JPS6124676B2 - - Google Patents

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Publication number
JPS6124676B2
JPS6124676B2 JP52026841A JP2684177A JPS6124676B2 JP S6124676 B2 JPS6124676 B2 JP S6124676B2 JP 52026841 A JP52026841 A JP 52026841A JP 2684177 A JP2684177 A JP 2684177A JP S6124676 B2 JPS6124676 B2 JP S6124676B2
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JP
Japan
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control rod
backup
storage tube
fuel
hole
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Application number
JP52026841A
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English (en)
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JPS53112396A (en
Inventor
Keisuke Honda
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Publication date
Application filed by Mitsubishi Heavy Industries Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Publication of JPS53112396A publication Critical patent/JPS53112396A/ja
Publication of JPS6124676B2 publication Critical patent/JPS6124676B2/ja
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    • 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

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、例えば黒鉛を減速材及び原子燃料封
入容器材とするガス冷却原子炉の後備停止装置に
関するものである。通常原子炉制御系としての制
御棒装置の他に、これとは独立した原子炉後備停
止装置が設けられ、地震或いは1次冷却系統の破
損等異常事態の発生に於いても制御棒装置に頼る
ことなく、この後備停止装置に依り原子炉を全負
荷より急速に停止保持することが原子炉の安全を
確保するために不可欠である。このため、後述す
るような装置が従来設けられていた。すなわち、
第1図はガス冷却原子炉の炉心及び周辺機器の配
置の1例を示したもので、図において1はプリス
トレストコンクリート製の原子炉圧力容器、2は
核燃料と減速材との集合体よりなる炉心、3は制
御棒、4は制御棒安内筒、5は蒸気発生器、6は
1次冷却材循環機、7は1次冷却材循環機駆動装
置、8は炉心補助冷却機、9は補助循環機、10
は同駆動装置、11は1次冷却材循環機6(及び
補助循環機9)の出口と炉心2の入口を連通する
連絡ダクト、12は炉心2の出口と蒸気発生器5
の入口を連通する連絡ダクトである。第1図のA
―A線に沿う断面すなわち炉心2の横断面を第2
図に示す。第2図において、13は制御棒挿入燃
料要素、14は並型燃料要素、15は黒鉛反射
体、16は永久反射体、17は拘束金具、18は
ボロン入反射体、19は炉心格納孔部ライナであ
る。第3図イ,ロは、制御棒挿入燃料要素13の
概略構造を示す。第3図イ及びロにおいて20は
黒鉛製の多角柱(構造的には6角柱が好ましい)
で構成された燃料封入筒、21は、封入筒20の
上端に設けられた3本の整列用ピン、22は、封
入筒20の下端に設けらた3本の整列用ピン孔
(上下に隣接した制御棒挿入燃料要素13のそれ
ぞれのピン21とピン孔22がかん合して上下の
整列を可能とする)、23は制御棒挿入孔、24
は後備停止用中性子吸収材球挿入孔、25は前記
封入筒20の全面にわたつて分布された複数の一
次冷却材通過孔、26は一次冷却材通過孔25に
隣接して封入筒20内に埋込まれた複数の燃料棒
である。
並型燃料要素14は、前記した制御棒挿入燃料
要素13と同一の外形寸法を有し、前記制御挿入
孔23、および中性子吸収材球挿入孔24がな
く、一次冷却材通過孔25および燃料棒26の数
および配置が異なる以外同制御棒挿入燃料要素1
3と同じである。即ち前記炉心2は横断面で見た
場合中央部に制御棒挿入燃料要素13及びそのま
わりに配列された6個の並型燃料要素14を一つ
の燃料要素群27とする多数の燃料要素群及びそ
のまわりを囲む黒鉛反射体15より構成される。
炉心2を縦断面で見た場合、制御棒挿入燃料要素
13及び並型燃料要素14がそれぞれ同種同形状
のものが垂直方向に複数個整列して、それぞれコ
ラムを形成する、任意のコラムは、各燃料要素1
3,14の上下端に設けられたピン21とピン孔
22のかん合に依り整列され、静止状態では上下
に隣接し、各燃料要素13,14のズレを拘束す
る。各コラムの燃料要素部の上下は黒鉛反射体の
層で構成される。この上部及び下部の黒鉛反射体
には、同一コラム内の各燃料要素13,14に対
応して一次冷却材通過孔及ピンとピン孔が設けら
れ、更に上部黒鉛反射体に制御棒挿入孔及び後備
停止用中性子吸収材球挿入孔が設けられる。前述
の炉心2に於いて、制御棒案内筒4は、制御御棒
挿入孔23と連通してあるので、制御棒3は図示
せざる駆動装置に依り、制御棒挿入燃料要素13
内の制御棒挿入孔23に出し入れされ、核分裂反
応を調整する。該制御棒3は、炉心の中性子分布
を出来るだけ均等にする様に炉心2の全域にわた
つて配設される。第4図に、従来の後備停止装置
と燃料要素群27の組立ての一例を示す。制御棒
挿入燃料要素13のコラムの上部には黒鉛反射体
28、下部には黒鉛反射体29が設けられ、並型
燃料要素14のコラムの上下部にそれぞれ黒鉛反
射体30,31が設けられている。
互いに連通した黒鉛反射体28の中性子吸収材
球挿入孔32及び制御棒挿入燃料要素13の中性
子吸収材球挿入孔24と中性子吸収材球貯蔵容器
33の底部ホツパ34を連絡管35で連通する。
連絡管35の上部は、中性子吸収材球貯蔵容器3
3を上方に貫通する。該連絡管35がホツパ34
内に位置する部分に於いて連絡管35に開口部3
6を設けている。該開口部36には通常、ゲート
37がゲート駆動レバー38に依り吊下げられ、
開口部36を密閉し、中性子吸収材球が連絡管3
5を経て後備停止用中性子吸収材球挿入孔24に
侵入するのを防止している。異常時は図示せざる
ゲート駆動装置の作動に依りゲートレバー38が
ゲート37を上に引き上げ、開口部36を開き、
中性子吸収材球を連絡管35を経て後備停止用中
性子吸収材球挿入孔24に投入する。その結果炉
心2の中性子は、完全に中性子吸収材に吸収さ
れ、炉内核反応は停止する。かかる炉に於いて、
地震が発生し、積重された各燃料要素13,14
が左右上下に揺動し、且つ異常運転緊急停止指示
に依り後備停止装置が作動すると貯蔵ホツパ34
より放出せられた中性子材吸収球は縦孔を落下す
るが、その際第5図に示す如く制御棒挿入燃料要
素13の整列の乱れ(各燃料要素13,14のコ
ラム間には各燃料要素13,14の据付及び取換
のための間隙が設けられているため、例えば炉心
2が片寄つた場合、その反対側には約100mm、中
央部で約50mmの集合間隙が発生する。そのため該
部の燃料要素は隣接コラムに依る拘速がなくなり
地震に依り第5図の如く乱れる)に依つて中性子
吸収材球挿入孔24の曲り及び、中性子吸収材球
挿入孔24から横方向に進展する空隙39(上下
に隣接する燃料要素13の境界部)が出来るた
め、中性子吸収材球の一部は、横方向の空隙39
にはいり込み、地震が終つた後、中性子吸収材球
の回収後もそのまま残り、燃料要素13の整列を
乱すことになる。前述の炉心構造では、燃料要素
13,14及び黒鉛反射体15がギツシリ詰つて
いるため、燃料要素13の乱れを検知することは
事実上不可能であり、燃料要素13が乱れたま
ま、通常運転にはいることになる。かかる場合次
の不具合が発生する。即ち、原子燃料の核分裂で
発生する熱量を取去る1次冷却材(He,CO2
ス等)の流れが、各コラム間で不均一となり、1
次冷却材の流れが減少したコラムの燃料要素の黒
鉛壁、燃料粒子及び燃料棒の皮膜の温度が過昇
し、その強度を著しく低下させ、燃料要素の寿命
を短縮する。又制御棒挿入孔23の整列も乱れる
ので、制御棒3のスムースな上下動を阻害する。
本発明は、前述した従来装置の不具合に鑑みな
されたものであつて、所定の大きさの塊に形成さ
れた中性子吸収材を可撓継手を介して互いに連結
して数珠状としたガス冷却原子炉の後備停止装置
に係り、本発明によれば積重されてコラムを形成
する燃料の整列が地震等により乱されて、燃料要
素の各中性子吸収材挿入孔の結合部にすきまが生
じても、中性子吸収材の塊は互いに連結している
ので、該すきまに入つて地震終了後の整列復帰の
障害となることもなく、しかも可撓継手で連結さ
れているので、該挿入孔の整列が乱されても、支
障なく挿入され、炉心の核反応を効果的に停止す
ることができる。
以下本発明の実施例を図面に基づいて説明す
る。前述の部分と同一の部分は同一番号を附す
る。第6図に於いて40は数珠状の後備停止部材
で中性子吸収材(例えばB4C)の塊即ち球4
1、同球41を内包する球殻(金属又はセラミツ
ク)42、同球殻42の両端(同一中心線上)お
よび重錘44の上端に付着し、且つ内孔46を有
する球面フランジ43、および隣接する球殻42
の球面フランジ43の内孔46を貫通して自在カ
ツプリングを構成する接合環47よりなる。48
は球殻42に中性子吸収材の球41を閉ぢ込めた
後、半球同志を固着して球殻42を完成する接合
部であり、49は、後備停止部材40の上端に取
付けられた鋼球で後述の螺旋状収納管50の上端
51にあけられたワイヤ52の貫通孔53よりも
径は大きい。鋼球49の下端には、球面フランジ
54が付着し、接合環47に依り隣接の球殻42
の球面フランジ48と連結せられる。
鋼球49の上端部フランジ55は吊下げワイヤ
52の下端56に接合ピン57に依り連結せられ
る。
以上の如くして後備停止部材40及びその重錘
44及び吊下げワイヤ52が構成される。2個の
球面フランジ43と接合環47で構成される自在
カツプリングは、隣接した球殻42同志或いは重
錘44との屈曲を自由にする。
第7図に於いて、13は制御棒挿入燃料要素、
24,32は中性子吸収材球挿入孔、25は一次
冷却材通過孔、26は燃料棒、14は並型燃料要
素、58は制御棒挿入燃料要素13上部の黒鉛反
射体、30は並型燃料要素14上部の黒鉛反射
体、59螺旋状収納管50を収納する密閉型ハウ
ジング、60はハウジング59の底部に設けられ
た放射線遮蔽壁、50はその下端から上端にかけ
て常に上向きの傾きを有する螺旋状収納管で、通
常は後備停止部材40を収納する。螺旋状収納管
50の内径は、球鎖42の球状重錘44の外径よ
りも小さく、球殻42の外径より大きい。61
は、第8図の拡大図に示す如く螺旋状収納管50
の下端の開口部で、重錘44の外径よりも大きい
内径を有する半球状又はラパ状の形状を有する。
第9図の51は螺旋状収納管50の上端で、中心
に吊下げワイヤ52が貫通する小孔53を有す
る。63は螺旋状収納管50の下端開口部61の
外側に装備された電磁石、64は複数の電源(図
示しない)と電磁石63を結ぶ導線、作動時以外
は常に複数の電源と電磁石63の間に閉回路を構
成し、重錘44を開口部61の内部にに吸引把持
する。65は、開口部61と黒鉛反射体58の後
備停止用中性子吸収材球挿入孔32の上端66と
を連通する連絡管、67はシール用ベローズで上
端66と連絡管65の下部をつなぎ、上端66と
連絡管65の相対運動は許すが、ガスタイト性を
与える。62は、黒鉛反射体58の上部に設けら
れた一次冷却材入口、52は、後備停止部材40
を吊下げるワイヤ、68は、吊下げワイヤ52の
案内管、69は吊下げワイヤ巻き取部、70は駆
動部、71,72は巻き取部69と駆動部70と
を連結する軸で71は巻き取部側、72は駆動部
73は軸71及び72を連結するカツプリング
で、吊下げワイヤ52を巻き取る方向に駆動部側
軸72が回転する場合は、カツプリング73は軸
71及び72を連絡し、回転を巻取部69に与
え、吊下げワイヤ52を巻き取り後備停止部材4
0を螺旋状収納管50内に収納する。後備停止棒
40の重錘44が、収納管50の下端開口部61
の内面に接し、後述の如くハウジング59の空間
74のシールガス圧力と連絡管65内の一次冷却
材圧力の差が一定値に達すると、後述の回路自動
起動装置に依り、電磁石63と複数電源の回路を
閉とし、その後インタロツクに依りカツプリング
73が作動して(例えばカツプリングが電磁石式
では電源遮断に依り解列)連結軸71と連結軸7
2を切離す。なお駆動部70は、オーバトルク防
止装置を備え後備停止部材40の一部が通路2
4,66,65等のいずれかに引つかかつた場合
の過熱防止を行う。巻取部69は連結軸71,7
2が分離した場合は、スムースに空転出来る構造
で、重錘44を把持する磁力が消失した場合、後
備停止部材40の自然落下をさまたげない。4は
制御棒案内管(本実施例では制御棒挿入孔23と
中性子吸収材挿入孔24が同一燃料要素コラムに
あるため該案内管4はハウジング59の内部を貫
通するが、制御棒挿入孔24が別のコラムに設け
られ、ハウジング59の内部を貫通しない場合も
可能である)。75は、制御棒吊下ワイヤ76の
巻取部、77は駆動部、78は巻取部75と駆動
部77の連結部、79はハウジング59を取り巻
く放射線遮蔽、80は巻取装置支持床、81は、
連絡管65内の1次冷却材圧力の検出装置、82
はハウジング59内シールガス圧検出装置であ
り、回示せざる発信器、信号管及び制御器及び開
閉器自動駆動器より構成される、回路自動起動装
置に依り、両者の差圧が一定以上になると、電磁
石63と電源の回路が閉路とせられる。83は、
ハウジング59の頂部で、中央部に吊下げワイヤ
52用の貫通孔84を有する(第9図参照)85
は、ハウジング59の内に1次冷却材と同種の純
粋ガス(シールガス)を供給する管であり、該シ
ールガスは一次冷却材より高圧であるため収納管
上端51の貫通孔53より収納管50内にはいり
重錘44と開口部61内面の隙間より連絡管65
内に噴出し。、、放射性物質を含有する一次冷却材
が、収納管50内に浸入するのを防止する。又緊
急時後備停止装置が作動する際、電磁石63の電
源が解列され、電磁石63の把持力がなくなる
と、重錘44及び各球殻42の背面に加つている
背圧に依り(背圧が炉内圧よりも高いため)後備
停止部材40は下方に押される。この下向きの押
す力は、重錘44の自重と相俟つて後備停止部材
40を中性子吸収材球挿入孔24に落下せしめる
に極めて有効である。
前記した構成を有する本実施例において、通常
運転時は後備停止部材40は、螺旋状収納管50
内に収納され、該収納管50下端の開口部61の
外側に装備された電磁石63によつて該開口部6
1内に形成される磁力に依り、後備停止部材40
の先端の重錘44が開口部61の内面に接して保
持せられ、後備停止部材40の自然落下を防止し
ている。螺旋状収納管50を内包しているハウジ
ング59内には、供給管85を介して純粋な1次
冷却材と同種のガス(以下シールガスと〓す)が
炉内圧よりも若干の高圧で供給せられ、該シール
ガスは、収納管50の頂部51の小孔53より収
納管50内にはいり、下端開口部61の内面と重
錘44の接触面の隙間より連絡管65にはいり、
中性子吸収材球挿入孔32,24及上下相接する
燃料要素間の隙間を経て、炉心一次冷却材に合流
する。重錘44が開口部61内に保持されている
間は、ハウジング59の内部74のガス圧力と連
絡管65の圧力の差はほぼ一定値(約1000〜5000
mmWC)に維持され放射線物質を含んだ炉心一次
冷却材が収納管50内にはいるのを防止する。前
述の如く巻取部69の軸71は、常時は駆動部側
軸72より切離されている。かかる状態にて、例
えば、地震が発生し異常運転状態になると、 電
磁石63に接続している複数電源は、運転員の遠
隔操作又は自動操作(地震計からの一定値を越え
た信号、炉内圧異常上弁又は異常低下信号、炉心
出口一次冷却材温度異常高の信号等の組合せ又は
単独信号)に依り、電磁石回路より遮断せられ
る。その結果開口部61の磁場は消失し、後備停
止部材40は、自重、重錘44の背面に加るガス
圧に依り落下を開始する。開始後は重錘44及び
後備停止部材40の自重に依り中性子吸収子材球
挿入孔32,24に落下し該挿入孔24の底部よ
り充填する。一方巻取部69は、駆動部70より
切離されているので、巻取部69は、吊下げワイ
ヤ52が解かれる側に吊下げワイヤ52に引きず
られて逆転する。先端の重錘44が底部に到達す
ると、吊下げワイヤ52はほぼ完全に解かれ、巻
取部69の回転は停止し、巻取部69に連結され
た吊下げワイヤ52の上端を介して吊下げワイヤ
52及び後備停止部材40を吊下げた状態とな
る。
即ち後備停止部材40は炉心2の中に挿入され
たこととなつて、中性子吸収材の球41は、中性
子を吸収し、炉心2内部の核反応を停止する。異
常条件が消失し、正常運転に戻る前に制御棒3を
炉心2に挿入した状態で、運転員の遠隔操作に依
り、カツプリング73に依り軸71と72を連結
し、駆動部70のモータを回転する。回転は軸7
1と72を介して巻取部69に伝達され、吊下げ
ワイヤ52を巻取ることに依り後備停止部材40
を螺旋状収納管50内に収納する。収納が完了す
ると、重錘44は、開口部61内面に接触し、シ
ールガスが開口部61より連絡管65内に流入す
るのを阻止する。その結果ハウジング59内のガ
ス圧は上昇し、ガス圧検出器81と82で検出さ
れた圧力差が一定値(約500mmWC〜1000mmWC)
を越えると、図示せざる回路自動起動装置に依
り、電磁石63と電源の回路を閉じられる。その
結果電磁石63に依り、開口部61に磁場が生
じ、重錘44を吸引把持する。その後インタロツ
クに依り(例えば電磁石型カツプリングでは電源
の回路が閉じるとカツプリングの電源を遮断する
と)カツプリング73が解列して軸71と72を
切離し、後備停止装置を正常の状態に維持する。
前記した構成及び作用を有する本実施例におい
て、地震が発生して種重した制御棒挿入燃料要素
13が例えば第5図のようにその整列が乱れ、隣
接する挿入孔24が折れ線状になり、しかも各制
御棒挿入燃料要素13の間に隙間が生じても、後
備停止部材40は適宜屈曲して挿入されるので炉
心2の核反応を迅速確実に停止し得るのみなら
ず、中性子吸収材の球41は互いに連結されてい
るから前記隙間に入りこまず、地震後の制御棒挿
入燃料要素13の整列復帰を何ら妨げないし、地
震後の運転における冷却材の流れ分布の偏りを生
ずることもない。
なお前記した実施例においては、中性子吸収部
材の球41を内包する球殻42を接合環47を介
して連結して後備停止部材40を構成したが、第
11図に示すように、中性子吸収部材の球41′
を内包する球殻42′にその中心を通る貫通孔8
5を穿設し、前記ワイヤ52の長さを延長したり
ワイヤ52′を前記貫通孔85を通して数珠状に
してもよいことは、当業者にとつて明らかであろ
う。勿論中性子吸収部材の球41′の大きさ及び
数は炉心2の大きさ等によつて適宜選択される。
【図面の簡単な説明】
第1図は、ガス冷却型原子炉の概略断面図、第
2図は、第1図のA―A線に沿う断面図、第3図
イ,ロは、制御棒挿入燃料要素の平面及びその断
面図、第4図は、従来の後備停止装置を示す断面
図、第5図は、地震によつて乱れた炉心を示す概
略説明図、第6図は、本発明の実施例を示す拡大
断面図、第7図は、本発明の実施例の全体を示す
断面図、第8図は、第7図のb部を示す拡大断面
図、第9図は、第7図のa部を示す拡大断面図、
第10図は、第7図のC―C線に沿う断面図、第
11図は、本発明の他の実施例を示す断面図であ
る。 1…原子炉圧力容器、2…炉心、3…制御棒、
4…制御棒案内筒、13…制御棒挿入燃料要素、
14…並型燃料要素、15…黒鉛反射体、20…
封入筒、21…ピン、22…ピン穴、23…制御
棒挿入孔、24…中性子吸収材球挿入孔、25…
一次冷却材通過孔、26…燃料棒、28,29,
30,31…黒鉛反射体、32…中性子吸収材球
挿入孔、40…後備停止部材、41…球、42…
球殻、43…球面フランジ、44…重錘、46…
内孔、47…接合環、49…鋼球、50…収納
管、52…ワイヤ、54…球面フランジ、55…
フランジ、57…接合ピン、58…黒鉛反射体、
59…ハウジング、60…遮蔽壁、61…開口
部、63…電磁石、65…連絡管、66…上端、
67…ベローズ、68…案内管、69…巻取り
部、70…駆動部、71,72…軸、73…カツ
プリング、74…空間。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 同一断面を有する複数の燃料要素が積重され
    てコラムを形成し、該コラムが複数並設されて炉
    心を形成するガス冷却原子炉において、該コラム
    のうち上下方向に貫通する中性子吸収材挿入孔を
    もつコラムの上方にら旋状収納管が配設され、該
    中性子吸収材挿入孔の上部開口に向つて延出した
    ら旋状収納管の連絡管が該ら旋状収納管よりも大
    径に形成され、該ら旋状収納管内に通常時収納さ
    れる数珠状後備停止部材の下端に該ら旋状収納管
    よりも大径の磁性球体重錘が連結され、該連絡管
    の周囲に電磁石を設けてなることを特徴とするガ
    ス冷却原子炉の後備停止装置。
JP2684177A 1977-03-11 1977-03-11 Backup shutdown material of gas-cooled reactor Granted JPS53112396A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2684177A JPS53112396A (en) 1977-03-11 1977-03-11 Backup shutdown material of gas-cooled reactor

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US4966747A (en) * 1987-04-24 1990-10-30 Westinghouse Electric Corp. Hydro-ball in-core instrumentation system and method of operation
JPH04138319U (ja) * 1991-06-17 1992-12-25 博人 山根 パラソルスタンド

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