JPS6150274B2 - - Google Patents

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JPS6150274B2
JPS6150274B2 JP54002863A JP286379A JPS6150274B2 JP S6150274 B2 JPS6150274 B2 JP S6150274B2 JP 54002863 A JP54002863 A JP 54002863A JP 286379 A JP286379 A JP 286379A JP S6150274 B2 JPS6150274 B2 JP S6150274B2
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JP
Japan
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plenum
fuel
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liquid metal
lower shell
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JP54002863A
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Sukotsuto Donarudo
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Nuclear Power Co Ltd
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Nuclear Power Co Ltd
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Publication of JPS6150274B2 publication Critical patent/JPS6150274B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • G21C5/06Means for locating or supporting fuel elements
    • 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

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は液体金属冷却高速中性子増殖炉に関す
る。
液体金属冷却高速中性子増殖炉では、燃料アセ
ンブリ、そしてしばしば照射ずみ燃料および新し
い燃料用の燃料貯蔵部が、収容容器の中のダイヤ
グリツドで支持され、ダイヤグリツドは、燃料ア
センブリ全体に冷却材を分配するためのプレナム
として役立つ。燃料アセンブリの重量(数百ト
ン)のため、プレナムの中にウエブの如き補強構
造を設けることが必要であるが、かかる補強構造
は、ダイヤグリツドの製造を一層複雑にするばか
りか、プレナムの中に複合応力を生じさせ、裂傷
を引き起こしその結果冷却材を損失させる。かか
る非常事態に対する保護として、二重囲い構造の
プレナムを作ることが提案され、それによつて万
一第1囲いが破損した場合、第2囲い(必ずしも
漏れないものである必要はない)が、原子炉の規
則正しい運転停止を行なうのに十分長く圧力を収
容する。二重囲い構造は一層複雑なものになり、
それ故本発明の目的は、簡易な構造のダイヤグリ
ツドを有する改良形液体金属冷却高速中性子増殖
炉を提供し、それによつて複合応力による破損の
危険を減少させ、同時に裂傷した第1囲いからの
漏れの量を減少させるための二次囲いを提供する
ことにある。
本発明に依れば、液体金属冷却高速中性子増殖
炉は、ダイヤグリツドで支持され且つ収容容器内
の液体金属冷却材のプールの中に沈められた燃料
アセンブリを有し、前記ダイヤグリツドは、流体
圧力を収容するための短い直立の一般的に円筒形
のプレナムと、プレナムが上に設けられる荷重支
持用下方シエルと、プレナムをゆるく取りまく燃
料貯蔵キヤリヤとの組合わせから成り、この組合
わせ体は下方シエルの周囲フランジのところで支
持される。プレナムの機能は主に、流体圧力を収
容して燃料アセンブリ全体に冷却材は分配するこ
とであり、一方下方シエルの機能は燃料アセンブ
リの荷重を支持することであり、荷重のプレナム
を通して伝達され、下方シエルの周囲フランジに
よつて燃料アセンブリの収容容器で支持される。
燃料貯蔵キヤリヤは、燃料貯蔵部の荷重を下方シ
エルの周囲フランジを介して収容容器へ伝達し、
荷重が燃料貯蔵キヤリヤからプレナムへ全く伝達
されないようにプレナムから隔離される。下方シ
エルおよび燃料貯蔵キヤリヤはそれぞれ、プレナ
ムの下側および周囲のために二次囲いを提供し、
一方プレナムの上面に隣接して設けられた燃料ア
センブリは、プレナムの上側に対し二次囲いを提
供する。万一プレナムに裂傷が生じた場合、下方
シエルおよび燃料貯蔵キヤリヤは必ずしも漏れな
いものではないけれども、プレナムからの冷却材
の漏れは十分抑制され、燃料アセンブリが過熱さ
れる前に原子炉の運転停止を規制通りに行なうこ
とができる。かくて二次囲いはダイヤグリツドに
固有のものであり、ダイヤグリツドは安全性を失
する。
例として添付の図面を参照して、本発明を具体
化する液体金属冷却高速中性子増殖炉の構造を説
明する。
第1図は、主容器3の中の液体ナトリウム冷却
材のプール2の中に沈められた燃料アセンブリ1
を有している液体金属冷却高速中性子増殖炉を示
している。主容器は格納室4の屋根から吊り下げ
られ、複数の冷却材ポンプ5および熱交換器6
(それぞれ1つのみ図示)が設けられている。ダ
イヤグリツド7で支持された燃料アセンブリは、
炉心タンク8の中に熱交換器とともに収容され、
一方冷却材はダイヤグリツドへ放出するポンプ5
は、炉心タンクの外側に配置されている。炉心即
ち燃料プレナム1は、接近して並んだ配列でダイ
ヤグリツドから直立している複数のサブアセンブ
リを有し、周囲の制限を提供する炉心拘束バレル
9によつて囲まれている。制御棒10および計装
11が格納室の屋根を貫通し、6つの垂直な立ち
管13を備えたリング形主管12が、冷却材をポ
ンプ5からダイヤグリツド7へ放出する。第2図
に14で示されたサブアセンブリはそれぞれ、中
央燃料部分15と、下端位置決め部分16と、中
性子遮蔽上端部分17とを有している。燃料部分
は、横断面が六角形の管状ラツパー19で包囲さ
れた一束の細長い燃料ピン18を有している。ピ
ンは、ラツパー内で下端がグリツド20によつて
支持され、ピンの長さの中間は、ハチの巣形のセ
ル状グリツド21によつて支えられている。下端
位置決め部分16は、ダイヤグリツド7と関連し
たソケツトの中へ差込まれるように構成されたス
パイク22を有し、一方中性子遮蔽上端部分17
は、持ち上げヘツド24を備えた厚い鋼管23か
ら構成されている。
第3図および第4図に示されているように、ダ
イヤグリツド7は、流体圧力を収容するためのプ
レナム25と、荷重支持用下方シエル26と、燃
料貯蔵キヤリヤ27とから構成される三要素構造
のものである。構成要素25,26,27の組合
わせは、第3図に破線で示されている支持台29
に衝合する下方シエルの周囲フランジ28で支え
られている。プレナムは、平らな上面30および
平らな下面31を有する短い円筒形状のものであ
り、これらの平らな上下面30,31は、以下に
説明される側開口33を有する管状部材32によ
つて互いに連結されている。立ち管13はプレナ
ムの平らな下面31を密封的に貫通し、側穴34
を通してプレナムの中へ放出する。プレナムの平
らな下面31は補強リング35を有し、このリン
グ35はフランジ36を支持し且つ環状スピゴツ
ト37を構成する。
下方シエル26は、そのリムが支持フランジ2
8を支えるリング38によつて補強された逆円錐
形状のものである。リング38は、プレナムの平
らな下面31の周囲に形成されたスピゴツト37
と補足し合うソケツト39を構成する。立ち管1
3は、補強リング41を有する穴40を通して下
方シエルを貫通する。補強リングはそれぞれフラ
ンジ42を有し、プレナムの平らな下面31は、
一連のジヤツキねじ43およびスラストリング4
4を介して前記フランジ42から支持されてい
る。
燃料貯蔵キヤリヤ27は、多量量の照射された
燃料および新しい燃料を支持するための上方フラ
ンジあるいはプラツトホーム45、および下方フ
ランジ46を備えた円筒形状のものである。補強
リング35,36およびフランジ46は、ボルト
47によつて互いに締め合わせられている。
燃料サブアセンブリ14は群をなして配列さ
れ、各群はキヤリヤ48によつて支持されてい
る。キヤリヤ48は、スパイク22が差込まれる
ソケツト49を提供し、立ち管13を合致するキ
ヤリヤを除けば各キヤリヤは、プレナムの管状支
持部材32を貫通するバレル50を有している。
バレル50は、端が下方シエル上の衝合パツド5
2に衝合するテイル51を有し、そのため群をな
した燃料サブアセンブリおよびキヤリヤの荷重
は、下方シエルによつて支持される。バレル50
は、いかなる荷重も実質的にプレナムに伝わらな
いようにプレナムの管状部材32の中にゆるく嵌
つていて、上下対をなした膨張密封リング53,
54によつて管状部材32に対し密封される。バ
レル50は、冷却材を流すため、管状部材32の
側開口33と合致する側開口55を有し、バレル
50のボアは、関連の群の各燃料サブアセンブリ
に冷却材を導くマニホルド56と連通する。立ち
管13と合致するキヤリヤ48はそれぞれ、関連
の立ち管の端カバー13bのソケツト13aの中
へ差込まれるスパイク48aを有し、冷却材は、
カバー13bおよびスパイク48aを通つて延び
るダクト48bを介して、関連のキヤリヤによつ
て支えられたサブアセンブリに供給される。
各キヤリヤ48の中央ソケツト49は、大体燃
料サブアセンブリと同一の形状および大きさの制
御棒アセンブリ57を収容する。中央キヤリヤの
テイル51aは管状であつて、上向きに作動され
る運転停止制御棒が燃料アセンブリに近づけるよ
うに、下方シエルに直接連結されている。
原子炉の運転に当り、液体金属冷却材は、ポン
プ5によつてプール2からリング形主管12およ
び立ち管13を経てプレナム25へ流される。冷
却材は穴34を通つてプレナム25に流入し、プ
レナム25から管状部材32の側開口33および
バレル50の側開口55を通つて流れ、それから
各燃料サブアセンブリ14に、即ちスパイク22
を経て熱交換状態で燃料ピン18の束および中性
子遮蔽部分17に流れる。それから冷却材は、炉
心タンク8から熱交換器6を通り二次液体金属冷
却材と熱交換し、それからプール2へ戻る。
三要素ダイヤグリツド構造は、プレナムにおけ
る複合応力が大いに回避されるように、ダイヤグ
リツドの主機能を分離する。プレナム25は流体
圧力を収容するためにのみに必要とされ、通常燃
料アセンブリの荷重は、強固な円錐形下方シエル
26によつて直接支持され、燃料貯蔵部の荷重
は、燃料貯蔵キヤリヤ27を介してダイヤグリツ
ド支持台29へ直接伝えられる。プレナムの上面
における冷却材圧力と下方シエル内における冷却
材圧力が実質的に等しいので、キヤリヤ48のた
めの抑えつけ装置は必要ではなく、燃料サブアセ
ンブリおよびキヤリヤの重量で十分である。下方
シエルの補強リング38は、下方シエルの周辺に
おける局部曲げ応力を減少させ、そして補強リン
グ38の中にしまりばめされているプレナムの補
強リング35によつて、一層補強される。プレナ
ム25および下方シエル26は互いに支持し合
い、流体圧力によるプレナムの膨張は、炉心の重
量による円錐形下方シエルの半径方向収縮によつ
て逆らわれる。立ち管13が穴40を介して下方
シエルを貫通しているため、下方シエルは熱膨
張、および流れが引き起す振動によつて引起され
る管の負荷から隔離される。穴40による下方シ
エルの弱点は、補強リング41によつて補なわ
れ、そして下方シエルが組立ての間両方の側から
近づくことができるため、十分な溶接を行うこと
ができ且つ十分検査することができる。
他の利点は、固有の二次囲い装置をなす三要素
構造にある。プレナム25には一般的に死荷重応
力がないから、圧力による裂傷が起こることはな
い。しかしながら万一プレナムの周囲あるいは下
面に裂傷が生じた場合、周囲および下面を効果的
に覆う燃料貯蔵キヤリヤ27および下方シエル2
6が、プレナムからの圧力の急速な損失を防ぐ、
即ち漏れの流出を減少させ、それによつて、燃料
アセンブリが冷却材不足になる前に、原子炉の規
則正しい運転停止に十分な時間を提供する。プレ
ナムの上面の裂傷は燃料アセンブリそれ自体によ
つておおわれ、制限された流出漏れは燃料アセン
ブリに有用な冷却効果をを提供する。正常な使用
中プレナムの主要機能は流体圧力を収容すること
であるけれども、万一荷重支持用下方シエルが破
損した場合、修理を行うことができるまで、ダイ
ヤグリツドが燃料アセンブリの荷重を支持するこ
とができるように設計されている。
第1図に示されたものと全体的に類似した液体
金属冷却高速中性子増殖炉の変形構造では、燃料
アセンブリは自由に直立しており、この場合に
は、第1図に示した最初の原子炉構造の炉心制限
バレル9は省略される。自由直立燃料アセンブリ
を備えたかかる原子炉において、各群の燃料サブ
アセンブリは、群の内方へ中央燃料サブアセンブ
リあるいは制御棒アセンブリに寄りかかるように
配置される。それ故燃料サブアセンブリのための
キヤリヤは、回動を阻止するため抑えつける必要
があり、キヤリヤ抑えつけ装置を備えたダイヤグ
リツドの構造を第5図および第6図に示してい
る。
ダイヤグリツド7は、第3図および第4図に示
されたものと全体的に類似の三要素構造から成つ
ているが、キヤリヤ48は円錐形密封面58を有
し、この密封面58は、管状タイ部材32の端に
形成された補足し合うシート(座)59に位置し
ている。キヤリヤのバレル50は管状部材32内
で終つており、管状部材32それ自体は下方シエ
ルの衝合パツド52へ下向きに延びている。キヤ
リヤ48は、下方シエル外面に衝合するヘツド6
1およびナツト61aを備えた弾性ボルト60に
よつて、座59へ下向きに引張られる。各ヘツド
61は、2つの平行なローラ61bを介して下方
シエルの外面に衝合し、そして1対の平らな面を
有し、従つてボルトを90゜廻すことによつて、ボ
ルトのヘツドはローラの間を通りボルトを上向き
に引き取ることができる。燃料サブアセンブリお
よびキヤリヤ48の荷重を、管状部材32および
衝合パツド52によつて構成される支柱を通して
下方シエルに直接伝えることができるため、管状
部材および衝合パツドの衝合面のための調節装置
62を有することが必要である。調節装置は第6
図に非常に詳細に示されている。衝合パツド52
は下方シエルから直立する管から構成され、上端
にねじ山付スリーブ63を収容し、スリーブ63
は合くぎ64によつて衝合パツドに固定されてい
る。補足し合うおすねじ山66を備えたジヤツキ
管65は、上端に球面67を有し、この球面67
は、プレナムの管状部材32に摺動自在に衝合す
る補足し合う球面部材68と係合する。部材68
はスリーブ69によつて摺動自在に保持され、補
足し合う球面97,68の着席は、ジヤツキ管6
5を調節することによつて達成される。横方向へ
摺動する部材68の配置により、管状部材32あ
るいは衝合パツド52にせん断応力を引起すこと
なく座面の整列が確実になる。それ故この変形構
造では、立ち管と合致する燃料サブアセンブリお
よびキヤリヤの荷重は、前述の第1の態様のよう
にねじジヤツキ43によつて下方シエルに伝達さ
れるかわりに、立ち管および支持構造部によつて
直接支えられる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、原子炉の概略的断面図、第2図は、
燃料サブアセンブリの拡大側面図、第3図は、第
2図の縮尺より小さな縮尺で描かれたアセンブリ
支持用ダイヤグリツドの断面図、第4図は、第3
図に示されたダイヤグリツドの半平面図、第5図
は、他の構造の原子炉のための燃料アセンブリ支
持用ダイヤグリツドの断面図、第6図は、第5図
に示された細部を示す断片的断面図である。 1……燃料アセンブリ、2……プール、7……
ダイヤグリツド、14……燃料サブアセンブリ、
25……プレナム、26……荷重支持用下方シエ
ル、27……燃料貯蔵キヤリヤ、28……周囲フ
ランジ、32……管状部材、37……スピーゴツ
ト、39……ソケツト。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 液体金属冷却材のプールを収容する容器と、
    冷却材の前記プールの中に沈められた燃料アセン
    ブリと、 燃料アセンブリ支持ダイヤグリツドとを有し、
    前記ダイヤグリツドが、 流体圧力を収容するための短い直立の一般的に
    円筒形のプレナムと、 プレナムが上に設けられる荷重支持用下方シエ
    ルと、 プレナムをゆるく取りまく燃料貯蔵キヤリヤと
    からなり、プレナム、下方シエルおよび燃料貯蔵
    キヤリヤの組合わせが、下方シエルの周囲フラン
    ジのところで支持されていることを特徴とする液
    体金属冷却高速中性子増殖炉。 2 下方シエルが一般的に逆円錐形のものであ
    る、特許請求の範囲第1項記載の液体金属冷却高
    速中性子増殖炉。 3 プレナムが、下方シエルの周囲フランジのソ
    ケツトに係合する周囲スピゴツトをを有すること
    を特徴とする、特許請求の範囲第2項記載の液体
    金属冷却高速中性子増殖炉。 4 燃料アセンブリが燃料サブアセンブリのため
    のキヤリヤを有し、前記キヤリヤは、下端が荷重
    支持用下方シエルと衝合するように、プレナムを
    通つて密封可能に延びることを特徴とする、特許
    請求の範囲第3項記載の液体金属冷却高速中性子
    増殖炉。 5 プレナムが、荷重支持用下方シエルに衝合す
    るように下向きに延びる複数の管状部材によつて
    密封可能に貫通され、燃料アセンブリは管状部材
    の上端に支えられることを特徴とする、特許請求
    の範囲第3項記載の液体金属冷却高速中性子増殖
    炉。 6 燃料アセンブリが燃料サブアセンブリのため
    のキヤリヤを有し、前記キヤリヤは、下方シエル
    の下側から上向きに延びるボルトによつて、管状
    部材と係合状態に保持されることを特徴とする、
    特許請求の範囲第5項記載の液体金属冷却高速中
    性子増殖炉。
JP286379A 1978-01-16 1979-01-12 Liquid metal cooling fast neutron breeder reactor Granted JPS54102489A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB165978 1978-01-16

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS54102489A JPS54102489A (en) 1979-08-11
JPS6150274B2 true JPS6150274B2 (ja) 1986-11-04

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ID=9725816

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Application Number Title Priority Date Filing Date
JP286379A Granted JPS54102489A (en) 1978-01-16 1979-01-12 Liquid metal cooling fast neutron breeder reactor

Country Status (4)

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US (1) US4256538A (ja)
JP (1) JPS54102489A (ja)
DE (1) DE2901325A1 (ja)
FR (1) FR2414779B1 (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2534408A1 (fr) * 1982-10-07 1984-04-13 Commissariat Energie Atomique Reacteur a neutrons rapides refroidi par un metal liquide
JP5426110B2 (ja) * 2007-05-17 2014-02-26 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
FR3030860B1 (fr) * 2014-12-19 2016-12-30 Commissariat Energie Atomique Assemblage combustible pour reacteur nucleaire de type rnr-na, a boitier logeant un dispositif de protection neutronique solidarise de maniere amovible

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL219490A (ja) * 1956-08-02
US3212978A (en) * 1961-04-18 1965-10-19 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor core support structure
US3619367A (en) * 1967-06-06 1971-11-09 Commissariat Energie Atomique Fuel assembly with solid end-fitting
US3671394A (en) * 1969-12-29 1972-06-20 North American Rockwell Articulated fuel element housing
FR2101019B1 (ja) * 1970-08-07 1973-12-21 Commissariat Energie Atomique
FR2168200B1 (ja) * 1972-01-20 1974-12-13 Creusot Loire
FR2180517B1 (ja) * 1972-04-19 1974-10-04 Commissariat Energie Atomique
FR2274995B1 (fr) * 1974-06-12 1977-01-07 Commissariat Energie Atomique Chandelle support d'assemblage combustible pour sommier de reacteur nucleaire
US4053359A (en) * 1974-09-04 1977-10-11 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor
FR2291580A1 (fr) * 1974-11-14 1976-06-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
US4036688A (en) * 1975-04-09 1977-07-19 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Apparatus for controlling molten core debris
GB1567039A (en) * 1976-08-12 1980-05-08 Nuclear Power Co Ltd Liquid metal cooled nuclear reactor constructions
GB1567040A (en) * 1976-08-12 1980-05-08 Nuclear Power Co Ltd Liquid metal cooled nuclear reactor constructions

Also Published As

Publication number Publication date
FR2414779B1 (fr) 1986-08-01
DE2901325A1 (de) 1979-07-19
US4256538A (en) 1981-03-17
JPS54102489A (en) 1979-08-11
FR2414779A1 (fr) 1979-08-10

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