JPS63115094A - 液体金属冷却型高速中性子原子炉の主容器の冷却装置 - Google Patents

液体金属冷却型高速中性子原子炉の主容器の冷却装置

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JPS63115094A
JPS63115094A JP62254509A JP25450987A JPS63115094A JP S63115094 A JPS63115094 A JP S63115094A JP 62254509 A JP62254509 A JP 62254509A JP 25450987 A JP25450987 A JP 25450987A JP S63115094 A JPS63115094 A JP S63115094A
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    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
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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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明はナトリウムのような液体金属で冷却される高速
中性子原子炉の主容器を冷却するための装置に関する。
〔従来の技術〕
液体金属で冷却される高速中性子原子炉では、大型の主
容器は液体金属を収容し、この液体金属中に炉心が沈め
られている。この主容器は一般的には円筒形の側壁及び
皿状の底部を有し、そして主容器は原子炉の構造からそ
の円筒形側壁の上端  ・により吊り下げられている。
主容器内の液体金属の液位は円筒形側壁の上部が成る特
定の高さまでナトリウムと接触するような液位であり、
従って、熱伝導の結果として沈んでいる側壁部分は接触
しているナトリウムと同じ温度になり、ガスと接触して
いる主容器の上部の  1温度はその固定個所までほぼ
一定の割合で減少している。            
         1炉心の支持機能を果たすために、
そして中間安  。
全格納容器としての役割を果たすために、主容器をその
通常の運転中は冷却状態に保たなければならず、さらに
、冷却装置は主容器と接触しているナトリウムの自由液
位が一定であるようなものでなければならず、それによ
って液位の変化と関連した漸次増大する変形の問題を回
避する。
したがって、ホントコレクタ(第1図において参照番号
8で示しである。)と接触して配置された主容器の上部
を冷却状態に保たなければならず、しかもナトリウムの
液位を一定にしなければならない。
多くの解決策のうちで最も通常の解決策は冷却されたナ
トリウムを主容器の壁の内面とその上部で接触させて循
環させることである。この冷却されたナトリウム、即ち
コールドナトリウムは一次ポンプの出口から取り出され
、そして中間熱交換得の出口の開口する炉心のコールド
コレクタからBでくる。適当な手段を用いてこのコール
ドナトリウムが第1のコレクタ、即ち環状のオーバフロ
ーコレクタ内に注入されるようにする。オーバフローコ
レクタは実質的に円筒形の主容器の壁の上部とオーバフ
ロースリーブと呼ばれるスリーブとの間に形成されてお
り、このスリーブは主容器の壁に対して同軸であり、そ
して主容器の直径よりも小さな直径のものである。スリ
ーブの高さ及びオーバフローコレクタの高さは主容器の
高さの何分の−かに相当する。
オーバフローコレクタに受は入れられたコールドナトリ
ウムはオーバフロースリーブの上端の頂部を越えてリタ
ーンコレクタと呼ばれる第2の環状コレクタ内に流入す
る。リターンコレクタはその外壁を形成するオーバフロ
ースリーブと、オーバフロースリーブと主容器に対して
同軸であり且つオーバフロースリーブの直径よりも小さ
な直径をもつ実質的に円筒形の内側スリーブとで構成さ
れている。リターンコレクタの底部に設けられた穴によ
り液体金属を主容器のコールドコレクタ内に戻すことが
できる。これらの穴はリターンコレクタ内へのコールド
ナトリウムの流入量と関連して設けられ、それによりこ
のコレクタ内のナトリウム液位がオーバフロースリーブ
の上端と一致したナトリウムオーバフロー液位よりも下
の成る高さに設定されるようにしている。
オーバフローコレクタには通常、ポンプによりコールド
ナトリウムの注入される炉心の集合体の脚を受は入れた
受は台を支持している床とオーバフローコレクタとを連
通させるパイプを介しぞコールドナトリウムが供給され
る。
〔発明が解決しようとする問題点〕
公知の装置では、オーバフロースリーブ及び内側スリー
ブは同一の底部に連結され、その結果として、2つのコ
レクタは実質的に同一の高さを有している。他方、2つ
のコレクタ内の液位の差に相当するナトリウムの有効落
差は、ナトリウムのオーバフローが主容器の振動現象及
びコレクタを構成するスリーブの振動現象を引き起こす
ような落差である。
事実、現時点で建設済み又は設計中の高速中性子原子炉
は20m程度の大きな直径及び25m程度の比較的小さ
な直径を有しており、これによって、主容器を建設する
のに使用される金属の熱応力及び重量を抑えることがで
きる。コレクタスリーブ自体の寸法形状は主容器の寸法
形状に近く、これらコレククスリーブは極めて可撓性が
あり、そして、非常に低いけれども互いに非常に接近し
た固有の振動周期を有している。したがって、振動はナ
トリウムがオーバフローするときに発生しやすい。
〔発明の概要〕
したがって、本発明の目的は、ナトリウムのような液体
金属で冷却される高速中性子原子炉の主容器を冷却する
ための装置であって、液体金属を収容した原子炉の主容
器はその上部が実質的に円筒形であり且つその軸線を垂
直にして配置されており、冷却装置が、主容器の壁の上
部と、主容器に対して同軸であり且つ主容器の直径より
も小さな直径のオーバフロースリーブとの間に作られた
第1の環状コレクタと、オーバフロースリーブと、主容
器に対して同軸であり且つオーバフロースリーブの直径
よりも小さな直径の内側スリーブとの間に作られた第2
の環状コレクタと、冷却された液体金属を主容器の内壁
と接触させるように冷却された液体金属を第1のコレク
タ内に運ぶための手段とから成り、前記冷却された液体
金属が次にオーバフロースリーブの上端の頂部を越えて
第2のコレクタ内に流入し、しかる後、第2のコレクタ
の底部に設けられたオリフィスを介して主容器内に戻る
ような冷却装置において、冷却されたナトリウムの循環
中、振動を最少に抑えることのできる冷却装置を提供す
ることにある。
この目的を達成するために、第2のコレクタの内側スリ
ーブはオーバフロースリーブの高さよりも実質的に低い
高さを有し、これらのスリーブの上端は実質的に同一の
高さにあり、そして第2のコレクタの内側スリーブの下
部はオーバフロースリーブの両端から距離をおいた領域
でオーバフロースリーブに連結されている。
本発明の理解を容易にするために、液体ナトリウムで冷
却される一体型の高速中性子原子炉に使用される本発明
の冷却装置の実施例を非限定的な例として添付の図面を
参照して説明する。
〔実施例〕
第1図は高速中性子原子炉の容器用縦坑1の一部を示し
、その上部には原子炉の主容器3を閉鎖しているスラブ
2が取りつけられている。容器3は皿状底部で閉鎖され
た円筒形側壁を有している。
容器3は側壁の上部で容器用縦坑1内に吊り下げられて
いる。主容器3は冷却用液体ナトリウムを収容し、この
液体ナトリウム中には燃料集合体から成る炉心4が沈め
られ、燃料集合体の脚は床6に載っている受は台5に固
定され、床6はそれ自体容器3の底部で支持されている
主容器はその内部に、液位8まで液体ナトリウムで満た
され、そして原子炉の炉心4の沈められたホットコレク
タと、上方の液位9まで液体ナトリウムを収容したコー
ルドコレクタとを構成する内側容器7を有する。中間熱
交換器10がスラブ2に設けられたオリフィスを通って
容器内に入っており、そして流入オリフィス1)を有す
るその上部がホットコレクタ内にあり且つ流出オリフィ
ス12を有する下部がコールドコレクタ内にあるように
内側容器7を貫通している。
ポンプ(図示せず)により中間熱交換器、例えば10で
示す中間熱交換器の出口12からの冷却されたナトリウ
ムをコールドコレクタから引き出し、そしてこれを炉心
の底部で受は台5内に再び注入することができる。かく
して、中間熱交換器内の冷却されたナトリウムは炉心4
の底部に戻され、ナトリウムは炉心4内で底部から上方
に循環して昇温する。
全体を参照番号14で指示した容器3の上部を冷却する
ための装置(第1図及び第2図参照)は第1のコレクタ
15と、第2のコレクタ16と、床6の下部と第1のコ
レクタ15の下部とを連結する一組の冷却ナトリウム送
りバイブ17と、を有する。
第1のコレクタ15、即ちオーバフローコレクタは環状
の形状を有し、そして主容器3の壁の上部と、環状プレ
ート19により下部が主容器3の壁に連結されたオーバ
フロースリーブ18と、で構成されている。オーバフロ
ースリーブ18は、下端が環状プレートに連結された円
筒形下部分18aと、上方に広がった中間の切頭円錐形
部分18bと、丸い横断面の環状ボルスタ−(これは第
2図で分かる。)から成るオーバフローシル20で終わ
る円筒形上部分18cと、を有する。
オーバフローシル20はスリーブ18cの周囲全体に亘
って連続しており、そして中間部で見て、ナトリウム流
がシル20を良好に付着して伝わるようにすることので
きる形状を有し、したがってナトリウムの上方液位の上
に存在するシール用ガスがナトリウム流に同伴されるの
を防止する。オーバフロースリーブ18を形成する連続
したスリーブ18a、18b、18cは全て容器3に対
して同軸であり且つこの容器の直径よりも小さな直径を
有している。
オーバフローコレクタ15の底部を形成する環状プレー
ト19は送りバイブ17の端部の差し込まれたオリフィ
スを有する。
したがって、原子炉ポンプで注入されて受は台5から来
た冷却ナトリウムはオーバフローコレクタ15に入り、
このコレクタ15はオーバフローシル20に対応する上
方液位まで満たされる。
第2のコレクタ16、即ちリターンコレクタは、オーバ
フロースリーブ18の上部、と、下端が環状プレート2
2でオーバフロースリーブに連結された内側スリーブ2
1とで構成され、環状プレート22はオーバフロースリ
ーブと内側スリーブ21の端とに溶接されている。内側
スリーブ21は切頭円錐形の下部21a及び円筒形の上
部21bを有している。上部21aの上端はオーバフロ
ーシル20の高さよりも僅かに高い位置にあり、そして
水平の環状リムを備えている。
内側スリーブ21を形成する連続したスリーブ21a、
21bはオーバフロースリーブ18及び主容器3の壁に
対して同軸である。これらのスリーブ21a、21bは
オーバフロースリーブ18の対応部分の直径よりも小さ
な直径を有している。
内側スリーブ21及びオーバフロースリーブ18はリタ
ーンコレクタ16の高さ全体に亘って互いにほぼ同一の
距離離れている。このコレクタの底部22は液体ナトリ
ウムを、内側容器7により主容器の内側に作られたコー
ルドコレクタ内に制御された流量で戻すことができるオ
リフィス23を有している。オリフィス23はリターン
コレクタ16内にオーバフローする冷却ナトリウムの液
位がオーバフローシル20の上部オーバフロ一部分の下
に位置した個所25に設定されるようなものである。
スリーブ及び容器の振動の危険を無くすために、シル2
0の上部オーバフロ一部分をコレクタ16内のナトリウ
ム液位25から隔てる高さを0.32m程度の値に保つ
さらに、本発明によれば、リターンコレクタ16の内側
スリーブ21の高さをオーバフロースリーブ18の高さ
よりも実質的に小さくする。この内側スリーブ21の上
部はシル20の高さに近い高さにあるので、スリーブ2
1の下部はリターンコレクタ16の底部を形成するプレ
ート22によってスリーブ18の両端から離れたスリー
ブの領域でスリーブ18に連結される。
選択する内側スリーブ又はリターンスリーブ21は好ま
しくはスリーブ18の高さの半分程度の高さを有する。
もっと広く云うと、本発明の範囲内にある限り、オーバ
フロースリーブ18の高さの173〜2/3の間の高さ
のリターンスリーブ21を使用することができよう。
かくして、内側スリーブ、即ちリターンスリーブ21は
オーバフロースリーブ18の振動数とは非常に異なる振
動数を有する。さらに、リターンコレクタ16の底部を
形成する環状プレート22はこのプレートの固定される
オーバフロースリーブ18を補剛し、この固定個所の近
くに、或いはスリーブ18の両端から少なくとも距離を
おいてスリーブ18の中間部分がある。
剛性を高くすればオーバフロースリーブはそれだけ座屈
に耐える。同様のことが内側スリーブ21についても云
え、その高さを低くすれば剛性が高くなる。
コレクタ16を構成する2つのスリーブは互いに非常に
異なる固有振動周期を有し且つ従来の装置よりも非常に
高い剛性を有するので、2つのコレクタが振動により連
接するおそれがな(、また矢印27で指示する冷却用ナ
トリウムの循環の際に振動が始まる傾向はない。オーバ
フローシル20の形状によりナトリウム流の付着を良好
にすることができ、そしてガスがナトリウムにより運ば
れるのを防止することができる。スリーブ18の周囲全
体に沿うオーバフローは又、何ら問題なく、大量のナト
リウムが流れることができるようにする。
さらに、本発明の装置の利点は、内側リターンスリーブ
21が低い高さのものであるために冷却装置を構成する
のに使用される板金の量が少なくて済むことである。
本発明は上述の実施例に限定されることはない。
かくして、オーバフロースリーブ及びリターンスリーブ
の形状はそれぞれ上述のものと異なっていても良く、ま
た、リターンスリーブの下部を環状プレートとは異なる
やり方でオーバフロースリーブに固定しても良く、さら
に、リターンスリーブの上部をオーバフロースリーブの
上部と正確に一致して配置しても良い。
最後に、本発明の冷却装置を液体金属で冷却される任意
の高速中性子原子炉に使用することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明の冷却装置を備えた高速中性子・原子
炉の一部の縦断面図である。 第2図は、冷却装置に対応した第1図の一部の拡大図で
ある。 〔主要な参照符号の説明〕 3・・・・・・主容器、14・・・・・・冷却装置、1
5・・・・・・第1の環状コレクタ、16・・・・・・
第2の環状コレクタ、18・・・・・・オーバフロース
リーブ、20・・・・・・オーバフローシル、21・・
・・・・内側スリーブ、22・・・・・・環状プレート
、23・・・・・・オリフィス。

Claims (6)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)ナトリウムのような液体金属で冷却される高速中
    性子原子炉の主容器(3)を冷却するための装置であっ
    て、液体金属を収容した原子炉の主容器(3)はその上
    部が実質的に円筒形であり且つその軸線を垂直にして配
    置されており、冷却装置(14)が、主容器(3)の壁
    の上部と、主容器に対して同軸であり且つ主容器の直径
    よりも小さな直径のオーバフロースリーブ(18)との
    間に作られた第1の環状コレクタ(15)と、オーバフ
    ロースリーブ(18)と、主容器(3)に対して同軸で
    あり且つオーバフロースリーブ(18)の直径よりも小
    さな直径の内側スリーブ(21)との間に作られた第2
    の環状コレクタ(16)と、冷却された液体金属を主容
    器(3)の内壁と接触させるように冷却された液体金属
    を第1のコレクタ(15)内に運ぶための手段(17)
    とから成り、前記冷却された液体金属が次にオーバフロ
    ースリーブ(18)の上端の頂部を越えて第2のコレク
    タ(16)内に流入し、しかる後、第2のコレクタの底
    部に設けられたオリフィス(23)を介して主容器内に
    戻るような冷却装置において、第2のコレクタ(16)
    の内側スリーブ(21)はオーバフロースリーブ(18
    )の高さよりも実質的に低い高さを有し、これらのスリ
    ーブ(18、21)の上端は実質的に同一の高さにあり
    、そして第2のコレクタ(16)の内側スリーブ(21
    )の下部はオーバフロースリーブ(18)の両端から距
    離をおいた領域でオーバフロースリーブ(18)に連結
    されていることを特徴とする冷却装置。
  2. (2)第2のコレクタ(16)の内側スリーブ(21)
    の高さはオーバフロースリーブ(18)の高さの1/3
    〜2/3である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. (3)第2のコレクタ(16)の内側スリーブ(21)
    の高さはオーバフロースリーブ(18)の約半分である
    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. (4)第2のコレクタ(16)の内側スリーブ(21)
    の下部は、オーバフロースリーブの両端から距離をおい
    た領域でオーバフロースリーブ(18)を補剛する平ら
    な環状プレート(22)によってオーバフロースリーブ
    に連結されていることを特徴とする特許請求の範囲第(
    1)項記載の冷却装置。
  5. (5)オーバフロースリーブ(18)はその上部が、循
    環ナトリウム流の付着を良好にする丸みのある横断面の
    環状オーバフローシル(20)と一体であり、それによ
    り、オーバフローシル(20)を越えて通過する際にガ
    スの同伴が著しく減じられる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。
  6. (6)第2のコレクタ(16)の底部(22)に設けら
    れたオリフィス(23)は冷却されたナトリウムの液位
    (25)がオーバフローシルを形成しているオーバフロ
    ースリーブ(18)の上部よりも実質的に0.32m下
    に位置した個所に設定されるようなものであることを特
    徴とする特許請求の範囲第(1)項記載の冷却装置。
JP62254509A 1986-10-09 1987-10-08 液体金属冷却型高速中性子原子炉の主容器の冷却装置 Expired - Lifetime JPH07104428B2 (ja)

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Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS63115094A true JPS63115094A (ja) 1988-05-19
JPH07104428B2 JPH07104428B2 (ja) 1995-11-13

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US (1) US4927597A (ja)
EP (1) EP0265311B1 (ja)
JP (1) JPH07104428B2 (ja)
DE (1) DE3767430D1 (ja)
FR (1) FR2605136B1 (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2632440B1 (fr) * 1988-06-02 1990-08-10 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides, refroidi par un metal liquide
FR2632760B1 (fr) * 1988-06-09 1992-10-23 Novatome Virole interne d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant un dispositif de protection thermique
DE3931652A1 (de) * 1989-09-22 1991-04-04 Basf Ag Verfahren zur herstellung von mit keramischen pulvern gefuellten thermoplastischen kunststoffen
JPH0593794A (ja) * 1991-10-01 1993-04-16 Toshiba Corp ナトリウム冷却型高速炉
JP2972162B2 (ja) * 1997-04-17 1999-11-08 核燃料サイクル開発機構 高速炉の炉壁冷却保護構造

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2220847B1 (ja) * 1973-03-07 1975-10-31 Commissariat Energie Atomique
FR2291580A1 (fr) * 1974-11-14 1976-06-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur
FR2425129A2 (fr) * 1975-11-26 1979-11-30 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire
FR2333328A1 (fr) * 1975-11-26 1977-06-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire
FR2370344A2 (fr) * 1975-11-26 1978-06-02 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire
FR2347749A1 (fr) * 1976-04-06 1977-11-04 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur nucleaire
US4298431A (en) * 1977-06-13 1981-11-03 Commissariat A L'energie Atomique Device for the thermal protection of an internal structure of a liquid metal cooled fast reactor
US4249995A (en) * 1977-07-04 1981-02-10 Commissariat A L'energie Atomique Liquid-metal cooled reactor with practically static intermediate zone
BE875873R (fr) * 1978-05-02 1979-08-16 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire
FR2505078A1 (fr) * 1981-04-30 1982-11-05 Novatome Ind Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2506062B1 (fr) * 1981-05-13 1985-11-29 Novatome Cuve interne pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS5987394A (ja) * 1982-11-11 1984-05-19 三菱原子力工業株式会社 原子炉容器内オ−バフロ−構造
JPS59168392A (ja) * 1983-03-16 1984-09-22 財団法人 電力中央研究所 タンク型高速増殖炉
JPS59168389A (ja) * 1983-03-16 1984-09-22 財団法人 電力中央研究所 炉容器壁の断熱構造
JPS61209388A (ja) * 1985-03-13 1986-09-17 株式会社日立製作所 原子炉構造

Also Published As

Publication number Publication date
JPH07104428B2 (ja) 1995-11-13
EP0265311B1 (fr) 1991-01-16
US4927597A (en) 1990-05-22
FR2605136B1 (fr) 1990-05-04
EP0265311A1 (fr) 1988-04-27
DE3767430D1 (de) 1991-02-21
FR2605136A1 (fr) 1988-04-15

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