JPS61108996A - 高速増殖炉の上部遮蔽体 - Google Patents
高速増殖炉の上部遮蔽体Info
- Publication number
- JPS61108996A JPS61108996A JP59230660A JP23066084A JPS61108996A JP S61108996 A JPS61108996 A JP S61108996A JP 59230660 A JP59230660 A JP 59230660A JP 23066084 A JP23066084 A JP 23066084A JP S61108996 A JPS61108996 A JP S61108996A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heat insulating
- heat
- reactor vessel
- shield
- core
- 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
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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Shielding Devices Or Components To Electric Or Magnetic Fields (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】
〔発明の技術分野〕
本発明は高速増殖炉の原子炉容器の上端開口を閉塞する
上部遮蔽体に関する。
上部遮蔽体に関する。
［発明の技術的背景］
たとえば従来のタンク形高速増殖炉は第１図ないし第３
図に示す如く構成されている。すなわち、図中１は原子
炉容器であって、この原子炉容器１の外側には安全容器
２が設けられている。この原子炉容器１はスカート３を
介して基礎４に据付けられている。この原子炉容器１の
上端開口は上部遮蔽体たとえばルーフスラブ５によって
閉塞されている。このルーフスラブ５の中央部には回転
スラブ６が回転自在に設けられている。上記原子炉容器
１内には炉心７が収容されており、この炉心７は炉心支
持構造物８によって支持ざれている。
図に示す如く構成されている。すなわち、図中１は原子
炉容器であって、この原子炉容器１の外側には安全容器
２が設けられている。この原子炉容器１はスカート３を
介して基礎４に据付けられている。この原子炉容器１の
上端開口は上部遮蔽体たとえばルーフスラブ５によって
閉塞されている。このルーフスラブ５の中央部には回転
スラブ６が回転自在に設けられている。上記原子炉容器
１内には炉心７が収容されており、この炉心７は炉心支
持構造物８によって支持ざれている。
上記のルーフスラブ５の回転スラブ６を貫通して炉心上
部据構９が設けられ、この炉心上部９には制御棒駆動機
構１０・・・が備えられている。そして、これらの制御
棒駆動機構１０・・・によって制御棒（図示せず）上記
の炉心７内に挿入、引抜きされ、この炉心７の出力をＭ
Ｉｌｌするように構成されている。なお、１１は燃料
交換渫である。この原子炉容器内の一次冷却材Ａは一次
冷却材ボンプ１２・・・によって上記の炉心７の下方に
送られ、この炉心７内を上方に流れる。この一次冷却材
Ａはこの炉心７内で加熱され、高温となった一次冷部材
Ａは炉心７の上面から原子炉容器１内に流れる。この高
温の一次冷却材Ａは中間熱交換器１３・・・に送られ、
二次冷却材と熱交換されたのち、上記−次冷却材ボンプ
１２・・・によって再び上記の炉心７に送られる。上記
の一次冷却材Ａの液面より上のカバーガス空間にはアル
ゴン等のカバーガスが充填されている。
部据構９が設けられ、この炉心上部９には制御棒駆動機
構１０・・・が備えられている。そして、これらの制御
棒駆動機構１０・・・によって制御棒（図示せず）上記
の炉心７内に挿入、引抜きされ、この炉心７の出力をＭ
Ｉｌｌするように構成されている。なお、１１は燃料
交換渫である。この原子炉容器内の一次冷却材Ａは一次
冷却材ボンプ１２・・・によって上記の炉心７の下方に
送られ、この炉心７内を上方に流れる。この一次冷却材
Ａはこの炉心７内で加熱され、高温となった一次冷部材
Ａは炉心７の上面から原子炉容器１内に流れる。この高
温の一次冷却材Ａは中間熱交換器１３・・・に送られ、
二次冷却材と熱交換されたのち、上記−次冷却材ボンプ
１２・・・によって再び上記の炉心７に送られる。上記
の一次冷却材Ａの液面より上のカバーガス空間にはアル
ゴン等のカバーガスが充填されている。
上記のルーフスラブ５は第２図および第３図に示す如く
構成されている。すなわち、ルーフスラブ５は鋼板等か
らなる枠体２３・・・から構成され、これらの枠体２３
・・・内にはコンクリートなどの遮蔽材２２・・・が充
填されている。なお、２０・・・は上記の一次冷却材ボ
ンブ１２・・・、中間熱交換器１３・・・を装着するた
めの開口部、２１は上記の回転プラグ６を装着する開口
部である。このルーフスラブの下面には原子炉容器１内
からの熱を遮断するための断熱機構が設けられている。
構成されている。すなわち、ルーフスラブ５は鋼板等か
らなる枠体２３・・・から構成され、これらの枠体２３
・・・内にはコンクリートなどの遮蔽材２２・・・が充
填されている。なお、２０・・・は上記の一次冷却材ボ
ンブ１２・・・、中間熱交換器１３・・・を装着するた
めの開口部、２１は上記の回転プラグ６を装着する開口
部である。このルーフスラブの下面には原子炉容器１内
からの熱を遮断するための断熱機構が設けられている。
２４・・・は断熱板であって、この断熱板２４・・・と
下面の枠体２３・・・との間には冷却ガス通路２５が形
成され、この断熱板２４・・・の下面には熱遮蔽板２６
・・・が取付けられている。これら断熱板２４・・・お
よび熱遮蔽板２６・・・によって原子炉容器１内からの
熱を遮断するとともに上記の冷却ガス通路２５に冷却ガ
スを流通して冷却をなし、原子炉容器１内の熱がこのル
ーフスラブ５の上面まで伝わるのを防止するように構成
されている。
下面の枠体２３・・・との間には冷却ガス通路２５が形
成され、この断熱板２４・・・の下面には熱遮蔽板２６
・・・が取付けられている。これら断熱板２４・・・お
よび熱遮蔽板２６・・・によって原子炉容器１内からの
熱を遮断するとともに上記の冷却ガス通路２５に冷却ガ
スを流通して冷却をなし、原子炉容器１内の熱がこのル
ーフスラブ５の上面まで伝わるのを防止するように構成
されている。
［背景技術の問題点］
上記の断熱板２４・・・および熱遮蔽板２６・・・はそ
の下面が原子炉容器１内からの熱を受けるとともにその
上面は冷却ガスによって冷却される。したがって、これ
ら断熱板２４・・・等には大きな温度差が生じ、過大な
熱応力が発生する。このため、この断熱板２４・・・等
はこのような大きな温度差に耐えるように構成しなけれ
ばならず、設計が困難であり、肉厚等を厚くしなければ
ならず、重量が増大する。上記断熱板２４・・・等の熱
応力を軽、減するには冷却ガス通路２５に供給する冷却
ガスの流量を大きくしなければならず、冷却ガス供給機
構が大形化する等の不具合があった。
の下面が原子炉容器１内からの熱を受けるとともにその
上面は冷却ガスによって冷却される。したがって、これ
ら断熱板２４・・・等には大きな温度差が生じ、過大な
熱応力が発生する。このため、この断熱板２４・・・等
はこのような大きな温度差に耐えるように構成しなけれ
ばならず、設計が困難であり、肉厚等を厚くしなければ
ならず、重量が増大する。上記断熱板２４・・・等の熱
応力を軽、減するには冷却ガス通路２５に供給する冷却
ガスの流量を大きくしなければならず、冷却ガス供給機
構が大形化する等の不具合があった。
本発明は以上の事情に基づいてなされたもので、その目
的は原子炉容器内からの熱によって生じる温度差を小さ
くでき、各部材のの肉厚等を薄くし、また冷却ガスの流
量を少なくすることができる高速増殖炉の上部遮蔽体を
提供することにある。
的は原子炉容器内からの熱によって生じる温度差を小さ
くでき、各部材のの肉厚等を薄くし、また冷却ガスの流
量を少なくすることができる高速増殖炉の上部遮蔽体を
提供することにある。
すなわち本発明は、原子炉容器の上端開口を閉塞する遮
蔽体本体と、この遮蔽体本体の下面に取付けられた中空
容器状の断熱胴と、この断熱胴内に収容され交互に積層
された板状の断熱板および網状の断熱網とを備えたもの
である。したがって、原子炉容器内からの熱はこれら断
熱板と断熱網とによって遮断され、遮蔽体本体に伝えら
れる熱晋を大幅減少することができる。よって、この遮
蔽体本体の部材の肉厚を薄くでき、また冷却ガスの流量
を減少させることができるものである。
蔽体本体と、この遮蔽体本体の下面に取付けられた中空
容器状の断熱胴と、この断熱胴内に収容され交互に積層
された板状の断熱板および網状の断熱網とを備えたもの
である。したがって、原子炉容器内からの熱はこれら断
熱板と断熱網とによって遮断され、遮蔽体本体に伝えら
れる熱晋を大幅減少することができる。よって、この遮
蔽体本体の部材の肉厚を薄くでき、また冷却ガスの流量
を減少させることができるものである。
以下、第４図ないし第６図を参照して本発明の一実施例
を説明する。すなわ′ち、図中１０１は原子炉容器であ
って、この原子炉容器１０１の外側には安全容器１０２
が設けられている。この原子炉容器１０１はスカート１
０３を介して基礎１０４に据付けられている。この原子
炉容器１０１の上端開口は上部遮蔽体たとえばルーフス
ラブ１０５によって閉塞されている。このルーフスラブ
１０５の中央部には回転プラグ１０６が回転自在に設け
られている。上記原子炉容器１０１内には炉心１０７が
収容されており、この炉心１０７は炉心支持構造物１０
８によって支持されている。上記のルーフスラブ１０５
の回転プラグ１０６を貫通して炉心上部機構１０９が設
けられ、この炉心上部１０９には制御棒駆動太溝１１０
・・・が備えられている。そして、これ、らの制御棒駆
動機構１１０・・・によりてｖＪ即棒（図示せず）上記
の炉心１０７内に挿入、引抜きされ、この炉心１０７の
出力を制御するように構成されている。なお、１１１は
燃料交換機である。この原子炉容器内の一次冷却材Ａは
一次冷却材ボンブ１１２・・・によって上記の炉心１０
７の下方に送られ、この炉心１０７内 。
を説明する。すなわ′ち、図中１０１は原子炉容器であ
って、この原子炉容器１０１の外側には安全容器１０２
が設けられている。この原子炉容器１０１はスカート１
０３を介して基礎１０４に据付けられている。この原子
炉容器１０１の上端開口は上部遮蔽体たとえばルーフス
ラブ１０５によって閉塞されている。このルーフスラブ
１０５の中央部には回転プラグ１０６が回転自在に設け
られている。上記原子炉容器１０１内には炉心１０７が
収容されており、この炉心１０７は炉心支持構造物１０
８によって支持されている。上記のルーフスラブ１０５
の回転プラグ１０６を貫通して炉心上部機構１０９が設
けられ、この炉心上部１０９には制御棒駆動太溝１１０
・・・が備えられている。そして、これ、らの制御棒駆
動機構１１０・・・によりてｖＪ即棒（図示せず）上記
の炉心１０７内に挿入、引抜きされ、この炉心１０７の
出力を制御するように構成されている。なお、１１１は
燃料交換機である。この原子炉容器内の一次冷却材Ａは
一次冷却材ボンブ１１２・・・によって上記の炉心１０
７の下方に送られ、この炉心１０７内 。
を上方に流れる。この−次冷却材Ａはこの炉心１０７内
で加熱され、Ａ濃となった一次冷却材Ａは炉心１０７の
上面から原子炉容器１０１内に流れる。この高温の一次
冷却材Ａは中間熱交換器１１３・・・に送られ、二次冷
却材と熱交換されたのち、上記−次冷却材ポンプ１１２
・・・によって再び上記の炉心１０７に送られる。また
、上記の一次冷却材Ａの液面より上のカバーガス空間に
はアルゴン等のカバーガスが充填されている。
で加熱され、Ａ濃となった一次冷却材Ａは炉心１０７の
上面から原子炉容器１０１内に流れる。この高温の一次
冷却材Ａは中間熱交換器１１３・・・に送られ、二次冷
却材と熱交換されたのち、上記−次冷却材ポンプ１１２
・・・によって再び上記の炉心１０７に送られる。また
、上記の一次冷却材Ａの液面より上のカバーガス空間に
はアルゴン等のカバーガスが充填されている。
上記のルーフスラブ５は第５図および第６図に示す如く
構成されている。すなわち、ルーフスラブ１０５は鋼板
等からなる枠体１２３・・・から構成され、これらの枠
体１２３・・・内にはコンクリートなどの遮蔽材１２２
・・・が充填されている。°なお、１２０・・・は上記
の一次冷却材ボンブ１１２・・・、中間熱交換器１１３
・・・を装着するための開口部、１２１は上記の回転プ
ラグ１０６を装着する開口部である。このルーフスラブ
の下面には原子炉容器１０１内からの熱を遮断するため
の断熱機構が設けられている。すなわち、１２４・・・
は断熱板であって、この断熱板１２４・・・と下面の枠
体１２３・・・どの間には冷却ガス通路１２５が形成さ
れ、この断熱板１２４・・・の下面には熱遮蔽板１２６
・・・が取付けられている。これら断熱板１２４・・・
および熱遮蔽板１２６・・・によって原子炉容器１０１
内からの熱を遮断するとともに上記の冷却ガス通路１２
５に冷却ガスを流通して冷却をなし、原子炉容器１０１
内の熱がこのルーフスラブ１０５の上面まで伝わるのを
防止するように構成されている。
構成されている。すなわち、ルーフスラブ１０５は鋼板
等からなる枠体１２３・・・から構成され、これらの枠
体１２３・・・内にはコンクリートなどの遮蔽材１２２
・・・が充填されている。°なお、１２０・・・は上記
の一次冷却材ボンブ１１２・・・、中間熱交換器１１３
・・・を装着するための開口部、１２１は上記の回転プ
ラグ１０６を装着する開口部である。このルーフスラブ
の下面には原子炉容器１０１内からの熱を遮断するため
の断熱機構が設けられている。すなわち、１２４・・・
は断熱板であって、この断熱板１２４・・・と下面の枠
体１２３・・・どの間には冷却ガス通路１２５が形成さ
れ、この断熱板１２４・・・の下面には熱遮蔽板１２６
・・・が取付けられている。これら断熱板１２４・・・
および熱遮蔽板１２６・・・によって原子炉容器１０１
内からの熱を遮断するとともに上記の冷却ガス通路１２
５に冷却ガスを流通して冷却をなし、原子炉容器１０１
内の熱がこのルーフスラブ１０５の上面まで伝わるのを
防止するように構成されている。
上記の熱遮蔽体１２６・・・の下面には中空容器状の断
熱胴１２８がボルト１２９・・・によって取付けられて
いる。この断熱胴１２８・・・内にはたとえばステンレ
ス鋼からなる薄い板状の断熱板１３０・・・およびステ
ンレス鋼からなる網状の断熱網１３１・・・が交互に積
層されている。これら断熱板１３０・・・および断熱網
１３１・・・は取付はポルト１３２・・・およびナツト
１３３・・・によって固定されている。
熱胴１２８がボルト１２９・・・によって取付けられて
いる。この断熱胴１２８・・・内にはたとえばステンレ
ス鋼からなる薄い板状の断熱板１３０・・・およびステ
ンレス鋼からなる網状の断熱網１３１・・・が交互に積
層されている。これら断熱板１３０・・・および断熱網
１３１・・・は取付はポルト１３２・・・およびナツト
１３３・・・によって固定されている。
これら断熱胴１２８・・・の壁を貫通して倒立Ｕ字状の
サイホン管１３４・・・が設けられている。これらサイ
ホン管１３４・・・の内側端は上記断熱胴１２８・・・
の底面にまで達し、外側端は断熱胴１２８・・・の底面
より下方まで延長されている。上記のサイホン管１３４
・・・の最上部の位置は一次冷却材Ａすなわちナトリウ
ムの凝固温度（９８℃）以上の温度となる位置より下方
に位置している。
サイホン管１３４・・・が設けられている。これらサイ
ホン管１３４・・・の内側端は上記断熱胴１２８・・・
の底面にまで達し、外側端は断熱胴１２８・・・の底面
より下方まで延長されている。上記のサイホン管１３４
・・・の最上部の位置は一次冷却材Ａすなわちナトリウ
ムの凝固温度（９８℃）以上の温度となる位置より下方
に位置している。
以上の如く構成された本発明の一実施例は、原子炉容器
１０１内からの熱は断熱Ｗ４１２８・・・内の断熱板１
３０・・・および断熱網１３１・・・によって遮断され
、ルーフスラブ１０５すなわち遮蔽体本体の断熱板１２
４・・・や熱遮蔽体１２６・・・に伝達される熱量は大
幅に減少する。したがって、ルーフスラブ１０５の断熱
板１２４・・・、熱遮蔽板１２６・・・等の部材の肉厚
を薄くすることができ、冷却ガスの流量を減少させるこ
とができる。上記の断熱胴１２８・・・内に設けられて
いる断熱板１３０・・・は薄板であり、断熱網１３１・
・・は網状のものであり、ざらにこれらは積層されてい
るだけであるので、互いに変形、移動して熱変形を吸収
することができ、これらに過大な熱応力が発生すること
はない。
１０１内からの熱は断熱Ｗ４１２８・・・内の断熱板１
３０・・・および断熱網１３１・・・によって遮断され
、ルーフスラブ１０５すなわち遮蔽体本体の断熱板１２
４・・・や熱遮蔽体１２６・・・に伝達される熱量は大
幅に減少する。したがって、ルーフスラブ１０５の断熱
板１２４・・・、熱遮蔽板１２６・・・等の部材の肉厚
を薄くすることができ、冷却ガスの流量を減少させるこ
とができる。上記の断熱胴１２８・・・内に設けられて
いる断熱板１３０・・・は薄板であり、断熱網１３１・
・・は網状のものであり、ざらにこれらは積層されてい
るだけであるので、互いに変形、移動して熱変形を吸収
することができ、これらに過大な熱応力が発生すること
はない。
上記原子炉容器１０１内の一次冷却材Ａの蒸気が上記の
断熱胴１２８・・・内に侵入し、これが凝縮してこれら
断熱胴１２８・・・内に溜ることがある。
断熱胴１２８・・・内に侵入し、これが凝縮してこれら
断熱胴１２８・・・内に溜ることがある。
しかし、これらの断熱胴１２８・・・にはサイホン管１
３４・・・が設けられているので、原子炉容器１０１内
の温度が上昇してこれら断熱胴１２８・・・内のガスが
膨張するとこれら断熱胴１２８・・・内に溜った冷却材
はこれらサイホン管１３４・・・から押出され、サイホ
ン現象によって全て排出される。これらサイホン管１３
４・・・の最上部は一次冷却材Ａの凝固温度となる位置
より下方に位置しているので、これらサイホン管１３４
・・・内で冷却材が凝固してこのサイホン管１３４・・
・が閉塞されるようなことはない。
３４・・・が設けられているので、原子炉容器１０１内
の温度が上昇してこれら断熱胴１２８・・・内のガスが
膨張するとこれら断熱胴１２８・・・内に溜った冷却材
はこれらサイホン管１３４・・・から押出され、サイホ
ン現象によって全て排出される。これらサイホン管１３
４・・・の最上部は一次冷却材Ａの凝固温度となる位置
より下方に位置しているので、これらサイホン管１３４
・・・内で冷却材が凝固してこのサイホン管１３４・・
・が閉塞されるようなことはない。
上述の如く本発明は、原子炉容器の上端開口を閉塞する
遮蔽体本体と、この遮蔽体本体の下面に取付けられた中
空容器状の断熱胴と、この断熱胴内に収容され交互に積
層された板状の断熱板および網状の断熱網とを備えたも
のである。したがって、原子炉容器内からの熱はこれら
断熱板と断熱網とによって遮断され、遮蔽体本体に伝え
られる熱量を大幅減少することができる。よって、この
遮蔽体本体の部材の肉厚を薄くでき、冷却ガスの流量を
減少させることができる等その効果は大である。
遮蔽体本体と、この遮蔽体本体の下面に取付けられた中
空容器状の断熱胴と、この断熱胴内に収容され交互に積
層された板状の断熱板および網状の断熱網とを備えたも
のである。したがって、原子炉容器内からの熱はこれら
断熱板と断熱網とによって遮断され、遮蔽体本体に伝え
られる熱量を大幅減少することができる。よって、この
遮蔽体本体の部材の肉厚を薄くでき、冷却ガスの流量を
減少させることができる等その効果は大である。
第１図ないし第３図は従来例を示し、第１図は全体の縦
断面図、第２図はルーフスラブの平面図、第３図は第２
図の■−■線に沿う断面図である。 第４図ないし第６因は本発明の一実施例を示し、第４図
は全体の縦断面図、第５図はルーフスラブの平面図、第
６図は第５図ＶＩ−ＶＩ線に沿う断面図である。 １０１・・・原子炉容器、１０５・・・ルーフスラブ、
１０７・・・炉心、１２３・・・枠体、１２４・・・断
熱板、１２５・・・冷却ガス通路、１２６・・・熱遮蔽
板、１２８・・・断熱胴、１３０・・・断熱板、１３１
・・・断熱網、１３４・・・サイホン管。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１ 区 第４区 第５＠
断面図、第２図はルーフスラブの平面図、第３図は第２
図の■−■線に沿う断面図である。 第４図ないし第６因は本発明の一実施例を示し、第４図
は全体の縦断面図、第５図はルーフスラブの平面図、第
６図は第５図ＶＩ−ＶＩ線に沿う断面図である。 １０１・・・原子炉容器、１０５・・・ルーフスラブ、
１０７・・・炉心、１２３・・・枠体、１２４・・・断
熱板、１２５・・・冷却ガス通路、１２６・・・熱遮蔽
板、１２８・・・断熱胴、１３０・・・断熱板、１３１
・・・断熱網、１３４・・・サイホン管。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第１ 区 第４区 第５＠
Claims (2)
- （１）原子炉容器の上端開口を閉塞する遮蔽体本体と、
この遮蔽体本体の下面に取付けられた中空容器状の断熱
胴と、この断熱胴内に収容され交互に積層された板状の
断熱板および網状の断熱網とを具備したことを特徴とす
る高速増殖炉の上部遮蔽体。 - （２）前記遮蔽体本体にはこの遮蔽体本体内に溜った冷
却材を排出するサイホン管が設けられていることを特徴
とする前記特許請求の範囲第１項記載の高速増殖炉の上
部遮蔽体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59230660A JPS61108996A (ja) | 1984-11-01 | 1984-11-01 | 高速増殖炉の上部遮蔽体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59230660A JPS61108996A (ja) | 1984-11-01 | 1984-11-01 | 高速増殖炉の上部遮蔽体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61108996A true JPS61108996A (ja) | 1986-05-27 |
| JPH0362234B2 JPH0362234B2 (ja) | 1991-09-25 |
Family
ID=16911289
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59230660A Granted JPS61108996A (ja) | 1984-11-01 | 1984-11-01 | 高速増殖炉の上部遮蔽体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61108996A (ja) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5436656A (en) * | 1977-08-26 | 1979-03-17 | Hitachi Ltd | Special mutistratiform plate adiabatic structure |
| JPS54137592A (en) * | 1978-04-07 | 1979-10-25 | Commissariat Energie Atomique | Heattinsulating construction of inside part of nuclear reactor |
-
1984
- 1984-11-01 JP JP59230660A patent/JPS61108996A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5436656A (en) * | 1977-08-26 | 1979-03-17 | Hitachi Ltd | Special mutistratiform plate adiabatic structure |
| JPS54137592A (en) * | 1978-04-07 | 1979-10-25 | Commissariat Energie Atomique | Heattinsulating construction of inside part of nuclear reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0362234B2 (ja) | 1991-09-25 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4045286A (en) | Molten fuel-salt reactor | |
| CN106409357B (zh) | 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆 | |
| US4309252A (en) | Nuclear reactor constructions | |
| GB1492420A (en) | System for the heat-insulation of horizontal closure surfaces in a nuclear reactor of the liquid-metal cooled type | |
| US4302296A (en) | Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors | |
| JPS61108996A (ja) | 高速増殖炉の上部遮蔽体 | |
| WO2023087501A1 (zh) | 一种非能动余热排出装置及微小型卧式反应堆*** | |
| CN106448757B (zh) | 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆 | |
| US3493758A (en) | Radiation shielding and cooling for nuclear reactor utilizing molten metal | |
| CN206259182U (zh) | 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆 | |
| JP2003139881A (ja) | 超臨界圧水冷却炉、チャンネルボックス、水ロッドおよび燃料集合体 | |
| RU171909U1 (ru) | Контейнер для тук с несъемным чехлом | |
| US3125160A (en) | Heat insulation devices | |
| JPS6195281A (ja) | 高速増殖炉の上部遮蔽体 | |
| JPS58168991A (ja) | タンク形高速増殖炉 | |
| Elter et al. | Gas cooled high temperature reactor | |
| JPS60207087A (ja) | 集積型高速中性子炉 | |
| JPS6331078B2 (ja) | ||
| Knights et al. | IMPROVEMENTS IN OR RELATING TO NUCLEAR REACTOR SHIELDING | |
| JPS59221697A (ja) | タンク型原子炉 | |
| JPS58202891A (ja) | タンク型原子炉 | |
| JPS5972095A (ja) | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 | |
| JPS61180190A (ja) | 高速増殖炉の熱遮蔽装置 | |
| JPS61268994A (ja) | 中間熱交換器 | |
| Gilroy | Nuclear reactor |