JPS58127199A - Emergency reactor cooling system - Google Patents

Emergency reactor cooling system

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Publication number
JPS58127199A
JPS58127199A JP57009407A JP940782A JPS58127199A JP S58127199 A JPS58127199 A JP S58127199A JP 57009407 A JP57009407 A JP 57009407A JP 940782 A JP940782 A JP 940782A JP S58127199 A JPS58127199 A JP S58127199A
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JP
Japan
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heat
heat pipe
cooling system
emergency
core
Prior art date
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Pending
Application number
JP57009407A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
大谷 良一
大島 「巌」
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Toshiba Corp
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Nippon Genshiryoku Jigyo KK, Tokyo Shibaura Electric Co Ltd, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Nippon Genshiryoku Jigyo KK
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Publication of JPS58127199A publication Critical patent/JPS58127199A/en
Pending legal-status Critical Current

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    • 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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  • Structure Of Emergency Protection For 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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明はたとえば高速増殖炉における事故時の緊急炉心
冷却のために使用する原子炉非常冷却装置に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear reactor emergency cooling system used for emergency core cooling in the event of an accident in, for example, a fast breeder reactor.

〔発明の技術的背景〕[Technical background of the invention]

原子炉の事故には主冷却系または電源喪失事故などがあ
る。
Nuclear reactor accidents include main cooling system or power loss accidents.

これらの事故により原子炉内を流れる冷却材の流量が喪
失した場合、炉心の冷却を確保し、燃料の溶融事故を防
止する必要がある。
When the flow rate of coolant flowing inside a nuclear reactor is lost due to these accidents, it is necessary to ensure core cooling and prevent fuel melting accidents.

そのため、従来、主冷却系の自然循環およびポンプによ
る原子炉非常炉心冷却装置を組み合せて対処している。
Conventionally, this problem has been dealt with by combining natural circulation in the main cooling system and an emergency reactor core cooling system using pumps.

しかしながら、主冷却系の自然循環を利用する場合は冷
却系の流動抵抗に対して必要な流量を確保するために、
炉心中心と熱交換器の伝熱中心との高低差を適切に設定
する必要があり、機器配置とのバランスが問題になる。
However, when using the natural circulation of the main cooling system, in order to ensure the necessary flow rate against the flow resistance of the cooling system,
It is necessary to set an appropriate height difference between the center of the reactor core and the heat transfer center of the heat exchanger, and the balance with equipment layout becomes an issue.

また、ポンプを用いた非常炉心冷却装置は原子炉の通常
運転時には冷却機能を停止しており、また必要時には確
実に作動する必要があり、電源喪失事故などの場合には
問題となる。
In addition, the emergency core cooling system using pumps stops its cooling function during normal reactor operation, and must operate reliably when necessary, which poses a problem in the event of a power loss accident.

以前から炉心を冷却する方法として、外部動力を必要と
しないヒートパイプを使用した炉心冷却方法が知られて
いる。
A core cooling method using heat pipes that does not require external power has long been known as a method for cooling the reactor core.

たとえば“John L、 Anclerson : 
and Edward Lartz:ANUCLEAR
Tl(ERMIONIC5PACE  POWERC0
NCEPTUSING  ROD  C0NTR0L 
 AND  HgAT  PIPES、  Lewig
Research Center C1eveland
、 0hjo、 NASA  TND−5250+19
69” に記載されている。
For example, “John L. Anclerson:
and Edward Lartz: ANUCLEAR
Tl(ERMIONIC5PACE POWERC0
NCEPTUSING ROD C0NTR0L
AND HgAT PIPES, Lewig
Research Center C1eveland
, 0hjo, NASA TND-5250+19
69”.

この方法はヒートパイプ内における熱媒体の蒸発、凝縮
の相変化により炉心から熱を奪い外部に熱移送すること
により炉心冷却することにある。
This method cools the reactor core by removing heat from the reactor core through phase changes due to evaporation and condensation of the heat medium within the heat pipe and transferring the heat to the outside.

また、特開昭51−104199号公報にはヒートパイ
プによる熱媒体の蒸発、凝縮作用を利用して、炉心の冷
却を行なう原子炉非常冷却装置が提案されている。
Further, Japanese Patent Application Laid-Open No. 51-104199 proposes a nuclear reactor emergency cooling system that cools the reactor core by utilizing the evaporation and condensation of a heat medium by a heat pipe.

第1図はヒートパイプを使用した炉心冷却装置を液体金
属冷却形高速増殖炉に適用した例を示したものである。
FIG. 1 shows an example in which a core cooling system using heat pipes is applied to a liquid metal cooled fast breeder reactor.

すなわち、ペデスタル壁に支持された原子炉容器1は底
部に冷却材の流入ノズル2および上方の側部に流出ノズ
ル6を備えている。
That is, the reactor vessel 1 supported on the pedestal wall is provided with a coolant inlet nozzle 2 at the bottom and an outlet nozzle 6 at the upper side.

原子炉容器1の下部には炉心支持構造物4の支持板5を
水平に設けるとともにこの支持板5の下位に位置した原
子炉容器1に入口プレナム6を設け、上記支持板5の上
位にブランケット6および燃料集合体7を装荷する炉心
8を設置し、上記流出ノズル乙の位置する原子炉容器1
に冷却材の出口ブレナム9を設けている。
A support plate 5 for the core support structure 4 is provided horizontally at the bottom of the reactor vessel 1, and an inlet plenum 6 is provided in the reactor vessel 1 located below the support plate 5, and a blanket is provided above the support plate 5. 6 and a reactor core 8 loaded with fuel assemblies 7 are installed, and the reactor vessel 1 in which the above-mentioned outflow nozzle B is located is installed.
A coolant outlet blemish 9 is provided at.

上記炉心8内には制御棒10が挿入される。A control rod 10 is inserted into the reactor core 8 .

また炉心8の上位の出口ブレナム9にはカバーガス11
を充填し遮蔽プラグ12で閉塞されている。
In addition, cover gas 11 is provided at the upper exit blemish 9 of the core 8.
is filled and closed with a shielding plug 12.

この遮蔽プラグ12には回転プラグ16が偏倚して回転
可能に挿入され、回転プラグ13(−炉心上部機構、制
御棒駆動機構および燃料交換器などの上部機構14貫通
して固定されている。
A rotating plug 16 is biased and rotatably inserted into the shielding plug 12, and is fixed through the rotating plug 13 (-upper mechanisms 14 such as core upper mechanism, control rod drive mechanism, and fuel exchanger).

上記制御棒駆動機構は原子炉の停止を行うためのもので
、炉心8内に制御棒10を挿入したり、また炉心8から
引抜いたりする。
The control rod drive mechanism is used to shut down the nuclear reactor, and inserts the control rods 10 into the reactor core 8 and pulls them out from the reactor core 8.

そして、原子炉容器1を貫通してヒートパイプ15が挿
入されて装着され、ヒートパイプ15は放熱装置16に
接続されている。
A heat pipe 15 is inserted and attached by penetrating the reactor vessel 1, and the heat pipe 15 is connected to a heat dissipation device 16.

放熱装置16は液体金属冷却、水冷、あるいは空冷を利
用している。
The heat dissipation device 16 utilizes liquid metal cooling, water cooling, or air cooling.

なお、ヒートパイプ15を用いた非常冷却装置の熱媒体
としては、Li 、 Na 、 K、あるいはNaKを
使用する。
Note that as the heat medium of the emergency cooling device using the heat pipe 15, Li, Na, K, or NaK is used.

〔背景技術の問題点〕[Problems with background technology]

前記熱媒体は炉容器上部の冷却材から熱を奪い、蒸発し
、発生した蒸気は被熱部へ伝熱し、そこで凝縮する。
The heat medium takes heat from the coolant in the upper part of the furnace vessel and evaporates, and the generated steam transfers heat to the heated part and condenses there.

熱媒体の蒸気はヒートパイプ内の凝縮部と蒸発部におけ
る蒸気圧の差により移動する。
The vapor of the heat medium moves due to the difference in vapor pressure between the condensing section and the evaporating section within the heat pipe.

また、凝縮液体は管内周辺にある有孔質材料(以下ウィ
ック材という)の毛細管現象によって蒸発部へ送り返さ
れる。
Further, the condensed liquid is sent back to the evaporation section by capillary action of a porous material (hereinafter referred to as wick material) around the inside of the tube.

このように確実な冷却機能が期待できる。In this way, reliable cooling function can be expected.

しかしながら、非常冷却装置としては冷却性能のほかに
原子炉の通常運転時には作動せず、非常時に確実で、か
つ速やかな始動が要求される。
However, in addition to cooling performance, the emergency cooling system must not operate during normal operation of the nuclear reactor, but must be able to start up reliably and quickly in an emergency.

この要求に対して、ヒートパイプは常に熱を伝達するた
め通常運転時に炉心を冷却し、非常炉心冷却装置として
充分使用に耐えるものではない。
In response to this requirement, heat pipes cool the core during normal operation because they constantly transfer heat, and are not suitable for use as emergency core cooling devices.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、上述した問題点を解消するためになされたも
ので、その目的とするところは、通常時は動作せず緊急
炉心冷却時に、確実(−作動し、炉心冷却を行なうこと
ができる原子炉非常冷却装置を提供することにある。
The present invention has been made in order to solve the above-mentioned problems, and its purpose is to provide nuclear reactors that do not operate normally but can reliably operate and perform core cooling during emergency core cooling. The purpose of the present invention is to provide a furnace emergency cooling system.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

上記目的を達成するために、本発明においてはヒートパ
イプ内に熱媒体を注入する注入作動系を設け、非常時に
、この注入作動系により、熱媒体を注入しヒートパイプ
を機能させ、そのパイプ内における熱媒体の蒸発および
凝縮の相変化によって、原子炉容器内の冷却材から熱を
奪い原子炉容器内で冷却材を対流循環させて炉心を冷却
することを特徴とする原子炉非常冷却装置である。
In order to achieve the above object, the present invention provides an injection operation system that injects a heat medium into a heat pipe, and in an emergency, this injection operation system injects a heat medium to make the heat pipe function, and inside the pipe. A reactor emergency cooling system that cools the reactor core by removing heat from the coolant in the reactor vessel and circulating the coolant through convection within the reactor vessel through phase changes due to evaporation and condensation of the heat transfer medium. be.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

以下、本発明に係る原子炉非常冷却装置の−実施例を第
2図を参照しながら詳細に説明する。
Hereinafter, an embodiment of the nuclear reactor emergency cooling system according to the present invention will be described in detail with reference to FIG.

なお、第2図は本発明の要部のみを示しており、原子炉
容器内へのヒートパイプの装着は第1図とほぼ同様なの
で省略し、かつヒートパイプは上部のみ示している。
Note that FIG. 2 shows only the essential parts of the present invention, and since the installation of the heat pipe into the reactor vessel is almost the same as that in FIG. 1, it is omitted, and only the upper part of the heat pipe is shown.

また、図ではヒートパイプは単数のみ示しているが、た
とえば第6図から第5図に示したように単独のヒートパ
イプ20 、21を複数本束ねて外筒22.23内に収
納してヒートパイプ集合体24゜25を構成したものを
使用してもよい。
In addition, although only a single heat pipe is shown in the figure, for example, as shown in Figs. A pipe assembly composed of 24°25 may also be used.

すなわち、第6図は横断面が六角形のヒートパイプ20
をハニカム状に配列して円筒状筒体22内に組込んで一
体化したものであり、また第5図は横断面円形のヒート
パイプ21を横断面六角形の外筒23内に組込んで、各
ヒートパイプ21間に保温材26を充填した例を示して
いる。
That is, FIG. 6 shows a heat pipe 20 with a hexagonal cross section.
are arranged in a honeycomb shape and integrated into a cylindrical body 22. In addition, in FIG. , an example in which a heat insulating material 26 is filled between each heat pipe 21 is shown.

なお、ヒートパイプ20.21は第2図に示したように
外筒22または23の内面に有孔質の材料(以下ウィッ
ク材という)28が張設されたものである。
As shown in FIG. 2, the heat pipes 20 and 21 have a porous material (hereinafter referred to as wick material) 28 stretched on the inner surface of an outer cylinder 22 or 23.

外筒22または26の側面には熱媒体を流入するパイプ
29が接続されており、このパイプ29は注入バルブ3
0を介して熱媒体注入タンク31に接続されている。
A pipe 29 through which the heat medium flows is connected to the side surface of the outer cylinder 22 or 26, and this pipe 29 is connected to the injection valve 3.
0 to the heat medium injection tank 31.

またパイプ29の上方には温度検出器32が設けられて
おり、検出器62は記録計36に接続されている。
Further, a temperature detector 32 is provided above the pipe 29, and the detector 62 is connected to a recorder 36.

さらに外筒22または23の外周面には保温材64が設
けられている。
Further, a heat insulating material 64 is provided on the outer peripheral surface of the outer cylinder 22 or 23.

外筒22または23の上端面にはフィン35を有するネ
ック部66が接続され、ネック部36の上端には排気管
37が接続されている。
A neck portion 66 having fins 35 is connected to the upper end surface of the outer cylinder 22 or 23, and an exhaust pipe 37 is connected to the upper end of the neck portion 36.

排気管67にはバルブ38が接続され、バルブ68には
バイブロ9を介して電磁バルブ40が接続されている。
A valve 38 is connected to the exhaust pipe 67, and an electromagnetic valve 40 is connected to the valve 68 via a vibro 9.

電磁パルプ40は真空ポンプ41に接続されている。The electromagnetic pulp 40 is connected to a vacuum pump 41.

またパイプ39には圧力計42が接続されるとともに、
この圧力計42の信号は制御装置46へ送られる。
Further, a pressure gauge 42 is connected to the pipe 39, and
The signal from this pressure gauge 42 is sent to a control device 46.

制御装置43の出力信号は電磁パルプ40および真空ポ
ンプ41へ送られる。
The output signal of the control device 43 is sent to the electromagnetic pulp 40 and the vacuum pump 41.

〔発明の作用〕[Action of the invention]

次に本発明の非常冷却装置の作用について説明する。 Next, the operation of the emergency cooling device of the present invention will be explained.

定常時はバルブ38は開、注入パルプ60は閉となって
おり、ヒートパイプ20または21内は真空となってい
るが、熱媒体が流入していないので機能しない。
During normal operation, the valve 38 is open and the injection pulp 60 is closed, creating a vacuum inside the heat pipe 20 or 21, but it does not function because no heat medium is flowing into it.

なおヒートパイプ20または21内の真空度は圧力計4
2で検知され、真空制御装置46により電磁パルプ40
と真空ポンプ41を制御することによって高真空が維持
される。
The degree of vacuum inside the heat pipe 20 or 21 is determined by the pressure gauge 4.
2, the electromagnetic pulp 40 is detected by the vacuum control device 46.
A high vacuum is maintained by controlling the vacuum pump 41.

非常時にはバルブ68を閉とし、注入パルプ30を開と
して注入タンク61内の熱媒体をヒートノくイブ20ま
たは21内にチャージする。
In an emergency, the valve 68 is closed, the injection pulp 30 is opened, and the heating medium in the injection tank 61 is charged into the heat nozzle 20 or 21.

熱媒体のチャージによりヒートパイプが機能を開始し、
炉心部の熱が除去される。
The heat pipe starts functioning by charging the heat medium,
Heat from the core is removed.

ヒートパイプ20または21が機能し始めたかどうかは
、放熱部の温度上昇を温度検出器32で検知し、記録計
66の指示変化により確認できる。
Whether or not the heat pipe 20 or 21 has started functioning can be confirmed by detecting the temperature rise of the heat dissipation section with the temperature detector 32 and by checking the change in the indication on the recorder 66.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上説明したように、本発明に係る装置は、定常時には
冷却機能を果たさず、作動時においてポンプ等の余分な
動力を必要とせずに熱媒体の蒸発によって冷却機能を生
じるため、非常時において確実に動作する信頼性の高い
非常冷却装置となる。
As explained above, the device according to the present invention does not perform the cooling function during normal operation, but performs the cooling function by evaporating the heat medium during operation without requiring extra power such as a pump, so it is reliable in an emergency. This provides a highly reliable emergency cooling device that operates in a timely manner.

また本発明の装装置により冷却された液体金属は原子炉
容器の下方へ流動し、一方炉心で加熱された液体金属は
原子炉容器の上方へ流動し、冷却材は原子炉容器内で対
流循環を行なう。
In addition, the liquid metal cooled by the equipment of the present invention flows downward into the reactor vessel, while the liquid metal heated in the reactor core flows upward into the reactor vessel, and the coolant is circulated by convection within the reactor vessel. Do the following.

したがって、主冷却系の自然循環を利用する場合のよう
に、炉心と熱交換器との配置関係が問題となることはな
い。
Therefore, unlike when using the natural circulation of the main cooling system, the positional relationship between the core and the heat exchanger does not pose a problem.

また作動時にはポンプ等の動力を必要としないので電源
喪失事故に対しても機能を損なう事はない。
In addition, since power from a pump or the like is not required during operation, there is no loss of functionality even in the event of a power loss accident.

しかも、定常時においては、ヒートパイプ内に熱媒体が
ないので余分な熱損失がない。
Moreover, in steady state, there is no heat medium inside the heat pipe, so there is no extra heat loss.

さらにヒートパイプの使用条件により水、有機溶剤、種
々金属などを熱媒体として使用することにより軽水炉、
ガス炉等に本発明の装置を使用しても前述と同様の効果
が得られる。
In addition, depending on the usage conditions of the heat pipe, water, organic solvents, various metals, etc. can be used as a heat medium, resulting in light water reactors,
Even when the device of the present invention is used in a gas furnace or the like, the same effects as described above can be obtained.

たとえば使用温度450〜800℃の場合、熱媒体とし
てNa 、 Li 、 K、 NaK などを使用し、
真空度は10−6  モル程度に維持する。
For example, when the operating temperature is 450 to 800°C, Na, Li, K, NaK, etc. are used as the heat medium,
The degree of vacuum is maintained at approximately 10-6 molar.

以上詳述したように本発明によれば、事故時の緊急炉心
冷却用非常冷却装置として、定常時の熱損失がなく、必
要時に確実に作動し、冷却機能に対する信頼性の高い装
置を提供することができる。
As detailed above, the present invention provides an emergency cooling system for emergency core cooling in the event of an accident, which has no heat loss during steady state, operates reliably when necessary, and has a highly reliable cooling function. be able to.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は従来のヒートバイブを用いた非常冷却装置を液
体金属冷却形原子炉に使用した例を概略的に示す断面図
、第2図は本発明に係るヒートバイブを用いた非常冷却
装置の一実施例を一部ブロック的に要部のみ示す断面図
、第3図および第5図は第2図の装置において使用され
るヒートバイブ集合体の2例を示す横断面図、第4図は
第6図のヒートパイプ集合体を一部切欠して示す斜視図
である。 20.21・・・ ヒートバイブ 28・・・・・・・・・ クイック 29・・・・・・・・・注入バイブ ロ1 ・・・・・・・・・熱媒体注入タンク62・・・
・・・・・・温度検出器 66・・・・・・・・・記録計 64・・・・・・・・・保温材 35・・・・・・・・・放熱フィン 66・・・・・・・・・ネック部 67・・・・・・・・・排気管 41 ・・・・・・・・・真空ポンプ 42・・・・・・・・・圧力計 43・・・・・・・・・制御装置 代理人弁理士 須 山 佐 − 第1図 第7図
FIG. 1 is a cross-sectional view schematically showing an example of a conventional emergency cooling device using a heat vibrator used in a liquid metal cooled nuclear reactor, and FIG. 2 is a schematic cross-sectional view of an emergency cooling device using a heat vibrator according to the present invention. 3 and 5 are cross-sectional views showing two examples of the heat vibrator assembly used in the device shown in FIG. 2, and FIG. FIG. 7 is a partially cutaway perspective view of the heat pipe assembly of FIG. 6; 20.21...Heat vibe 28...Quick 29...Injection vibro 1...Heat medium injection tank 62...
...Temperature detector 66...Recorder 64...Heat insulation material 35...Radiation fin 66... ...Neck section 67...Exhaust pipe 41...Vacuum pump 42...Pressure gauge 43... ...Patent attorney for control equipment Satoshi Suyama - Figure 1 Figure 7

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、原子炉容器内の冷却材に一端が没入されかつ他端が
該原子炉容器外に露出して設けられたヒートパイプと、
このヒートパイプ内に熱媒体を注入する注入系と、前記
ヒートパイプ内を減圧に維持する真空排気系と、前記ヒ
ートパイプ内の温度を測定する温度測定系とを具備した
ことを特徴とする原子炉非常冷却装置。 2、真空排気系はヒートパイプの一端からパルプを介し
て圧力計が設けられており、この圧力計の信号を制御装
置に入力して、この入力信号によって作動する真空ポン
プが設けられてなることを特徴とする特許請求の範囲第
1項記載の原子炉非常冷却装置。
[Scope of Claims] 1. A heat pipe provided with one end immersed in a coolant in a nuclear reactor vessel and the other end exposed outside the reactor vessel;
An atom characterized by comprising an injection system for injecting a heat medium into the heat pipe, an evacuation system for maintaining the inside of the heat pipe at reduced pressure, and a temperature measurement system for measuring the temperature inside the heat pipe. Furnace emergency cooling system. 2. The vacuum exhaust system is equipped with a pressure gauge from one end of the heat pipe through the pulp, and a vacuum pump that inputs the signal of this pressure gauge to the control device and operates based on this input signal. A nuclear reactor emergency cooling system according to claim 1, characterized in that:
JP57009407A 1982-01-24 1982-01-24 Emergency reactor cooling system Pending JPS58127199A (en)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4710266A (en) * 1983-08-09 1987-12-01 Ebara Corporation Apparatus for subjecting a radioactive sodium borate waste solution to volume reduction and solidification

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US4710266A (en) * 1983-08-09 1987-12-01 Ebara Corporation Apparatus for subjecting a radioactive sodium borate waste solution to volume reduction and solidification

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