JPH0544996B2 - - Google Patents

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JPH0544996B2
JPH0544996B2 JP60044964A JP4496485A JPH0544996B2 JP H0544996 B2 JPH0544996 B2 JP H0544996B2 JP 60044964 A JP60044964 A JP 60044964A JP 4496485 A JP4496485 A JP 4496485A JP H0544996 B2 JPH0544996 B2 JP H0544996B2
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JP
Japan
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heat exchanger
liquid metal
slab
circulation pump
inlet
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JP60044964A
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Petoroo Pieeru
Suuaju Misheeru
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Electricite de France SA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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Electricite de France SA
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast 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
    • 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

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、集積型高速中性子炉に関し、詳言す
れば、熱交換器と循環ポンプが単一構成要素を形
成するように軸方向に組み合わせされたものに関
する。
〔従来の技術〕
電磁ポンプは液体金属内に完全に浸漬され、そ
して高温一次ナトリウム供給が生じる熱交換器の
上方端は密封スラブのハウジングの1つの中に置
かれる。
集積型高速中性子の原子炉は、炉の完全な一次
回路がスラブによつて密封される主容器内に収納
されるという事実によつて特徴づけられていると
いうことは知られている。こうして、主容器内に
は炉心、一次回路ポンプおよび一次回路と二次回
路との間の熱伝達を保証する熱交換器が配置さ
れ、これらすべての一般にナトリウムによつて構
成される液体金属内に浸漬される。かつ液体金属
はスラブの近傍においてアルゴンのごとき不活性
ガス皮膜で覆われる。
この型の炉において、循環ポンプと熱交換器は
一般に主容器の軸線まわりの円周上に分布され、
炉心はその中に含まれる。炉内の一次ナトリウム
入口は主容器の高温ナトリウムの自由レベルの下
に位置決めされ、一方出口は高温および低温ナト
リウム容積を分離する内部構造によつて形成され
るコールドコレクタ内に配置される。コールドコ
レクタのナトリウムは循環ポンプ内に吸い込まれ
かつ次いで大きな断面積を有するパイプを通つて
炉心用の支持供給部材に送給される。
〔発明が解決しようとする課題〕
これは炉運転の観点からは十分な結果に至る
が、この設計は、コールドコレクターが高応力内
部構造によつて形成される不利な点において悩
む。その内部構造は幾分複雑な形状を有し、そし
てとくに、その構成に要求される大量の核安全特
性のステンレス鋼および種々の部分の複雑な形状
により高価である。
また、軸方向に組み合わされる機械的循環ポン
プおよび熱交換器によつて形成される構成要素か
らなる集積型高速中性子炉も知られている(フラ
ンス特許出願第2326011号)。この炉に関してこれ
もまた内部構造型コールドコレクタを有する熱交
換器の供給開口は主要器の高温ナトリウムの自由
レベルの下に完全に位置決めされる。このような
炉の設計はかなりのかつしたがつて費用のかかる
容器の高さを必要とする。即ち補足の核安全特性
のステンレス鋼量によるものである。他の欠点が
容器壁の厚さとその高さとの間の比が非常に小さ
いという事実から生じる。この特徴は耐震性の観
点から好ましくない。
本発明は、EP−Al−0058583に記載された型の
ハウジングを有するスラブからなると同様に、そ
の循環ポンプと熱交換器とが軸方向に組み合わさ
れる少なくとも1つの構成要素を含む集積型高速
中性子炉に関するもので、上述した炉の欠点の制
限を可能にするものである。
〔課題を解決するための手段および作用〕
したがつて、本発明はとくに集積型高速中性子
炉に関するもので、スラブによつて密封され、か
つ一次液体金属を収容する容器と、該容器内に配
置されかつ炉心を支持する支持供給部材と、液体
金属の循環ポンプ入口および出口を有する循環ポ
ンプと一次液体金属用の熱交換器入口および出口
を有する熱交換器との軸方向組合せによつて形成
される少なくとも1つの構成要素と、前記一次液
体金属の熱交換器出口を前記液体金属の循環ポン
プ入口に流体力学的に接続する手段と、前記液体
金属の循環ポンプ出口を前記支持供給部材に流体
力学的に接続しかつ液体金属を炉心に供給するパ
イプとを含む集積型高速中性子炉において、 前記スラブが少なくとも1つのスラブハウジン
グを有し、前記熱交換器の前記一次液体金属の入
口が前記スラブハウジンウ内に配置され、前記熱
交換器に対する一次液体金属の入口が前記スラブ
と同じ高さまたはそれより上方に位置決めされ、
かつスラブハウジングの中に液体金属を前記熱交
換器の一次液体金属の入口に供給する手段が設け
られている。
好ましくは、前記熱交換器は上方管板、下方管
板および前記管板間に延びる管束を有し、一次流
体は管のまわりを、かつ二次流体は管内を循環
し、そして前記上方管板が前記スラブの上方に位
置決めされる。
生物学的保護を確実にするため前記スラブの一
つのスラブハウジングへの熱交換器の部分的導入
の結果として、循環ポンプおよび熱交換の軸方向
付加から生じる構成要素の前記ハウジングに必要
な容器の追加の高さが縮減され、それは耐震性の
改善および炉のコストの低減を可能にする。この
高さの利得は、容器が容器通路の底部に置かれる
かまたは容器軸またはスラブに上方部で垂下され
るかに関係なく得られる。
さらに、循環ポンプと熱交換器の付加は、本発
明のよる炉の場合に、組み合わせた循環ポンプ/
熱交換器の構成要素当り1通路に対応するスラブ
を通る通路の低減を可能にし、これに反し従来の
集積型原子炉においては、循環ポンプ用の通路お
よび熱交換器用の他の通路を有することを必要と
する。
本発明の他の特徴によれば、熱交換器出口は筒
状フエルールによつて循環ポンプ入口に直接接続
される。
これは原子炉ブロツクの内部構造の簡単化とな
る一方、どの内部構造または内部容器を除去し、
それにより本発明による配置において、コールド
コレクタは軸方向に組み合せた熱交換器と循環ポ
ンプとの間の流体力学的接続に制限される。
本発明の第1の変形例において、循環ポンプと
熱交換器は取外し可能な要素であり、熱交換器は
支持フランジによつてスラブに垂下され、一方循
環ポンプは支持フエルールによつて支持供給部材
の支持構造に置かれる。
特別な実施態様によれば、熱交換器と循環ポン
プとの間の流体力学的接続は密封室によつて引き
起される。
本発明の第2の変形態様によれば、循環ポンプ
と熱交換器はスラブに垂下されるかまたは支持供
給部材の支持構造内に置かれる単一体構成要素を
形成する。
〔実施例〕
以下、本発明の非限定的実施態様および添付図
面に関連して詳細に説明する。
第1図は、本発明による液体金属冷却高速中性
子炉の横断面であり、第2図は、第1図の炉の変
形例の横断面である。第1図および第2図によつ
て説明されるように、本発明による炉の全体設計
は集積型高速中性子炉である。
かくして、第1図および第2図の炉は容器縦穴
または縦穴10を画成する補強されたコンクリー
ト炉建物10からなり、主容器1を収納する。安
全のため、容器1は安全容器(図示せず)と呼ば
れる第2の容器により外部を二重になされてい
る。容器1の上方端は小室即ち、スラブハウジン
グ51を備えている補強されたコンクリートスラ
ブ11によつて密封される。
スラブ11は各熱交換器17の頭部用スラブハ
ウジング即ち小室51を有しており、該スラブハ
ウジングは矩形になつている。これらのスラブハ
ウジングは熱交換器の頭部を囲燒するコンクリー
ト壁53を有し、したがつて外部に対する生物学
的保護を保証する。二次流体用の供給管25およ
び放出管33はこれらのコンクリート壁を貫通す
る。スラブハウジング51はその上方部におい
て、熱交換器と循環ポンプの取扱いを許容する取
外し可能なプラグ55によつて密封される。
第1図に示した実施態様において、容器1は容
器縦穴10の底部に置かれる。第2図の実施態様
において、容器1はスラブ11に上方部で垂下さ
れる。
原子炉は複数の構成要素を有する一次液体金属
回路を有し、これらの各構成要素は炉心を支持す
る供給支持部材7への液体金属の送給を保証する
循環ポンプ19と軸方向に組み合わせられた熱交
換器17からなる。単一の構成要素が、第1図お
よび第2図に示されている。液体金属は底部から
頂部に垂直に炉心5を横断し、かつ燃料集合体と
の接触で加熱する。炉心から出た高温ナトリウム
は熱交換器17に吸い込まれ、そこで冷却し、か
つ次いで循環ポンプ19に入る。熱交換器17は
これが一次回路と不活性な二次回路との間の接続
を形成するため、中間熱交換器とも呼ばれる。二
次回路は一次液体金属から蒸気発生器への熱伝達
を引き起すために、一般にナトリウムのごとき液
体金属である二次流体の循環を引き受ける。この
回路は原子炉ブロツクの外部でかつ図示してない
複数の循環ポンプを有している。
記載された2つの実施態様において、中間熱交
換器17は直管型のしかも前記チユーブの外側を
一次液体金属の循環を有するが、他の型の熱交換
器も又考慮することができる。熱交換器は上方管
板21と下方管板23を有している。管束は上方
および下方管板21と23との間に延びる。低温
二次流体は熱絶縁された供給管25によつて交換
器の上方部に供給される。この流体は熱交換器1
7を通つて中央通路27(矢印29)を経由して
頂部から底部へ通り、かつ次いで管束の管内を上
昇する。その場合に高温二次流体は熱絶縁された
放出管33によつて蒸気発生器に向つて通され
る。熱交換器とスラブ11の通路15との間の熱
絶縁は符号40によつて保証される。
容器内にある一次流体3は、先ず外側熱交換器
エンベローブとともに環状通路を画成する筒状ス
カートからなる供給室35に吸い込まれる。この
室の内方部は原子炉の運転条件に拘らず浸漬され
るようなレベルで液体ナトリウムに浸漬される。
室は上方管板21のレベルに近いレベルのナトリ
ウムの供給を可能にする。熱交換器管のまわりに
循環する一次流体と、これらの管内に循環する二
次流体との間の最適熱交換条件を保証するため
に、一次ナトリウムを全交換長の利点を取るため
に管板のレベルに供給する必要がある。熱交換器
入口37と上方管板21がそれ自体スラブ11の
基板と同じ高さまたは上方に位置決めされ配置さ
れるのはこのためである。室は原子炉の始動に備
えられる真空発生回路50の結果として、スラブ
11の基板と同じ高さまたは上方に配置される交
換器入口37にナトリウムを上げることができ
る。この回路は運転を準備するためにナトリウム
で室を充満させることができる。一端サイフオン
が準備されてしまうと、炉の通常運転中使用され
ない。
熱交換器入口37と管板21はスラブ11の上
方または同じ高さの構成要素の垂直寸法付けの結
果として容器の高さ増加の制限を可能にする。一
次流体は符号19のようなかつ好ましくは電磁ポ
ンプである循環ポンプによつて循環される。
電磁ポンプはそれ自体公知であるので、その作
動については詳細に説明しない。一般に、電磁ポ
ンプは2つの必須な部分、すなわちダクトおよび
誘導子からなる。前記ダクトは環状空間を設ける
2つの同心管によつて形成され、その中を液体金
属が循環する。固定子はダクトのまわりに放射状
に配置される磁気回路および該磁気回路内に設け
られたスロツト内に配置されたコイルからなる。
ダクトの内側管内に取り付けられた磁心は磁気回
路の閉成を可能にする。コイルは3相系によつて
給電される。コイルは半径方向の磁界を発生し、
かつ液体金属内に電流を誘起する。ダクトの上方
および下方部は、磁心を閉じる回転体によつてか
つ循環ポンプが取り付けられる回路へのダクトの
接続を可能にするデイフユーザによつて延長され
る。
第1図および第2図に示された電磁ポンプはそ
れ自体公知である。本発明の変形例によれば、こ
れらの循環ポンプ19は熱交換器17に接続され
ず、そしてこの場合に支持および供給部材7の支
持構造9にそれぞれ配置される。容器1内に収容
された高温液体金属3は供給室35によつて熱交
換器17に吸い込まれる。
熱交換器に入つた後、一次流体は頂部から底部
へ管束のまわりに矢印39の方向に循環する。一
次流体は下方部から開口41を通つて流出しかつ
次いで電磁ポンプの環状ダクト43を貫通する。
循環ポンプを出た液体金属は供給支持部材7に接
続されたパイプ45に供給される。
電磁ポンプおよび中間熱交換器によつて形成さ
れる構成要素は単一ブロツク構体を構成すること
ができる。その場合単一ブロツク構体はスラブ1
1に支持フランジ47を経由して垂下されるか、
または支持供給部材7の支持構造9上に置かれ
る。
また、熱交換器と循環ポンプは、2つの図示実
施態様における場合のように、分離されることも
できる。この場合に、中間熱交換器のみが支持フ
ラチンジ47を経由してスラブ11に垂下される
かまたは支持供給部材7の支持構造9上に置かれ
る。
また、熱交換器と循環ポンプは2つの図示実施
態様における場合のように、分離されることもで
きる。この場合に、中間熱交換器のみが支持フラ
ンジ47を経由してスラブ11に垂下される。電
磁ポンプ19は支持フエルール20によつて構造
9上に載置する。この変形例は熱交換器および循
環ポンプの別個の取扱いおよび引抜きを許容する
特別な利点を有する。循環ポンプは把持突起59
を有している。したがつて、取扱い手段は弱くす
ることができる。さらに、これらを引き抜くため
の屋根の下に必要な高さは低減されることができ
る。しかしながら、この解決は密封室49によつ
て得られる循環ポンプと熱交換器との間に接続の
存在を必要とする。密封室は熱交換器17と完全
に一体でかつ該熱交換器の外壁と、たくさんの中
性ガスで満たされた環状空間を画成する第1のフ
エルール200によつて構成される。第2のフエ
ルール18は完全に循環ポンプ19と一体で、か
つ熱交換器壁の外径よりより小さい径を有する
が、第1のフエルール200の外径より小さい径
を有し、密封室を形成するために前記第1のフエ
ルール200と前記熱交換器の外壁との間に置か
れる。
〔発明の効果〕
留意されるべきことは、本発明による原子炉
は、一般の場合にあるように、容器をホツトコレ
クタとコールドコレクタに分離する特別な構造を
持たないということである。したがつて、従来技
術によれば、中間熱交換器を出る低温液体金属
は、前記特別な構造によつて画成される大容量の
コールドコレクタに放出される。それから次いで
一次循環ポンプによつて取り上げられる。本発明
の場合には、コールドコレクタは熱交換器17と
ポンプ19との間の接続を形成する装置に低減さ
れる。これらは本発明の重要な利点である。なぜ
ならば特別な内部構造のないことが、原子炉ブロ
ツクの構造を非常に簡単化し、必要とされるステ
ンレス鋼の量を減じ、かつしたがつてコストを鉄
減するからである。しかしながら、主要器1の壁
に浸漬された熱絶縁57を設ける必要がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明による液体金属冷却の高速中性
子炉を示す断面図、第2図は第1図の原子炉の変
形を示す断面図である。 1……容器、3……液体金属、5……炉心、7
……供給支持部材、9……支持構造、10……縦
穴(炉建物)、11……スラブ、15……通路、
17……(中間)熱交換器、18……第2のフエ
ルール、19……循環ポンプ、20……支持フエ
ルール、21……上方管板、23……下方管板、
25……供給管、27……中央通路、29……矢
印、31……液体金属の循環ポンプ入口、33…
…放出管、35……供給室、37……一次液体金
属の熱交換器入口、40……熱絶縁、41……出
口、43……環状ダクト、45……パイプ、47
……支持フランジ、49……密封室、50……真
空作製回路、51……スラブハウジング(小室)、
53……コンクリート壁、55……取外し可能な
プラグ、57……熱絶縁、59……把持用突起、
200……第1のフエルール。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 スラブ11によつて密封されかつ一次液体金
    属3を収容する容器1と、該容器1内に配置され
    かつ炉心5を支持する支持供給部材7と、液体金
    属の循環ポンプ入口31および出口を有する循環
    ポンプ19と一次液体金属の熱交換入口37およ
    び出口41を有する熱交換器17との軸方向組合
    せによつて形成される少なくとも1つの構成要素
    と、一次液体金属の熱交換器出口41を前記液体
    金属の循環ポンプ入口31に流体力学的に接続す
    る手段と、前記液体金属の循環ポンプ出口を前記
    支持供給部材7に液体力学的に接続しかつ液体金
    属を前記炉心5に供給するパイプ45とを含む集
    積型高速中性子炉において、 前記スラブ11が少なくとも1つのスラブハウ
    ジング51を有し、前記熱交換器17の前記一次
    液体金属の入口37が前記スラブハウジング51
    内に配置され、前記熱交換器に対する一次液体金
    属の入口37が前記スラブ11と同じ高さまたは
    それより上方に位置決めされ、かつスラブハウジ
    ング51の中に液体金属3を前記熱交換器の一次
    液体金属の入口37に供給する手段35,50が
    設けられていることを特徴とする集積型高速中性
    子炉。 2 前記熱交換器と一体の第1フエルール200
    および前記循環ポンプとが、一体でかつ前記第1
    フエルールと前記熱交換器との間に挿入された第
    2フエルール18によつて構成される密封室49
    からなり、前記熱交換器17と前記第1フエルー
    ル200との間で中性ガスがトラツプされること
    を特徴とする特許請求の範囲第1項に記載の集積
    型高速中性子炉。 3 前記構成要素の循環ポンプ19および熱交換
    器17が、取外し可能な要素であり、前記熱交換
    器17は支持フランジ47によつて前記スラブ1
    1に垂下され、一方前記循環ポンプ19は支持フ
    エルール20によつて前記支持供給部材7の支持
    構造9上に置かれることを特徴とする特許請求の
    範囲第1項又は第2項の記載の集積型高速中性子
    炉。 4 前記循環ポンプ19が、電磁ポンプであるこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第1項ないし第3
    項の中いずれか一項に記載の集積型高速中性子
    炉。 5 前記循環ポンプ19と熱交換器7が、前記ス
    ラブ11に垂下されるか、または前記支持供給部
    材7の支持構造9上に置かれる単一体構成要素を
    形成することを特徴とする特許請求の範囲第1項
    又は第2項に記載の集積型高速中性子炉。 6 前記液体金属を前記一次液体金属の熱交換器
    入口37に供給する前記手段が、供給室35によ
    つて構成されることを特徴とする特許請求の範囲
    第1項ないし第5項の中いずれか一項に記載の集
    積型高速中性子炉。 7 前記熱交換器17が上方管板21、下方管板
    23および前記管板21,23間に延びる管束を
    有し、一次流体は前記管のまわりを、かつ二次流
    体は前記管内を循環し、そして前記上方管板21
    が、前記スラブ11の上方に位置決めされること
    を特徴とする特許請求の範囲第1項ないし第6項
    の中いずれか一項に記載の集積型高速中性子炉。
JP60044964A 1984-03-09 1985-03-08 集積型高速中性子炉 Granted JPS60207087A (ja)

Priority Applications (2)

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US06/815,626 US4697644A (en) 1985-03-08 1986-01-02 Cultivator nail supporting structure
EP86103655A EP0196545B1 (en) 1985-03-08 1986-03-18 Cultivator nail supporting structure

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8403674 1984-03-09
FR8403674A FR2561029B1 (fr) 1984-03-09 1984-03-09 Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide

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Publication Number Publication Date
JPS60207087A JPS60207087A (ja) 1985-10-18
JPH0544996B2 true JPH0544996B2 (ja) 1993-07-07

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EP (1) EP0161949B1 (ja)
JP (1) JPS60207087A (ja)
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FR (1) FR2561029B1 (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2539405B2 (ja) * 1987-01-23 1996-10-02 株式会社日立製作所 液体金属冷却用熱交換器
JP2508538Y2 (ja) * 1990-11-22 1996-08-28 三菱重工業株式会社 高速増殖炉の冷却ユニット
JPH0593794A (ja) * 1991-10-01 1993-04-16 Toshiba Corp ナトリウム冷却型高速炉

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6033083A (ja) * 1983-08-03 1985-02-20 財団法人電力中央研究所 タンク型高速増殖炉

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3059908A (en) * 1959-09-29 1962-10-23 Iii Thomas H Fox Heat exchanger
FR2150256B1 (ja) * 1971-08-26 1974-03-29 Creusot Loire
US3805890A (en) * 1972-12-12 1974-04-23 Atomic Energy Commission Helical coil heat exchanger
GB1448994A (en) * 1973-12-06 1976-09-08 Atomic Energy Authority Uk Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactors
FR2326011A1 (fr) * 1975-09-26 1977-04-22 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
FR2379881A1 (fr) * 1977-02-04 1978-09-01 Commissariat Energie Atomique Bloc-pompe echangeur de chaleur pour reacteurs nucleaires
NL172996C (nl) * 1977-05-13 1983-11-16 Neratoom Kernreactorinrichting en warmtewisselaar voor een dergelijke inrichting.
FR2498365B1 (fr) * 1981-01-20 1986-08-29 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et presentant une dalle epaisse munie de logements

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6033083A (ja) * 1983-08-03 1985-02-20 財団法人電力中央研究所 タンク型高速増殖炉

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