JPH0160799B2 - - Google Patents
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- JPH0160799B2 JPH0160799B2 JP58149376A JP14937683A JPH0160799B2 JP H0160799 B2 JPH0160799 B2 JP H0160799B2 JP 58149376 A JP58149376 A JP 58149376A JP 14937683 A JP14937683 A JP 14937683A JP H0160799 B2 JPH0160799 B2 JP H0160799B2
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- reactor
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- fuel exchanger
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- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims description 31
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 27
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims description 13
- 239000008358 core component Substances 0.000 description 13
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/06—Sealing-plugs
- G21C13/073—Closures for reactor-vessels, e.g. rotatable
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/04—Means for suppressing fires ; Earthquake protection
-
- 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)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
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- Emergency Management (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、周囲にハウジングの無い燃料交換機
を用い、その下端部を炉心上部機構側面から突出
させた耐震振れ止め機構で支持することにより、
大幅なコンパクト化を図ることが出来るようにし
た液体金属冷却高速増殖炉に関するものである。
を用い、その下端部を炉心上部機構側面から突出
させた耐震振れ止め機構で支持することにより、
大幅なコンパクト化を図ることが出来るようにし
た液体金属冷却高速増殖炉に関するものである。
液体金属冷却高速増殖炉には、ループ型のもの
とタンク型のものがあるが、いずれにせよ従来技
術においては、燃料交換機は地震時の振れ止めの
ために円筒状のハウジングに収納された構成とな
つている。より具体的に説明すると、燃料交換機
本体はグリツパー昇降装置によつて昇降自在のグ
リツパーを備え、回転駆動装置によつて支持され
て炉心内の任意の炉心構成要素にアクセス可能な
構成となつている。前述の如く、耐震振れ止め機
能は小回転プラグから吊下げられた燃料交換機ハ
ウジングにより達成される。この燃料交換機ハウ
ジングは、1000MWeクラスの液体金属冷却高速
増殖炉の場合、全長約10m程度、直径約1.5m前
後となり、その重量は約10トン程度に達する。原
子炉構造のコンパクト化という観点からは、炉心
上部機構と燃料交換機とを支持する回転プラグの
直径を縮小する必要があるが、上記ハウジングの
存在の為に両機構の接近が制約され、原子炉構造
のコンパクト化を妨げる大きな原因となつている
のが現状であつた。また、上記ハウジングの肉厚
は通常数十mmの為、原子炉内の冷却材液面近傍に
おいて液面の揺動及び運転温度の変化等により繰
返し熱応力を受け、その熱応力の低減の為に、例
えばハウジングの液面近傍部分の外周に熱抵抗体
を設ける等の工夫が必要であつた。これらのこと
も、ハウジングの重量を増し、燃料交換機と炉心
上部機構との接近を妨げる一因となつていた。
とタンク型のものがあるが、いずれにせよ従来技
術においては、燃料交換機は地震時の振れ止めの
ために円筒状のハウジングに収納された構成とな
つている。より具体的に説明すると、燃料交換機
本体はグリツパー昇降装置によつて昇降自在のグ
リツパーを備え、回転駆動装置によつて支持され
て炉心内の任意の炉心構成要素にアクセス可能な
構成となつている。前述の如く、耐震振れ止め機
能は小回転プラグから吊下げられた燃料交換機ハ
ウジングにより達成される。この燃料交換機ハウ
ジングは、1000MWeクラスの液体金属冷却高速
増殖炉の場合、全長約10m程度、直径約1.5m前
後となり、その重量は約10トン程度に達する。原
子炉構造のコンパクト化という観点からは、炉心
上部機構と燃料交換機とを支持する回転プラグの
直径を縮小する必要があるが、上記ハウジングの
存在の為に両機構の接近が制約され、原子炉構造
のコンパクト化を妨げる大きな原因となつている
のが現状であつた。また、上記ハウジングの肉厚
は通常数十mmの為、原子炉内の冷却材液面近傍に
おいて液面の揺動及び運転温度の変化等により繰
返し熱応力を受け、その熱応力の低減の為に、例
えばハウジングの液面近傍部分の外周に熱抵抗体
を設ける等の工夫が必要であつた。これらのこと
も、ハウジングの重量を増し、燃料交換機と炉心
上部機構との接近を妨げる一因となつていた。
本発明の目的は、上記のような従来技術の欠点
を解消し、燃料交換機のハウジングや熱抵抗体の
廃止により、また遮蔽プラグの構造を簡略化し得
ることにより、大幅な物量削減を達成することが
出来ると共に、燃料交換機を炉心上部機構に更に
接近させることを可能とし、回転プラグ直径の縮
小及びこれに伴う炉容器直径の縮小を実現し、全
体として原子炉構造の大幅なコンパクト化並びに
物量削減を達成することが出来るような改良され
た液体金属冷却高速増殖炉を提供することにあ
る。
を解消し、燃料交換機のハウジングや熱抵抗体の
廃止により、また遮蔽プラグの構造を簡略化し得
ることにより、大幅な物量削減を達成することが
出来ると共に、燃料交換機を炉心上部機構に更に
接近させることを可能とし、回転プラグ直径の縮
小及びこれに伴う炉容器直径の縮小を実現し、全
体として原子炉構造の大幅なコンパクト化並びに
物量削減を達成することが出来るような改良され
た液体金属冷却高速増殖炉を提供することにあ
る。
かかる目的を達成することが出来る本発明は、
従来必須不可欠であるとされていた燃料交換機の
ハウジングを廃止し、燃料交換機下端の耐震振れ
止め機構を炉心上部機構の側面からの支持により
達成するようにした液体金属冷却高速増殖炉であ
る。
従来必須不可欠であるとされていた燃料交換機の
ハウジングを廃止し、燃料交換機下端の耐震振れ
止め機構を炉心上部機構の側面からの支持により
達成するようにした液体金属冷却高速増殖炉であ
る。
第１図は、本発明の一実施例を示すもので、二
重回転プラグ、オフセツト・アーム式燃料交換機
構、シユート式燃料出入方式を採用したループ型
液体金属冷却高速増殖炉の一例を示す縦断面図で
あり、第２図はその平面図である。また、本発明
の要部である炉心上部の構成を第３図Ａ，Ｂに示
す。燃料交換機構の部分を除けば、基本的には従
来のループ型液体金属冷却高速増殖炉とほぼ同様
である。原子炉容器１の内部中央には、多数の炉
心構成要素９からなる炉心８が位置し、その上部
に炉心上部機構５が位置する。原子炉容器１内に
は、冷却材である液体金属が満たされ、遮蔽プラ
グによつて封止される。この遮蔽プラグは、最外
周に位置する固定プラグ２と、その内側に同心に
組込まれる大回転プラグ３及び該大回転プラグ３
に対して偏心して組込まれている小回転プラグ４
とからなる。燃料交換機構は、第３図Ａ，Ｂに示
すように、従来技術とは異なりハウジングなしの
燃料交換機本体６のみの構造とし、その上部は回
転駆動機構１６及びフランジ１５によつて小回転
プラグ４に支持され、該小回転プラグ４の貫通孔
から原子炉容器１内に吊下げられる。そして、燃
料交換機本体６の下部は、炉心上部機構５から側
方向に張出した耐震振れ止め機構７で係止されて
いる。回転駆動機構１６は、スラストベアリング
及び電動モータ等により構成される。また耐震振
れ止め機構７は、第４図、第５図からも判るよう
に、炉心上部機構５に固着された保持環２０と、
燃料交換機本体６に固着された放射状に三方向に
伸びる係合部２１と、該係合部２１の先端と前記
保持環２０との間に位置するローラ２２とからな
り、冷却材である液体金属により潤滑されてスム
ーズに回転可能なように工夫されている。更に、
炉心上部機構５側面の前記耐震振れ止め機構７が
設けられている位置のやや上方に、フエンダ１４
が設けられている。このフエンダ１４は、炉心構
成要素９が炉心上部機構５に衝突するのを防止す
る機能を果すものである。
重回転プラグ、オフセツト・アーム式燃料交換機
構、シユート式燃料出入方式を採用したループ型
液体金属冷却高速増殖炉の一例を示す縦断面図で
あり、第２図はその平面図である。また、本発明
の要部である炉心上部の構成を第３図Ａ，Ｂに示
す。燃料交換機構の部分を除けば、基本的には従
来のループ型液体金属冷却高速増殖炉とほぼ同様
である。原子炉容器１の内部中央には、多数の炉
心構成要素９からなる炉心８が位置し、その上部
に炉心上部機構５が位置する。原子炉容器１内に
は、冷却材である液体金属が満たされ、遮蔽プラ
グによつて封止される。この遮蔽プラグは、最外
周に位置する固定プラグ２と、その内側に同心に
組込まれる大回転プラグ３及び該大回転プラグ３
に対して偏心して組込まれている小回転プラグ４
とからなる。燃料交換機構は、第３図Ａ，Ｂに示
すように、従来技術とは異なりハウジングなしの
燃料交換機本体６のみの構造とし、その上部は回
転駆動機構１６及びフランジ１５によつて小回転
プラグ４に支持され、該小回転プラグ４の貫通孔
から原子炉容器１内に吊下げられる。そして、燃
料交換機本体６の下部は、炉心上部機構５から側
方向に張出した耐震振れ止め機構７で係止されて
いる。回転駆動機構１６は、スラストベアリング
及び電動モータ等により構成される。また耐震振
れ止め機構７は、第４図、第５図からも判るよう
に、炉心上部機構５に固着された保持環２０と、
燃料交換機本体６に固着された放射状に三方向に
伸びる係合部２１と、該係合部２１の先端と前記
保持環２０との間に位置するローラ２２とからな
り、冷却材である液体金属により潤滑されてスム
ーズに回転可能なように工夫されている。更に、
炉心上部機構５側面の前記耐震振れ止め機構７が
設けられている位置のやや上方に、フエンダ１４
が設けられている。このフエンダ１４は、炉心構
成要素９が炉心上部機構５に衝突するのを防止す
る機能を果すものである。
次に、本装置の動作について概略説明する。炉
心８に存在する炉心構成要素９を炉外に取出す手
順としては、大回転プラグ３、小回転プラグ４、
及び燃料交換機本体６を回転させることにより、
そのグリツパ１３を炉心８上の所定の位置に移動
する（第３図Ａ参照）。そして、グリツパ１３に
よつて炉心構成要素９を引抜きそのまま上昇させ
る（第３図Ｂ参照）。その後再び大回転プラグ３、
小回転プラグ４、及び燃料交換機本体６を回転さ
せてグリツパ１３を炉内燃料受渡し位置１０の真
上に移動し、グリツパ１３を下降させて炉心構成
要素９を受渡す。受渡された炉心構成要素は、そ
の後シユート１１を経て炉外に取出されることに
なる。炉心構成要素９を炉心から引抜いたり、逆
に炉心８に挿入する場合、前述の如く炉心構成要
素９はグリツパ１３に把持され、燃料交換機本体
６に沿つてグリツパ昇降装置１７によつて昇降す
る。このとき、グリツパ１３は、炉心頂部レベル
１８まで降下し、また炉心８から炉心構成要素９
を完全に引抜く必要があるため、そのストローク
は1000MWeクラスの液体金属冷却高速増殖炉の
場合、約5m程度必要であるし、それに伴い燃料
交換機本体６の長さは、下端から遮蔽プラグ上面
まで約10m程度必要となる。この様な長尺細径の
燃料交換機本体６に設けられたグリツパ１３の位
置決め精度を向上させるとともに、地震時におけ
る燃料交換機本体６の座屈を防止するために設け
られているのが耐震振れ止め機構７なのである。
つまり、この耐震振れ止め機構７を設けたが故
に、従来必須不可欠だつたハウジングが不要とな
り、炉心上部機構５に対して燃料交換機本体６を
近接して設置することが可能となつたのである。
尚、前記フエンダ１４は、炉心構成要素９を炉心
上に引抜いている状態（第３図Ｂ）で地震が生じ
た場合に、吊下げている炉心構成要素が炉心上部
機構５に衝突するのを防止するものである。
心８に存在する炉心構成要素９を炉外に取出す手
順としては、大回転プラグ３、小回転プラグ４、
及び燃料交換機本体６を回転させることにより、
そのグリツパ１３を炉心８上の所定の位置に移動
する（第３図Ａ参照）。そして、グリツパ１３に
よつて炉心構成要素９を引抜きそのまま上昇させ
る（第３図Ｂ参照）。その後再び大回転プラグ３、
小回転プラグ４、及び燃料交換機本体６を回転さ
せてグリツパ１３を炉内燃料受渡し位置１０の真
上に移動し、グリツパ１３を下降させて炉心構成
要素９を受渡す。受渡された炉心構成要素は、そ
の後シユート１１を経て炉外に取出されることに
なる。炉心構成要素９を炉心から引抜いたり、逆
に炉心８に挿入する場合、前述の如く炉心構成要
素９はグリツパ１３に把持され、燃料交換機本体
６に沿つてグリツパ昇降装置１７によつて昇降す
る。このとき、グリツパ１３は、炉心頂部レベル
１８まで降下し、また炉心８から炉心構成要素９
を完全に引抜く必要があるため、そのストローク
は1000MWeクラスの液体金属冷却高速増殖炉の
場合、約5m程度必要であるし、それに伴い燃料
交換機本体６の長さは、下端から遮蔽プラグ上面
まで約10m程度必要となる。この様な長尺細径の
燃料交換機本体６に設けられたグリツパ１３の位
置決め精度を向上させるとともに、地震時におけ
る燃料交換機本体６の座屈を防止するために設け
られているのが耐震振れ止め機構７なのである。
つまり、この耐震振れ止め機構７を設けたが故
に、従来必須不可欠だつたハウジングが不要とな
り、炉心上部機構５に対して燃料交換機本体６を
近接して設置することが可能となつたのである。
尚、前記フエンダ１４は、炉心構成要素９を炉心
上に引抜いている状態（第３図Ｂ）で地震が生じ
た場合に、吊下げている炉心構成要素が炉心上部
機構５に衝突するのを防止するものである。
以上本発明の一実施例として二重回転プラグ型
式のループ型液体金属冷却高速増殖炉の場合につ
いて説明したが、そのほか単回転プラグ型式のも
の或いは三重回転プラグ型式のものでも良く、ル
ープ型のみならずタンク型の高速増殖炉にも適用
することが出来るものである。
式のループ型液体金属冷却高速増殖炉の場合につ
いて説明したが、そのほか単回転プラグ型式のも
の或いは三重回転プラグ型式のものでも良く、ル
ープ型のみならずタンク型の高速増殖炉にも適用
することが出来るものである。
本発明は上記のように構成した液体金属冷却高
速増殖炉であるから、燃料交換機構のハウジング
が不要となり、その分約10トン程度物量を削減す
ることができ、その結果回転プラグの直径を約10
％程度縮小でき、またこれに伴い固定プラグ及び
炉容器の直径も大幅に縮小できるし、回転プラグ
や固定プラグ及び炉容器の物量を削減でき、更に
は従来燃料交換機構ハウジングの液面近傍の構造
健全性を維持するため熱抵抗体等を設けなければ
ならなかつたが、本発明ではその様な熱抵抗体が
不要となるためその分物量を更に削減できる等
数々の優れた効果を奏し得るものである。
速増殖炉であるから、燃料交換機構のハウジング
が不要となり、その分約10トン程度物量を削減す
ることができ、その結果回転プラグの直径を約10
％程度縮小でき、またこれに伴い固定プラグ及び
炉容器の直径も大幅に縮小できるし、回転プラグ
や固定プラグ及び炉容器の物量を削減でき、更に
は従来燃料交換機構ハウジングの液面近傍の構造
健全性を維持するため熱抵抗体等を設けなければ
ならなかつたが、本発明ではその様な熱抵抗体が
不要となるためその分物量を更に削減できる等
数々の優れた効果を奏し得るものである。
第１図は本発明に係る液体金属冷却高速増殖炉
の一実施例を示す説明図、第２図はその平面図、
第３図Ａ、第３図Ｂは特に燃料交換機部分の詳細
を示す説明図、第４図は第３図Ｂにおける−
断面図、第５図は同じく−断面図である。 １…原子炉容器、３…大回転プラグ、４…小回
転プラグ、５…炉心上部機構、６…燃料交換機本
体、７…耐震振れ止め機構、８…炉心、９…炉心
構成要素、１３…グリツパ。
の一実施例を示す説明図、第２図はその平面図、
第３図Ａ、第３図Ｂは特に燃料交換機部分の詳細
を示す説明図、第４図は第３図Ｂにおける−
断面図、第５図は同じく−断面図である。 １…原子炉容器、３…大回転プラグ、４…小回
転プラグ、５…炉心上部機構、６…燃料交換機本
体、７…耐震振れ止め機構、８…炉心、９…炉心
構成要素、１３…グリツパ。
Claims (1)
- １ 燃料交換機をハウジング無しの本体のみの構
造とし、その上部を回転駆動機構で支持し回転プ
ラグを貫通して炉容器内に吊下するとともに、燃
料交換機本体の下部を、炉心上部機構から側外方
向に張出した耐震振れ止め機構で係止させること
を特徴とする液体金属冷却高速増殖炉。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58149376A JPS6040995A (ja) | 1983-08-16 | 1983-08-16 | 液体金属冷却高速増殖炉 |
| US06/638,613 US4687624A (en) | 1983-08-16 | 1984-08-07 | Liquid metal cooled fast breeder reactor |
| FR8412814A FR2555796B1 (fr) | 1983-08-16 | 1984-08-14 | Reacteur surregenerateur rapide a refroidissement par metal liquide |
| DE19843430199 DE3430199A1 (de) | 1983-08-16 | 1984-08-16 | Fluessigmetallgekuehlter atomkernreaktor vom typ eines schnellen brueters |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58149376A JPS6040995A (ja) | 1983-08-16 | 1983-08-16 | 液体金属冷却高速増殖炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6040995A JPS6040995A (ja) | 1985-03-04 |
| JPH0160799B2 true JPH0160799B2 (ja) | 1989-12-25 |
Family
ID=15473777
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58149376A Granted JPS6040995A (ja) | 1983-08-16 | 1983-08-16 | 液体金属冷却高速増殖炉 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4687624A (ja) |
| JP (1) | JPS6040995A (ja) |
| DE (1) | DE3430199A1 (ja) |
| FR (1) | FR2555796B1 (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02285513A (ja) * | 1989-04-26 | 1990-11-22 | Dainippon Printing Co Ltd | 記録媒体 |
| RU2240610C2 (ru) * | 2002-06-07 | 2004-11-20 | Государственное унитарное предприятие Опытное конструкторское бюро машиностроения им. Африкантова И.И. (ОКБМ) | Устройство для контроля положения элементов активной зоны |
| CN101783190A (zh) * | 2010-03-09 | 2010-07-21 | 中国原子能科学研究院 | 钠冷快堆换料用旋转定位装置 |
| FR2966638B1 (fr) * | 2010-10-22 | 2012-12-28 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif et procede de remplacement d'un assemblage combustible irradie par un assemblage combustible neuf dans la cuve d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire comprenant un tel dispositif |
| CN102708936B (zh) * | 2012-06-15 | 2014-10-29 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种用于加速器驱动次临界堆换料的多旋塞系统 |
| CN107154277A (zh) * | 2017-06-05 | 2017-09-12 | 中国科学院近代物理研究所 | 换料系统和具有该换料系统的加速器驱动次临界反应堆 |
Family Cites Families (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB880294A (en) * | 1958-11-22 | 1961-10-18 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to grabs for removing objects from deep and narrow channels |
| DE1236674B (de) * | 1964-11-24 | 1967-03-16 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Verfahren und Einrichtung zum Umladen von Brennstoffelementen in Kernreaktoren |
| FR2116204B1 (ja) * | 1970-10-15 | 1974-04-26 | Commissariat Energie Atomique | |
| FR2154277B1 (ja) * | 1971-08-26 | 1974-05-31 | Creusot Loire | |
| FR2184488B1 (ja) * | 1972-05-18 | 1974-12-27 | Commissariat Energie Atomique | |
| FR2368121A1 (fr) * | 1976-10-15 | 1978-05-12 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de manutention a bras double pour reacteur nucleaire |
| US4113558A (en) * | 1976-12-07 | 1978-09-12 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel handling grapple carriage with self-lubricating bearing |
| GB1575287A (en) * | 1977-05-25 | 1980-09-17 | Westinghouse Electric Corp | Connecting apparatus for limited rotary or rectillinear motion |
| US4341732A (en) * | 1979-05-29 | 1982-07-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor dip seal |
| GB2069965A (en) * | 1980-02-26 | 1981-09-03 | Nat Nuclear Corp Ltd | Nuclear reactor constructions |
| FR2486295A1 (fr) * | 1980-07-04 | 1982-01-08 | Electricite De France | Coeur de reacteur nucleaire d'axe vertical, notamment pour reacteur du type refroidi par un metal liquide |
| DD216564A1 (de) * | 1983-06-30 | 1984-12-12 | Energiewerke Nord Gmbh | Vorrichtung zum be- und entladen von brennstoffkassetten |
-
1983
- 1983-08-16 JP JP58149376A patent/JPS6040995A/ja active Granted
-
1984
- 1984-08-07 US US06/638,613 patent/US4687624A/en not_active Expired - Lifetime
- 1984-08-14 FR FR8412814A patent/FR2555796B1/fr not_active Expired
- 1984-08-16 DE DE19843430199 patent/DE3430199A1/de not_active Ceased
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2555796A1 (fr) | 1985-05-31 |
| US4687624A (en) | 1987-08-18 |
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