JPS60236091A - 原子炉プラント - Google Patents
原子炉プラントInfo
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- JPS60236091A JPS60236091A JP60081212A JP8121285A JPS60236091A JP S60236091 A JPS60236091 A JP S60236091A JP 60081212 A JP60081212 A JP 60081212A JP 8121285 A JP8121285 A JP 8121285A JP S60236091 A JPS60236091 A JP S60236091A
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- JP
- Japan
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- reactor
- vessel
- nuclear reactor
- coolant
- plant
- Prior art date
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- Pending
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- 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
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/06—Sealing-plugs
- G21C13/073—Closures for reactor-vessels, e.g. rotatable
-
- 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
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- 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)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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、 ・般的には原子炉に関し、詳細には液体金
属冷却型高速増殖炉(以下液体金属冷却型原子炉すなわ
ちLMRと称す)に関する。
属冷却型高速増殖炉(以下液体金属冷却型原子炉すなわ
ちLMRと称す)に関する。
IJRは、他の原子炉と同様に核物質を核分裂させるこ
とにより熱を発生させるが、この目的達成のため核物質
は燃料要素に変換され、原子炉容器内に位置する炉心内
に集合体の形で配置されている。商業用原子炉では、こ
ねにより発生した熱を発電に使用する。このような原子
炉は、 一般に1つ以1−の1次冷却村l警−伝熱ルー
プと、これに対応する数の2次冷却材流−伝熱ループと
を含み、2次ループに7J通の蒸気タービンと発電機が
結合されている。従って、商業用原子炉の典型的熱体i
tプロセスは、炉心から1次冷却材流系へ、次にその1
次冷却材流系から2次冷却材流系へ、そしてh6H的に
蒸気へ熱が伝達され、蒸気により発電を一イるようにな
っている。ttk体冷却’t’l I!;l (炉、細
工If frk体金属冷却Jl’l lf’l殖炉では
、E< (炉の冷却材、例λば、液体十トリウノ、を1
次冷却4]論系を’ir+ して循Iマさllる。
とにより熱を発生させるが、この目的達成のため核物質
は燃料要素に変換され、原子炉容器内に位置する炉心内
に集合体の形で配置されている。商業用原子炉では、こ
ねにより発生した熱を発電に使用する。このような原子
炉は、 一般に1つ以1−の1次冷却村l警−伝熱ルー
プと、これに対応する数の2次冷却材流−伝熱ループと
を含み、2次ループに7J通の蒸気タービンと発電機が
結合されている。従って、商業用原子炉の典型的熱体i
tプロセスは、炉心から1次冷却材流系へ、次にその1
次冷却材流系から2次冷却材流系へ、そしてh6H的に
蒸気へ熱が伝達され、蒸気により発電を一イるようにな
っている。ttk体冷却’t’l I!;l (炉、細
工If frk体金属冷却Jl’l lf’l殖炉では
、E< (炉の冷却材、例λば、液体十トリウノ、を1
次冷却4]論系を’ir+ して循Iマさllる。
典型的な1次冷却旧論系は、炉心と、熱交換3:(、及
び循環ポンプから成る。”プール型”システム・では、
ヅ1心、熱交1(!!器及び循!クポンブか、 つのf
i’ Juζに容わら11た大きな冷#+ 44の大き
なプール内に配♂IされるのにJ、I L、”ループ”
型シスフ−〕、で1,1然交換器及び(v11クボンプ
はW K4のハ1.’7 +、’/ング涜び炉心より分
離さね、 mfi名〜別個の容器内に配置1されている
。−#qに、炉心に間外する熱交換器J々び循1クボン
ブは数個設(lられる。炉心で発生した熱+4、a;f
(炉容器に酸1人L7てタノト+1.壱通過する原f
炉冷]4目4により除去される。こう1.て加熱さ1り
h:t (炉17) hノ4目+ 1J、熱イ/: t
+ 器4r−jf+ a l、、この熱交換器によ11
こJl、lご関−1!4る2次玲ノ414]流、糸に熱
がイへlfさJする。 −当然交換器からは冷却された
/h JJ+ 41がIJI出さJlで11′lJロボ
ンプに流入する。この循禮ポンプは、冷却材を再び原−
r炉容器内へ循環させ、1.述の汝れサイクルが繰り返
される。
び循環ポンプから成る。”プール型”システム・では、
ヅ1心、熱交1(!!器及び循!クポンブか、 つのf
i’ Juζに容わら11た大きな冷#+ 44の大き
なプール内に配♂IされるのにJ、I L、”ループ”
型シスフ−〕、で1,1然交換器及び(v11クボンプ
はW K4のハ1.’7 +、’/ング涜び炉心より分
離さね、 mfi名〜別個の容器内に配置1されている
。−#qに、炉心に間外する熱交換器J々び循1クボン
ブは数個設(lられる。炉心で発生した熱+4、a;f
(炉容器に酸1人L7てタノト+1.壱通過する原f
炉冷]4目4により除去される。こう1.て加熱さ1り
h:t (炉17) hノ4目+ 1J、熱イ/: t
+ 器4r−jf+ a l、、この熱交換器によ11
こJl、lご関−1!4る2次玲ノ414]流、糸に熱
がイへlfさJする。 −当然交換器からは冷却された
/h JJ+ 41がIJI出さJlで11′lJロボ
ンプに流入する。この循禮ポンプは、冷却材を再び原−
r炉容器内へ循環させ、1.述の汝れサイクルが繰り返
される。
特にアルカリ金属は、発電にとって重要な優れた熱伝達
特例及び極めて低い蒸気圧温度をイ(している、すI・
リウムは、比較的融点が低いことと熱伝達係数が高いた
め最も魅力ある物質である。更にナトリウムは豊富であ
り5.Y1容できる純度のものを市場で入手でき、価格
も比較的紙庫である。また酸素濃度が低く紐持されてい
る限り、特に腐食性があるわけではなく、その原子的特
性も高速増殖炉にとって優れている。液体金属冷却型高
速増殖炉では、1次ループ内のすトリウムが炉心で発生
1.た熱を集め、この熱が熱交換器の2次ループへ伝達
され、更に蒸気発生器へと伝えられる。
特例及び極めて低い蒸気圧温度をイ(している、すI・
リウムは、比較的融点が低いことと熱伝達係数が高いた
め最も魅力ある物質である。更にナトリウムは豊富であ
り5.Y1容できる純度のものを市場で入手でき、価格
も比較的紙庫である。また酸素濃度が低く紐持されてい
る限り、特に腐食性があるわけではなく、その原子的特
性も高速増殖炉にとって優れている。液体金属冷却型高
速増殖炉では、1次ループ内のすトリウムが炉心で発生
1.た熱を集め、この熱が熱交換器の2次ループへ伝達
され、更に蒸気発生器へと伝えられる。
しかしながら、ナトリウム中性子吸収により形成yれる
Na が半減期が15時間の高エネルギーのガンマ線放
射体であるため、放射化の問題が生じる。従って、格納
システム、は大規模な生物学的シールドを行う必要があ
11、更にすトリウJ、は木と激しく反応するので、ナ
トリウノ、−水蒸気ボイラーを設置、1するI、でで厳
しい条ヂ1か加わると、ニーう問題がある。
Na が半減期が15時間の高エネルギーのガンマ線放
射体であるため、放射化の問題が生じる。従って、格納
システム、は大規模な生物学的シールドを行う必要があ
11、更にすトリウJ、は木と激しく反応するので、ナ
トリウノ、−水蒸気ボイラーを設置、1するI、でで厳
しい条ヂ1か加わると、ニーう問題がある。
従って、111覧r炉の安全1ノ1がji’l +jl
l’、第1の要f1となる。すIリウノ、は′11麺
体金属冷却4(どして1.記のような’l’+ 1’l
を持つため、炉心のまわりで冷)41(が中〜失すると
、:゛うような・ハ故が起こらないように安全設ifを
しな11わばならない、冷却J、4の喪失は、It;i
(炉容器また1、11要冷却材循環ラインの一つが破
裂するこ、1′より生しることかある。
l’、第1の要f1となる。すIリウノ、は′11麺
体金属冷却4(どして1.記のような’l’+ 1’l
を持つため、炉心のまわりで冷)41(が中〜失すると
、:゛うような・ハ故が起こらないように安全設ifを
しな11わばならない、冷却J、4の喪失は、It;i
(炉容器また1、11要冷却材循環ラインの一つが破
裂するこ、1′より生しることかある。
従って、破裂が〕1じた用台、炉心の町わりの冷却材の
17ヘルな必要な高さに顔持4るよう原子炉を囲む保1
;((容器及びフローパ・fプのまわりに保護体が設け
らilる。更に格納11! I%Jのコンクリ−1製1
1?構1111体に隣接1.′1−スチール製のライジ
ー一が設けら第1、そのためlbi J]がノ11.て
もす11)・;lノ・がコン//リ−1・1構121体
と接触することがない。更に格納建屋は、巨大なトー1
、状の格納構造体から成り、この構造体はスチール製の
シェルと厚いコンクリ−1製の1−一を含み、コンクリ
ート製の壁は圧力L)1に対処できるよう原子炉容器内 つ放射能に対するシールドとなる。従って、必要な建設
材ネ1の品、現場での作業にかかる労力及び時間、更に
適Iトなメンテナンス及び安全ノ、(準に必要な設計の
複雑さにより、L)IR建設のための投下資本コストは
莫大なものとなり、現時点ではこれらプラント建設への
投資は魅力のないものである。
17ヘルな必要な高さに顔持4るよう原子炉を囲む保1
;((容器及びフローパ・fプのまわりに保護体が設け
らilる。更に格納11! I%Jのコンクリ−1製1
1?構1111体に隣接1.′1−スチール製のライジ
ー一が設けら第1、そのためlbi J]がノ11.て
もす11)・;lノ・がコン//リ−1・1構121体
と接触することがない。更に格納建屋は、巨大なトー1
、状の格納構造体から成り、この構造体はスチール製の
シェルと厚いコンクリ−1製の1−一を含み、コンクリ
ート製の壁は圧力L)1に対処できるよう原子炉容器内 つ放射能に対するシールドとなる。従って、必要な建設
材ネ1の品、現場での作業にかかる労力及び時間、更に
適Iトなメンテナンス及び安全ノ、(準に必要な設計の
複雑さにより、L)IR建設のための投下資本コストは
莫大なものとなり、現時点ではこれらプラント建設への
投資は魅力のないものである。
従って、本発明の主たる目的は近い将来にLMRプラグ
ラが経済的な競争力を持つよう安全に1をfdl持また
は改善したまま投下資本コストをイ3意に低減できる原
子炉を提供することにある。
ラが経済的な競争力を持つよう安全に1をfdl持また
は改善したまま投下資本コストをイ3意に低減できる原
子炉を提供することにある。
炉心と、多IISの液体すl・リウムのような低圧冷却
材を収容すると共に該冷却材中にiij記炉心を収容し
、L端部を有して前記冷却材と外部雰囲気との間の第1
の隔壁をIに11(4る原f炉容器と、+!A h;t
(−炉容器を囲んで前記冷却材と外部雰囲気との間の第
2の隔11?を41−供し開放頂端部を41する格納容
器を含む片r炉から成る原子炉プラントでりって、前記
容器の両方をおおいかつ密封するよう前記容器の1−力
にデツキが配AIされていることを!tlIrIIどす
る原−f炉ブランI・。
材を収容すると共に該冷却材中にiij記炉心を収容し
、L端部を有して前記冷却材と外部雰囲気との間の第1
の隔壁をIに11(4る原f炉容器と、+!A h;t
(−炉容器を囲んで前記冷却材と外部雰囲気との間の第
2の隔11?を41−供し開放頂端部を41する格納容
器を含む片r炉から成る原子炉プラントでりって、前記
容器の両方をおおいかつ密封するよう前記容器の1−力
にデツキが配AIされていることを!tlIrIIどす
る原−f炉ブランI・。
このような設A1を行なうことにより、11;c f炉
冷却材の漏れと喪失及びその結果化じる高い圧力と汚染
の発〕1を適り1に防11.て従来の1.MRにとって
・般的な大きなコンクリ−1v!の、スチールで裏打す
された格納建hシが小品となる。従ってこのように設工
1を改善することによりI11震規準Iに属するif!
IzJの容J/i IJはぼ半分に誠り、J1画4m
容1^は従来の1.llR設i1の4分の1以1−減っ
た。またシステムのahを少なくより筒中にし、11!
屋を小jくしまた1場生産を最大限にすることにより機
器、建設資材及び建設労力のプラントのスI・が低減し
た。筒中なまっすぐな壁の基礎を使用し、スチールのセ
ルライナーを省略したことによりコストの低減は更に促
進される。低コストで安全1ノ1が1!tられることは
本発明の別の大きな利点である。固イjの自然なプロセ
ス、及び、高イ51頼ell Nびプラント保護のマー
ジンを更に増加させる受動本来的な安全な4.ν徴を採
用することによりプラントの安全性を41)る。改良J
わたブラント構造の受動的な安全性の特徴の一つとして
大容積の低11二冷却材が挙げられるが、これにより冷
却材の喪失がなくなりかつビー1中リジすクシりンの問
題も解消され、本来的に安全なシャットタウンを行いシ
ャットタウン時に熱除去を行う能力が得られる。
冷却材の漏れと喪失及びその結果化じる高い圧力と汚染
の発〕1を適り1に防11.て従来の1.MRにとって
・般的な大きなコンクリ−1v!の、スチールで裏打す
された格納建hシが小品となる。従ってこのように設工
1を改善することによりI11震規準Iに属するif!
IzJの容J/i IJはぼ半分に誠り、J1画4m
容1^は従来の1.llR設i1の4分の1以1−減っ
た。またシステムのahを少なくより筒中にし、11!
屋を小jくしまた1場生産を最大限にすることにより機
器、建設資材及び建設労力のプラントのスI・が低減し
た。筒中なまっすぐな壁の基礎を使用し、スチールのセ
ルライナーを省略したことによりコストの低減は更に促
進される。低コストで安全1ノ1が1!tられることは
本発明の別の大きな利点である。固イjの自然なプロセ
ス、及び、高イ51頼ell Nびプラント保護のマー
ジンを更に増加させる受動本来的な安全な4.ν徴を採
用することによりプラントの安全性を41)る。改良J
わたブラント構造の受動的な安全性の特徴の一つとして
大容積の低11二冷却材が挙げられるが、これにより冷
却材の喪失がなくなりかつビー1中リジすクシりンの問
題も解消され、本来的に安全なシャットタウンを行いシ
ャットタウン時に熱除去を行う能力が得られる。
更に改良されたプラント設計の特徴は、専用の原子炉補
助冷却系であり、この冷却系によるとナトリウム及び空
気の自然循環により原r炉容器から大気へ直接熱が除去
される。
助冷却系であり、この冷却系によるとナトリウム及び空
気の自然循環により原r炉容器から大気へ直接熱が除去
される。
U’(ましい実施態様において、未発IjIの改良型h
at (炉グラント構造体は、原子炉容器内の冷却材及
び格納容器の外部周辺の空気を自然循環させることによ
り原子炉容器がら大気へ直接熱を除去するための系を含
む。更にこの改良型プラント構造は好まI7〈1□1格
納容器を囲みかつデツキを支持するコンクリ−1製包四
体を含み、この包囲体格納容器冷JJIのため人気を循
環さ1!る−71.ンへを画定する。
at (炉グラント構造体は、原子炉容器内の冷却材及
び格納容器の外部周辺の空気を自然循環させることによ
り原子炉容器がら大気へ直接熱を除去するための系を含
む。更にこの改良型プラント構造は好まI7〈1□1格
納容器を囲みかつデツキを支持するコンクリ−1製包四
体を含み、この包囲体格納容器冷JJIのため人気を循
環さ1!る−71.ンへを画定する。
別の実に態様において、未発191の原r炉は原子炉容
器及び格納容器の列部に配置された循環ポンプ及び熱交
換器と、デッ4・及ζを原子炉容器の1〕端jlを介1
2てポンプと熱交換器を冷却材の大きなプールに連通、
ざl 、1一段°をす!に含む、ボンプルび熱交換器は
、端部が干れイ!れデツキにシールされた補助容器内に
Ill/容−4ることが&fましい。
器及び格納容器の列部に配置された循環ポンプ及び熱交
換器と、デッ4・及ζを原子炉容器の1〕端jlを介1
2てポンプと熱交換器を冷却材の大きなプールに連通、
ざl 、1一段°をす!に含む、ボンプルび熱交換器は
、端部が干れイ!れデツキにシールされた補助容器内に
Ill/容−4ることが&fましい。
添伺図面に側車1.た本発明の&fま17い実施Tl+
様の次の説+1+から本発明IJより明らかどなろう。
様の次の説+1+から本発明IJより明らかどなろう。
本発明をよLl 一層理解さI]るため従来のプラント
の構j告及びその欠点番゛ついて簡?ljに述1 へる。まず、添付図面の第1図を参照して、この図は!
ll!型的な液体金属冷却型高速増殖炉プラントの従来
型構造1oを示す。このプラント10は、”大プール型
1.肝BR設A1、エクゼクティブ サマリー”と題し
た1978年3月付のE I)RIレボ−1・(番号M
P−1016−9Y、プロジェクト620−20.27
)に完全に記載されているタイプのものである。原子炉
技術に精通した者であれば理解できるようにプラントは
極めて複重な構造を右するので、第1図に改良型プラン
ト構造に関連する従来プランI・の主要部品を略小する
。
の構j告及びその欠点番゛ついて簡?ljに述1 へる。まず、添付図面の第1図を参照して、この図は!
ll!型的な液体金属冷却型高速増殖炉プラントの従来
型構造1oを示す。このプラント10は、”大プール型
1.肝BR設A1、エクゼクティブ サマリー”と題し
た1978年3月付のE I)RIレボ−1・(番号M
P−1016−9Y、プロジェクト620−20.27
)に完全に記載されているタイプのものである。原子炉
技術に精通した者であれば理解できるようにプラントは
極めて複重な構造を右するので、第1図に改良型プラン
ト構造に関連する従来プランI・の主要部品を略小する
。
従来型プラントlOは、′ブール”型のものであって、
J、(末的には半球状の原−f炉容器12J:り成り、
この容器12は冷却材、例えば大量の静体すトリウムを
収容し、かつ炉心14.熱交換器16及び循環ポンプ1
8を収容する。このIGi I’炉容器12は開放され
た頂端部を有し、横1#11デツキ20により支持され
る。この横断デツキ20は、コンクリ−1・製基礎26
から1一方に延2 拉する鉄筋コンクリート製の円t1)側壁24により外
側リングけた22の1−に支IIfさねている。
J、(末的には半球状の原−f炉容器12J:り成り、
この容器12は冷却材、例えば大量の静体すトリウムを
収容し、かつ炉心14.熱交換器16及び循環ポンプ1
8を収容する。このIGi I’炉容器12は開放され
た頂端部を有し、横1#11デツキ20により支持され
る。この横断デツキ20は、コンクリ−1・製基礎26
から1一方に延2 拉する鉄筋コンクリート製の円t1)側壁24により外
側リングけた22の1−に支IIfさねている。
ノ、(礎261.には列側円筒状重置+1?2jl、3
0及び中11111!f32とが支持yねでいるが、こ
れら1(tlよ種々の水qZIi?34によってハニカ
ノ、状に側Ill! 24に相IH’接続すレ、l+;
((炉に関i!l! −4−ル6 ili 411 全
収容するための複数の個室−丁た1、1セル30をFI
Il:+iJ している。
0及び中11111!f32とが支持yねでいるが、こ
れら1(tlよ種々の水qZIi?34によってハニカ
ノ、状に側Ill! 24に相IH’接続すレ、l+;
((炉に関i!l! −4−ル6 ili 411 全
収容するための複数の個室−丁た1、1セル30をFI
Il:+iJ している。
原r炉ブラント1旧」原r−炉容寞12を囲む保護タン
ク38を含む。、゛の保、)((タンク38内にすトリ
ウド れているが、容器12どタンク111は離間した状!I
i;でII−いに独〜iにシIfれている。1#1ち、
容器12の1用放■口端部1」、適当な力性、例えばフ
ル・ペネトレーション・バイメタルfil l& (
r u 11 penetration bimeta
llic wel+l)により、デツキ20の底部に直
接固着さ第1、J−のため、デツキ20は原r炉の冷ノ
41旧、カバーカス、燃オ′1及びその他放111 +
’+ 11v質を閉じ込めるための原子炉容器のシーJ
1−J′h・わら密閉[1)となっている。−・力、保
護タンク38は開放タンクであって、1.方フランジ3
9を有し、このタンク38は円t.’;i状側Qf)4
の1一部に形成された下方環状猫伺き棚42から円筒状
コンクリート製側壁24により画定された炉キャビティ
40内にフランジ39により吊り下げられている.この
タンクのフランジ39は、JI!!震による垂直負荷に
耐えられるように支持棚42にボルトで固着されている
。保護タンク38は、故障時で炉容器12から漏れるこ
とがある原子炉の1次冷却材を受容する容器として働き
、更に炉心14を原子炉キャビティの側壁24及び基礎
壁26から隔離する機能を右する。原子炉容器12と保
護タンク38との間の空間には窒素ガスが充填されてい
る。
ク38を含む。、゛の保、)((タンク38内にすトリ
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容器12の1用放■口端部1」、適当な力性、例えばフ
ル・ペネトレーション・バイメタルfil l& (
r u 11 penetration bimeta
llic wel+l)により、デツキ20の底部に直
接固着さ第1、J−のため、デツキ20は原r炉の冷ノ
41旧、カバーカス、燃オ′1及びその他放111 +
’+ 11v質を閉じ込めるための原子炉容器のシーJ
1−J′h・わら密閉[1)となっている。−・力、保
護タンク38は開放タンクであって、1.方フランジ3
9を有し、このタンク38は円t.’;i状側Qf)4
の1一部に形成された下方環状猫伺き棚42から円筒状
コンクリート製側壁24により画定された炉キャビティ
40内にフランジ39により吊り下げられている.この
タンクのフランジ39は、JI!!震による垂直負荷に
耐えられるように支持棚42にボルトで固着されている
。保護タンク38は、故障時で炉容器12から漏れるこ
とがある原子炉の1次冷却材を受容する容器として働き
、更に炉心14を原子炉キャビティの側壁24及び基礎
壁26から隔離する機能を右する。原子炉容器12と保
護タンク38との間の空間には窒素ガスが充填されてい
る。
上述のように、原子炉容器12が直接デツキ20に取付
けられているが、保護タンク38はデツキ20に直接取
引けられていない。第1図から明らかなように、1一方
フランジ38はデツキ20の周面の外方にかつ外側リン
グけた22の下方に離間し、その位置でデツキ20は円
筒状側Qj24の1一部にも形成された1−カ環状溝伺
き棚441−に支持されている。従って、h:C(炉容
器12及びデツキ20+、1.原子炉容器12の内容物
と外力雰囲気どの間のト要^・境界あるい1」隔11F
となっているが、保、i外タンク38は実際には原子炉
容器12ど外方雰囲気との間の真の−1次的な境界ある
いは隔111′を構成するわけではない、原子炉容器1
2からタンク38内にすトリウJ・が漏れれば、このす
I・リウムl」最終的にコンクリート製側壁24どデツ
キ20の外側けた11ンク22またはタンク38の棚3
9との間の接合部に接触し、この部分を介1.て夕1カ
へ流れ出る。
けられているが、保護タンク38はデツキ20に直接取
引けられていない。第1図から明らかなように、1一方
フランジ38はデツキ20の周面の外方にかつ外側リン
グけた22の下方に離間し、その位置でデツキ20は円
筒状側Qj24の1一部にも形成された1−カ環状溝伺
き棚441−に支持されている。従って、h:C(炉容
器12及びデツキ20+、1.原子炉容器12の内容物
と外力雰囲気どの間のト要^・境界あるい1」隔11F
となっているが、保、i外タンク38は実際には原子炉
容器12ど外方雰囲気との間の真の−1次的な境界ある
いは隔111′を構成するわけではない、原子炉容器1
2からタンク38内にすトリウJ・が漏れれば、このす
I・リウムl」最終的にコンクリート製側壁24どデツ
キ20の外側けた11ンク22またはタンク38の棚3
9との間の接合部に接触し、この部分を介1.て夕1カ
へ流れ出る。
原子炉の規則性によると、原r炉の」わI)に2重の境
界即ちバリアを設(」ることか条ヂ1となっているので
、プランI・10のに述した構成要素かを全て収容する
従;k ’r!ブラントIOのコンクリ−I・製格納s
I!屋4Bは、プラントの面構成要素を囲む外力スチー
ル製ライナー・48を含む、このライナー48は図示の
ため第1図に+ 5 て横断面の厚みを誇張しである。また第1図には示して
ないが、格納建714Bの上方ドーム50内では建屋4
8のコンクリート構造体の内壁からライナー48が離間
していると理解されたい。更に原子炉キャビティのコン
クリート製側11?24、及び基礎壁26に隣接してス
チール製内部ライナー52が設けられている。このライ
ナー52はIV24.2Bの内面に直接接触するよに図
示されているが、実際にはライナーとこれら■1fとの
間には小さなギャップがあると理解されたい。ライナー
48とドーム50との間のギャップ及びライナー52と
壁24.2Bとの間のギャップは、ドーム50の内部か
ら建屋46のコンクリ−1−製構造体への熱伝達及び炉
内キャビティ40内からコンクリ−1・製基礎及び壁2
4.2Gへの熱伝達を妨げる。
界即ちバリアを設(」ることか条ヂ1となっているので
、プランI・10のに述した構成要素かを全て収容する
従;k ’r!ブラントIOのコンクリ−I・製格納s
I!屋4Bは、プラントの面構成要素を囲む外力スチー
ル製ライナー・48を含む、このライナー48は図示の
ため第1図に+ 5 て横断面の厚みを誇張しである。また第1図には示して
ないが、格納建714Bの上方ドーム50内では建屋4
8のコンクリート構造体の内壁からライナー48が離間
していると理解されたい。更に原子炉キャビティのコン
クリート製側11?24、及び基礎壁26に隣接してス
チール製内部ライナー52が設けられている。このライ
ナー52はIV24.2Bの内面に直接接触するよに図
示されているが、実際にはライナーとこれら■1fとの
間には小さなギャップがあると理解されたい。ライナー
48とドーム50との間のギャップ及びライナー52と
壁24.2Bとの間のギャップは、ドーム50の内部か
ら建屋46のコンクリ−1−製構造体への熱伝達及び炉
内キャビティ40内からコンクリ−1・製基礎及び壁2
4.2Gへの熱伝達を妨げる。
次に、本発明の改良型原子炉プラント構造(参照番号5
4で示す)の好ましい実施態様を小才第2図を参照する
。改良型プラント54の&rましい実施態様では、原子
炉自体は第1図6 の従来型プランi・にあったものとほぼ同一の構成要素
、即ち炉心56,1つ以1−の循I9ポンプ58及び1
つ以トの熱交換器6oを含む、この改良型プラント54
は、紙用の液体冷却材、例えば液体ナトリウムの大きな
プール64を収容しかつ冷却材プール内に炉心5Gを収
容する原f−炉容器62を含み、好ましい実施態様では
循環ポンプ58及び熱交I灸器60も冷却材のプール6
4内に延びている。
4で示す)の好ましい実施態様を小才第2図を参照する
。改良型プラント54の&rましい実施態様では、原子
炉自体は第1図6 の従来型プランi・にあったものとほぼ同一の構成要素
、即ち炉心56,1つ以1−の循I9ポンプ58及び1
つ以トの熱交換器6oを含む、この改良型プラント54
は、紙用の液体冷却材、例えば液体ナトリウムの大きな
プール64を収容しかつ冷却材プール内に炉心5Gを収
容する原f−炉容器62を含み、好ましい実施態様では
循環ポンプ58及び熱交I灸器60も冷却材のプール6
4内に延びている。
改良型プラント54は、格納容器θ6とこの容器用支持
手段を含み、この支)、5重段は従来保護タンクのため
に設けられていたものと大幅に異なっている。保護タン
ク取伺fl+は、格納構造体を複雑にしかつコスト高に
するI:、因となっているという認識から別の解決法が
考えられた。即ち信頼性及び安全性を高くできるように
格納構造体の周面をできるだけ原子炉に近づけかつでき
るだけ多く受動式の自然プロセスを使用することである
。本発明では、冷却材64と外部雰囲気との間に設けた
原子炉容器62により構成される主要な隔壁に加えて、
格納容器6Bが原子炉容器62と外部雰囲気との間の一
次的な隔壁となっている。この外側の格納容器66は内
側の原子炉容器62を囲み、かつ間延的であるが、容器
62から離間している。原子炉容器82から格納容器6
Bへ漏洩した液体冷却材を中和するためこれら2つの容
器の間の空間に不活性ガス、例えば窒素が閉じ込められ
ている。
手段を含み、この支)、5重段は従来保護タンクのため
に設けられていたものと大幅に異なっている。保護タン
ク取伺fl+は、格納構造体を複雑にしかつコスト高に
するI:、因となっているという認識から別の解決法が
考えられた。即ち信頼性及び安全性を高くできるように
格納構造体の周面をできるだけ原子炉に近づけかつでき
るだけ多く受動式の自然プロセスを使用することである
。本発明では、冷却材64と外部雰囲気との間に設けた
原子炉容器62により構成される主要な隔壁に加えて、
格納容器6Bが原子炉容器62と外部雰囲気との間の一
次的な隔壁となっている。この外側の格納容器66は内
側の原子炉容器62を囲み、かつ間延的であるが、容器
62から離間している。原子炉容器82から格納容器6
Bへ漏洩した液体冷却材を中和するためこれら2つの容
器の間の空間に不活性ガス、例えば窒素が閉じ込められ
ている。
以 F 余 白
原f−炉容器62及び格納容器66はいずJl、 43
改良型プラント54のデツキ73のド方ブ1/−1・7
2により支持され、それらの開放1―端部68及び70
がそれぞれシールされている。デツキプレート72は環
状溝74をイJし、この溝74は容器62.66の1一
端部68及び70がIK合さね、適゛hな方V1、例え
ば溶削によりプレート72に固着されている。このJ:
うにしてデフ1−プ1/−I・72j」、容器82.6
6の1.端の蓋体及びシールを形成して、容器62.6
6により構1表さねる1、要な及び−二次的な格納バリ
アを完成場る。従ってシールされた格納容器8Gは、ナ
トリウトが漏れた場合でも原r炉容器62内のJ−トリ
ウノ、の、(6さが容器62内の最小安全レベルより低
くならないように保、i+1する。
改良型プラント54のデツキ73のド方ブ1/−1・7
2により支持され、それらの開放1―端部68及び70
がそれぞれシールされている。デツキプレート72は環
状溝74をイJし、この溝74は容器62.66の1一
端部68及び70がIK合さね、適゛hな方V1、例え
ば溶削によりプレート72に固着されている。このJ:
うにしてデフ1−プ1/−I・72j」、容器82.6
6の1.端の蓋体及びシールを形成して、容器62.6
6により構1表さねる1、要な及び−二次的な格納バリ
アを完成場る。従ってシールされた格納容器8Gは、ナ
トリウトが漏れた場合でも原r炉容器62内のJ−トリ
ウノ、の、(6さが容器62内の最小安全レベルより低
くならないように保、i+1する。
改良型プラント54では、デツキ731d:2つの独立
した区画差76.78も右12、これらの1メ画室は壁
80によりlI’いに分離されかつシールされている。
した区画差76.78も右12、これらの1メ画室は壁
80によりlI’いに分離されかつシールされている。
下方1メ画室7Gは不活(’lガス、例えば窒素を含み
、このガスがデツキプレー1・729 によって得られる容器62.66のシールの有効度を高
めている。下方区画室7Bは、ポンプ58及び熱交換器
60の1一方部分も収容するが、これらはド方区画室を
貫通して1一方区画室78内に廷長している。
、このガスがデツキプレー1・729 によって得られる容器62.66のシールの有効度を高
めている。下方区画室7Bは、ポンプ58及び熱交換器
60の1一方部分も収容するが、これらはド方区画室を
貫通して1一方区画室78内に廷長している。
6゛器62.6Bを支持するデツキ73の下方プレート
72及び区画室76と共に、内側原子炉容器62及び外
側の格納容器66によって得られるシールされた一重の
隔壁を考慮すると、改良型プラント54の側壁84及び
基礎86により形成されるコンクリート製包囲体83に
より画定される炉内キャビティ1111ちチャンバ82
は格納容器66の冷却に使用できる。第2図に示すよう
に包囲体83はその側壁84に下方開口88及びに方間
1180を右している。下方開口88には外部雰囲気か
らチャンバ82へ冷却用周囲空気を循環させるためのブ
ロアー82が接続され、一方−L山開1−+90にはチ
ャンバ82からある適当な放出場所へ高温の空気を送る
ための導管θ4が接続されている。これとは別に自然の
熱循環によ0 り空気を自由に循環させることもIIr能であり、この
場合ブロアーが不要になる。このように大気をチャンバ
82を通してチャンバの内外へ循環させて格納容器66
を冷却することもできる。コンクリート製包囲体83の
1一端部にある側e84もデツキ72を支持するように
働く。
72及び区画室76と共に、内側原子炉容器62及び外
側の格納容器66によって得られるシールされた一重の
隔壁を考慮すると、改良型プラント54の側壁84及び
基礎86により形成されるコンクリート製包囲体83に
より画定される炉内キャビティ1111ちチャンバ82
は格納容器66の冷却に使用できる。第2図に示すよう
に包囲体83はその側壁84に下方開口88及びに方間
1180を右している。下方開口88には外部雰囲気か
らチャンバ82へ冷却用周囲空気を循環させるためのブ
ロアー82が接続され、一方−L山開1−+90にはチ
ャンバ82からある適当な放出場所へ高温の空気を送る
ための導管θ4が接続されている。これとは別に自然の
熱循環によ0 り空気を自由に循環させることもIIr能であり、この
場合ブロアーが不要になる。このように大気をチャンバ
82を通してチャンバの内外へ循環させて格納容器66
を冷却することもできる。コンクリート製包囲体83の
1一端部にある側e84もデツキ72を支持するように
働く。
第2図の改良Jlljプラント54の&fましい実施態
様は、炉心56、循環ポンプ58及び熱交換器60が全
て原子炉容器+02内の冷却4A64のプール内に配置
されるので”プール″Jljlシステl、と呼ばれる。
様は、炉心56、循環ポンプ58及び熱交換器60が全
て原子炉容器+02内の冷却4A64のプール内に配置
されるので”プール″Jljlシステl、と呼ばれる。
第3図は改良型プラントの別の実施態様を示す、このf
R:様は、循環ポンプ98及び熱交換器+00が原f−
炉容′JA102及び格納容器104の外部に配置され
ているので”ループ”型システムと呼ばれる。ポンプ9
B及び熱交換器Ionをデー2キ112及び容器102
の1一端を介して原子炉容器+02内の冷JJI 44
のブール110に接続させるために導管100 )Aび
108のような手段が設けられている。デツキ112は
デツキ73と同様に壁110によりlfいに分離されシ
ールされた下方及びl二方区画室114 、118を有
する。連通用導管108 、108はデツキ112の下
方区画室114を貫通し、前の実施態様と同じように下
方区画室114内に不活性ガスが閉じ込められている。
R:様は、循環ポンプ98及び熱交換器+00が原f−
炉容′JA102及び格納容器104の外部に配置され
ているので”ループ”型システムと呼ばれる。ポンプ9
B及び熱交換器Ionをデー2キ112及び容器102
の1一端を介して原子炉容器+02内の冷JJI 44
のブール110に接続させるために導管100 )Aび
108のような手段が設けられている。デツキ112は
デツキ73と同様に壁110によりlfいに分離されシ
ールされた下方及びl二方区画室114 、118を有
する。連通用導管108 、108はデツキ112の下
方区画室114を貫通し、前の実施態様と同じように下
方区画室114内に不活性ガスが閉じ込められている。
更にポンプ98及び熱交換器100は、それぞれそれ自
身の補助容器120 、122内に収容され、これら容
器はデツキ+12の下方プレート124により支持され
シールされている。1一端でデツキ+12を支持する円
筒状側壁128により形成されるコンクリ−1−製置筒
状包囲体128及び基礎ス130はチャンバ132を画
定し、このチャンバには前述した好ましい実施態様のチ
ャンバ82と同様にブロアー138により下方壁開口1
34を介して冷却用空気が送り込まれる。この空気はチ
ャンバ内を循環し、格納容器104及び補助容器120
、122からの熱を受けとり、チャンバから1一方壁
開口138を通して排出される。ヒ方聞n138に接続
された導管140は、加熱した空気を適当な排出点に送
る。
身の補助容器120 、122内に収容され、これら容
器はデツキ+12の下方プレート124により支持され
シールされている。1一端でデツキ+12を支持する円
筒状側壁128により形成されるコンクリ−1−製置筒
状包囲体128及び基礎ス130はチャンバ132を画
定し、このチャンバには前述した好ましい実施態様のチ
ャンバ82と同様にブロアー138により下方壁開口1
34を介して冷却用空気が送り込まれる。この空気はチ
ャンバ内を循環し、格納容器104及び補助容器120
、122からの熱を受けとり、チャンバから1一方壁
開口138を通して排出される。ヒ方聞n138に接続
された導管140は、加熱した空気を適当な排出点に送
る。
第2図及び第3図から明らかなように未発「月に係わる
改良All原子炉プラント構造のWJ:Aな効果は、コ
ンクリート及び、スチール製ライナーのL部構造体を右
、a、の1,1省くことをIIfラントの複雑さ及びコ
ストを(止したことである。高価なコンクリ−1・製格
納蛯h4のかわりにより低コストのスチール構ii−使
って改良41ノブラントを収容することが11(能とな
った。
改良All原子炉プラント構造のWJ:Aな効果は、コ
ンクリート及び、スチール製ライナーのL部構造体を右
、a、の1,1省くことをIIfラントの複雑さ及びコ
ストを(止したことである。高価なコンクリ−1・製格
納蛯h4のかわりにより低コストのスチール構ii−使
って改良41ノブラントを収容することが11(能とな
った。
第1図は、原r炉容器の周IIにかつその1゜方を覆う
ように配置された円部状の、ヂールでライニングされた
鉄筋コンクリート製ド・一部構造体、及び保護容器及び
原f−炉容器を囲む内側の円部状の、スチールでライニ
ングされた鉄筋コンクリート製包囲体を備えた格納建屋
を示す従来型液体金属冷141型高速増殖炉の略図。 第2図は、本発明の原理に従って構成され3 た改良型[、MRプラント構造の好ましい実施態様を示
すT@図。 第3図は、本発明の原理に従って構成された改良型LM
Rプラント構造の別の実施態様を71<才略図である。 56・・・・炉心 58・・・・循環ポンプ 60・・・・熱交換器 B2・・・・原子炉容器 66・・・・格納容器 73・・・・デツキ 4 Fig、 / 38 ヒ26 V−24 Fig、2 一イッA 、・・ /゛。 第1頁の続き ■発明者 レスリー・アラン・メ アメリカ合衆国、イ
ンズ ミノル・ロード [相]発 明 者 ジャイムズ・ドナル アメリカ合衆
国、ド・マンゲス ラドベリー・ドラ −らΔ只− ペンシルベニア州、グリーンズバーグセ17 ペンシルベニア州、クリーンズパーグウイブ 201
ように配置された円部状の、ヂールでライニングされた
鉄筋コンクリート製ド・一部構造体、及び保護容器及び
原f−炉容器を囲む内側の円部状の、スチールでライニ
ングされた鉄筋コンクリート製包囲体を備えた格納建屋
を示す従来型液体金属冷141型高速増殖炉の略図。 第2図は、本発明の原理に従って構成され3 た改良型[、MRプラント構造の好ましい実施態様を示
すT@図。 第3図は、本発明の原理に従って構成された改良型LM
Rプラント構造の別の実施態様を71<才略図である。 56・・・・炉心 58・・・・循環ポンプ 60・・・・熱交換器 B2・・・・原子炉容器 66・・・・格納容器 73・・・・デツキ 4 Fig、 / 38 ヒ26 V−24 Fig、2 一イッA 、・・ /゛。 第1頁の続き ■発明者 レスリー・アラン・メ アメリカ合衆国、イ
ンズ ミノル・ロード [相]発 明 者 ジャイムズ・ドナル アメリカ合衆
国、ド・マンゲス ラドベリー・ドラ −らΔ只− ペンシルベニア州、グリーンズバーグセ17 ペンシルベニア州、クリーンズパーグウイブ 201
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、 炉心と、多穴の液体すI・リウノ・のような低圧
冷却44を収容すると八に、IA冷却材中に1111記
炉心を収容し、1.端部な−h Lで前記と)却材と外
部雰囲気どの間の第1の隔1;[をI+、! lj す
る原f−炉容器と、11klI;< (炉容器を囲んで
前記冷却材と外部雰囲気との間の第2の隔11tをIM
供し開放+rJ端部を4J9る格納容器を含むIIar
r炉から成る原子炉プラントであって、前記容器の内
力をおおいかつ蜜月するJ:う前記容器の1−力にデツ
キが配y1されていることな41relとする原子炉プ
ランI・。 2、+iii記格納容器が前記hx r炉容器より離間
しており、このため両名の間にチャンバが内定されて、
このチトンへ内に小活性カスが閉じ込められることを’
4.’imと−(る特許請求の範囲ff1lJJ’i記
載の原子炉プラント。 3、 前記デツキは+1いに電閉された1、力及びド方
1メ画室を含み、更に−Fカ区画室が不活性カスを含む
ことを特徴とする特許請求の範囲第1イIまたは第2項
の原子炉プラント。 4、 前記ド方区画室は前記原f−炉を動作させるため
の種々の連機器を収納することを特徴とする特A1請求
の範囲第3項記載の原子炉プラント。 5、 前記格納容器の外周に空気を循環させるシステム
を含むことを特徴とする特許請求の範囲第1 Jf+か
らttS4q+のいずれかに記載の原子炉プラント。 6、 前記原r−炉は前記に(子炉容器内の冷却材中に
配置された循環ポンプ及び熱交換器を含むことを特徴と
する特許請求の範囲第1項から第5 JJ’iのいずれ
かに記載の原子炉プラント7、 前記原子炉は、111
1記原子炉容器及び格納容器の外部に位置する少なくと
も一つの循環ポンプ及び熱交換器と、ボ1記デツキ及び
前記原r炉容器の前記l−,端部を介して前記ボンブ及
び熱交換器を前記冷却材のプールに1!11通さゼるr
一段を含むことを特徴とする特11請求の範囲第1イI
から第5」工1のいずれかに記載のh:Cf炉ブラント
。 8、 前記デンキの1方及びFカ1メ画室が11いに蜜
月され、前記ポンプ及び熱交IIj!器を前記冷却材の
プールに+’l!通さ仕る前記「一段j、1前記デツキ
の前記トノjl′:A画室を目通することを11I徴と
する特許請求の範囲第7 tr+記載の原子炉ブラント
。 9、+ii+記ポンプ及(l熱交1φ本を収容4る袖+
1g容器が設けられ、前記デツキに前記?i11助容器
が蜜月さねていることを1′1徴?“ターる”1〜11
1請求の範囲第7J自よ/j 1.1第8+自記載の原
子炉ブラント。 10、コンク1)−1包囲体が+ii+記格納容器を囲
むと共に前記デン1−を支1.’l L、前記包囲イ(
・は前記格納容器を冷却するため人気が循+g g 、
1するチェンバをP1吋7するζどなIS徴と4る1!
54乍品求の範囲第+ 1flから第s ir+のいず
Jlかに記載の原r=炉プラント。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US60223284A | 1984-04-19 | 1984-04-19 | |
US602232 | 1984-04-19 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60236091A true JPS60236091A (ja) | 1985-11-22 |
Family
ID=24410521
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60081212A Pending JPS60236091A (ja) | 1984-04-19 | 1985-04-16 | 原子炉プラント |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60236091A (ja) |
DE (1) | DE3513019A1 (ja) |
FR (1) | FR2563363B1 (ja) |
GB (1) | GB2157880B (ja) |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4678626A (en) * | 1985-12-02 | 1987-07-07 | General Electric Company | Radiant vessel auxiliary cooling system |
EP0265697B1 (de) * | 1986-10-13 | 1993-04-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Bauwerk mit radioaktiven Anlageteilen |
US4859402A (en) * | 1987-09-10 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom supported liquid metal nuclear reactor |
US5158741A (en) * | 1991-08-16 | 1992-10-27 | General Electric Company | Passive cooling system for top entry liquid metal cooled nuclear reactors |
CA2412863C (en) * | 2000-08-16 | 2009-12-22 | Eskom | Nuclear reactor plant |
US7245688B2 (en) | 2000-12-14 | 2007-07-17 | Eskom | Cooling system |
FR2987487B1 (fr) * | 2012-02-24 | 2014-03-28 | Commissariat Energie Atomique | Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides, utilisant une convection forcee dans l'espace intercuve |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB941918A (en) * | 1957-06-24 | 1963-11-13 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactor installations |
BE638823A (ja) * | 1962-10-17 | |||
DE1236674B (de) * | 1964-11-24 | 1967-03-16 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Verfahren und Einrichtung zum Umladen von Brennstoffelementen in Kernreaktoren |
GB1258763A (ja) * | 1968-02-23 | 1971-12-30 | ||
US3548931A (en) * | 1968-10-30 | 1970-12-22 | Atomic Energy Commission | Vessel for a sodium-cooled reactor |
GB1307680A (en) * | 1969-10-02 | 1973-02-21 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
FR2404897A2 (fr) * | 1970-08-05 | 1979-04-27 | Electricite De France | Reacteur nucleaire a echangeurs integres |
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