JPS6118710B2 - - Google Patents

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JPS6118710B2
JPS6118710B2 JP53014860A JP1486078A JPS6118710B2 JP S6118710 B2 JPS6118710 B2 JP S6118710B2 JP 53014860 A JP53014860 A JP 53014860A JP 1486078 A JP1486078 A JP 1486078A JP S6118710 B2 JPS6118710 B2 JP S6118710B2
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JP
Japan
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layer
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plate
plates
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JP53014860A
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English (en)
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JPS53100388A (en
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Rumerusheeru Gui
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KOMITSUSARIA TA RENERUGII ATOMIIKU
Original Assignee
KOMITSUSARIA TA RENERUGII ATOMIIKU
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Publication date
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Publication of JPS53100388A publication Critical patent/JPS53100388A/ja
Publication of JPS6118710B2 publication Critical patent/JPS6118710B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • G21C11/083Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers
    • G21C11/085Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation consisting of one or more metallic layers consisting exclusively of several metallic layers
    • 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)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は吊持された容器を有する原子炉に係
り、特に、高速中性子型の原子炉であつて、その
炉心または反応部分が容器内に配置されて、炉心
を構成する燃料集合体における核分裂によつて解
放される熱量の抽出によるまたは反応部分炉心の
冷却を保証する循環液体金属の適量内に浸没され
ているものに係る。
前記型式の“原子炉ブロツク”の一般概念は、
当業界の技術において、特に実質的に球形のベー
スを具えた概ね円筒形の形状を有する液体金属を
収容する容器が上部分において開いており、その
垂直軸線を、前記容器を密閉して外部環境の保護
を保証する上保護板の下に配して吊持されるいわ
ゆる集積型において、完全に標準的である。前記
保護板は、その周縁部によつて、前記容器を受入
れる空所を画成する一般にコンクリートを以て成
る厚い壁を有するケーソンに設けられた支持面上
に担持される。この方式においては、保護板は、
さらに、炉心に相対して垂直に配置された回転プ
ラグ装置であつて燃料集合体の点検及び取扱いを
保証するために炉心に対する接近が得られること
を可能にする装置を担持するものと、熱交換器装
置と、炉心を中心として分散配列された循環ポン
プであつて前記板を横切つたのち前記容器に収容
される適量の液体金属中に浸没されるものとを支
持する。炉心を離れ去るとともに、高温の液体金
属は前記熱交換器を通過し、そこにおいて吸収さ
れる熱を解放し、次いで冷却されるとともにポン
プによつて再び前記容器内に取入れられ、該ポン
プは前記液体金属が前記炉心を再び通過するよう
に適当な圧力下で該液体金属を前記コアの下へ戻
す。
この型式の構造においては、装置の特に重要な
部分は、前記容器の円筒形のフエルールの上部分
が前記板に固定される区域であることは明らかで
ある。特に、この区域は前記容器からの液体金属
エーロゾルによつて発生される熱束に対し、且
つ、高過ぎる温度勾配に対し、そして原子炉の運
転時に、または、原子炉の停止時に生じる傾向の
ある前記勾配のあまりにも急な変化に対し保護さ
れなくてはならない。
本発明は、容器の内壁が固定される区域の付近
において、該容器の内壁に対して、前記諸要求を
有効に満足させる連続した断熱構造体であつて前
記容器の機械的完全性及びその強さを損う傾向の
ある溶接またはその他の結合手段によつて前記容
器の壁に固定されることなしに該壁に対して配置
され得るように構成されたものの板を提供するこ
とに係る。
本発明の問題は、原子炉の運転に固有の熱サイ
クルから生じる熱膨脹差にもかかわらず、その連
続性が長い時間に亘つて信頼される態様を以て保
証される断熱構造体を形成することである。
この目的のため、本発明は、原子炉の閉鎖用の
板の下方に吊持される容器のための保護装置にし
て、前記板に前記容器が結合する区域において容
器壁が容器の内側へ向かつて少くとも1層の並置
されたパネルによつて構成される金属断熱構造体
によつて被覆され、各パネルが2枚の平行したカ
バー板によつて構成され、これらカバー板の間に
薄い重ね合わされた金属部材の層が配置され、前
記カバー板間の結合が前記板の平面に対し垂直に
配されて一端において前記板の一つに固定され反
対端において前記板の他の一つに支持されたナツ
トに螺合され以て前記層を圧縮するピンによつて
保証されるものにおいて:前記断熱構造体の2個
の相隣するパネルのカバー板の端縁がギヤツプに
よつて分離され;1個のパネルの前記カバー板間
に配置された前記薄い金属部材の層が前記カバー
板の輪郭を越えて横方向に突出して少くとも1個
の隣接パネルのカバー板間において係合するとと
もに前記ギヤツプを閉じ;各層の前記薄い金属部
材は互いに対してずらされて位置されて1個の部
材と次ぎの部材との間で部分的に重なり合い;前
記断熱構造体が複数個の山形鉄によつて支持さ
れ、山形鉄のおのおのが、前記容器の内壁に対し
て配置される各断熱パネルの前記2個のカバー板
の一つを構成する横フエルールと、前記2個の断
熱パネルのための下支持フランジとを有する、原
子炉の閉鎖板の下に吊持される容器の保護装置に
係る。
本発明の一特徴に従えば、前記カバー板間に配
置された薄い金属部材の層は、互いに重なる波形
にされたまたは起伏を有する薄板によつて、それ
らの重なり合いが該層の厚さを通じて小さい実質
的に閉じた断熱体積の装置を画成するように形成
される。他の一修正形式に従えば、前記薄い金属
部材は、薄板によつて前記層において選択的に離
されて互いに重なつた金属網または網状物によつ
て形成される。
本発明の一特定実施例に従えば、前記下フラン
ジは容器壁に対して平行に配された阻板に溶接さ
れて、前記容器壁と協働して、液体冷却金属の適
当な流れを循環される空間を画成する。
その閉鎖板との結合区域に断熱構造体を装置さ
れる吊持された容器に関する本発明に基く装置の
その他の特徴は、添付図面を参照して例示的で非
限定的な態様を以て以下述べられる一実施例に関
する説明から理解され得る。
第1図において、参照番号1は特に高速中性子
形の原子炉の炉心を示し、該原子炉は本明細書に
おいては詳細に説明することも必要としない。炉
心1は容器2内に配置されている。該容器2は主
容器と呼称され、特に、縦軸線を有する円筒形の
横フエルール3と概ね球形のベース4とを有す
る。その上端部5において、前記フエルール3
は、相当な厚さの水平の板6の下に結合されて吊
持されている。板6は容器2を閉鎖し、これによ
つて、該板6はその周縁部に肩部7を有し、該肩
部7は原子炉を包囲するコンクリート製のケーソ
ン9の相応支持面8上に担持されている。容器2
は、一般的にはナトリウムである液体金属の適量
を収容し、該ナトリウム中に前記炉心1が浸没さ
れている。容器2内のナトリウムの上レベル11
は、板6の下において、不活性ガス、一般的には
アルゴン、の雰囲気12を上に配置されている。
さらに、容器2は、その外部に添つて、安全容器
と呼称される第2の平行の壁を以て成る容器13
によつて二重にされている。該容器13は主容器
2における事故の場合、該容器2内に収容された
ナトリウムが、特にケーソン9内の、容器2と1
3とによつて構成される組立体が配置される空所
14内に進入するのを阻止する。
主容器2の上部分を閉鎖する水平の板6は、既
知の態様で実質的に炉心1の右方に、点検のため
の接近を許す回転プラグ装置15を有し、さら
に、参照番号16によつて概略的に示される制
御・取扱装置を有する。該装置16は回転プラグ
15の下において炉心1に対して位置され、該炉
心1の作用または整備のために必要とされる作業
を逐行し得る。さらに、板6は、ナトリウム10
を容器2内において循環させ得る循環ポンプ17
と熱交換器18とを担持し、これら装置は容器2
内に収容されたナトリウム10の上レベル11の
下方において容器2内に分配配置されている。さ
らに詳細に述べると、炉心1は補助容器即ち容器
19内に配置されており、内容器19は、主容器
2において、2個の分離された区域20,21を
画成しており、従つて、炉心1を横切るとき核分
裂によつて解放された熱量を吸収して炉心1を離
れ去る高温のナトリウムは熱交換器18によつて
吸込まれ、区域21において熱交換器18を離れ
去るとき冷却されて循環ポンプ17によつて吸い
込まれて、大きい横断面を有する管22によつて
支持体23内へ戻される。該支持体23は前記ナ
トリウムがさらに炉心1を通過することを保証す
るために炉心1を支持している。
第2図は特に、容器2の円筒形のフエルール3
の上端部5が板6へ固定される区域における該上
端部5の構造の、より大きい縮尺に依る詳細図で
あり、さらに、第1の容器2を2重にする安全用
の容器13の上部分をも示している。板6はフエ
ルール3の上端部5によつて横断されている金属
ベース板30によつて被覆される。該ベース板3
0は裾板31によつて板6の下方へ延長され、裾
板31は水平板32によつて連続されている。本
発明には殆んど影響しない構造を有する断熱構造
体33は好適には容器2と13との間に配置さ
れ、吊持タイ34によつて支持されている。
本発明の本質的構成に従つて、フエルール3の
上端部5の内壁の熱保護を保証するため、板6の
下面と一体にされた裾板31は図示実施例におい
ては支持リング35を有し、該支持リング35上
に、容器2に対して平行に延在する複数個の並置
された山形鉄37の上端縁36が支持されてい
る。各山形鉄37は、詳細が後述される保護部材
を支持する。これら保護部材は山形鉄37の下支
持フランジ38上に支持され、該下支持フランジ
38は容器2の壁に平行した阻板39の端部に好
適に結合されて、該阻板39と共同して中間空間
40を画成し、該空間40内を液体ナトリウムの
便利な流れが循環し、以て原子炉が運転している
とき容器の冷却を保証する。
山形鉄37に対して位置されて山形鉄37の下
支持フランジ38に対して支持される断熱構造体
41は一連の相隣する並置されたパネルによつて
構成される。この構造の効果は、板6の下板部分
即ち水平板32の下に結合された42及び山形鉄
37に結合された43の如き断熱組立体によつて
完全にされる。
第3図には、さらに大きい縮尺を以て、山形鉄
37に組合わされる断熱構造体の細部構造が示さ
れている。この構造体は、山形鉄37に対して並
置された一連の相隣するパネル、例えば50,5
1,52によつて形成される。図示の実施例にお
いて、これらパネルのおのおのは、山形鉄37の
内面に対した平行したカバー板53を有する。同
時に第2のカバー板として働らく前記山形鉄37
は、その平面に対して垂直に延在するピン55を
有する。これらピン55は56において溶接され
ている。反対端において、前記ピン55はナツト
58と共働するねじ部分57を有する。ナツト5
8は構造体に装架された弾性の断熱層を前記カバ
ー板53と山形鉄37との間に掴保することによ
つて、該カバー板53と山形鉄37とを合体させ
るように前記カバー板53の対向面に対して係合
する。前記弾性の断熱層は、カバー板53の平面
に対して平行に延在する起伏のある、または、波
形の板または金属網によつて構成されることが有
利である互いに重なり合つた複数枚の薄い金属部
材60,61,62,63,64によつて形成さ
れる。
本発明の特徴に従えば、2個の相隣するパネ
ル、例えばパネル50と51または50と52に
おいて前記カバー板53はそれらの横端縁によつ
てギヤツプ59aによつて画成する。同様に2個
の相隣するパネル50と51または50と52の
山形鉄37は、それらの横端縁によつてギヤツプ
59bを画成する。これらギヤツプは薄金属部材
60〜64によつて閉じられる。この目的のた
め、薄金属部材60〜64は、対応のパネルとカ
バー板の可視輪郭を、1個のパネルからの次ぎの
パネルへ横切つて延びることによつて突出してい
る。各パネルの薄金属部材60〜64は、部分的
相互オーバーラツプを保証するように一部材から
次ぎの部材へずらして位置され、且つ、一パネル
からの次のパネルへ横断方向に延在し、以て複数
個の独立した相隣するパネルにおける前記断熱構
造体の分離にもかかわらず、該構造体の全表面区
域に亘つて該構造体の連続性を保証するようにさ
れている。
以上説明された実施例において、断熱用のパネ
ル20,51,52は、山形鉄37に対して装架
されるとき、連続した層またはカバーを構成し、
これによつて、山形鉄37に平行したカバー板5
3はピン55によつて山形鉄37に固定される。
一修正型として、断熱構造体は、前記形式の複数
個の層であつてパネルが2枚の平行したカバー板
を有し、山形鉄37に隣接する最後の層が前記し
た如き単一の板を有するに過ぎないものによつて
構成され得る。
第4図及び第5図は、一連のパネルにおいてカ
バー板が互いに整合して重ね合わされている(第
4図:カバー板53a,53b)か、または互い
にずらされている(第5図:カバー板53)前記
形式の2種の別修正形式を概略的に示している。
各カバー層は、第4図に図示される如き2枚の板
であつてそれらの間に既述の態様で薄い金属部材
を保持するものを有し得、または、各層の下カバ
ー板が次層の上カバー板を構成するように配列さ
れ得る(第5図)。固定用のピン55は、既述の
実施例におけるが如く、山形鉄37に結合される
ことによつて積層体を完全に貫いて最終の層の上
カバー板の頂においてナツト58と協働し得、ま
たは一連の層の厚さに分散され得る(図示されて
いない)。後者の場合においては、カバー板が互
いにずらされて位置されているとき、膨脹差はピ
ンの僅少の撓みによつてピンと板との間に残され
る遊隙によつて吸収され得る。
以上の如く、原子炉の運転間、特に原子炉が受
けしめられる熱サイクル間、前記異る部材間に生
じる傾向のある熱膨脹差がどのようなものであ
れ、きわめて簡単な構成を有しその連続性が特に
信頼され得る断熱構造体を使用する保護装置が得
られる。特に、波形にされた、または、起伏を有
する薄板または多孔金属網によつて構成される各
薄部材間に得られる変位は、パネルの適当なオー
バーラツプと、保護されるべき全表面に亘つて連
続した構造体とを提供する。かつまた、この可撓
の断熱構造体は、カバー板53の温度が山形鉄3
7のそれよりも常に高いという事実によつて、主
たる容器2の壁に対して永久的に配置されるとい
う利点を有する。
本発明は以上図示説明されさ実施例に限定され
ないことは明らかである。本発明は、実際上、全
ての可能な変型を包含する。特に、断熱構造体の
パネルのために任意のその他の同等の位置決め、
支持方法を使用することが可能である。
【図面の簡単な説明】
第1図はその上部分によつて閉鎖板の下に吊持
された容器を有する高速中性子原子炉の概略横断
面図;第2図は前記板及び関連断熱構造体と前記
容器との結合区域をより大きい縮尺を以て示した
詳細図;第3図は第2図の―線の断面におけ
る断熱構造体の細部をさらにより大きい縮尺を以
て示した図面;第4図及び第5図は前記断熱構造
体の2種の修正型式を示した断面図である。 図面上、1は「炉心」;2は「容器」;3は
「横フエルール」;5は「上端部」;6は
「板」;9は「ケーソン」;10は「ナトリウ
ム」;13は「容器」;14は「空所」;15は
「回転プラグ装置」;16は「制御・取扱装
置」;17は「循環ポンプ」;18は「熱交換
器」;19は「内容器」;37は「山形鉄」;3
8は「下支持フランジ」;41は「断熱構造
体」;50,51,52は「パネル」;53は
「カバー板」;55は「ピン」;58は「ナツ
ト」;59aは「ギヤツプ」;60〜64は「薄
金属部材」を示す。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉の閉鎖用の板の下方に吊持される容器
    のための保護装置にして、前記板に前記容器が結
    合する区域において容器壁が容器の内側へ向かつ
    て少くとも1層の並置されたパネルによつて構成
    される金属断熱構造体によつて被覆され、各パネ
    ルが2枚の平行したカバー板によつて構成され、
    これらカバー板の間に薄い重ね合わされた金属部
    材の層が配置され、前記カバー板間の結合が前記
    板の平面に対し垂直に配されて一端において前記
    板の一つに固定され反対端において前記板の他の
    一つに支持されたナツトに螺合され以て前記層を
    圧縮するピンによつて保証されるものにおいて:
    前記断熱構造体の2個の相隣するパネルのカバー
    板の端縁がギヤツプによつて分離され;1個のパ
    ネルの前記カバー板間に配置された前記薄い金属
    部材の層が前記カバー板の輪郭を越えて横方向に
    突出して少くとも1固の隣接パネルのカバー板間
    において係合するとともに前記ギヤツプを閉じ;
    各層の前記薄い金属部材は互いに対してずらされ
    て位置されて1個の部材と次ぎの部材との間で部
    分的に重なり合い;前記断熱構造体が複数個の山
    形鉄によつて支持され、山形鉄のおのおのが、前
    記容器の内壁に対して配置される各断熱パネルの
    前記2個のカバー板の一つを構成する横フエルー
    ルと、前記2個の断熱パネルのための支持フラン
    ジとを有する、原子炉の閉鎖板の下に吊持される
    容器の保護装置。 2 前記カバー板間に配置された薄い金属部材の
    層は、互いに重なる波形にされたまたは起伏を有
    する薄板によつて、それらの重なり合いが該層の
    厚さを通じて小さい実質的に閉じた断熱体積の装
    置を画成するように形成される、特許請求の範囲
    第1項記載の保護装置。 3 前記薄い金属部材は、薄板によつて前記層に
    おいて選択的に離されて互いに重なつた金属網ま
    たは網状物によつて形成される、特許請求の範囲
    第1項及び第2項のいずれかに記載の保護装置。 4 前記断熱パネルのために前記下支持フランジ
    が容器壁に対して平行に配された阻板に溶接され
    て、前記容器壁と協働して、液体冷却金属の適当
    な流れを循環させる空間を画成する、特許請求の
    範囲の第1項から第3項のうちいずれか一項に記
    載される保護装置。 5 前記断熱構属体が、並置されたパネルの複数
    個の重なり合つた層を有し、これら層における前
    記パネルを被覆する板が、互いに整合して重ねら
    れ、且つ/または、一つの層から次ぎの層へずら
    されて位置される、特許請求の範囲第1項から第
    4項のうちいずれか一項に記載された保護装置。
JP1486078A 1977-02-11 1978-02-10 Container protection device hung under closing plate of nuclear reactor Granted JPS53100388A (en)

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FR7703930A FR2380621A1 (fr) 1977-02-11 1977-02-11 Reacteur nucleaire comprenant une cuve suspendue

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS53100388A JPS53100388A (en) 1978-09-01
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ID=9186632

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Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1486078A Granted JPS53100388A (en) 1977-02-11 1978-02-10 Container protection device hung under closing plate of nuclear reactor

Country Status (9)

Country Link
US (1) US4216059A (ja)
JP (1) JPS53100388A (ja)
BE (1) BE863804A (ja)
DE (1) DE2805772C2 (ja)
ES (1) ES466657A1 (ja)
FR (1) FR2380621A1 (ja)
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