JPS6055797B2 - 原子炉の床面冷却装置 - Google Patents
原子炉の床面冷却装置Info
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- JPS6055797B2 JPS6055797B2 JP51095341A JP9534176A JPS6055797B2 JP S6055797 B2 JPS6055797 B2 JP S6055797B2 JP 51095341 A JP51095341 A JP 51095341A JP 9534176 A JP9534176 A JP 9534176A JP S6055797 B2 JPS6055797 B2 JP S6055797B2
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- Japan
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は炉心崩壊事故の際に溶融する原子炉炉心を受
けとめる液体金属冷却形原子炉の床面受け皿に対する冷
却装置に関する。
けとめる液体金属冷却形原子炉の床面受け皿に対する冷
却装置に関する。
そのような事故において溶融する燃料は、まず耐高熱材
料製の床面受け皿の中にある中央円錐体によつて、その
燃料が臨界量を形成しないように分散される。更に適当
な冷却装置によつて、なおも熱を発生する燃料が床面受
け皿を融解しないことを保証しなければならない。この
冷却装置は、横断面に亘つて恐ら く非常に不均一に生
ずる熱を確実に放出させるだ・けでなく、床面受け皿が
熱応力によつて破損されないことおよび床面受け皿の下
にあるコンクリー ト構造物が許容できない高温にさら
されないことも保証しなければならない。この冷却装置
は原子炉の運転開始後においてはもはや近づくことがで
フきないが、あるいは大きな費用をかけなければ近づく
ことができないので、この冷却装置を余分に作り、ある
一部の管の気密洩れや閉塞がすべての装置の停止を生じ
ないように作らなければならな い。このため本発明の
目的は、円周に亘つてほぼ一様てかつ半径方向には連続
している温度勾配をもつたナトリウム冷却形増殖炉の床
面受け皿のための冷却装置を提供することにある。この
目的は本発明によれば、床面受け皿の下部周囲にそれぞ
れ少くともひとつのリング状入口管寄せおよび出口管寄
せを配置し、これらの管寄せをほぼインボリュート曲線
伸開線状に一平面内を床面受け皿の中央に向う互いに並
列接続されたヘアピン状管によつて互いに接続すること
により達成される。
料製の床面受け皿の中にある中央円錐体によつて、その
燃料が臨界量を形成しないように分散される。更に適当
な冷却装置によつて、なおも熱を発生する燃料が床面受
け皿を融解しないことを保証しなければならない。この
冷却装置は、横断面に亘つて恐ら く非常に不均一に生
ずる熱を確実に放出させるだ・けでなく、床面受け皿が
熱応力によつて破損されないことおよび床面受け皿の下
にあるコンクリー ト構造物が許容できない高温にさら
されないことも保証しなければならない。この冷却装置
は原子炉の運転開始後においてはもはや近づくことがで
フきないが、あるいは大きな費用をかけなければ近づく
ことができないので、この冷却装置を余分に作り、ある
一部の管の気密洩れや閉塞がすべての装置の停止を生じ
ないように作らなければならな い。このため本発明の
目的は、円周に亘つてほぼ一様てかつ半径方向には連続
している温度勾配をもつたナトリウム冷却形増殖炉の床
面受け皿のための冷却装置を提供することにある。この
目的は本発明によれば、床面受け皿の下部周囲にそれぞ
れ少くともひとつのリング状入口管寄せおよび出口管寄
せを配置し、これらの管寄せをほぼインボリュート曲線
伸開線状に一平面内を床面受け皿の中央に向う互いに並
列接続されたヘアピン状管によつて互いに接続すること
により達成される。
互いに並列接続されかつインボリュート曲線状に曲げら
れたこのヘアピン状管はすべて同じ長さにできるので、
このヘアピン状管が種々に調節できる特殊な絞り装置な
しにすべて同じ圧力損失を有し、それによつて同じ熱量
を放出てきることが保証される。インボリュート曲線状
の配置構造により、互いに隣接する冷却管はそれぞれ互
いに一定の間隔を有するので、円周方向において著しい
温度差が生ずることはない。半径方向において内側に向
つて次第に減少する温度勾配が生ずる。この半径方向の
温度勾配によつて床面受け皿には、垂直の温度勾配によ
つて生ずる床面受け皿の変形に対抗して作用するような
望ましい半径方向の引張応力が生ずる。冷却管をインボ
リュート曲線状に配置した場合、その幾何学的形状のた
めに床面受け皿の中央の下には、冷却管によつて通過さ
れない小さな円形領域が生ずる。しかしかかる受け皿の
中央部は耐高熱材料製の特別な円錐体によつて保護され
ているので、この小さな領域における冷却は無視できる
。本発明の別の形態において、ほぼインボリュート曲線
状に走るヘアピン状管を、下側面においてはリング状入
口管寄せから中央に向つて配置し、上側面においては中
央から外側にあるリング状出口管寄せに向つて配置する
ことを提案する。
れたこのヘアピン状管はすべて同じ長さにできるので、
このヘアピン状管が種々に調節できる特殊な絞り装置な
しにすべて同じ圧力損失を有し、それによつて同じ熱量
を放出てきることが保証される。インボリュート曲線状
の配置構造により、互いに隣接する冷却管はそれぞれ互
いに一定の間隔を有するので、円周方向において著しい
温度差が生ずることはない。半径方向において内側に向
つて次第に減少する温度勾配が生ずる。この半径方向の
温度勾配によつて床面受け皿には、垂直の温度勾配によ
つて生ずる床面受け皿の変形に対抗して作用するような
望ましい半径方向の引張応力が生ずる。冷却管をインボ
リュート曲線状に配置した場合、その幾何学的形状のた
めに床面受け皿の中央の下には、冷却管によつて通過さ
れない小さな円形領域が生ずる。しかしかかる受け皿の
中央部は耐高熱材料製の特別な円錐体によつて保護され
ているので、この小さな領域における冷却は無視できる
。本発明の別の形態において、ほぼインボリュート曲線
状に走るヘアピン状管を、下側面においてはリング状入
口管寄せから中央に向つて配置し、上側面においては中
央から外側にあるリング状出口管寄せに向つて配置する
ことを提案する。
このｊ配置構造によつて、床面受け皿の下にあるコンク
リート構造物の温度は、低い温度で流入する冷却媒体に
よつて前記コンクリートの耐えうる値に制限される。本
発明の別の実施形態において、インポリユーｔ卜曲線状
に曲げられたヘアピン状管の中央から外側に位置する出
口管寄せまでの戻り導管を、外側に位置する入口管寄せ
から中央への往き導管の上に配置することを提案する。
リート構造物の温度は、低い温度で流入する冷却媒体に
よつて前記コンクリートの耐えうる値に制限される。本
発明の別の実施形態において、インポリユーｔ卜曲線状
に曲げられたヘアピン状管の中央から外側に位置する出
口管寄せまでの戻り導管を、外側に位置する入口管寄せ
から中央への往き導管の上に配置することを提案する。
この配置構造によれば、一方では既に出来上つた湾曲ヘ
アピン状管の組み立てが容易にでき、他方では個々のヘ
アピン状管の間に同様にほぼインボリュート曲線状の中
間室が存在し、その中間室の中にそれに適合して形され
た床面受け皿の支持用ウェブを配置できる。本発明の更
に別の実施形態において、流体的に互いに分離された２
個以上の出口ないし入口管寄せを設け、互いに分離され
た出口ないし出口管寄フせに付属するヘアピン状管を円
周上に交互に敷設することを提案する。
アピン状管の組み立てが容易にでき、他方では個々のヘ
アピン状管の間に同様にほぼインボリュート曲線状の中
間室が存在し、その中間室の中にそれに適合して形され
た床面受け皿の支持用ウェブを配置できる。本発明の更
に別の実施形態において、流体的に互いに分離された２
個以上の出口ないし入口管寄せを設け、互いに分離され
た出口ないし出口管寄フせに付属するヘアピン状管を円
周上に交互に敷設することを提案する。
従つて円周上に交互に隣接する管が分離された冷却装置
に属する場合、一方の冷却装置の故障の際にも許容温度
および許容温度差を越えることなしに、熱を放出てきる
。その・場合たとえば互いに分離された２個の冷却装置
の場合、一方の冷却装置だけで熱を放出するのに十分で
あることが前提とされる。以下図面に示す実施例により
本発明の詳細な説明する。
に属する場合、一方の冷却装置の故障の際にも許容温度
および許容温度差を越えることなしに、熱を放出てきる
。その・場合たとえば互いに分離された２個の冷却装置
の場合、一方の冷却装置だけで熱を放出するのに十分で
あることが前提とされる。以下図面に示す実施例により
本発明の詳細な説明する。
第１図において、出力約２０００ＭＷのナトリウム冷却
形高速炉の炉心１は原子炉圧力容器２の中に配置され、
更にこの原子炉圧力容器２は、円錐状支持体４を介して
コンクリート製の基礎５によつて支持された二重容器３
の中に配置されている。円錐状支持体４の内部には金属
製の床面受け皿６が配置されており、この床面受け皿６
は耐高熱材料７で内張りされ、その中央には耐高熱材料
製の平らな円錐体８を有している。この平らな円錐体８
は、炉心崩壊事故の際原子炉圧力容器２および二重容器
３を通つて溶融する原子炉炉心１を、該燃料物質が該物
理学的な臨界量にならないように、床面受け皿６上に分
散する。床面受け皿６は、ナトリウム捕捉槽１２の金属
製の底１０に支持された多数の金属製ウェブ９によつて
支えられている。ナトリウム捕捉槽１２は炉心崩壊事故
の際二重容器３から流出するナトリウムを捕捉するもの
であり、従つてこの内側は、万一の沸騰ナトリウムの温
度約８８０℃に耐えるような絶縁材料１３で内張りされ
ている。この沸騰ナトリウムの温度はナトリウム捕捉槽
１２の場所で鋼に対して許容しうる温度（約６０（代）
）に減少させる。床面受け皿６の下側には平面的に見て
インボリュート曲線状の多数のヘアピン状管１４が配置
されており、その一端はリング状の入口管寄せ１５又は
２３に接続され、他端はリング状の出口管寄せ１６又は
２２に接続されている。炉心崩壊事故の際において床面
受け皿６の下部の室が液体ナトリウムで満たされたと仮
定した場合、床面受け皿６からヘアピン状管１４への十
分な熱伝達が保証される。ヘアピン状管１４は入口管１
７および出口管１８を介して、たとえばナトリウムとカ
リウムとの混合物で満たされかつ炉心崩壊事故の際約Ａ
凹の熱量を大気に放出できるような熱交換器（図示せす
）に接続されている。ナトリウム捕捉槽１２の底１０は
、高温のナトリウムとの直接接触を保護するために、熱
良導性の粒状体１９で覆われている。またナトリウム捕
捉槽１２の下側にも、高温ナトリウムからこの場所に設
けられた導管１７，１８への熱伝達を制御できる程度ま
で制限するために、およびナトリウム捕捉槽１２の底１
０とナトリウム捕捉槽１２との間の連続した温度勾配を
保証するために、円錐状支持体４にまでこの粒状体１９
で満たされている。第２図において、リング状出口管寄
せ１６にはインボリュート曲線状に曲げられた多数の細
いヘアピン状管１４が接続されており、このヘアピン状
管１４の他端は出口管寄せ１６の真下に配置されたリン
グ状入口管寄せ１５（第１図参照）に接続されている。
形高速炉の炉心１は原子炉圧力容器２の中に配置され、
更にこの原子炉圧力容器２は、円錐状支持体４を介して
コンクリート製の基礎５によつて支持された二重容器３
の中に配置されている。円錐状支持体４の内部には金属
製の床面受け皿６が配置されており、この床面受け皿６
は耐高熱材料７で内張りされ、その中央には耐高熱材料
製の平らな円錐体８を有している。この平らな円錐体８
は、炉心崩壊事故の際原子炉圧力容器２および二重容器
３を通つて溶融する原子炉炉心１を、該燃料物質が該物
理学的な臨界量にならないように、床面受け皿６上に分
散する。床面受け皿６は、ナトリウム捕捉槽１２の金属
製の底１０に支持された多数の金属製ウェブ９によつて
支えられている。ナトリウム捕捉槽１２は炉心崩壊事故
の際二重容器３から流出するナトリウムを捕捉するもの
であり、従つてこの内側は、万一の沸騰ナトリウムの温
度約８８０℃に耐えるような絶縁材料１３で内張りされ
ている。この沸騰ナトリウムの温度はナトリウム捕捉槽
１２の場所で鋼に対して許容しうる温度（約６０（代）
）に減少させる。床面受け皿６の下側には平面的に見て
インボリュート曲線状の多数のヘアピン状管１４が配置
されており、その一端はリング状の入口管寄せ１５又は
２３に接続され、他端はリング状の出口管寄せ１６又は
２２に接続されている。炉心崩壊事故の際において床面
受け皿６の下部の室が液体ナトリウムで満たされたと仮
定した場合、床面受け皿６からヘアピン状管１４への十
分な熱伝達が保証される。ヘアピン状管１４は入口管１
７および出口管１８を介して、たとえばナトリウムとカ
リウムとの混合物で満たされかつ炉心崩壊事故の際約Ａ
凹の熱量を大気に放出できるような熱交換器（図示せす
）に接続されている。ナトリウム捕捉槽１２の底１０は
、高温のナトリウムとの直接接触を保護するために、熱
良導性の粒状体１９で覆われている。またナトリウム捕
捉槽１２の下側にも、高温ナトリウムからこの場所に設
けられた導管１７，１８への熱伝達を制御できる程度ま
で制限するために、およびナトリウム捕捉槽１２の底１
０とナトリウム捕捉槽１２との間の連続した温度勾配を
保証するために、円錐状支持体４にまでこの粒状体１９
で満たされている。第２図において、リング状出口管寄
せ１６にはインボリュート曲線状に曲げられた多数の細
いヘアピン状管１４が接続されており、このヘアピン状
管１４の他端は出口管寄せ１６の真下に配置されたリン
グ状入口管寄せ１５（第１図参照）に接続されている。
入口管１７および下側の入口管寄せを通つてそこからイ
ンボリュート曲線状に曲げられかつ互いに並列接続され
た多数のヘアピン状管１４を通つて中心に流れる流入冷
却媒体は、中央で幾分高い位置の平面内に転向され、上
側の出口管寄せ１６に向つて同様にインボリュート曲線
状に戻され、出口管１８を通つて熱交換器に流入する。
この実施例の場合リング状の出口管寄せ１６および入口
管寄せ１５はそれぞれ、同様にインボリュート曲線状に
曲げられかつ互いに並列接続された多数のヘアピン状管
２１によつて接続されている別の出口管寄せ２２ないし
入口管寄せ２３によつて同じ平面内において取り囲まれ
ている。異なつた入口ないし出口管寄せにあるヘアピン
状管１４，２１はそれぞれ交互に配置されているので、
一方の管系統の故障の際でも熱は円周に亘つて均一に分
布して放出することができる。第３図は冷却装置の中央
部におけるヘアピン状管１４，２１のＵ字状に曲げられ
た端部の構造を示している。
ンボリュート曲線状に曲げられかつ互いに並列接続され
た多数のヘアピン状管１４を通つて中心に流れる流入冷
却媒体は、中央で幾分高い位置の平面内に転向され、上
側の出口管寄せ１６に向つて同様にインボリュート曲線
状に戻され、出口管１８を通つて熱交換器に流入する。
この実施例の場合リング状の出口管寄せ１６および入口
管寄せ１５はそれぞれ、同様にインボリュート曲線状に
曲げられかつ互いに並列接続された多数のヘアピン状管
２１によつて接続されている別の出口管寄せ２２ないし
入口管寄せ２３によつて同じ平面内において取り囲まれ
ている。異なつた入口ないし出口管寄せにあるヘアピン
状管１４，２１はそれぞれ交互に配置されているので、
一方の管系統の故障の際でも熱は円周に亘つて均一に分
布して放出することができる。第３図は冷却装置の中央
部におけるヘアピン状管１４，２１のＵ字状に曲げられ
た端部の構造を示している。
インボリュート曲線状に曲げられた４本のヘアピン状管
毎に、同様にインボリュート曲線状にげられたウェブ２
４が配置されており、第１図に示された床面受け皿６は
このウェブ２４によつてナトリウム捕捉槽１２の底板１
０の上に支持されている。互いに隣接するウェブ２４の
間には、間隔を隔ててホルダ２５が設けられており、こ
のホルダ２５にヘアピン状管１４，２１が固定されてい
る。第４図は、一方では熱応力を避けるために、他方で
はその箇所にも大きな冷却面を設けるために、円錐状支
持体４の外に互いに螺旋状に敷設された出口管１８ない
し２６をもつた出口管寄せ１６ないし２２の平面図を示
している。
毎に、同様にインボリュート曲線状にげられたウェブ２
４が配置されており、第１図に示された床面受け皿６は
このウェブ２４によつてナトリウム捕捉槽１２の底板１
０の上に支持されている。互いに隣接するウェブ２４の
間には、間隔を隔ててホルダ２５が設けられており、こ
のホルダ２５にヘアピン状管１４，２１が固定されてい
る。第４図は、一方では熱応力を避けるために、他方で
はその箇所にも大きな冷却面を設けるために、円錐状支
持体４の外に互いに螺旋状に敷設された出口管１８ない
し２６をもつた出口管寄せ１６ないし２２の平面図を示
している。
ここではインボリュート曲線状に曲げられたヘアピン管
は図面上省略されている。
は図面上省略されている。
第１図は本発明に基づく原子炉の要部断面図、第２図は
冷却管およびその管寄せとの結合部の平面図、第３図は
ヘアピン状管のＵ字状端部の拡大詳細図、第４図は管寄
せからの排出導管の平面図である。 １：炉心、２：圧力容器、３：ニ重容器、４：円錐状支
持体、５：コンクリート製の基礎、６：床面受け皿、８
：円錐体、１０：ナトリウム捕捉槽の底、１２：ナトリ
ウム捕捉槽、１４：ヘアピン状管、１５，２３：入口管
寄せ、１６，２２：出口管寄せ。
冷却管およびその管寄せとの結合部の平面図、第３図は
ヘアピン状管のＵ字状端部の拡大詳細図、第４図は管寄
せからの排出導管の平面図である。 １：炉心、２：圧力容器、３：ニ重容器、４：円錐状支
持体、５：コンクリート製の基礎、６：床面受け皿、８
：円錐体、１０：ナトリウム捕捉槽の底、１２：ナトリ
ウム捕捉槽、１４：ヘアピン状管、１５，２３：入口管
寄せ、１６，２２：出口管寄せ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 液体金属冷却形原子炉の炉心崩壊事故の際溶融する
原子炉炉心を受けとめるべき床面受け皿の下側に、リン
グ状入口管寄せおよび出口管寄せに接続されている冷却
管が配置されている原子炉の床面冷却装置において、入
口管寄せ１５および出口管寄せ１６がほぼインボリュー
ト曲線状に床面受け皿６の中心に向う互いに並列接続さ
れた多数のヘアピン状の冷却管１４によつて互いに接続
されていることを特徴とする原子炉の床面冷却装置。 ２ ヘアピン状の冷却管１４を下側面においてはリング
状入口管寄せ１５から中央に向つて配置し、上側面にお
いては中央から外側に位置するリング状出口管寄せ１６
に向つて配置したことを特徴とする特許請求の範囲第１
項記載の冷却装置。 ３ ほぼインボリュート曲線状に曲げられたヘアピン状
の冷却管１４の戻り導管を、外側に位置する入口管寄せ
１５から中央に向う往き導管の上に配置したことを特徴
とする特許請求の範囲第２項記載の冷却装置。 ４ 流体的に互いに分離された２個以上の出口管寄せ１
６、２２および入口管寄せ１５、２３を設け、この互い
に分離された管寄せに付属するヘアピン状の冷却管１４
を円周上に交互に敷設したことを特徴とする特許請求の
範囲第１項記載の冷却装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2535729A DE2535729C2 (de) | 1975-08-11 | 1975-08-11 | Bodenkühler für die Bodenwanne eines Kernreaktors |
| DE2535729.3 | 1975-08-11 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5222696A JPS5222696A (en) | 1977-02-21 |
| JPS6055797B2 true JPS6055797B2 (ja) | 1985-12-06 |
Family
ID=5953721
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP51095341A Expired JPS6055797B2 (ja) | 1975-08-11 | 1976-08-10 | 原子炉の床面冷却装置 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4072561A (ja) |
| JP (1) | JPS6055797B2 (ja) |
| DE (1) | DE2535729C2 (ja) |
| FR (1) | FR2321175A1 (ja) |
| GB (1) | GB1510604A (ja) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2741795A1 (de) * | 1977-09-16 | 1979-03-29 | Interatom | Kernreaktorauffangwanne mit waermeisolierung |
| JPS5451294U (ja) * | 1977-09-19 | 1979-04-09 | ||
| FR2435784A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-04-04 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus |
| FR2497388A1 (fr) * | 1980-12-30 | 1982-07-02 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et comprenant une cuve posee a fond froid |
| US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
| FR2533960A1 (fr) * | 1982-09-30 | 1984-04-06 | Commissariat Energie Atomique | Structure de protection du plancher d'une enceinte de beton |
| US4650642A (en) * | 1985-11-21 | 1987-03-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat dissipating nuclear reactor with metal liner |
| FR2616578B1 (fr) * | 1987-06-11 | 1991-01-18 | Savoie Electrodes Refract | Dispositif pour empecher la penetration dans le sol d'un coeur de reacteur nucleaire fondu |
| FR2683375B1 (fr) * | 1991-11-06 | 1994-01-07 | Commissariat A Energie Atomique | Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle. |
| US5307390A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-26 | General Electric Company | Corium protection assembly |
| DE4307543A1 (de) * | 1993-03-10 | 1994-09-15 | Siemens Ag | Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
| WO1998013832A1 (en) * | 1996-09-25 | 1998-04-02 | Il Soon Hwang | Gap structure for nuclear reactor vessel |
| US9911514B2 (en) * | 2014-06-09 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system |
| CN105931680B (zh) * | 2016-06-20 | 2018-04-06 | 中广核（北京）仿真技术有限公司 | 一种堆熔物收集冷却系统 |
| RU2696004C1 (ru) * | 2018-08-29 | 2019-07-30 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1501340B2 (de) * | 1965-04-13 | 1971-04-29 | Allmanna Svenska Elektriska AB, Vasteras (Schweden) | Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren |
| DE1764306B2 (de) * | 1968-05-14 | 1977-02-10 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Einrichtung zur kuehlung von kernbruchstuecken in einem schnellen brutreaktor |
| US3702802A (en) * | 1971-06-16 | 1972-11-14 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor incorporating means for preventing molten fuel from breaching the containment vessel thereof in the event of a core meltdown |
| BE792245A (fr) * | 1971-12-02 | 1973-03-30 | Atomic Energy Commission | Structure de retention de debris de combustible nucleaire |
| DE2363845C2 (de) * | 1973-12-21 | 1982-12-02 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können |
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Also Published As
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