FR2652190A1 - Perfectionnements apportes aux reacteurs nucleaires. - Google Patents

Perfectionnements apportes aux reacteurs nucleaires. Download PDF

Info

Publication number
FR2652190A1
FR2652190A1 FR9011209A FR9011209A FR2652190A1 FR 2652190 A1 FR2652190 A1 FR 2652190A1 FR 9011209 A FR9011209 A FR 9011209A FR 9011209 A FR9011209 A FR 9011209A FR 2652190 A1 FR2652190 A1 FR 2652190A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
reactor
liquid
moderator
fuel element
fuel
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.)
Granted
Application number
FR9011209A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2652190B1 (fr
Inventor
Bingham Billy Elias
Coiner Jr John Robson
Pettus William Gower
Short Barrett John
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.)
Babcock and Wilcox Co
Original Assignee
Babcock and Wilcox Co
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Babcock and Wilcox Co filed Critical Babcock and Wilcox Co
Publication of FR2652190A1 publication Critical patent/FR2652190A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2652190B1 publication Critical patent/FR2652190B1/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/10Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • 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
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

Réacteur nucléaire (10) utilisant un gaz en tant que refrigérant primaire et un liquide en tant que modérateur et/ou réflecteur. Le réfrigérant gazeux s'écoule à travers des passages d'admission autour de la chambre de sortie (14) vers une plaque de distributeur. Le gaz est dirigé entre des gaines (36) d'élément de combustible et les éléments de combustible (18) à l'intérieur, à travers les éléments de combustible, et dans la chambre de sortie du réacteur. Des ailettes sur les gaines transfèrent la chaleur au gaz depuis un modérateur liquide circulant dans le cœur. L'utilisation d'un modérateur liquide accroît la sécurité, permet de réduire la quantité de matière fissile et la masse du réacteur et élimine les problèmes associés à un refroidissement d'un modérateur solide.

Description

La présente invention a trait d'une manière gé-
nérale à des réacteurs nucléaires et en particulier à des
réacteurs délivrant de l'ténergie thermique pour une utili-
sation spatiale.
Les réacteurs nucléaires conçus pour une utili-
sation dans l'espace peuvent être classés selon la réparti-
tion énergétique des neutrons dans le coeur. Cette réparti-
énergétique peut être classée selon la quantité et le type du modérateur (matériau qui réduit le niveau énergétique des neutrons) et du réflecteur (matériau qui renvoie ou réfléchit les neutrons vers le coeur du réacteur) utilisés
dans et autour du coeur. Les trois classifications suivan-
tes sont généralement utilisées.
En premier lieu, un réacteur rapide est un réac-
teur dans lequel peu ou pas de modérateur est utilisé et
l'énergie moyenne des neutrons est proche de celle à la-
quelle les neutrons sont générés par fission. Le premier réacteur spatial ayant connu un succès, le SNAP-8 et le SP-100 en cours de développement sont des exemples de ce type. Ce sont habituellement des réacteurs refroidis par un métal liquide et ils sont caractérisés par une masse
spécifique de combustible (Kg/Kw) relativement élevée.
En second lieu, un réacteur intermédiaire est un
réacteur dans lequel l'énergie moyenne des neutrons à la-
quelle la fission apparaît est comprise entre quelques électron-volts (ev) à quelques milliers d'électron-volts
(Kev). Un exemple de celui-ci est le réacteur de propul-
sion de type NERVA qui est modéré en partie par la matrice de graphite des cartouches de combustible et en partie par des colonnes distinctes d'hydrure de zirconium. Ces réacteurs sont prévus pour un fonctionnement à court terme à puissance très élevée et sont relativement massifs en
comparaison de constructions de conceptions plus récentes.
En troisième lieu, un réacteur thermique est un
réacteur dans lequel l'énergie moyenne des neutrons à la-
quelle la fission apparaît est inférieure à un électron- volt. A ce niveau d'énergie, les sections efficaces de fission des matériaux fissiles importants deviennent
très importantes et la charge fissile est réduite par rap-
port à celle nécessaire dans les deux premiers types de réacteurs. A cause des sections efficaces de fission
importantes, les réacteurs thermiques exigent des quanti-
tés substantielles de modérateur efficace entre et autour des éléments de combustible. La quantité relativement faible de matériau fissile nécessaire dans un réacteur
thermique procure des avantages importants sur les réac-
teurs rapides et intermédiaires.
Un certain nombre de missions dans l'espace ne sont pas présentement réalisables du fait de la masse du
système de propulsion et/ou du système d'énergie embarqué.
Dans le cas d'un réacteur nucléaire avec un modérateur solide et une densité d'énergie élevée, un refroidissement adéquat du modérateur impose une exigence sévère sur la masse. Les exigences de sécurité imposent également des exigences de masse supplémentaires. Un autre problème
limitant certaines missions est la détérioration du modé-
rateur du réacteur provoquée par une détérioration dûe aux rayonnements. On peut voir de ce qui précède qu'un besoin existe pour des réacteurs utilisés dans des applications
spatiales présentant une sécurité accrue, une masse spé-
cifique faible, et une aptitude à.un fonctionnement pro-
longé à puissance élevée sans dommage par radiations causé
au modérateur.
La présente invention résout les problèmes pré-
cités sous la forme -d'un réacteur à modérateur et/ou ré-
flecteur liquide. Dans un réacteur nucléaire refroidi par air, les éléments de combustible sont entourées par un modérateur liquide qui déplace le spectre énergétique des
neutrons dans une plage de probabilité de fission élevée.
Ceci permet une réaction en chaîne entretenue et une pro-
duction d'énergie avec une quantité de combustible et une
masse de réacteur minimales.La dissipation thermique du mo-
dérateur/réflecteur est effectuée par circulation forcée du modérateur/réflecteur liquide sur un réseau d'ailettes conductrices de la chaleur faisant saillie dans le liquide
depuis les gaines logeant les éléments de combusti-
ble. La chaleur provenant du liquide est acheminée par
l'intermédiaire des ailettes jusqu'au gaz de refroidisse-
lent du radiateur du réacteur sur l'intérieur des gaines tandis que dans les réacteurs eau pressurisée classique, le flux de chaleur se fait dans le liquide plutôt que depuis le liquide. A la différence des réacteurs
modérés par eau classiques, le modérateur/réflecteur liqui-
de n'est pas utilisé dans le processus de conversion d'é-
nergie. En vue d'une meilleure compréhension de la nature et des buts de la présente invention, on se référera à la
description qui va suivre, en référence aux dessins annexes,
sur lesquels des parties identiques sont désignées par les
mêmes chiffres de référence.
La Figure 1 est une vue en coupe latérale d'un réacteur nucléaire illustrant l'écoulement de réfrigérant
gazeux selon l'invention.
La Figure 2 est une vue en coupe selon un plan
médian de la Figure 1.
La Figure 3 est une vue en coupe latérale d'un
réacteur nucléaire représentant un écoulement de modéra-
teur/réflecteur. La Figure 3A est une vue de détail représentant une gaine à ailettes recevant un élément de combus-
tible et le trajet d'écoulement de retour depuis le réflec-
teur vers le modérateur du coeur du réacteur.
La Figure 4 est une vue en coupe latérale par-
tielle d'un réacteur nucléaire selon l'invention.
Les Figures 4A-4C sont des vues de détail repré-
sentant le trajet d'écoulement du réfrigérant gazeux.
La Figure 5 représente une variante de réalisa-
tion de l'invention.
En référence aux dessins, on voit que l'inven-
tion est désignée dans son ensemble par le chiffre de ré-
férence 10. Un réacteur nucléaire 10 est constitué d'une enceinte de réacteur 12 possédant une chambre 14 de sortie de réfrigérant primaire, d'un barillet de coeur 16, des éléments de combustible 18, de barres de sécurité 20, et de
tambours de commande 22. Des entraînements 24 sont égale-
ment prévus pour les barres de sécurité 20 et pour les tambours de commande 22. Des fils d'instrumentation et d'énergie pénètrent dans le réacteur 10 par l'intermédiaire
d'un ajutage de pénétration de tête 26. Le réacteur nuclé-
aire 10 est essentiellement un réacteur nucléaire classi-
que en ce qui concerne l'utilisation d'une enceinte de
réacteur, des éléments de combustible, de barres de sé-
curité, et de tambours de commande avec des perfectionne-
ments axés sur des réacteurs nucléaires prévus pour des
applications spatiales.
Le passage d'admission de réfrigérant primaire
28 est prévu sur la paroi extérieure de la chambre de sor-
tie de réfrigérant primaire 14. Ainsi qu'on le voit sur la vue de détail de la Figure 4A, le passage 28 est en forme de tore ou semicirculaire dans le mode de réalisa- tion préféré. Ainsi qu'on le voit mieux sur la Figure 4 et
sur la vue de détail de la Figure 4B, le passage d'admis-
sion 28 dirige le réfrigérant primaire vers la chambre
d'admission 30 adjacente à une plaque de distributeur 32.
Durant une dissipation thermique auxiliaire, le réfrigé-
rant gazeux circule dans la chambre 28 par l'intermédiaire
d'ajutages 46.
Ainsi qu'on le voit sur les Figures 1 et 4B, la plaque de distributeur 32 est boulonnée à unbarillet de coeur 16 et s'étend à travers la partie inférieure de l'enceinte
de réacteur 12 au-dessus de la chambre de sortie 14 de ré-
frigérant primaire. Ainsi qu'on le voit mieux sur les vues de détail des Figures 4B et 4C, la plaque de distributeur 32 est munie de passages 34 qui dirigent le réfrigérant primaire vers un intervalle 38 entre chaque gaine 36
d'élément de combustible et l'élément de combus-
tible qu'elle entoure. Ainsi qu'on le voit sur la Fi-
gure 4C, les gaines 36 d'élément de combus-
tible et les éléments de combustible 18-sont mon-
tés dans une plaque de distributeur 32 pour former un in-
tervalle 38- Les éléments de combustible 18 s'étendent également audessous de la plaque de distributeur 32 dans la chambre de sortie de réfrigérant primaire 14 comme on le voit sur les Figures 1, 3 et 4 de sorte que l'intérieur
de chaque élément de combustible 18 se trouve en commu-
nication de fluide avec elle. Le réfrigérant primaire s'écoule depuis l'intervalle 38 à travers un matériau poreux 40 comme indiqué par la flèche sur la Figure 4C dans le centre 42 d'un élément de combustible 18 et ensuite s'écoule vers le bas à travers l'élément de combustible
18 dans la chambre de sortie 14 de réfrigérant primaire.
L'enceinte de réacteur 12 est munie d'ajutages 44 utilisés pour introduire ou drainer un liquide depuis le coeur du réacteur. Durant le fonctionnement du réacteur,
le liquide circule à travers la région du modérateur li-
mitée par l'intérieur du barillet de coeur 16 et l'ex-
térieur des gaines 36 recevant les éléments de com-
bustible. Ainsi qu'on le voit sur la Figure 3 et indiqué
par des flèches, le liquide pénètre ensuite dans des pom-
pes de circulation 45, est déchargé par les pompes dans la colonne supérieure,'et ensuite s'écoule vers le bas autour et à travers les tambours de commande 22 dans la région de réflecteur limitée par l'enceinte de réacteur 12 et le barillet de coeur 16. Ainsi qu'on le voit sur la Figure 3A, et indiqué par des flèches, le liquide achève ensuite sa boucle de circulation en s'écoulant dans la région du modérateur à travers les passages prévus dans
la cuve de réacteur 16 à l'extrémité inférieure.
Ainsi qu'on le voit sur la Figure 3A, les
gaines 36 recevant les éléments de combustible sont mu-
ni d'ailettes qui s'étendent depuis la circonférence ex-
térieure des gaines dans le liquide et qui servent à
transférer la chaleur depuis le liquide jusqu'au réfrigé-
rant gazeux primaire s'écoulant à l'intérieur des gaines 36. Dans des réacteurs à modérateur à eau terrestres classiques, en vue d'une production d'énergie utile, le transfert de chaleur s'effectue dans le modérateur liquide
sur les éléments de combustible plutôt que depuis le li-
quide comme dans le réacteur de l'invention.
Le modérateur/réflecteur liquide n'est pas mis en place durant la fabrication, le transport terrestre, le lancement, et la mise à disposition, augmentant ainsi la sécurité du réacteur puisque le réacteur est maintenu dans un état sous-critique. Lorsque le fonctionnement commence, le modérateur/réflecteur liquide est ajouté à l'enceinte de réacteur 12 par l'intermédiaire d'ajutages de remplissa- ge/évacuation 44 pour une circulation dans le coeur comme décrit ci-dessus. Le modérateur/réflecteur liquide permet à la quantité relativement faible de matière fissile dans
les éléments de combustible 18 de devenir critique (pro-
voquant une réaction auto-entretenue) dans le coeur et re-
froidit les tambours de -commande et autres constituants
du système.
Dans le mode de réalisation préféré, le réfrigé-
rant primaire est un gaz approprié pour une telle utilisa-
tion et le modérateur/réflecteur liquide est de l'eau. Un
autre modérateur/réflecteur liquide approprié tel que dif-
férents liquides organiques peut également être utilisé.
Une variante à la solution préférée est représen-
tée sur la Figure 5 dans laquelle un échangeur thermique extérieur au réacteur est prévu en vue d'une extraction
supplémentaire de chaleur du modérateur liquide. Le modé-
rateur liquide circule à travers le coeur depuis les aju-
tages de remplissage inférieurs à travers les régions du
modérateur et du réflecteur et dans la colonne supérieure.
De la colonne de réacteur supérieure, le liquide quitte le coeur, traverse la pompe 47, et s'écoule dans l'échangeur de chaleur 48 o il est refroidi par le réfrigérant gazeux avant que le gaz pénètre dans le réacteur. Le modérateur liquide s'écoule ensuite depuis l'échangeur de chaleur
dans le coeur à travers les ajutages de remplissage/évacua-
tion 44. Un refroidissement du modérateur liquide est pré-
vu dans le coeur comme décrit dans la solution préférée.

Claims (6)

REVENDICATIONS
1. Réacteur nucléaire (10) comprenant une enceinte de
réacteur (12) possédant un barillet de coeur (16) à l'in-
térieur de l'enceinte de réacteur, des éléments de combus-
tible (18) et des barres de sécurité (20) à l'intérieur du
barillet de coeur (16), une gaine (36) de combustible entou-
rant chaque élément de combustible et définissant un inter-
valle (38) entre eux, et un trajet d'écoulement de réfrigé-
rant primaire qui comprend un écoulement à travers des in-
tervalles de gaines d'élément de combustible, caractérisé en ce qu'il comporte:
a. des moyens (44, 45) pour faire circuler un modéra-
teur liquide à travers le barillet de coeur autour des gai-
nes d'élément de combustible; et b. des moyens pour transférer la chaleur du modérateur liquide au réfrigérant primaire s'écoulant à travers les
dits intervalles de gaine d'élément de combustible.
2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, carac-
térisé en ce que le réfrigérant primaire est un gaz.
3. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, carac-
térisé en ce que lesdits moyens pour faire circuler un modé-
rateur liquide comportent des pompes (45) et des ajutages
de remplissage et d'évacuation (44) sur l'enceinte de réac-
teur (12)
4. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, carac-
térisé en ce que lesdits moyens de transfert de chaleur com-
portent des ailettes sur lesdites gaines-(36)dlélîment de combus-
tible.
5. Réacteur nucléaire refroidi par air, comprenant une enceinte de réacteur (12) possédant un barillet de coeur(16)
à l'intérieur de l'enceinte du réacteur, des éléments de com-
bustible (18) et des barres de sécurité (20) à l'intérieur du barillet de coeur, une gaine (36) d'élément de combustible entourant chaque élément de combustible et définissant un
intervalle (38) entre eux, et un trajet d'écoulement de ré-
frigérant primaire qui comprend un écoulement à travers les intervalles de gaines d'élément de combustible, caractérisé en ce qu'il comporte: a. des moyens (45) pour faire circuler un modérateur
liquide à travers le barillet de coeur (16) autour des gai-
nes d'éléments de combustible; et
b. des ailettes sur les gaines d'éléments de combusti-
ble pour transférer la chaleur du modérateur liquide au ré-
frigérant gazeux primaire s'écoulant à travers lesdits in-
tervalles de gaines d'éléments de combustible.
6. Réacteur nucléaire selon la revendication 5, carac-
térisé en ce qu'il comporte en outre un échangeur de chaleur extérieur au réacteur (10) en communication de fluide avec le modérateur liquide et le réfrigérant primaire du réacteur
pour transférer la chaleur du modérateur liquide au réfrigé-
rant primaire.
FR9011209A 1989-09-15 1990-09-11 Perfectionnements apportes aux reacteurs nucleaires. Expired - Fee Related FR2652190B1 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/407,515 US5087412A (en) 1989-09-15 1989-09-15 Nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2652190A1 true FR2652190A1 (fr) 1991-03-22
FR2652190B1 FR2652190B1 (fr) 1994-04-08

Family

ID=23612400

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR9011209A Expired - Fee Related FR2652190B1 (fr) 1989-09-15 1990-09-11 Perfectionnements apportes aux reacteurs nucleaires.

Country Status (5)

Country Link
US (1) US5087412A (fr)
JP (1) JPH0660945B2 (fr)
CA (1) CA2023484C (fr)
DE (1) DE4028947C2 (fr)
FR (1) FR2652190B1 (fr)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5289512A (en) * 1992-06-08 1994-02-22 The Babcock & Wilcox Company Nuclear propulsion reactor
US5513234A (en) * 1994-07-18 1996-04-30 Rottenberg; Sigmunt Structural member for nuclear reactor pressure tubes
JP3597165B2 (ja) * 2001-11-16 2004-12-02 核燃料サイクル開発機構 原子炉容器の熱荷重緩和装置
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
EP2392315B1 (fr) 2010-06-03 2017-04-05 Straumann Holding AG Composition de conditionnement pour le traitement des implants dentaires
RU2578590C1 (ru) * 2015-04-08 2016-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
US11990248B2 (en) * 2019-08-29 2024-05-21 BWXT Advanced Technologies LLC Robust nuclear propulsion fission reactor with tri-pitch patterned core and drum absorbers
WO2022240588A2 (fr) * 2021-04-27 2022-11-17 Bwx Technologies, Inc. Ensemble plénum arrière pour réacteur de propulsion nucléaire spatiale

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1222856A (fr) * 1958-02-03 1960-06-14 North American Aviation Inc Réacteur nucléaire à eau lourde et à liquide organique comme liquide de refroidissement
GB874739A (en) * 1958-11-11 1961-08-10 Thompson Nuclear Energy Co Ltd Improvements relating to fuel elements for nuclear reactors
US3047479A (en) * 1957-09-09 1962-07-31 United Nuclear Corp Steam reactor system
US3249506A (en) * 1961-04-28 1966-05-03 Westinghouse Electric Corp Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system
US3311540A (en) * 1964-05-28 1967-03-28 Westinghouse Electric Corp Integral boiling and superheating nuclear reactor and pressure tube assembly therefor
US3352365A (en) * 1964-06-26 1967-11-14 Babcock & Wilcox Co Nuclear reactor system
US3383858A (en) * 1956-08-09 1968-05-21 North American Rockwell Nuclear rocket engine
US3509023A (en) * 1966-07-14 1970-04-28 Sulzer Ag Nuclear reactor plant

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2868708A (en) * 1945-11-02 1959-01-13 Harcourt C Vernon Neutronic reactor
BE565765A (fr) * 1957-03-19
US2977297A (en) * 1958-09-02 1961-03-28 Ersel A Evans Reactor fuel assembly
LU38657A1 (fr) * 1959-06-04
DE1848988U (de) * 1959-07-23 1962-03-29 Siemens Ag Heterogener kernreaktor.
US3090743A (en) * 1960-04-15 1963-05-21 Commissariat Energie Atomique Nuclear reactor duct structure
US3190807A (en) * 1960-09-07 1965-06-22 Combustion Eng Pressure tube reactor
US3180801A (en) * 1963-09-26 1965-04-27 Royce J Rickert Heavy water moderated organic cooled nuclear fission reactor
NL6402058A (fr) * 1964-03-02 1965-09-03
US3309280A (en) * 1964-12-24 1967-03-14 Leonard J Balog Pressure-tube nuclear reactor including fuel assembly with thermal baffle
US3266999A (en) * 1965-03-26 1966-08-16 Richard E Wood Gas-cooled, water moderated neutronic reactor
US3793832A (en) * 1968-07-23 1974-02-26 Us Air Force Nuclear engine reactor rocket cores

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3383858A (en) * 1956-08-09 1968-05-21 North American Rockwell Nuclear rocket engine
US3047479A (en) * 1957-09-09 1962-07-31 United Nuclear Corp Steam reactor system
FR1222856A (fr) * 1958-02-03 1960-06-14 North American Aviation Inc Réacteur nucléaire à eau lourde et à liquide organique comme liquide de refroidissement
GB874739A (en) * 1958-11-11 1961-08-10 Thompson Nuclear Energy Co Ltd Improvements relating to fuel elements for nuclear reactors
US3249506A (en) * 1961-04-28 1966-05-03 Westinghouse Electric Corp Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system
US3311540A (en) * 1964-05-28 1967-03-28 Westinghouse Electric Corp Integral boiling and superheating nuclear reactor and pressure tube assembly therefor
US3352365A (en) * 1964-06-26 1967-11-14 Babcock & Wilcox Co Nuclear reactor system
US3509023A (en) * 1966-07-14 1970-04-28 Sulzer Ag Nuclear reactor plant

Also Published As

Publication number Publication date
FR2652190B1 (fr) 1994-04-08
DE4028947A1 (de) 1991-03-28
DE4028947C2 (de) 1995-02-09
JPH0660945B2 (ja) 1994-08-10
US5087412A (en) 1992-02-11
JPH03107792A (ja) 1991-05-08
CA2023484C (fr) 1994-12-27
CA2023484A1 (fr) 1991-03-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0076204B1 (fr) Dispositif de protection neutronique supérieure pour assemblage de réacteur nucléaire
FR2652190A1 (fr) Perfectionnements apportes aux reacteurs nucleaires.
FR2630248A1 (fr) Ensemble perfectionne compresseur et reacteur nucleaire refroidi par eau
FR2681976A1 (fr) Reacteur rapide refroidi au sodium.
WO1995014300A1 (fr) Reacteur nucleaire comportant un dispositif de refroidissement de secours et procede de refroidissement
FR2504305A1 (fr) Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2538154A1 (fr) Dispositif de refroidissement auxiliaire passif de reacteur nucleaire
FR2718880A1 (fr) Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide.
EP0129933B2 (fr) Installation de refroidissement de sécurité pour réacteur nucléaire à eau
EP0117168B1 (fr) Dispositif de cloisonnement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression
US3768253A (en) Vortex ring nuclear reactor
FR2595501A1 (fr) Equipements internes de reacteurs nucleaires a cuve allongee
FR2564228A1 (fr) Assemblage combustible de reacteur nucleaire
FR2584227A1 (fr) Dispositif de condensation de vapeur d'eau sous pression et son application au refroidissement d'un reacteur nucleaire apres un incident.
EP0091872B1 (fr) Dispositif collecteur et séparateur de métal liquide caloporteur dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides
EP2313893B1 (fr) Reacteur nucleaire a neutrons rapides
EP0047698B1 (fr) Réacteur nucléaire à circulation du fluide primaire de refroidissement par convection mixte
FR2642888A1 (en) Fast reactor cooled with liquid metal
EP0488890B1 (fr) Réacteur nucléaire à eau sous pression et à cloisonnement massif
FR3020494A1 (fr) Element combustible nucleaire
FR2679062A1 (fr) Cóoeur de reacteur surgenerateur rapide et assemblage combustible utilise dans un tel cóoeur.
EP0161949B1 (fr) Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide
EP0323306A1 (fr) Réacteur nucléaire à eau sous pression et à cloisonnement massif
WO2018007739A1 (fr) Réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant un dispositif de verrouillage passif du chemin hydraulique
BE566705A (fr)

Legal Events

Date Code Title Description
ST Notification of lapse