
炉容器１内の冷却材１５を炉心３の頂部まで低下させる
ことが要求される場合がある。
炉心３の頂部まで低下させることはないが、原子炉容器
１内のメンテナンス時には原子炉の運転を停止して原子
炉容器１内の冷却材１５を炉心３の頂部まで低下させる
ことが要求される場合がある。
しかしながら、第４図に示した構造のタンク型高速増殖
炉では炉心の頂部まで冷却材の液面を低下させた状態で
、原子炉停止後に炉心３で発生する崩壊熱を除去するこ
とが不可能であり、これを可能とすることが課題になっ
ている。
炉では炉心の頂部まで冷却材の液面を低下させた状態で
、原子炉停止後に炉心３で発生する崩壊熱を除去するこ
とが不可能であり、これを可能とすることが課題になっ
ている。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原
子炉容器１内の冷却材１５を炉心３の頂部まで低下させ
た状態でも炉心３の崩壊熱を確実に除熱できるタンク型
高速増殖炉を提供することにある。
子炉容器１内の冷却材１５を炉心３の頂部まで低下させ
た状態でも炉心３の崩壊熱を確実に除熱できるタンク型
高速増殖炉を提供することにある。
［発明の構成］
（ｌｉ！題を解決するための手段）
本発明は上端開口がルーフスラブで閉塞された原子炉容
器と、この原子炉容器内に配置ざれ冷却材を核反応熱で
加熱する炉心を収納する炉心槽と、この炉心槽を載置固
定する炉心支持機構と、前記炉心槽を境界にして上部プ
レナム，中間プレナムおよび下部プレナムにそれぞれ区
隔する第１および第２の隔壁と、前記炉心槽に設けられ
た前記中間プレナムに連通する連通孔と、前記ルーフス
ラブから吊下げられた主循環ポンプおよびメンテナンス
冷却モジュールとを具備し、前記メンテナンス冷却モジ
ュールは前記第１の隔壁から前記冷却材の自由液面まで
立ち上げたスタンドパイプと、このスタンドパイプ内に
配設された熱交換器と、前記スタッドパイプの外側に配
設された電磁ポンプとからなることを特徴とする。
器と、この原子炉容器内に配置ざれ冷却材を核反応熱で
加熱する炉心を収納する炉心槽と、この炉心槽を載置固
定する炉心支持機構と、前記炉心槽を境界にして上部プ
レナム，中間プレナムおよび下部プレナムにそれぞれ区
隔する第１および第２の隔壁と、前記炉心槽に設けられ
た前記中間プレナムに連通する連通孔と、前記ルーフス
ラブから吊下げられた主循環ポンプおよびメンテナンス
冷却モジュールとを具備し、前記メンテナンス冷却モジ
ュールは前記第１の隔壁から前記冷却材の自由液面まで
立ち上げたスタンドパイプと、このスタンドパイプ内に
配設された熱交換器と、前記スタッドパイプの外側に配
設された電磁ポンプとからなることを特徴とする。
（作 用》
炉心から流出する加熱された一次冷却材は炉心槽に設け
られた連通孔から中間プレナムに流入し、中間プレナム
からメンテナンス冷却モジュール内の電磁ポンプによっ
て昇圧ざれ、このモジュール内の熱交換器に流入する。
られた連通孔から中間プレナムに流入し、中間プレナム
からメンテナンス冷却モジュール内の電磁ポンプによっ
て昇圧ざれ、このモジュール内の熱交換器に流入する。
この熱交換器で二次冷却材と熱交換し除熱された一次冷
却材は下部プレナムに流出し、主循環ポンプに吸い込ま
れ、この主循環ポンプから吐出管を流れて炉心に流入す
る流路を形成する。
却材は下部プレナムに流出し、主循環ポンプに吸い込ま
れ、この主循環ポンプから吐出管を流れて炉心に流入す
る流路を形成する。
この流路によって原子炉容器内の冷却材の液面レベルが
炉心頂部まで低下した状態でも炉心冷却流路および除熱
が確保ざれる。
炉心頂部まで低下した状態でも炉心冷却流路および除熱
が確保ざれる。
（実施例）
第１図から第３図を参照しながら本発明に係るタンク型
高速増殖炉の一実施例を説明する。
高速増殖炉の一実施例を説明する。
図中符号１は原子炉容器であり、この原子炉容器１の上
端開口はルーフスラブ２で閉塞ざれている。原子炉容器
１の下方中心部に燃料集合体および制御棒などから構成
された炉心３が配置されている。この炉心３は炉心槽４
内に収納され、炉心３の下部は炉心支持機構５で支持ざ
れている。炉心３の真上には炉心上部機構６がルーフス
ラブ２を貫通して設けられている。ルーフスラブ２には
また主循環ボンプ８および燃料交換器９などが載置され
、それぞれルーフスラプ２を貫通して炉心３の近傍まで
延在している。
端開口はルーフスラブ２で閉塞ざれている。原子炉容器
１の下方中心部に燃料集合体および制御棒などから構成
された炉心３が配置されている。この炉心３は炉心槽４
内に収納され、炉心３の下部は炉心支持機構５で支持ざ
れている。炉心３の真上には炉心上部機構６がルーフス
ラブ２を貫通して設けられている。ルーフスラブ２には
また主循環ボンプ８および燃料交換器９などが載置され
、それぞれルーフスラプ２を貫通して炉心３の近傍まで
延在している。
原子炉容器１内は炉心３を基準にして炉心槽４から原子
炉容器１の内壁面に向う第１の隔壁１０と、炉心支持機
構５から原子炉容器１の内壁面に向う第２の隔壁１１が
設けられている。これらの隔壁１０，１１によって原子
炉容器１内は上部プレナム１２，中間プレナム１３，下
部プレナム１４とに区分される。
炉容器１の内壁面に向う第１の隔壁１０と、炉心支持機
構５から原子炉容器１の内壁面に向う第２の隔壁１１が
設けられている。これらの隔壁１０，１１によって原子
炉容器１内は上部プレナム１２，中間プレナム１３，下
部プレナム１４とに区分される。
ポンプ８の吐出管８ａは炉心支持機構５に接続ざれ、循
環ボンプ８から吐出管８ａを流れた冷却材は炉心３へ流
入し・、加熱されて中間プレナム１３に流出する。炉心
槽４には中間プレナム１３に連通する連通孔１７が設け
られている。第２の隔壁１１にはスタンドパイプ１８が
突設されており、このスタンドパイプ１８の上端は冷却
材１５の自由液面しよりも高い位置に設けられる。この
スタンドパイプ１８を境界にして内側に熱交換器１９と
、外側に電磁ポンプ２０が配置されたメンテナンス冷却
モジュール２１が設けられている。このメンテナンスモ
ジュール２１は第３図に拡大して示したように筒状ケー
シング２２内にサポート２３を介して環状電磁ポンプ２
Ｇが設けられ、この電磁ボンプ２０内に熱交換器１９の
下端部が挿入されている。熱交換器１９の上端部はルー
フスラプ２に固定ざれる７ランジ２４に取着ざれている
。熱交換器１９は一次冷却材の流入窓２５および流出窓
３８を有する外管２６と、一次冷却材を下降する下降管
２７と、二次冷却材を下降するダウンカ７２８と、二次
冷却材を上昇させる伝熱管２９および上昇管３０とから
なっている。伝熱管２９の上下両端は管板３１， ３２
に取着ざれている。なお、実線矢印３３は一次冷却材の
流れ方向を、破線矢印３４は二次冷却材の流れ方向をそ
れぞれ示し、符号３５． ３６はそれぞれ断熱部材を、
３７は一次冷却材の上昇流路を、３８は同じく流出窓を
示している。
環ボンプ８から吐出管８ａを流れた冷却材は炉心３へ流
入し・、加熱されて中間プレナム１３に流出する。炉心
槽４には中間プレナム１３に連通する連通孔１７が設け
られている。第２の隔壁１１にはスタンドパイプ１８が
突設されており、このスタンドパイプ１８の上端は冷却
材１５の自由液面しよりも高い位置に設けられる。この
スタンドパイプ１８を境界にして内側に熱交換器１９と
、外側に電磁ポンプ２０が配置されたメンテナンス冷却
モジュール２１が設けられている。このメンテナンスモ
ジュール２１は第３図に拡大して示したように筒状ケー
シング２２内にサポート２３を介して環状電磁ポンプ２
Ｇが設けられ、この電磁ボンプ２０内に熱交換器１９の
下端部が挿入されている。熱交換器１９の上端部はルー
フスラプ２に固定ざれる７ランジ２４に取着ざれている
。熱交換器１９は一次冷却材の流入窓２５および流出窓
３８を有する外管２６と、一次冷却材を下降する下降管
２７と、二次冷却材を下降するダウンカ７２８と、二次
冷却材を上昇させる伝熱管２９および上昇管３０とから
なっている。伝熱管２９の上下両端は管板３１， ３２
に取着ざれている。なお、実線矢印３３は一次冷却材の
流れ方向を、破線矢印３４は二次冷却材の流れ方向をそ
れぞれ示し、符号３５． ３６はそれぞれ断熱部材を、
３７は一次冷却材の上昇流路を、３８は同じく流出窓を
示している。
第２図は通常の原子炉運転を停止して、原子炉容器１内
のメンテナンスを行なう場合の冷却材１５の自由液面Ｌ
１を炉心３の頂部まで低下させた状態を示している。な
お、第２図中、第１図と同一部分には同一符号で示し、
重複する部分の説明を省略する。
のメンテナンスを行なう場合の冷却材１５の自由液面Ｌ
１を炉心３の頂部まで低下させた状態を示している。な
お、第２図中、第１図と同一部分には同一符号で示し、
重複する部分の説明を省略する。
すなわち、炉心３から流出する崩壊熱で加熱された一次
冷却材１５は炉心槽４に設けた連通孔１７から矢印で示
したように中間プレナム１３に流出する。
冷却材１５は炉心槽４に設けた連通孔１７から矢印で示
したように中間プレナム１３に流出する。
中間プレナム１３内に流れ込んだ一次冷却材は電磁ポン
プ２Ｇで吸込まれて昇圧され、一次冷即材流路３７を流
れて熱交換器１９の一次冷却材の流入窓２５ｈ１ら熱交
換器１９内へ流入する。熱交換器１９内へ流入した一次
冷却材は下降管２７内を流下し、その間に伝熱管２９内
を上昇する二次冷却材と熱交換して確実に除熱され、流
出窓３８から下部プレナム１４へ流出する。下部プレナ
ム１４へ流入し除熱された一次冷却材は主循環ボンプ８
へ流入し、吐出管８ａから炉心３へ流入する循環流れを
形成する。
プ２Ｇで吸込まれて昇圧され、一次冷即材流路３７を流
れて熱交換器１９の一次冷却材の流入窓２５ｈ１ら熱交
換器１９内へ流入する。熱交換器１９内へ流入した一次
冷却材は下降管２７内を流下し、その間に伝熱管２９内
を上昇する二次冷却材と熱交換して確実に除熱され、流
出窓３８から下部プレナム１４へ流出する。下部プレナ
ム１４へ流入し除熱された一次冷却材は主循環ボンプ８
へ流入し、吐出管８ａから炉心３へ流入する循環流れを
形成する。
このようにして、上記実施例によればメンテナンス時に
炉心３の頂部まで冷却材を低下させた場合においても炉
心の冷却を確実に行うことができる。
炉心３の頂部まで冷却材を低下させた場合においても炉
心の冷却を確実に行うことができる。
［発明の効果］
本発明によれば、原子炉容器内の冷却材の液面を炉心の
頂部まで低下させた場合においても炉心の崩壊熱を確実
に除熱できるので、原子炉容器内のメンテナンス性を大
幅に向上させることができる。
頂部まで低下させた場合においても炉心の崩壊熱を確実
に除熱できるので、原子炉容器内のメンテナンス性を大
幅に向上させることができる。
第１図は本発明に係るタンク型高速増殖炉の一実施例を
概略的に示す縦断面図、第２図は第１図におけるメンテ
ナンス時の冷却材の流れを示す縦断面図、第３図は第１
図におけるメンテナンス冷却モジュールを拡大して示す
縦断面図、第４図は従来のタンク型高速増殖炉を概略的
に示す縦断面図である。 １・・・原子炉容器 ２・・・ルーフスラブ ３・・・炉心 ４・・・炉心槽 ５・・・炉心支持機構 ６・・・炉心上部機構 ７・・・中間熱交換器 ８・・・主循環ポンプ ９・・・燃料交換機 １Ｇ・・・第１の隔壁 １１・・・第２の隔壁 １２・・・上部プレナム １３・・・中間プレナム １４・・・下部プレナム １５・・・冷却材 １６・・・カバーガス空間 １７・・・連通孔 １８・・・スタンドパイプ １９・・・熱交換器 ２０・・・電磁ポンプ ２１・・・メンテナンスモジ１−ル ２２・・・筒状ケーシング ２３・・・サポート ２４・・・フランジ ２５・・・一次冷却材の流入窓 ２６・・・外管 ２７・・・下降管 ２８・・・ダウンカマ ２９・・・伝熱管 ３０・・・上昇管 ３１． ３２・・・管板 ３２・・・一次冷却材の流れ方向 ３４・・・二次冷却材の流れ方向 ３５． ３６・・・断熱部材 ロ 第 図 ３７・・・一次冷却材上昇流路 ３８・・・一次冷却材の流出窓 （ ８７３３ ）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほ
か １名） 茅 箒 図 コ 楽 図
概略的に示す縦断面図、第２図は第１図におけるメンテ
ナンス時の冷却材の流れを示す縦断面図、第３図は第１
図におけるメンテナンス冷却モジュールを拡大して示す
縦断面図、第４図は従来のタンク型高速増殖炉を概略的
に示す縦断面図である。 １・・・原子炉容器 ２・・・ルーフスラブ ３・・・炉心 ４・・・炉心槽 ５・・・炉心支持機構 ６・・・炉心上部機構 ７・・・中間熱交換器 ８・・・主循環ポンプ ９・・・燃料交換機 １Ｇ・・・第１の隔壁 １１・・・第２の隔壁 １２・・・上部プレナム １３・・・中間プレナム １４・・・下部プレナム １５・・・冷却材 １６・・・カバーガス空間 １７・・・連通孔 １８・・・スタンドパイプ １９・・・熱交換器 ２０・・・電磁ポンプ ２１・・・メンテナンスモジ１−ル ２２・・・筒状ケーシング ２３・・・サポート ２４・・・フランジ ２５・・・一次冷却材の流入窓 ２６・・・外管 ２７・・・下降管 ２８・・・ダウンカマ ２９・・・伝熱管 ３０・・・上昇管 ３１． ３２・・・管板 ３２・・・一次冷却材の流れ方向 ３４・・・二次冷却材の流れ方向 ３５． ３６・・・断熱部材 ロ 第 図 ３７・・・一次冷却材上昇流路 ３８・・・一次冷却材の流出窓 （ ８７３３ ）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほ
か １名） 茅 箒 図 コ 楽 図
Claims (1)
- 上端開口がルーフスラブで閉塞された原子炉容器と、
この原子炉容器内に配置され冷却材を核反応熱で加熱す
る炉心を収納する炉心槽と、この炉心槽を載置固定する
炉心支持機構と、前記炉心槽を境界にして上部プレナム
、中間プレナムおよび下部プレナムにそれぞれ区隔する
第１および第２の隔壁と、前記炉心槽に設けられた前記
中間プレナムに連通する連通孔と、前記ルーフスラブか
ら吊下げられた主循環ポンプおよびメンテナンス冷却モ
ジュールとを具備し、前記メンテナンス冷却モジュール
は前記第１の隔壁から前記冷却材の自由液面まで立ち上
げたスタンドパイプと、このスタンドパイプに配設され
た熱交換器と、前記スタンドパイプの外側に配設された
電磁ポンプとからなることを特徴とするタンク型高速増
殖炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1053913A JPH02234097A (ja) | 1989-03-08 | 1989-03-08 | タンク型高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1053913A JPH02234097A (ja) | 1989-03-08 | 1989-03-08 | タンク型高速増殖炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02234097A true JPH02234097A (ja) | 1990-09-17 |
Family
ID=12955952
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1053913A Pending JPH02234097A (ja) | 1989-03-08 | 1989-03-08 | タンク型高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02234097A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2667432A1 (fr) * | 1990-09-29 | 1992-04-03 | Toshiba Kk | Reacteur nucleaire surregenerateur. |
| FR2938691A1 (fr) * | 2008-11-19 | 2010-05-21 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees |
| FR2965655A1 (fr) * | 2010-10-04 | 2012-04-06 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre |
-
1989
- 1989-03-08 JP JP1053913A patent/JPH02234097A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2667432A1 (fr) * | 1990-09-29 | 1992-04-03 | Toshiba Kk | Reacteur nucleaire surregenerateur. |
| FR2938691A1 (fr) * | 2008-11-19 | 2010-05-21 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees |
| WO2010057720A1 (fr) * | 2008-11-19 | 2010-05-27 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Reacteur nucleaire sfr de type integre compact et a fonctionnement par convection ameliore |
| FR2965655A1 (fr) * | 2010-10-04 | 2012-04-06 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnement a un reacteur nucleaire sfr de type integre |
| WO2012045691A1 (fr) * | 2010-10-04 | 2012-04-12 | Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives | Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium ("sodium fast reactor" ) de type intégré |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5265136A (en) | Sodium cooled fast reactor | |
| KR100594840B1 (ko) | 풀 직접 냉각방식의 피동 안전등급 액체금속로잔열제거방법 및 잔열제거시스템 | |
| US4780270A (en) | Passive shut-down heat removal system | |
| JPH02234097A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
| JPH07146392A (ja) | 空冷用のじゃま板 | |
| JPH0531750B2 (ja) | ||
| US4713214A (en) | Device for purifying liquid metal coolant for a fast neutron nuclear reactor | |
| JPH0618685A (ja) | 高速増殖炉 | |
| JP2508538Y2 (ja) | 高速増殖炉の冷却ユニット | |
| JPH02222861A (ja) | 高速増殖炉 | |
| JP3110901B2 (ja) | 高速増殖炉 | |
| JPS58139098A (ja) | タンク型液体金属冷却高速増殖炉 | |
| JPS63284489A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
| JPS63108293A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
| JPH0338558B2 (ja) | ||
| JPH0746156B2 (ja) | 低位置の炉心冷却材取入口を有する原子炉 | |
| JPH04307397A (ja) | タンク型高速炉 | |
| JPH0666991A (ja) | 高速増殖炉用中間熱交換器 | |
| JPH0344274B2 (ja) | ||
| JPS62226089A (ja) | 液体金属冷却型高速増殖炉 | |
| JPH0735882A (ja) | 液体金属冷却高速炉 | |
| JPH0452433B2 (ja) | ||
| JPS62269086A (ja) | 原子炉 | |
| Hundal et al. | Passive shut-down heat removal system | |
| JPH01217192A (ja) | 中間熱交換器 |