JPS59120995A - 高速増殖炉 - Google Patents
高速増殖炉Info
- Publication number
- JPS59120995A JPS59120995A JP58238701A JP23870183A JPS59120995A JP S59120995 A JPS59120995 A JP S59120995A JP 58238701 A JP58238701 A JP 58238701A JP 23870183 A JP23870183 A JP 23870183A JP S59120995 A JPS59120995 A JP S59120995A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- space
- reactor
- radial
- core
- coolant
- 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
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
- Semiconductor Lasers (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】
本発明は、原子炉に関し、更に詳細にはループ及びプー
ル型液体冷却高速増殖炉（ＬＭＦＢＲ）の補助炉心冷却
装置に関する。
ル型液体冷却高速増殖炉（ＬＭＦＢＲ）の補助炉心冷却
装置に関する。
原子炉の直接原子炉補助冷却装置（ＤＲＡＣ５）の機能
は、冷却材の一次源が不作動である定期停止状態あるい
は緊急時に炉心の燃料集合体へ冷却材を供給することで
ある。その装置は、可動部分をほとんどあるいは全然含
まないことが要求されるが、これは動作が純粋に受動的
なため信頼性が増すからである。
は、冷却材の一次源が不作動である定期停止状態あるい
は緊急時に炉心の燃料集合体へ冷却材を供給することで
ある。その装置は、可動部分をほとんどあるいは全然含
まないことが要求されるが、これは動作が純粋に受動的
なため信頼性が増すからである。
従って、本発明は完全に受動的な補助冷却装置を提供す
ることを目的とする。
ることを目的とする。
本発明の主要目的は、緊急時において適当な程度の自然
循環が維持できしかも通常動作にとって大きな障害とな
らないかかる装置を提供することにある。
循環が維持できしかも通常動作にとって大きな障害とな
らないかかる装置を提供することにある。
本発明の一実施例によれば、炉心胴部内に形成した炉心
と、内側燃料集合体を含む領域と、外側半径方向シール
ド集合体を含む領域と、熱交換器、炉心上方の高温出口
空間、炉心下方の低温入口空間、及び冷却材を前記出口
空間から前記熱交換器を介して前記入口空間に循環させ
る手段を具備する直接原子炉補助冷却装置とを含む高速
増殖炉では、前記炉心胴部の上端に隣接して半径方向空
間が形成され、冷却材を前記半径方向シールド集合体領
域の上部から前記半径方向空間へ流すために前記胴部の
上方部分に開口が設けられ、前記高温出口空間内にはそ
の底部において前記半径方向空間と連通ずるチェンバを
形成する円筒状のそらせ板が配置され、そのチェンバは
原子炉の動作時前記半径方向空間から冷却材を受けてそ
れを前記高温出口空間へ送り、前記円筒状そらせ部内に
は原子炉停止時に前記炉心の受動的冷却材自然循環装置
として動作する補助熱交換器が配置されていることを特
徴とする。
と、内側燃料集合体を含む領域と、外側半径方向シール
ド集合体を含む領域と、熱交換器、炉心上方の高温出口
空間、炉心下方の低温入口空間、及び冷却材を前記出口
空間から前記熱交換器を介して前記入口空間に循環させ
る手段を具備する直接原子炉補助冷却装置とを含む高速
増殖炉では、前記炉心胴部の上端に隣接して半径方向空
間が形成され、冷却材を前記半径方向シールド集合体領
域の上部から前記半径方向空間へ流すために前記胴部の
上方部分に開口が設けられ、前記高温出口空間内にはそ
の底部において前記半径方向空間と連通ずるチェンバを
形成する円筒状のそらせ板が配置され、そのチェンバは
原子炉の動作時前記半径方向空間から冷却材を受けてそ
れを前記高温出口空間へ送り、前記円筒状そらせ部内に
は原子炉停止時に前記炉心の受動的冷却材自然循環装置
として動作する補助熱交換器が配置されていることを特
徴とする。
以下、添付図面を参照して、本発明の実施例を詳細に説
明する。
明する。
第１図はプール型のナトリウム冷却高速増殖炉の概略図
であり、その原子炉の炉心ｌは圧力容器２内に格納され
ている。ナトリウムの主要な流れは、−吹入口空間３か
ら炉心ｌを介して上方の高温出口空間４へ向かう。高温
のナトリウムはポンプにより熱交換器（図示せず）を循
環され、その熱交換器内において熱が二次媒体へ伝達さ
れる。冷却されたナトリウムは入口空間３へ戻る。
であり、その原子炉の炉心ｌは圧力容器２内に格納され
ている。ナトリウムの主要な流れは、−吹入口空間３か
ら炉心ｌを介して上方の高温出口空間４へ向かう。高温
のナトリウムはポンプにより熱交換器（図示せず）を循
環され、その熱交換器内において熱が二次媒体へ伝達さ
れる。冷却されたナトリウムは入口空間３へ戻る。
従来型の装置において、入口空間３と出口空間４の間の
境界は空間分割プレート６であった。入口空間３と出口
空間４の間にはまた中間空間７が存在する。
境界は空間分割プレート６であった。入口空間３と出口
空間４の間にはまた中間空間７が存在する。
本発明によると、半径方向そらせ板９を加えて半径方向
流れ空間８が形成される。
流れ空間８が形成される。
炉心ｌは、半径方向シールド集合体１０と呼ばれる本質
的に熱を発生をしない集合体である外側領域を有するも
のと考えてもよいが、これは熱を発生するため冷却する
必要がある中央の燃料集合体とは異なるこの外側領域を
設ける炉心設計による。第１図において、多数の燃料集
合体１１を図示を簡単にするため省略した。各燃料集合
体１１及びシールド集合体１０は、ナトリウムの流れを
導くために各集合体の周りに設けたダクトを有する。
的に熱を発生をしない集合体である外側領域を有するも
のと考えてもよいが、これは熱を発生するため冷却する
必要がある中央の燃料集合体とは異なるこの外側領域を
設ける炉心設計による。第１図において、多数の燃料集
合体１１を図示を簡単にするため省略した。各燃料集合
体１１及びシールド集合体１０は、ナトリウムの流れを
導くために各集合体の周りに設けたダクトを有する。
炉心１は、炉心胴部１２と呼ばれる円筒状の容器内に格
納されている。
納されている。
本発明によれば、炉心胴部１２の上方領域に、」１方の
炉心領域と半径方向流れ空間８とを連通させるための開
口１３が設けられる。
炉心領域と半径方向流れ空間８とを連通させるための開
口１３が設けられる。
半径シールド集合体１０のダクトは、そのダクトの頂部
から高温出口空間４へのナトリウムの流れを遮断しその
代わりに開口１４を設けるよう設計変更されている。
から高温出口空間４へのナトリウムの流れを遮断しその
代わりに開口１４を設けるよう設計変更されている。
ＤＲＡＣ５熱交換器（１つが示される）の出口１５は、
半径方向流れ方向８内にある。
半径方向流れ方向８内にある。
円筒状そらせ板１６は、ナトリウムシールド１８と共に
空間１７を形成すべく設けられる。空間分割プレート６
に設けた穴１９により、空間１７と半径方向流れ空間８
の間に冷却材が流れることができる。
空間１７を形成すべく設けられる。空間分割プレート６
に設けた穴１９により、空間１７と半径方向流れ空間８
の間に冷却材が流れることができる。
第１図右側部分の矢印２０は、原子炉通常動作時におけ
るナトリウム流を示し、左側の矢印２１は、原子炉停止
時自然循環によるすトリウムの流れを示す。
るナトリウム流を示し、左側の矢印２１は、原子炉停止
時自然循環によるすトリウムの流れを示す。
原子炉の通常動作時、４つの一次ポンプ（図示せず）は
、低温のナトリウムを約７ｋｇ ／ ｃ ｍ’の圧力で
炉心の入口空間３へ供給する。この冷却材の流れは、燃
料集合体、ブランケット集合体、制御集合体、及びシー
ルド集合体へそれぞれの熱発生能力に従って、オリフィ
スにより分配される。燃料、ブランケット及び制御集合
体を介する冷却材の流れは垂直方向で上方に向き、高温
出口空間４へ排出されて、そこで混合され中間熱交換器
（図示せず）へ入る。シールド集合体１０を介する流れ
は垂直方向で上方へ向き、その後半径方向で外側へ方向
転換して半径方向流れ空間８へ入り、そこで出口空間４
かものＤＲＡＣ３熱交換器５よりの下方流と混合され、
その後空間１７へ流入してその空間内を流れ、最終的に
は出口空間４の炉心からの流れと混合される。この構成
では、ＤＲＡＣ５熱交換器５の差圧は０．０７〜０．１
４ｋ ｇ ／ ｃ ｒｎ’ ｐ ｓｉのオーダである。
、低温のナトリウムを約７ｋｇ ／ ｃ ｍ’の圧力で
炉心の入口空間３へ供給する。この冷却材の流れは、燃
料集合体、ブランケット集合体、制御集合体、及びシー
ルド集合体へそれぞれの熱発生能力に従って、オリフィ
スにより分配される。燃料、ブランケット及び制御集合
体を介する冷却材の流れは垂直方向で上方に向き、高温
出口空間４へ排出されて、そこで混合され中間熱交換器
（図示せず）へ入る。シールド集合体１０を介する流れ
は垂直方向で上方へ向き、その後半径方向で外側へ方向
転換して半径方向流れ空間８へ入り、そこで出口空間４
かものＤＲＡＣ３熱交換器５よりの下方流と混合され、
その後空間１７へ流入してその空間内を流れ、最終的に
は出口空間４の炉心からの流れと混合される。この構成
では、ＤＲＡＣ５熱交換器５の差圧は０．０７〜０．１
４ｋ ｇ ／ ｃ ｒｎ’ ｐ ｓｉのオーダである。
この装置を作動状態に維持するためだけのＤＲＡＣＳ二
次流体の限られた流れが存在する。この流れによりＤＲ
ＡＣ８熱交換器５内の一次ナトリウム流がいくらか冷却
され、この冷却されたナトリウムは更にに度が高く、前
述の如く半径方向流れ空間８の方へ下方へ流れる。
次流体の限られた流れが存在する。この流れによりＤＲ
ＡＣ８熱交換器５内の一次ナトリウム流がいくらか冷却
され、この冷却されたナトリウムは更にに度が高く、前
述の如く半径方向流れ空間８の方へ下方へ流れる。
もし原子炉への全ての電力供給が停止した場合には、ス
クラムが起り、−次ポンプが停止する。炉心１の領域は
、引続いて熱を発生するが、この加熱されたナトリウム
は浮力により」一方へ流れて高温出口空間４へ入る。こ
のナトリウムは連続性のために別のナトリウムによりと
って代わられる必要があり、このため、半径方向流れ空
間８と半径方向シールド集合体１０内の低温ナトリウム
は流れ方向／ を逆転して下方へ炉心入口空間３の方へ流れ、その後燃
料集合体１１を介して上方へ流れる。この時までには、
ＤＲＡＧＳ装置は原子炉の通常動作時よりも速い速度で
出口空間４のすトリウムを冷却しつつある。その冷却さ
れたナトリウムが半径方向流れ空間８へ排出されてそこ
で半径方向シールド集合体１０内のナトリウムにとって
代わり、内部自然循環流路が完成する。
クラムが起り、−次ポンプが停止する。炉心１の領域は
、引続いて熱を発生するが、この加熱されたナトリウム
は浮力により」一方へ流れて高温出口空間４へ入る。こ
のナトリウムは連続性のために別のナトリウムによりと
って代わられる必要があり、このため、半径方向流れ空
間８と半径方向シールド集合体１０内の低温ナトリウム
は流れ方向／ を逆転して下方へ炉心入口空間３の方へ流れ、その後燃
料集合体１１を介して上方へ流れる。この時までには、
ＤＲＡＧＳ装置は原子炉の通常動作時よりも速い速度で
出口空間４のすトリウムを冷却しつつある。その冷却さ
れたナトリウムが半径方向流れ空間８へ排出されてそこ
で半径方向シールド集合体１０内のナトリウムにとって
代わり、内部自然循環流路が完成する。
本発明の意義は、これがＬＭＦＢＲの固有の問題を同時
に解決するという事実によって更に高められる。最近、
シールド領域及び隙間流の流れ領域内において有意の熱
発生が起こらないため炉心の周囲冷却材流が低温となり
、これが高温の出口空間内に排出される際に上方インタ
ーナル構造、頂部負荷パント及び炉心胴部の頂部から熱
を奪い去ることが認められている。半径方向流れ空間を
新たに設けると、低温のシールド出口流が高温の燃料集
合体からの流れより分離される。更に、最も高温の冷却
材の流れは混合の結果冷却され、シールドからの流れは
、これらの冷却材の流れが実際に結合されて高温の空間
４内で最終的に混合される前に分割プレート６を介して
伝導により加熱される。
に解決するという事実によって更に高められる。最近、
シールド領域及び隙間流の流れ領域内において有意の熱
発生が起こらないため炉心の周囲冷却材流が低温となり
、これが高温の出口空間内に排出される際に上方インタ
ーナル構造、頂部負荷パント及び炉心胴部の頂部から熱
を奪い去ることが認められている。半径方向流れ空間を
新たに設けると、低温のシールド出口流が高温の燃料集
合体からの流れより分離される。更に、最も高温の冷却
材の流れは混合の結果冷却され、シールドからの流れは
、これらの冷却材の流れが実際に結合されて高温の空間
４内で最終的に混合される前に分割プレート６を介して
伝導により加熱される。
以」−述へた構成では、機械的な装置は用いられず、第
１図の左側部分に示すように受動的な固有の浮力により
緊急時冷却材の循環が行なわれることがわかる。
１図の左側部分に示すように受動的な固有の浮力により
緊急時冷却材の循環が行なわれることがわかる。
第１図は、補助冷却装置を有する原子炉の概略図である
。 １・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・圧力容器 ３・・・・・・・・入口空間 ４・・・・・・・・出口空間 ６・・・・・・・・空間分割プレート ７・・・・・・・・中間空間 ８・・・・・・・・半径方向流れ空間 ９・・・・・・・・半径方向そらせ板 １０・・・・・・・・半径方向シールド集合体１１・・
・・・・・・燃料集合体 １２・・・・・・・・炉心胴部 １３．１４・・・・開口 １５・・・・・・・・出口 １６・・・・・・・・円筒状そらせ板 １７・・・・・・・・空間 １８・・・・・・・・ナトリウムシールド１９・・・・
・・・・孔
。 １・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・圧力容器 ３・・・・・・・・入口空間 ４・・・・・・・・出口空間 ６・・・・・・・・空間分割プレート ７・・・・・・・・中間空間 ８・・・・・・・・半径方向流れ空間 ９・・・・・・・・半径方向そらせ板 １０・・・・・・・・半径方向シールド集合体１１・・
・・・・・・燃料集合体 １２・・・・・・・・炉心胴部 １３．１４・・・・開口 １５・・・・・・・・出口 １６・・・・・・・・円筒状そらせ板 １７・・・・・・・・空間 １８・・・・・・・・ナトリウムシールド１９・・・・
・・・・孔
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、炉心胴部内に形成した炉心と、内側燃料集合体を含
む領域及び半径方向外側シールド集合体を含む領域と、
熱交換器、炉心上方の高温出口空間、炉心の下方の低温
入口空間、冷却材を前記出口空間から前記熱交換器を介
して前記入口空間へ循環させる手段を具備する直接原子
炉補助冷却装置とより成る高速増殖炉において、前記炉
心胴部の上端に隣接して半径方向空間が形成され、前記
胴部の上方部分には冷却材を前記半径方向シールド集合
体領域の上部から前記半径方向空間へ流すための開口が
設けられ、前記高温出口空間内には前記半径方向空間と
その底部で連通ずるチェンバを形成するための円筒状そ
らせ板が配置され、そのチェンバは原子炉の動作時前記
半径方向空間から冷却材の流れを受けてそれを前記高温
出口空間へ送り、前記円筒状そらせ板には原子炉停止時
に前記炉心の受動的冷却材自然循環装置として動作する
補助熱交換器が配置されていることを特徴とする高速増
殖炉。 ２、前記半径方向シールド集合体領域はその頂部におい
て閉じられて、前記出口空間から下方に前記円筒状そら
せ板を介しかつ前記半径方向空間８を介して内方へかつ
前記シールド集合体領域を介して下方へ前記低温入口空
間へ延ひる、前記炉心を自然循環により冷却する停止冷
却動作のための冷却材流路を提供することを特徴とする
前記第１項記載の高速増殖炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US451530 | 1982-12-20 | ||
| US06/451,530 US4762667A (en) | 1982-12-20 | 1982-12-20 | Passive reactor auxiliary cooling system |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59120995A true JPS59120995A (ja) | 1984-07-12 |
Family
ID=23792598
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58238701A Pending JPS59120995A (ja) | 1982-12-20 | 1983-12-16 | 高速増殖炉 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4762667A (ja) |
| JP (1) | JPS59120995A (ja) |
| DE (1) | DE3345432A1 (ja) |
| FR (1) | FR2538154B1 (ja) |
| GB (1) | GB2133203B (ja) |
Families Citing this family (22)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2583912B1 (fr) * | 1985-06-19 | 1989-08-18 | Commissariat Energie Atomique | Installation de refroidissement du coeur d'un reacteur nucleaire lors de l'arret de celui-ci ou en fonctionnement normal |
| GB8827395D0 (en) * | 1988-11-23 | 1988-12-29 | Nat Nuclear Corp Ltd | Fast nuclear reactor |
| US5021211A (en) * | 1989-07-25 | 1991-06-04 | General Electric Company | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system |
| JPH04140693A (ja) * | 1990-09-29 | 1992-05-14 | Toshiba Corp | タンク型原子炉 |
| JP3597165B2 (ja) * | 2001-11-16 | 2004-12-02 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子炉容器の熱荷重緩和装置 |
| KR100594840B1 (ko) * | 2003-05-21 | 2006-07-03 | 한국원자력연구소 | 풀 직접 냉각방식의 피동 안전등급 액체금속로잔열제거방법 및 잔열제거시스템 |
| US7267365B2 (en) * | 2004-03-10 | 2007-09-11 | Automotive Systems Laboratory, Inc. | Inflator |
| US7438315B2 (en) * | 2004-05-28 | 2008-10-21 | Automotive Systems Laboratory, Inc. | Inflator and method of assembly |
| US11276503B2 (en) | 2014-12-29 | 2022-03-15 | Terrapower, Llc | Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts |
| WO2016109442A1 (en) | 2014-12-29 | 2016-07-07 | Ken Czerwinski | Nuclear materials processing |
| US10867710B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-12-15 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
| US10665356B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-05-26 | Terrapower, Llc | Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant |
| US10734122B2 (en) | 2015-09-30 | 2020-08-04 | Terrapower, Llc | Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting |
| KR102377348B1 (ko) | 2016-05-02 | 2022-03-22 | 테라파워, 엘엘씨 | 개선된 용융 연료 원자로 열 관리 구성 |
| EP3485496B1 (en) | 2016-07-15 | 2020-04-15 | TerraPower, LLC | Vertically-segmented nuclear reactor |
| US10566096B2 (en) | 2016-08-10 | 2020-02-18 | Terrapower, Llc | Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts |
| CN110178186A (zh) * | 2016-11-15 | 2019-08-27 | 泰拉能源公司 | 熔融燃料核反应堆的热管理 |
| CN107591213B (zh) * | 2017-07-31 | 2023-05-23 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一体化压水反应堆 |
| EP3747025A1 (en) | 2018-01-31 | 2020-12-09 | TerraPower LLC | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor |
| EP3766081B1 (en) | 2018-03-12 | 2023-12-13 | TerraPower LLC | Reflector assembly for a molten chloride fast reactor |
| US11881320B2 (en) | 2019-12-23 | 2024-01-23 | Terrapower, Llc | Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors |
| WO2022039893A1 (en) | 2020-08-17 | 2022-02-24 | Terrapower, Llc | Designs for fast spectrum molten chloride test reactors |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1462237A (fr) * | 1965-07-22 | 1966-04-15 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire refroidi par métal liquide |
| DE2217057C2 (de) * | 1972-04-08 | 1982-09-09 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Naturumlauf - Notkühlung für Kernreaktoren |
| DE2346868C2 (de) * | 1973-09-18 | 1984-06-07 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor mit Schildwand zwischen Kühlmittelsammelraum und Druckbehälterwandung |
| FR2283523A1 (fr) * | 1974-08-30 | 1976-03-26 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire calogene du type piscine |
| US4138318A (en) * | 1976-01-19 | 1979-02-06 | Neratoom B.V. | Nuclear reactor system of the fast type |
| FR2357987A1 (fr) * | 1976-07-06 | 1978-02-03 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| US4367194A (en) * | 1980-09-22 | 1983-01-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Emergency core cooling system |
| GB2104710A (en) * | 1981-08-25 | 1983-03-09 | Westinghouse Electric Corp | Standby heat removal system for a nuclear reactor using flow diodes |
-
1982
- 1982-12-20 US US06/451,530 patent/US4762667A/en not_active Expired - Fee Related
-
1983
- 1983-11-30 GB GB08332001A patent/GB2133203B/en not_active Expired
- 1983-12-15 DE DE19833345432 patent/DE3345432A1/de not_active Withdrawn
- 1983-12-16 JP JP58238701A patent/JPS59120995A/ja active Pending
- 1983-12-19 FR FR8320308A patent/FR2538154B1/fr not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3345432A1 (de) | 1984-06-20 |
| GB2133203B (en) | 1987-06-24 |
| FR2538154B1 (fr) | 1988-08-26 |
| FR2538154A1 (fr) | 1984-06-22 |
| US4762667A (en) | 1988-08-09 |
| GB8332001D0 (en) | 1984-02-01 |
| GB2133203A (en) | 1984-07-18 |
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