JPS61272692A - 高速増殖炉 - Google Patents
高速増殖炉Info
- Publication number
- JPS61272692A JPS61272692A JP60115124A JP11512485A JPS61272692A JP S61272692 A JPS61272692 A JP S61272692A JP 60115124 A JP60115124 A JP 60115124A JP 11512485 A JP11512485 A JP 11512485A JP S61272692 A JPS61272692 A JP S61272692A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- fast breeder
- shell
- hanging
- 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
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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】
［発明の技術的分野］
本発明は炉心を吊持する吊胴の長期叶仝性確認のため、
吊胴の亀裂進展監視装置を設けた高速増殖炉に関する。
吊胴の亀裂進展監視装置を設けた高速増殖炉に関する。
［発明の技術的背頻］
液体金属冷却形の高速増殖炉は原子炉容器内に炉心を収
容するとともに、この原子炉容器内に液体ナトリウム等
の冷却材を収容し、この冷却材を炉心内を流して循環し
、炉心で発生した熱を取り出すように構成している。ま
た、この原子炉容器の上端開口を蓋たとえばルーフスラ
ブで閉塞しており、このルーフスラブには制御棒駆動機
構が取付けられている。この制御棒駆動機構によって制
御棒を上方から炉心内に挿入し、または引扱を行い、炉
心の出力制御を行っている。
容するとともに、この原子炉容器内に液体ナトリウム等
の冷却材を収容し、この冷却材を炉心内を流して循環し
、炉心で発生した熱を取り出すように構成している。ま
た、この原子炉容器の上端開口を蓋たとえばルーフスラ
ブで閉塞しており、このルーフスラブには制御棒駆動機
構が取付けられている。この制御棒駆動機構によって制
御棒を上方から炉心内に挿入し、または引扱を行い、炉
心の出力制御を行っている。
ところで、地震等が発生して原子炉容器が上下に振動し
た場合、炉心とルーフスラブが別モードで振動する可能
性がある。これを防止するために第５図に示すような原
子炉が提案されている。この第５図に従い原子炉容器内
での冷却材の流れを説明する。すなわち符号１は原子炉
容器で、この原子炉１内のほぼ中央部よりやや下方には
炉心２が収容されている。またこの原子炉容器１の上端
開口はルーフスラブ３によって閉塞されている。
た場合、炉心とルーフスラブが別モードで振動する可能
性がある。これを防止するために第５図に示すような原
子炉が提案されている。この第５図に従い原子炉容器内
での冷却材の流れを説明する。すなわち符号１は原子炉
容器で、この原子炉１内のほぼ中央部よりやや下方には
炉心２が収容されている。またこの原子炉容器１の上端
開口はルーフスラブ３によって閉塞されている。
上記炉心２の周囲は遮蔽体４によって囲まれており、こ
の遮蔽体４および炉心２は炉心支持構造物５で支持され
ている。
の遮蔽体４および炉心２は炉心支持構造物５で支持され
ている。
−［記ルーフスラブ３の下面からは円筒状の吊胴６が突
設されており、この吊胴６の下端は上記炉心支持構造物
５に連結されている。炉心２および遮蔽体４等はこの吊
胴６によってルーフスラブ３から吊持されている。この
吊胴６の周壁面には冷却材流通用のフローホール７が設
けられている。
設されており、この吊胴６の下端は上記炉心支持構造物
５に連結されている。炉心２および遮蔽体４等はこの吊
胴６によってルーフスラブ３から吊持されている。この
吊胴６の周壁面には冷却材流通用のフローホール７が設
けられている。
また上記吊胴６の外周と原子炉容器１の内周の間には複
数基の中間熱交換器８および循環ポンプ９が設けられて
いる。また、原子炉容器１内は隔壁１０によって上部プ
レナム１１と下部プレナム１２に区画されている。なお
、原子炉容器１およびその内部に収容されている機器、
冷却材１３の重量はルーフスラブ３を介して原子炉建屋
１４で支持されている。
数基の中間熱交換器８および循環ポンプ９が設けられて
いる。また、原子炉容器１内は隔壁１０によって上部プ
レナム１１と下部プレナム１２に区画されている。なお
、原子炉容器１およびその内部に収容されている機器、
冷却材１３の重量はルーフスラブ３を介して原子炉建屋
１４で支持されている。
下部プレナム１２内の冷却材１３は循環ポンプ９によっ
て炉心２の下部に送られ、この炉心２内を」一方に通過
刀ることによって加熱され高温どイ１す、高温どなった
冷却材はＭ胴６のフローボール７を通って１一部プレプ
ム１１に流れ出る。
て炉心２の下部に送られ、この炉心２内を」一方に通過
刀ることによって加熱され高温どイ１す、高温どなった
冷却材はＭ胴６のフローボール７を通って１一部プレプ
ム１１に流れ出る。
そして、−に１部プレナム内のｉ！′！ｌ渇の冷１ｌＩ
Ｉ材１３は中間熱交換器８に流入してＴ次冷ｔ、ｎ材ど
熱交換されて低調となり、低温となった冷却材１３はこ
の中間熱交換器８から下部プレナム１２に流れる。
Ｉ材１３は中間熱交換器８に流入してＴ次冷ｔ、ｎ材ど
熱交換されて低調となり、低温となった冷却材１３はこ
の中間熱交換器８から下部プレナム１２に流れる。
以下同様にして冷却材１３は炉心２から中間熱交換器８
の径路を循環する。このような原子炉は炉心２が吊胴６
によってルーフスラブ３から吊持されているため、土部
プレナム１１内の冷７ＪＩ ４４１３の流れの大部分は
炉心−に部機構１５の下部を経てｈｌ［６＝ｊ状に、ま
たフローホール７に沿って上方に向って流れる。
の径路を循環する。このような原子炉は炉心２が吊胴６
によってルーフスラブ３から吊持されているため、土部
プレナム１１内の冷７ＪＩ ４４１３の流れの大部分は
炉心−に部機構１５の下部を経てｈｌ［６＝ｊ状に、ま
たフローホール７に沿って上方に向って流れる。
「背Ｍ技術の問題点」
前記構造の原子炉においてたどえば電源喪失事故などが
生じて原子炉の緊急停止（手動トリップ）がおこった場
合は制御棒が急速に落下することにより、炉心の出力は
きわめて短時間で低下して炉心の温度が下ｖｆ覆る。そ
れにも拘らず循環ポンプ９の慣性により定格の１０％以
下の流量を比較的長時間炉心２内に送り込む。この現象
について第６図（ａ ）から（ｄ）を用いて説明する。
生じて原子炉の緊急停止（手動トリップ）がおこった場
合は制御棒が急速に落下することにより、炉心の出力は
きわめて短時間で低下して炉心の温度が下ｖｆ覆る。そ
れにも拘らず循環ポンプ９の慣性により定格の１０％以
下の流量を比較的長時間炉心２内に送り込む。この現象
について第６図（ａ ）から（ｄ）を用いて説明する。
なお第６図は原子炉容器１と吊胴６および炉心２を右半
分のみ概略的断面で示している。すなわち原子炉トリッ
プ時に炉心２から流出する冷却材は周囲流体に比べて２
００℃以上も低い温度である。そのため冷却材は密度差
により逆浮力効果が卓越し、流動の慣性力を上回って上
向運ｌｌｌ量が打消され吊胴６の内側の上部プレナムの
底から順次たまるようになる。（第６図（ａ））。した
がって、高温の冷部材１３は上に押し上げられ下方の低
温冷却材１３′とは混合しないで高温冷却材１３と低温
冷却材１３′の層化界面には急俊な温度勾配をなす。（
第６図（ｂ））。また層化界面の上昇位置がフローホー
ル７の下端に達するまでは低温冷却材１３′が吊胴６の
外側に流出しないので吊胴６の内外の板厚方向に大きな
温度差がつき過大な熱応力を生じる原因となる。その後
、低温冷却材１３′がフローホール７から流出し順次底
からたまっていきく第６図（Ｃ））、しだいに吊胴６の
内外の層化界面の位置は同じになる。（第６図（ｄ ）
）。
分のみ概略的断面で示している。すなわち原子炉トリッ
プ時に炉心２から流出する冷却材は周囲流体に比べて２
００℃以上も低い温度である。そのため冷却材は密度差
により逆浮力効果が卓越し、流動の慣性力を上回って上
向運ｌｌｌ量が打消され吊胴６の内側の上部プレナムの
底から順次たまるようになる。（第６図（ａ））。した
がって、高温の冷部材１３は上に押し上げられ下方の低
温冷却材１３′とは混合しないで高温冷却材１３と低温
冷却材１３′の層化界面には急俊な温度勾配をなす。（
第６図（ｂ））。また層化界面の上昇位置がフローホー
ル７の下端に達するまでは低温冷却材１３′が吊胴６の
外側に流出しないので吊胴６の内外の板厚方向に大きな
温度差がつき過大な熱応力を生じる原因となる。その後
、低温冷却材１３′がフローホール７から流出し順次底
からたまっていきく第６図（Ｃ））、しだいに吊胴６の
内外の層化界面の位置は同じになる。（第６図（ｄ ）
）。
したがって、第６図の（ｂ ）および（Ｃ）の状態が長
時間に及ぶほど吊胴６に加わる熱応力も大きくなる。
時間に及ぶほど吊胴６に加わる熱応力も大きくなる。
この様に、吊胴は苛酷な条件下で使用されるため、その
健全性を監視し、万が−にも大破損に至るのを未然に防
止する事が大切である。しかしなからこの吊胴は高温の
ナトリウム中で使用され、且つ急激な熱的変化から保護
するため、表面は熱しゃへい板（図示せず）でおおわれ
ているため、この健全性を運転中に監視するのは極めて
困鼎であった。
健全性を監視し、万が−にも大破損に至るのを未然に防
止する事が大切である。しかしなからこの吊胴は高温の
ナトリウム中で使用され、且つ急激な熱的変化から保護
するため、表面は熱しゃへい板（図示せず）でおおわれ
ているため、この健全性を運転中に監視するのは極めて
困鼎であった。
［発明の目的］
本発明は上記欠点を除去するためになされたもので、吊
胴の長期健全性確認のため、吊胴の亀裂進展を監視する
装置で具備し、万が−にも大破損金るのを未然に防止す
ることが出来る高速増殖炉を提供することにある。
胴の長期健全性確認のため、吊胴の亀裂進展を監視する
装置で具備し、万が−にも大破損金るのを未然に防止す
ることが出来る高速増殖炉を提供することにある。
［発明の概要］
本発明は炉心を収容した原子炉容器と、この原子炉容器
の上端を閉塞するルーフスラブと、このルーフスラブの
下面から下方向に突設され上記炉心を吊持する吊胴と、
吊胴の側面にフローホールを備えた液体金属冷却形高速
増殖炉において、前記吊胴の板厚方向のほぼ中心部に小
口径の穴を上部から負通させ、その内部にナトリウムリ
ーク検出器を設置し、吊胴の内側あるいは外側から亀裂
が進展し、この小口径の穴に到達した場合侵入してくる
ナトリウムを検出する事により、亀裂進展を検出し、大
破損に至るのを未然に防止する事ができる高速増殖炉で
ある。
の上端を閉塞するルーフスラブと、このルーフスラブの
下面から下方向に突設され上記炉心を吊持する吊胴と、
吊胴の側面にフローホールを備えた液体金属冷却形高速
増殖炉において、前記吊胴の板厚方向のほぼ中心部に小
口径の穴を上部から負通させ、その内部にナトリウムリ
ーク検出器を設置し、吊胴の内側あるいは外側から亀裂
が進展し、この小口径の穴に到達した場合侵入してくる
ナトリウムを検出する事により、亀裂進展を検出し、大
破損に至るのを未然に防止する事ができる高速増殖炉で
ある。
［発明の実施例］
以下、第１図から第４図を参照しなから本発明の一実施
例を説明する。第１図は本発明に係る高速増殖炉の一実
施例における吊胴を拡大して示し、第５図と同一部分に
は同一符号を付して重複する部分の説明を省略する。
例を説明する。第１図は本発明に係る高速増殖炉の一実
施例における吊胴を拡大して示し、第５図と同一部分に
は同一符号を付して重複する部分の説明を省略する。
すなわち、第１図において、炉心２はルーフスラブ３か
らｌ？ｌ胴６によって支持されている。この吊胴にはフ
ローボール７が複数個設置されており、吊胴６の内外面
は熱しゃへい板１６により、また吊胴６の−に方１よ断
熱材１７でそれぞれ保護されている。この様な＠ ｆ１
４６の板厚方向のほぼ中心部に軸方向に小口径のリーク
検出孔１８を複数個設置する。なお、第２図は第１図の
横断面図で、第３図は第２図のΔ部の拡大図、第４図は
第１図の吊胴の要部を拡大して一部系統図で示す部分断
面図である。
らｌ？ｌ胴６によって支持されている。この吊胴にはフ
ローボール７が複数個設置されており、吊胴６の内外面
は熱しゃへい板１６により、また吊胴６の−に方１よ断
熱材１７でそれぞれ保護されている。この様な＠ ｆ１
４６の板厚方向のほぼ中心部に軸方向に小口径のリーク
検出孔１８を複数個設置する。なお、第２図は第１図の
横断面図で、第３図は第２図のΔ部の拡大図、第４図は
第１図の吊胴の要部を拡大して一部系統図で示す部分断
面図である。
第４図から明らかなにうに吊胴６に設けたリーク検出孔
１８の上部はサンプリング管１９に接続されており、該
サンプリング管１９の下流側に設置した真空ポンプ２２
により常時負圧に保持されている。なお、このサンプリ
ング管１９の途中にはナトリウム中−り検出器２１が股
ｆｆｆされている。
１８の上部はサンプリング管１９に接続されており、該
サンプリング管１９の下流側に設置した真空ポンプ２２
により常時負圧に保持されている。なお、このサンプリ
ング管１９の途中にはナトリウム中−り検出器２１が股
ｆｆｆされている。
またサンプリング管１９にはサンプリングバルブ２０が
設置され、このバルブ２０の開閉により複数個のリーク
検出孔１８からのすＩ〜リウムリークを監視できる。な
お、バルブ２０は複数個並列に接続されており、各々の
バルブ２０は各々のり一り検出孔１８にナンプリング管
１９を介して接続されている。
設置され、このバルブ２０の開閉により複数個のリーク
検出孔１８からのすＩ〜リウムリークを監視できる。な
お、バルブ２０は複数個並列に接続されており、各々の
バルブ２０は各々のり一り検出孔１８にナンプリング管
１９を介して接続されている。
次に本発明の作用について説明する。一般に亀裂は荷重
の繰返しにより進展してい（特性を有している。しかし
なから亀裂の板厚方向への進展特性と円周方向への進展
特性は必ずしも同じでない。
の繰返しにより進展してい（特性を有している。しかし
なから亀裂の板厚方向への進展特性と円周方向への進展
特性は必ずしも同じでない。
吊胴６のように熱応力による曲げ応力が主たる要因であ
る時には板厚方向への進展よりも円周方向への進展が支
配的である事が良く知られている。
る時には板厚方向への進展よりも円周方向への進展が支
配的である事が良く知られている。
今、吊胴６の内側あるいは外側から亀裂が発生し、これ
が進展していくと、亀裂は演習方向にひろがり、徐々に
その深さく板厚方向）を深めていく。亀裂がリーク検出
孔１Ｂまで到着するとリーク検出孔１８にナトリウムが
侵入してくる。このナトリウムをナトリウムリーク検出
器２１で検出することにより大破損を未然に防止するの
が可能である。
が進展していくと、亀裂は演習方向にひろがり、徐々に
その深さく板厚方向）を深めていく。亀裂がリーク検出
孔１Ｂまで到着するとリーク検出孔１８にナトリウムが
侵入してくる。このナトリウムをナトリウムリーク検出
器２１で検出することにより大破損を未然に防止するの
が可能である。
この様に本発明は従来供用期間中の健全性の監視が殆ん
ど困難であった吊胴に対して、その長期健全性の監視方
法を提供するものであり、漏洩先行型破損（ｉ ｅａｋ
Ｂｅｆｏｒｅ ３ ｒｅａｋ）の概念をナトリウム中
の機器にも適用したものである。
ど困難であった吊胴に対して、その長期健全性の監視方
法を提供するものであり、漏洩先行型破損（ｉ ｅａｋ
Ｂｅｆｏｒｅ ３ ｒｅａｋ）の概念をナトリウム中
の機器にも適用したものである。
なお、第 図で示したナトリウムリーク検出装置はサン
プリング型を例に記載したがナトリウムリーク検出孔１
８に接触型のリーク検出器を挿入する方式を採用しても
良い。また、サンプリング管はガス、液体などの流体を
吸引できる構造であるならばその形状は任意である。
プリング型を例に記載したがナトリウムリーク検出孔１
８に接触型のリーク検出器を挿入する方式を採用しても
良い。また、サンプリング管はガス、液体などの流体を
吸引できる構造であるならばその形状は任意である。
［発明の効果］
本発明は吊胴の長期に亘る構造健全性を供用期間中に確
認できるものであり、また万が−にも大破損に至るのを
未然に防止でき、もって高速増殖炉の最終的安全性を向
上させることができる。
認できるものであり、また万が−にも大破損に至るのを
未然に防止でき、もって高速増殖炉の最終的安全性を向
上させることができる。
第１図は本発明に係る高速増殖炉の一実施例における吊
胴を拡大して示す斜視図、第２図は第１図のフローホー
ル中心部の横断面図、第３図は第２図のＡ部を拡大して
示す横断面図、第４図は本発明に係る吊胴の縦断面図、
第５図は従来の高速増殖炉を一部概略的に示Ｊ断面図、
第６図（ａ）〜（ｄ ）は従来の高速増殖炉の−Ｆ部プ
レナムを拡大して示す部分断面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉容器２・・・・・・
・・・・・・炉心 ３・・・・・・・・・・・・ルーフスラブ４・・・・・
・・・・・・・遮蔽体 ５・・・・・・・・・・・・炉心支持構造物６・・・・
・・・・・・・・吊胴 ６′・・・・・・・・・１ｌｊｌリガメント部７・・・
・・・・・・・・・フローホール８・・・・・・・・・
・・・中間熱交換器９・・・・・・・・・・・・循環ポ
ンプ１０・・・・・・・・・・・・隔壁 １１・・・・・・・・・・・・」二部プレナム１２・・
・・・・・・・・・・下部プレナム１３・・・・・・・
・・・・・冷却材 １４・・・・・・・・・・・・原子炉建屋１５・・・・
・・・・・・・・炉心上部機構１６・・・・・・・・・
・・・熱しゃへい板１７・・・・・・・・・・・・断熱
材 １８・・・・・・・・・・・・リーク検出孔１９・・・
・・・・・・・・・１ノーンプリング管２０・・・・・
・・・・・・・サンプリングバルブ２１・・・・・・・
・・・・・す］ヘリウムリーク検出器２２・・・・・・
・・・・・・真空ポンプ出 願 人 株式
金相 東 芝代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図 第２図 第３図 第４図 第５図
胴を拡大して示す斜視図、第２図は第１図のフローホー
ル中心部の横断面図、第３図は第２図のＡ部を拡大して
示す横断面図、第４図は本発明に係る吊胴の縦断面図、
第５図は従来の高速増殖炉を一部概略的に示Ｊ断面図、
第６図（ａ）〜（ｄ ）は従来の高速増殖炉の−Ｆ部プ
レナムを拡大して示す部分断面図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉容器２・・・・・・
・・・・・・炉心 ３・・・・・・・・・・・・ルーフスラブ４・・・・・
・・・・・・・遮蔽体 ５・・・・・・・・・・・・炉心支持構造物６・・・・
・・・・・・・・吊胴 ６′・・・・・・・・・１ｌｊｌリガメント部７・・・
・・・・・・・・・フローホール８・・・・・・・・・
・・・中間熱交換器９・・・・・・・・・・・・循環ポ
ンプ１０・・・・・・・・・・・・隔壁 １１・・・・・・・・・・・・」二部プレナム１２・・
・・・・・・・・・・下部プレナム１３・・・・・・・
・・・・・冷却材 １４・・・・・・・・・・・・原子炉建屋１５・・・・
・・・・・・・・炉心上部機構１６・・・・・・・・・
・・・熱しゃへい板１７・・・・・・・・・・・・断熱
材 １８・・・・・・・・・・・・リーク検出孔１９・・・
・・・・・・・・・１ノーンプリング管２０・・・・・
・・・・・・・サンプリングバルブ２１・・・・・・・
・・・・・す］ヘリウムリーク検出器２２・・・・・・
・・・・・・真空ポンプ出 願 人 株式
金相 東 芝代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図 第２図 第３図 第４図 第５図
Claims (2)
- （１）炉心を収容した原子炉容器と、この原子炉容器の
上端を閉塞するルーフスラブと、このルーフスラブの下
面から下方向に突出され上記炉心を吊持する吊胴と、こ
の吊胴の側面にフローホールを設けた液体金属冷却形高
速増殖炉において、前記吊胴の板厚方向のほぼ中心部に
一端から他端へ向けた軸方向に沿って複数のリーク検出
孔を設け、このリーク検出孔にサンプリング管を接続し
、このサンプリング管にリーク検出器を設置してなるこ
とを特徴とする高速増殖炉。 - （２）サンプリング管にはリーク検出器の下流側に真空
ポンプが設置されていることを特徴とする特許請求の範
囲第１項記載の高速増殖炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60115124A JPS61272692A (ja) | 1985-05-28 | 1985-05-28 | 高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60115124A JPS61272692A (ja) | 1985-05-28 | 1985-05-28 | 高速増殖炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61272692A true JPS61272692A (ja) | 1986-12-02 |
Family
ID=14654856
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60115124A Pending JPS61272692A (ja) | 1985-05-28 | 1985-05-28 | 高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61272692A (ja) |
-
1985
- 1985-05-28 JP JP60115124A patent/JPS61272692A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Henry et al. | External cooling of a reactor vessel under severe accident conditions | |
| CN110634580B (zh) | 一种热管型深海应用核反应堆系统 | |
| ES2649687T3 (es) | Reactor integrado de sales fundidas | |
| KR100597722B1 (ko) | 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통 | |
| WO2009097037A2 (en) | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor | |
| US20090207963A1 (en) | Nuclear reactor | |
| US5410574A (en) | Internal component of fusion reactor | |
| US3186913A (en) | Graphite moderated nuclear reactor | |
| US3079321A (en) | Sodium deuterium reactor | |
| US9221093B2 (en) | Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system | |
| Guidez et al. | New Reactor Safety Measures for the European Sodium Fast Reactor—Part II: Preliminary Assessment | |
| JPS61272692A (ja) | 高速増殖炉 | |
| JP7165521B2 (ja) | リムーバブル封止プラグを備えた原子炉用の緩和アセンブリ | |
| Cinotti et al. | Status of the Studies Performed by the European Industry on the LBE Cooled XADS | |
| Yang et al. | Stationary Liquid Fuel Fast Reactor | |
| RU2756230C1 (ru) | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
| Chellapandi et al. | Vibration analysis of reactor assembly internals for prototype fast breeder reactor | |
| JPS61268994A (ja) | 中間熱交換器 | |
| CN105931680A (zh) | 一种堆熔物收集冷却系统 | |
| RU182709U1 (ru) | Шаровой твэл | |
| JP2539405B2 (ja) | 液体金属冷却用熱交換器 | |
| Chellapandi et al. | Vibration Analysis of Reactor Assembly Internals for Prototype Fast Breeder Reactor (J334) | |
| JPS5913987A (ja) | 原子炉用コアキャッチャ−装置 | |
| JPH06242277A (ja) | 制御棒集合体 | |
| Clements et al. | Analysis of Safety Considerations for Transient Testing of PBF Prototype Fuel Rods in TREAT |