| 摘要 |
<p>Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, utilisant une convection forcée dans l'espace intercuve. Le réacteur, de préférence refroidi par du sodium liquide, comprend une cuve principale (44) et une cuve de sécurité (46), séparée de la cuve principale par un espace intercuve (48), rempli d'un gaz chimiquement inerte vis-à-vis du sodium. Les deux cuves ont chacune une partie supérieure (50, 51) de forme cylindrique, autour d'un axe géométrique commun vertical (X), et une partie inférieure (52, 53). Selon l'invention, le système comprend un dispositif (49) de mise en rotation du gaz par exemple dans l'espace intercuve, autour de l'axe commun, au moins sur toute la hauteur de la partie supérieure de la cuve principale, pour transférer de la chaleur de la cuve principale à la cuve de sécurité par convection forcée.</p> |
