SU597351A3 - Ядерный реактор на быстрых нейтронах - Google Patents
Ядерный реактор на быстрых нейтронахInfo
- Publication number
- SU597351A3 SU597351A3 SU742007030A SU2007030A SU597351A3 SU 597351 A3 SU597351 A3 SU 597351A3 SU 742007030 A SU742007030 A SU 742007030A SU 2007030 A SU2007030 A SU 2007030A SU 597351 A3 SU597351 A3 SU 597351A3
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- liquid metal
- tank
- wall
- main tank
- side wall
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/08—Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
- G21C13/087—Metallic vessels
- G21C13/0875—Tube-type vessels, e.g. for not essentially pressurised coolants
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast 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
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Изобретение относитс к дерной технике и может быть использовано дл усовершенствовани конструкции дерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким металлом , например натрием, в так называемой баковой компоновке. Известен дерный реактор на быстрых нейтронах с баковой компоновкой оборудовани первого контура 1, 2. Известен также дерный реактор на быстрых нейтронах 3 охлаждаемый жидким металлом, например натрием, содержащий вертикально расположенный основной бак, в котором размещен внутренний бак, содержащий активную зону, расположенную на горизонтальнол настиле, соединенном со стенкой основного бака коническим звеном, и обеспечивающий разделение гор чего жидкого металла, выход щего из активной зоны, и холодного жидкого металла, выход щего из теплообменников, размещенных внутри основного бака вместе с насосами дл прокачки жидкого металла. Недостатком известной конструкции вл етс неустойчивость термогидравлического режима течени натри внутри основного бака дл реакторов очень больщой мощности (1000 Мвт и выще), что приводит к нежеательным термически . напр жени м в стенах бака, к снижению надежности установки. Цель изобретени - иовыщение надежности установки путем снижени температуры стенок основного бака. Указанна цель достигаетс тем, что верхн часть боковой стенки внутреннего бака расположена ниже верхнего кра активной зоны и выще уровн выхода из теплообменников , а наружный край боковой стенки отогнут книзу и соединен непосредственно с основным баком. Кооме того, стенка основного бака содержит по меньшей мере одну перегородку, образующую между стенкой и перегородкой пространство дл циркул ции восход щего потока жидкого .металла, выход щего из теплообменников , а также содержит контр-перегородку, ограничивающую с указанной перегородкой кольцевое пространсгво дл циркул ции нисход щего потока жидкого металла перед с.мещение .м его с .массой охлажденного жидкого металла. Кроме того, наружный край боковой стенки внутреннего бака соединен с коническим звеном вблизи его соединени со стенкой основной камеры. Кроме того, наружный край боковой стеики внутреннего бака соединен со стенкой контрперегородки . На фиг. 1 схематически изображен дерный реактор на быстры.х нейтронах с внутренним баком, в продольном разрезе; на фиг. 2 - раЗрез А-А фиг. 1; на фиг. 3 изображен главный вид и частичный разрез одного варианта конструкции рассматриваемого внутреннего бака. На фи1 1 схематически представлен дерный реактор на быстрых нейтронах компоновки , содержащий внешнюю конструкцию 1 с толстымн бетонными стенками, ограничиваюHiyro внутреннюю полость больншх размеров, в которой смонтирован металлический бак 2 из стали, названный основным баком и нредназначенный дл размещени и ноддержки активной зонь реактора, а также объема жидкого натри , обосиечивающего охлаждение. Этот основной сиа)у/ки окружен вторым параллельным к;)аксиальным баком-кожухом 3, образующим защитную нолость в случае разрыва или аварии основного бака, которые могут возникнуть в процессе работы. Баки 2 и 3 нодвешены за их верхнюю часть к массивной плите 4. В этой плите 4 размещены пробки 5 б и 7, которые могут осуществл ть относительное вращение но отноплению друг к другу, что обеснечивает доступ через загрузочные устройства к активной зоне реактора. В плите 4 предусмотрены вертикальные проходы, как например 8 и 9, дл монтажа в этой плите теплообмепьп-1ков 10 и насосов дл циркул ции (.металла) 11; на фиг. 1 даетс при.мер раз менлени каждого из указанных устройств, расположенных в диаметрально противоположных участках; чис;10 этих теплообменников и насосов может быть какое угодно, оно устанавливаетс в зависимости от рабочих характеристик реактора. В предпочтительном варианте насосы и обменники распредел ютс через равные промежутки вокруг вертикальной оси основного бака 2, каждый насос может, нанример, соответствовать одно.му или двум соседним теплообменникам . Внутри бака 2 располагаетс активна зона 12 реактора, содержаща центральную часть 13 с дерным топливом, окруженную экраном 14 из воспроизвод щего материала, например нриродного урана. Нейтронна защита 15 располагаетс гю стенкам активного участка вокруг активной зоны. Активна зона 12 находитс в(утри емкости 16, называемой внутренним баком. Коллектор 17 размещен на основании 18. Само основание соединено на конце с коническим звеном 19, внещний край которого сопр жен с точкой соединени 20 на боковой стенке основного бака 2, котора поддерживает таким образом посредством этого звена и основани активную зону 12 и внутренний бак 16. Внутренний бак 16 представл етсобой тело вращени вокруг вертикальной оси, общей дл основного бака 2 и активной зоны 12, и имеет горизонтальное дно 21, образую1цее верхнюю часть коллектора 17 и боковую стенку 22, иродо;1жающуюс наклонным выступом 23. Этот высгуп боковой стенки оканчинаетс повернутым концом 24, параллельным боковой стенке 22, и подсоедин етс к точке соединени 20 конического звена 19 и основного бака 2. Наклонный выступ 23 боковой стенки внутреннего бака 16 содержит, кроме всего прочего , справа от теплообменников 10 и насосов 11, отверсти дл прохода этих компонентов , часть которых находитс во внутреннем баке, а верхн часть находитс на ней. В св зи с эти.м, выступ 23 имеет дл каждого теплообменника 10 отверстие, отграничиваемое вертикальным воротником 25, способным взаимодействовать с патрубком 26, сопр женным с корпусом соответствующего теплообменника; эти элементы 25 и 26 составл ют вместе герметичное покрытие, в которо.м может иоддерживатьс давление соответствующего нейтрального газа. Наклонный выступ 23 соединен с вертикальными цилиндрическими(трубчатымп ) кожухами 27 справа от расположени корпусов насосов дл циркул ции (металла) 11. Внутренний бак 16 отграничивает внутри основного бака два независимых пространства, одно из которых 28 заключает активную зопу, собирающую гор чий натрий на выходе из него; второе 29 находитс под внутренним баком 16, между этой камерой и дном основного бака 2, образу сборник дл холодного натри . Дл того, чтобы попасть пз одного пространства в другое, гор чий натрий из пространства 28 проходит через теплообменники 10, . на выходе из них отводитс в пространство 29, где он свободно распростран етс перед тем как быть откаченным насосами 11 и затем отсылаетс в трубопроводы циркул ции 30, далее собираетс в подущке 17 дл нового прохождени через активную зону. Бокова стенка основного бака 2 посто нно о.хлаждаетс частью холодного натри , вз того из пространства 29 и циркулирующего за перегородкой, ограниченной первым покрытием 31, располагаюплимс параллельпо этой стенке . Эта перегородка (покрытие) 31 отделена контр-иерегородкой 32, что позвол ет холодному натрию, предназначенному дл охлаждени , соверп ать двойной путь вблизи от стеикп; перегородки 31 и 32 отграничивают .между собой и баком узкое кольцевое пространство 33. В предпочтительном варианте это пространство наполн етс хо.юдным натрием через входные отверсти 34, 35, предусмотренные в нижней конечности кра 24 выступа 23 под коническим звеном 19; натрий выходит, после прохождени между перегородками, через отверстие 36, также предусмотренное в крае 24, по наход п:еес на конечной части перегородки 32. На фиг. 2 представлены пекоторые другие основные элементы реактора, в частности топливные пакеты 37, составл ющие активную зону 12 с активной частью 13 и экраном 14. Эти пакеты 37 могут перегружатьс посредством перегрузочного устройства 38, смонтированного сквозь вращающиес пробки 5, 6 и 7; их относительные вращени позво ют приводить нижнюю часть перегрузочного
устройства, имеющего захватные устройства 39 над любым пакетом в активной зоне и экране . Оно захватывает нужный пакет и затем кладет в приемный ковш 40.
Последний может перемещатьс посредством соответствующей системы т г вдоль отгрузочной рампы 41, котора выходит к мащине 42 дл перегрузки, покрытой защитным кожухом; машина 42 располагаетс вне полости 1, на верху закрывающей плиты 4; мащина 42 осуществл ет перемещение топливных пакетов из активной зоны к зоне складировани 43.
В другом варианте конструировани выступа -стенки внутреннего бака на фиг. 3 показано основание 18, несущее активную зону .посредством коллектора 17; однако в это.м случае св зующее звено основани со стенками основного бака 2 не соедин етс с повернутым концом 24 выступа 23, а через звено 44 опираетс на дно бака 2 справа от накладки 45 дл усилени .
В этом варианте повернутый конец 24 выступа соединен пр мо с нижней конечностью контр-перегородки 32; выход холодного натри , циркулирующего между перегородкой 31 и боковой стенкой основного бака 2, осуществл етс на уровне конца звена 44, через проходные отверсти 46; выход этого натри за пределы контр-перегородки 32 осуществл етс через отверсти 47, устроенные под отдельным соединением, наход щимс между повернутым краем 24 выступа и внещней поверхностью контр-перегородки 32.
Claims (4)
1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый жидким металлом, например натрием ,. содержа1ций вертикально расположе)ный основной бак, в которол; размещен внутренний бак, включающий активную зону, расположенную на горизонтальном настиле, соединенном со стенкой основного бака коническим звеном, обеспечивающие разделение гор чего жидкого металла, выход щего из активной зоны, и холодного жидкого металла, выход щего из теплообменников, размещенных внутри основного бака вместе с насосами дл прокачки жидкого металла, отличающийс тем, что, с целью повышени надежности установки путем снижени температуры стенок основного бака, верхн часть боковой стенки внутреннего бака расположена ниже верхнего кра активной зоны и выше уровн выхода из теплообменников , а наружный край боковой стенки отогнут книзу и соединен непосредственно с основным баком.
2.Реактор по п. 1, отличающийс тем, что стенка основного бака содержит по меньшей
мере, одну перегородку, образ ющую со стенкой нространство дл циркул ции восход щего потока лчидкого металла, выход пгего из теплообменников, а также содержит контр-перегородку . ограничивающую с указанной перегородкой кольцевое пространство дл 1щркул ции нисход щего потока жидкого металла перед смещением его с массой охлажденного жидкого металла.
3. Реактор но п. 1, отличающийс тем,
что наружный край боковой стенки внутреннего бака соединен с коническим звеном вблизи его соединени со стенкой основной камеры.
4. Реактор по п. 2. отличающийс тем, что наружный край боковой стенки внутреннего
бака соединен со стенкой контр-перегородки. Источники информации, прин тые во внимание при эксперт11зе:
1. Багдасаров Ю. Е. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М., Атомиздат, 1969, с. 27.
2. Крамеров А. Я. Вопросы конструировани дерных реакторов. ... Атомиздат, 1971, с. 33.
3.За вка Франции « 2077444, G 21 С 1/00, 1971. по которой прин то положительное реП1ение о выдаче авторского свидетельства.
25
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR7308075A FR2220847B1 (ru) | 1973-03-07 | 1973-03-07 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU597351A3 true SU597351A3 (ru) | 1978-03-05 |
Family
ID=9115898
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU742007030A SU597351A3 (ru) | 1973-03-07 | 1974-03-06 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3962032A (ru) |
JP (1) | JPS5949559B2 (ru) |
BE (1) | BE811627A (ru) |
DE (1) | DE2410701C2 (ru) |
ES (1) | ES423992A1 (ru) |
FR (1) | FR2220847B1 (ru) |
GB (1) | GB1427673A (ru) |
IT (1) | IT1009206B (ru) |
SE (1) | SE407301B (ru) |
SU (1) | SU597351A3 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2461085C2 (ru) * | 2007-09-26 | 2012-09-10 | Дель Нова Вис С.Р.Л. | Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции |
Families Citing this family (27)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
FR2372494A2 (fr) * | 1975-12-29 | 1978-06-23 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnements dans les reacteurs surregenerateurs aux structures contenant un metal liquide chaud |
US4116764A (en) * | 1976-02-11 | 1978-09-26 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Apparatus for controlling nuclear core debris |
FR2347749A1 (fr) * | 1976-04-06 | 1977-11-04 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur nucleaire |
FR2356244A1 (fr) * | 1976-06-23 | 1978-01-20 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif pour detecter et prelocaliser une rupture de gaine dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
FR2359484A1 (fr) * | 1976-07-22 | 1978-02-17 | Electricite De France | Dispositif d'echange de chaleur integre pour reacteur nucleaire a sels fondus |
GB1567040A (en) * | 1976-08-12 | 1980-05-08 | Nuclear Power Co Ltd | Liquid metal cooled nuclear reactor constructions |
FR2388375A1 (fr) * | 1977-04-19 | 1978-11-17 | Commissariat Energie Atomique | Procede de refroidissement de la cuve d'un reacteur nucleaire et dispositif pour l'application du procede |
GB2000356B (en) * | 1977-07-04 | 1982-03-10 | Commissariat Energie Atomique | A liquid-metal cooled reactor |
FR2429479A1 (fr) * | 1978-06-23 | 1980-01-18 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire a neutrons rapides a metal liquide caloporteur |
US4613478A (en) * | 1978-08-31 | 1986-09-23 | Westinghouse Electric Corp. | Plenum separator system for pool-type nuclear reactors |
US4294661A (en) * | 1979-04-04 | 1981-10-13 | Nuclear Power Company Limited | Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactor constructions |
FR2453472A1 (fr) * | 1979-04-06 | 1980-10-31 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides et a cuve interne cylindrique |
US4324617A (en) * | 1979-04-27 | 1982-04-13 | Electric Power Research Institute, Inc. | Intermediate heat exchanger for a liquid metal cooled nuclear reactor and method |
JPS5658692A (en) * | 1979-10-19 | 1981-05-21 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor |
FR2490863A1 (fr) * | 1980-09-22 | 1982-03-26 | Novatome | Dispositif de transfert d'assemblages combustibles pour reacteur a neutrons rapides |
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 |
US4485067A (en) * | 1982-01-29 | 1984-11-27 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel transfer manipulator for liquid metal nuclear reactors |
FR2525017A1 (fr) * | 1982-04-09 | 1983-10-14 | Novatome | Dispositif collecteur et separateur de metal liquide caloporteur dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
FR2542909B1 (fr) * | 1983-03-16 | 1985-07-05 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre |
DE3416397A1 (de) * | 1984-05-03 | 1985-11-07 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor mit verbesserter tankwand-kuehlung |
FR2572838B1 (fr) * | 1984-11-08 | 1989-03-31 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par un metal liquide et dont les structures internes sont equipees d'un dispositif de protection thermique |
FR2605136B1 (fr) * | 1986-10-09 | 1990-05-04 | Novatome | Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'une reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par un metal liquide |
US4859402A (en) * | 1987-09-10 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom supported liquid metal nuclear reactor |
CN106653105B (zh) * | 2016-12-29 | 2017-10-13 | 中科瑞华原子能源技术有限公司 | 一种可移动核反应堆双容器支撑系统 |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3203867A (en) * | 1961-06-26 | 1965-08-31 | Atomic Energy Authority Uk | Organic liquid moderated and cooled nuclear reactors |
DE1239410B (de) * | 1964-04-11 | 1967-04-27 | Babcock & Wilcox Dampfkessel W | Mit Wasser gekuehlter und moderierter Druckwasserreaktor |
GB1128913A (en) * | 1965-02-05 | 1968-10-02 | English Electric Co Ltd | Nuclear reactors |
US3349004A (en) * | 1966-01-17 | 1967-10-24 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
FR1511662A (fr) * | 1966-12-23 | 1968-02-02 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire refroidi par un liquide |
FR1525182A (fr) * | 1967-03-28 | 1968-05-17 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire à réfrigérant liquide |
GB1258763A (ru) * | 1968-02-23 | 1971-12-30 | ||
CH511498A (fr) * | 1969-03-10 | 1971-08-15 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de protection thermique de la cuve d'un réacteur nucléaire |
FR2101019B1 (ru) * | 1970-08-07 | 1973-12-21 | Commissariat Energie Atomique |
-
1973
- 1973-03-07 FR FR7308075A patent/FR2220847B1/fr not_active Expired
-
1974
- 1974-02-26 GB GB863674A patent/GB1427673A/en not_active Expired
- 1974-02-27 BE BE141435A patent/BE811627A/xx not_active IP Right Cessation
- 1974-03-05 SE SE7402952A patent/SE407301B/xx unknown
- 1974-03-05 US US05/448,395 patent/US3962032A/en not_active Expired - Lifetime
- 1974-03-06 ES ES423992A patent/ES423992A1/es not_active Expired
- 1974-03-06 DE DE2410701A patent/DE2410701C2/de not_active Expired
- 1974-03-06 SU SU742007030A patent/SU597351A3/ru active
- 1974-03-06 IT IT67580/74A patent/IT1009206B/it active
- 1974-03-07 JP JP49026746A patent/JPS5949559B2/ja not_active Expired
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2461085C2 (ru) * | 2007-09-26 | 2012-09-10 | Дель Нова Вис С.Р.Л. | Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2220847A1 (ru) | 1974-10-04 |
JPS49125797A (ru) | 1974-12-02 |
SE407301B (sv) | 1979-03-19 |
DE2410701A1 (de) | 1974-10-24 |
FR2220847B1 (ru) | 1975-10-31 |
BE811627A (fr) | 1974-06-17 |
GB1427673A (en) | 1976-03-10 |
JPS5949559B2 (ja) | 1984-12-03 |
ES423992A1 (es) | 1977-07-01 |
IT1009206B (it) | 1976-12-10 |
US3962032A (en) | 1976-06-08 |
DE2410701C2 (de) | 1983-03-31 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SU597351A3 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах | |
US3182002A (en) | Liquid cooled nuclear reactor with improved heat exchange arrangement | |
US20060126775A1 (en) | Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant | |
US4115192A (en) | Fast neutron nuclear reactor | |
US4664871A (en) | Nuclear power installation with a high temperature pebble bed reactor | |
US3000728A (en) | Tanks for holding a coolant to be circulated through a nuclear reactor | |
US4309252A (en) | Nuclear reactor constructions | |
US3909351A (en) | Nuclear reactor | |
US3371017A (en) | Nuclear reactor having a prestressed concrete pressure vessel | |
US3321376A (en) | High temperature nuclear reactor | |
US3253999A (en) | Boiling water nuclear reactor with improved vapor separating arrangement | |
US3420738A (en) | Fuel element assembly for a nuclear reactor | |
US3296085A (en) | Calandria core for sodium graphite reactor | |
JP4101422B2 (ja) | 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント | |
US4382907A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor | |
US3932214A (en) | Nuclear reactor | |
US4101377A (en) | Fast neutron reactor | |
JPS6153675B2 (ru) | ||
US4056438A (en) | Liquid sodium cooled fast reactor | |
US4698203A (en) | Gas-cooled nuclear reactor with a bed of spherical fuel elements | |
US4302296A (en) | Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors | |
US3385760A (en) | Integral nuclear reactor-heat exchanger system | |
US4246069A (en) | Heat-generating nuclear reactor | |
US4705662A (en) | Fast neutron nuclear reactor with a steam generator integrated into the vessel | |
US4698201A (en) | Heat exchanger equipped with emergency cooling means and fast neutron nuclear reactor incorporating such an exchanger |