DE2816348C2 - Vorrichtung zum Kühlen des Behälters eines mit schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktors - Google Patents
Vorrichtung zum Kühlen des Behälters eines mit schnellen Neutronen arbeitenden KernreaktorsInfo
- Publication number
- DE2816348C2 DE2816348C2 DE2816348A DE2816348A DE2816348C2 DE 2816348 C2 DE2816348 C2 DE 2816348C2 DE 2816348 A DE2816348 A DE 2816348A DE 2816348 A DE2816348 A DE 2816348A DE 2816348 C2 DE2816348 C2 DE 2816348C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- container
- wall
- liquid metal
- main container
- obstacles
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
55
Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung zum Kühlen
des Behälters eines mit schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktors mit den Merkmalen des Oberbegriffes des
Anspruches I
Bei der Üblichsten Bauwelse solcher Kernreaktoren
(Vgl. z. B. DE'ÖS 24 10 701) sind der Kern und das zu
seiner Kühlung dienende Volumen von flüssigem Natrium Im Inneren eines Behälters mit senkrechter Achse
angeordnet, der an seinem oberen Ende Offen und unter
einer dldken Schutzdecke aufgehängt Ist, die diesen
Behälter abschließt und Durchlaßöffnungen zuifr Innenraum
desselben für Vorrichtungen, die den Zugang zum Kern ermöglichen, oder für andere für den Betrieb notwendige
Bestandteile aufweist, wie Wärmeaustauscher und Pumpen, die vom Verschlußdeckel getragen und
rings um den Kern verteilt sind. Diese Bestandteile sorgen einerseits für die Übertragung der vom flüssigen
Metall bei seinem Durchgang durch dun Kern aufgenommenen Wärme und andererseits für dessen kontinuierlichen
Kreislauf. Vorteilhafterwelse Ist der Kern selbst in
einem zweiten Behälter, dem sogenannten Innenbehälter,
angeordnet, der das im ersten Behälter, dem sogenannten Hauptbehälter, enthaltene Volumen von flüssigem
Metall in zwei Bereiche unterteilt, die jeweils heißer Sammelraum und kalter Sammelraum genannt werden,
wobei der heiße Sammeiraum das flüssige Metall am / usgang des Kerns aufnimmt und dieses gleiche flüssige
Metall nach Durchlaufen der Wärmeaustauscher und dort erfolgter Abkühlung in den kalten Sammelraum
gelangt und dann von den Förderpumpen unu*r einem geeigneten Druck in den Kern des Kernreaktors zurückgepumpt
wird, um so einen geschlossenen Umlauf aufrechtzuerhalten
Gemäß einer ebenfalls bekannten Ausbildung (DE-OS 24 10 701) ist der Reaktorkern durch nebeneinander
angeordnete Kernbrennsioffelement-Anordnungen gebildet,
die auf einem Traggerüst ruhen, das aus zwei Tragplatten oder Traggittern besteht, welche Ausnehmungen
aufweisen, in weiche senkrecht die Füße dieser Kernbrennstoffelement-Anordnungen
eingreifen. Die Pumpen fördern das kalte flüssige Metall In das Traggerüst, und
es Ist auf dem Niveau der Verbindung zwischen den Füßen der Brennstoffelement-Anordnungen und diesem
Traggerüst ein Nebenstrom oder Leckstrom vorgesehen,
der gering ist gegenüber dem durch die Brennstoffelement-Anordnungen gehenden und diese kühlenden
Hauptstrom. Dieser Nebenstrom wird unter dem Traggerüst des Kerns aufgefangen und einem Ringraum zugeführt,
der zwischen der Innenwand des Hauptbehilters und einer zu dieser parallelen Leitwand ausgebildet Ist.
wo der Nebenstrom zur Kühlung c'-jr Seltenwand des
Behälters strömt, bevor er zum kalten Sammelbereich zurückgeführt wird, wo er sich mit dem restlichen Volumen
des flüssigen Metalls mischt Der Nebenstromdurchsatz kann diesem kalten Sammelbereich entweder
dadurch wieder zugeführt werden, daß man Ihn über die
Oberkante der Leitwand überlaufen und zwischen dieser Leitwand und einer parallelen Leitgegenwand zurückströmen
läßt, oder indem man Ihn über die gleiche Oberkante überlaufen und frei in diesen Sammelraum zurückfallenläßt
(DE-OS 24 10 701. DE-OS 25 50 799 und besonders DE-OS 24 49 308)
Bei der einen oder anderen dieser Lösungen befindet sich das zur Kühlung dienende flüssige Natrium Im offenen
oberen Teil des Behälters in Berührung mit einem Neutralgaspolster, das oberhalb des Niveaus des flüssigen
Metalls unter dem den Reaktor verschließenden Verschlußdeckel als Abdeckschicht angeordnet Ist Fs können
nun Schwierigkelten auftreten, wenn sich das
Nlveau der freien Oberfläche des Natriums Im Behälter verändert Wenn man dafür sorgt, daß das l'mkehrnlveau
des abgenommenen flüssigen Natriums dauernd unter dem Im Behälter vorhandenen liegt, besteht keine
Gefahr des Mltrelßeris von Gas aus dem Schutzgaspol·
ster; es bilden sich jedoch bei gedrosseltem Betrieb des
Kernreaktors, bei dem das Nlveau des abgenommenen flüssigen Natriums seine höchste Höhe erreicht, stagnierende
und nicht gekühlte Schichten Im oberen Teil des Behälters, zwischen diesem und der Leitwand. Wenn
man dagegen dafür sorgt, daß das Überlaufnlveau des
abgenommenen flüssigen Natriums dauernd oberhalb des maximalen Niveaus im Behalter liegt, ist zwar die Kühlung
des Behälters bei allen Beiriebszuständen gewährleistet,
jedoch kann ein solcher Überlauf ein nachteiliges Mitreißen von Gas aus dem Schutzgaspolster zur Folge
haben.
Aufgabe der Erfindung ist es, eine Vorrichtung der oben angegebenen Art zum Kühlen der Wand des Behälters
eines mit schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktors durch Abnahme einer Teilmenge des zur Kühlung
dienenden flüssigen Metalls derart auszubilden, daß sie unabhängig vom Niveau des flüssigen Metalls im Behälter
eine homogene und wirksame Kühlung des oberen Teils des Behälters ohne Bildung von heißen Taschen
und ohne Mitreißen von Schutzgas gewährleistet.
Diese Aufgabe wird bei der eingangs genannten Vorrichtung erfindungsgemäß gelöst durch die Merkmale
des kennzeichnenden Tei'es des Anspruches 1.
Bevorzugte Ausführungsformen sind in den Unteransprüchen angegeben.
Die Vorrichtung gemäß der Erfindung ermöglicht auch bei Veränderungen des Betricbszubiandeä des Kernreaktors.
Im ersten Ringraum ein konstantes Niveau des mit der Wand des Hauptbehälters in Berührung stehenden
flüssigen Metalls und eine homogene wirksame Kühlung dieser Wand aufrechtzuerhalten, ohne das Gas des
Schutzgaspolsters In das In den zweiten Ringraum überlaufende
flüssige Metall mitgerissen wird.
Die Erfindung wird erläutert durch die folgende Beschreibung einer Ausführungsform, die sich auf die
beigefügten Zeichnungen bezieht. Hierin zeigt
Flg. 1 einen vereinfachten schematischen Schnitt durch einen Kernreaktor, der mit einer Vorrichtung
gemäß der Erfindung ausgerüstet ist.
Fig. 2 als Einzelheit eine Ansicht einer Rinne,
Flg. 3 einen Querschnitt einer Ausführungsform der Rinne gemäß der Erfindung,
Fig. 4 einen Querschnitt einer anderen Ausführungsform der Rinne.
Flg. i zeigt den Hauptbehälter 1 mit senkrechter
Achse eines ganz schematisch dargestellten Kernreaktors, der mit schnellen Neutronen arbeitet. Dieser Behälter
Ist mit seinem oberen Teil unter einem Verschlußdeckel
10 aufgehängt, der einer. Betonbehälter 10a verschließt, der die gesamte Anlage enthält. Der Reaktorkern
2 des Kernreaktors weist an seinem unteren Teil einen Sammelraum oder ZuführungsKammer 20 auf, die
mittels eines Traggerüstes 21 auf dem Im wesentlichen halbkugelförmigen Boden des Behälters 1 ruht. Eine
Hüll- oder Leitwand 3 Ist konzentrisch zum Hauptbehälter 1 angeordnet und erstreckt sich von der Basis des
Traggerüsts 21 bis zu einem bestimmten Abstand vom oberen F.nue des unter dem Verschlußdeckel 10 aufgehängten
Behälters 1 Die Oberkante der Leitwand 3 ist mit 31 bezeichnet.
Der Reaktorkern 2 des Kernreaktors ist untergetaucht In einer Masse von flüssigem Metall, das Im üblichsten
Fall aus Natrium besteht, die im Behälter bis zu einem Niveau unter der Leitwand reicht, das m't 32 bezeichnet
Ist Dieses Niveau 32 befindet sich unter der Leltwandkante
31 Im Inneren des Behälters 1 Ist das Volumen
des flüssigen Natriums durch einen Innenbehälter \a In zwei Bereiche F und C geteilt, wobei der oberhalb des
Keaktorkerns befindliche Bereich C einen Sammelraum bildet, der das nach Durchströmen des Reaktorkerns
erwärmte heiße flüüslge Natrium aufnimmt, während der
auf der anderen Seite des Innenbehälters la befindliche Sammelraum F das na»!h Durchströmen von (nicht
gezsigten) Wärmeaustauschern abgekühlte Natrium aufnimmt,
das von mindestens einer Förderpumpe 4 angesaugt und mittels einer Leitung 40 in den Zufuhrraum 20
unier den Kernreaktor zurückgeführt wird, den es dann erneut durchströmt.
Ein Teil des vom Zufuhrraum 20 kommenden Kühlnatriums strömt zum Innenraum des Traggerüsts 21 und
nach Durchgang durch an der Basis dieses Traggerüsts ausgebildete Öffnungen 23 in einen ersten Ringraum, der
ίο von der Innenwand des Hauptbehälters 1 und der
Außenwand der Leitwand 3 begrenzt Ist. Der so abgenommene Strom von kaltem Natrium wird bis in die
Nä'ne der Oberkante 31 der Leitwand gefördert, also auf ein höheres Niveau als das vom Natrium im Sammelraum
C erreichte Niveau 32.
An der Innenfläche der Leitwand 3 sind an dieser entlang
wendelförmig nach unten verlaufende Rinnen 6 angebracht, durch die vom ersten Ringraum zwischen
dem Behälter 1 und der Leinwand 3 kommendes NatriL m, nachdem es eine Schwelle 5 am oberen Ende jeder
der Rinnen überwunden hat, in den p;nnen herab und in
siTtif. zweiten Ringraum überlaufen kenn der zum ersten
Ringraum konzentrisch ist und von der Leitwand 3 und einer zu dieser parallelen und koaxialen Leitgegenwand
3σ begrenzt ist. Das so in Berührung mit der Wand der
Leitward 3 übergelaufene Natrium gewährleistet die Kühlung derselben und strömt dann zum unteren Teil
des zweiten Ringraums, um durch Auslaßöffnungen 36 in ilen Sammelraum F zurückzukehren.
Gegebenenfalls sind Hindernisse 7 längs der Rinnen 6 angeordnet, und die am oberen Teil dieser Rinnen vorgesehenen
Schwellen 5 in geeigneter Weise gemäß dem Umfang der Leitwand 3 verteilt. Infolge dieser Maßnahmen
bleibt die Fließgeschwindigkeit des in die Rinnen übergelaufenen Natriums stets gering, so daß keine Möglichkeit
des Mitreißens von Schutzgas 8 besteht, das den zwischen dem Verschlußdeckel 10 und der freien Oberfläche
32 des Natriums im Behälter befindlichen Raum raut.
FMg. 2 zeigt eine Rinne 6. die aus einem Blech mit
U-fÖrmigem Querschnitt besteht und bezüglich der Be' alterachse wendelförmig nach unten verläuft. Eine
Seitenwand der Rinne ist gegen die Innenwand der Leitwand 3 angeschweißt. Vorzugsweise ist dls am oberen
Teil der Rinne vorgesehene Schwelle 5 in Richtung der
Rinne geneigt
IMg. 3 zeigt den Querschnitt einer Rinne 6 der in FI \%. 2 gezeigten Art, In der jedoch Hindernisse 7 für den
Durchfluß des abgenommenen Natriums angeordnet sind Die Hindernisse bestehen hler aus gerippten Metallblechen,
die nebeneinander angeordnet und stellenweise mittels Querstäben 71 befestigt sind, die am Ende der
Seitenwände der Rinne unbeweglich gehalten sind.
.Schließlich zeigt Fig. 4 eine Abwandlung, wo die Rinne 6 aus einem L-förmlgen Winkelelsen gebildet ist, das gegen die Innenwand der Leitwand 3 angeschweißt ist. die so unmittelbar eine der Seltenvände der Rinne bildet Die Hindernisse 7 sind hler gebildet durch einen Stapel von Metallgeweben oder Netzen, die gegen der Boden der Rinne ' gedrückt und durch eine daran angeschweißte Stange 72 gehalten sind, deren Ende 73 über eine Unterlegscheibe 74 umgebogen Ist.
.Schließlich zeigt Fig. 4 eine Abwandlung, wo die Rinne 6 aus einem L-förmlgen Winkelelsen gebildet ist, das gegen die Innenwand der Leitwand 3 angeschweißt ist. die so unmittelbar eine der Seltenvände der Rinne bildet Die Hindernisse 7 sind hler gebildet durch einen Stapel von Metallgeweben oder Netzen, die gegen der Boden der Rinne ' gedrückt und durch eine daran angeschweißte Stange 72 gehalten sind, deren Ende 73 über eine Unterlegscheibe 74 umgebogen Ist.
Die für jede Rinne gewählte Neigung hängt von der Foi;m und Wirksamkeit der Hindernisse 7 ab, um einen
geeigneten Strömungszustand des kühlenden Natriums aufrechtzuerhalten, έο daß der Durchsatz des in den
zwiilten Ringraum Und von dort In den kalten Sarnmelraum
F zurückgeleiteten Natriums keine Stauungen oder
Wirbel erzeugt. Man sorgt besonders für eine Strömung
des Natriums Im sogenannten »ffuvlalen« Fließzustand,
der einer Froude-Zahl unter 1 entspricht. Dieser In der
Technik an sich bekannte Begriff des fluvlalen Zustands 1st In dem Werk »Hydraullque generate et appliquee«.
Quartler, Collection du Centre de Recherches et d'Essals
de Chatou, Eyrolles Edlteur Paris, näher erlüutert.
Die gegebenenfalls In den Rinnen angebrachten Hindernisse
können auch aus Geweben oder Körpern aus metallischen oder mineralischen Materlallen bestehen,
die gegebenenfalls profiliert oder perforiert sind oder die Form von kugel- oder kornartigen Teilchen haben.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
Claims (6)
1. Vorrichtung zum Kühlen des Behälters eines mit
schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktors, der einen sogenannten Hauptbehälter aufweist, der einen
zweiten Behälter, den sogenannten Innenbehälter umgibt, der den Reaktorkern enthält und ein Im
Hauptbehaiter eingeschlossenes Volumen von flüssigem Metall in zwei Bereiche, den sogenannten heißen na
und kalten Sammelraum, unterteilt, wobei der geschlossene Umlauf des Im kalten Sammelraum
angesaugten und durch den Reaktorkern In den heißen Sammelraum geförderten flüssigen Metalls durch
rings um den Reaktorkern verteilte Pumpen erfolgt, wobei ferner eine Leitwand und eine Leitgegenwand
konzentrisch zur Wand des Hauptbehäliers angeordnet sind und jeweils einen ersten (äußeren) und einen
zweiten (Inneren) Ringraum begrenzen, die Im kanten
Sammelraum nünden, und der erste Ringraum von einem Nebenürom des als KQhImUt?! dienenden flüssigen
Metalls von unten nach oben durchströmt wird, wobei das Metall mit der Wand des Hauptbehälters
bis zu einem konstanten Niveau In Berührung kommt, das In der Nähe der Oberkante der Leitwand
liegt, und wobei eine Überlaufvorrichtung vorgesehen Ist, weiche flüssiges Metall vom ersten (äußeren)
Ringraum In den zweiten (inneren) Ringraum und von dort In den kalten Sammelraum (F) überlaufen
läßt, dadurch gekennzeichnet, daß die Überlaufvorrichtunr
mindestens eine Rinne (6) aufweist, die an der zum Innenraum des Hauptbehälters (1)
gerichteten Wand der Leitwand U) befestigt Ist, wobei der Einlaß jeder Rinne unterhalb der Oberkante (31)
der Leitwand (3) angeordnet ist.
2. Vorrichtung nach Anspruch 1. dadurch gekennzeichnet,
daß die zum inneren des Hauptbehälters (1) gerichtete Wand der Leitwand (3) eine Seitenwand der
Rinnen (6) bildet.
3. Vorrichtung nach einem der Ansprüche I oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Rinnen (6) Hindernisse
(7) im Fließweg des flüssigen Metalls aufweisen
4. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Hindernisse (7) aus einem Gewebe
oder Gewirk aus Metall bestehen
5. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet,
daß die Hindernisse (7) aus geformten Körpern bestehen.
6. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet,
daß die Hindernisse (7) aus Teilchen In d Art von Kugeln oder Körnern bestehen.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR7711664A FR2388375A1 (fr) | 1977-04-19 | 1977-04-19 | Procede de refroidissement de la cuve d'un reacteur nucleaire et dispositif pour l'application du procede |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2816348A1 DE2816348A1 (de) | 1978-11-02 |
DE2816348C2 true DE2816348C2 (de) | 1982-11-18 |
Family
ID=9189557
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2816348A Expired DE2816348C2 (de) | 1977-04-19 | 1978-04-14 | Vorrichtung zum Kühlen des Behälters eines mit schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktors |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4156629A (de) |
JP (1) | JPS53129791A (de) |
BE (1) | BE865946A (de) |
DE (1) | DE2816348C2 (de) |
ES (1) | ES468863A1 (de) |
FR (1) | FR2388375A1 (de) |
GB (1) | GB1595042A (de) |
IT (1) | IT7867873A0 (de) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
FR2397046A1 (fr) * | 1977-07-05 | 1979-02-02 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau legere pour la production d'eau chaude |
US4613478A (en) * | 1978-08-31 | 1986-09-23 | Westinghouse Electric Corp. | Plenum separator system for pool-type nuclear reactors |
US4302296A (en) * | 1978-09-28 | 1981-11-24 | Electric Power Research Institute, Inc. | Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors |
FR2508225A1 (fr) * | 1981-06-19 | 1982-12-24 | Novatome | Dispositif de jonction entre le conduit de refoulement d'une pompe primaire et un conduit solidaire du support de coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
FR2643189B1 (fr) * | 1989-02-10 | 1991-05-10 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de protection thermique de la virole superieure de supportage d'une cuve suspendue, notamment dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1207036A (en) * | 1968-12-04 | 1970-09-30 | Babcock & Wilcox Ltd | Improvements in and relating to the heat-insulating screening of reactor pressure vessel walls |
FR2220847B1 (de) * | 1973-03-07 | 1975-10-31 | Commissariat Energie Atomique | |
US4056438A (en) * | 1973-10-18 | 1977-11-01 | Commissariat A L'energie Atomique | Liquid sodium cooled fast reactor |
FR2248583B1 (de) * | 1973-10-18 | 1976-10-01 | Commissariat Energie Atomique | |
FR2291580A1 (fr) * | 1974-11-14 | 1976-06-11 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur |
-
1977
- 1977-04-19 FR FR7711664A patent/FR2388375A1/fr active Granted
-
1978
- 1978-04-07 US US05/894,377 patent/US4156629A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-04-07 GB GB13719/78A patent/GB1595042A/en not_active Expired
- 1978-04-11 JP JP4259178A patent/JPS53129791A/ja active Pending
- 1978-04-13 BE BE186763A patent/BE865946A/xx not_active IP Right Cessation
- 1978-04-14 DE DE2816348A patent/DE2816348C2/de not_active Expired
- 1978-04-17 ES ES468863A patent/ES468863A1/es not_active Expired
- 1978-04-18 IT IT7867873A patent/IT7867873A0/it unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB1595042A (en) | 1981-08-05 |
BE865946A (fr) | 1978-07-31 |
IT7867873A0 (it) | 1978-04-18 |
JPS53129791A (en) | 1978-11-13 |
DE2816348A1 (de) | 1978-11-02 |
US4156629A (en) | 1979-05-29 |
FR2388375A1 (fr) | 1978-11-17 |
FR2388375B1 (de) | 1980-02-22 |
ES468863A1 (es) | 1979-01-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2943687C2 (de) | Trogartige Vorrichtung zum Sammeln und Verteilen der Flüssigkeit für eine Gegenstromkolonne | |
DE2410701C2 (de) | Schneller Kernreaktor | |
DE2362739C2 (de) | Adsorptionsfilter | |
DE3228984A1 (de) | Wanderbett-, insbesondere adsorptionsfilter | |
EP0552457A1 (de) | Boden für Wanderbettreaktoren | |
DE2816348C2 (de) | Vorrichtung zum Kühlen des Behälters eines mit schnellen Neutronen arbeitenden Kernreaktors | |
DE1767470B1 (de) | Vorrichtung zur Behandlung von Fluessigkeiten | |
DE3830618C2 (de) | Reaktor zum Reinigen von Industrieabgasen | |
DE69106565T2 (de) | Verfahren und Mittel zum Reinigen der Wände von einem Wärmetauscher. | |
DE4212177C2 (de) | Verbrennungsanlage | |
DE3134435C2 (de) | ||
DE2834358B2 (de) | Katalytischer Reaktor | |
DE2825734C2 (de) | ||
DE3825724C2 (de) | Behälter | |
DE2904201B2 (de) | Abschlämmeinrichtung für einen Wärmetauscher | |
DE2537980A1 (de) | Einrichtung zur verringerung der konvektionsstroeme im inneren eines kernreaktorbehaelters | |
DE2906001C2 (de) | Wärmetauscher | |
DE3345099A1 (de) | Fluessigkeitsgekuehlter kernreaktor, insbesondere siedewasserreaktor | |
DE2901935C2 (de) | Wärme- und Stoffaustauschkolonne | |
CH659881A5 (de) | Vorrichtung zur verteilung der absorptionsfluessigkeit in einem absorptionskuehlapparat. | |
DE2654948C2 (de) | Tauch-Wärmeaustauscher | |
DE2425539B2 (de) | Kombinierter feuchtigkeitsabscheider und ueberhitzer | |
DE69202583T2 (de) | Brennelement für Kernreaktor. | |
DE2801479C3 (de) | Filter mit einem aus körnigem Material bestehenden Bett | |
DE1458893C3 (de) | Vorrichtung zum Behandeln der Abgase eines metallurgischen Ofens |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OAP | Request for examination filed | ||
OD | Request for examination | ||
D2 | Grant after examination | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |