DE1051425B - Druckwasserreaktoranlage mit UEberhitzung des Arbeitsmittels - Google Patents

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND

DEUTSCHES

PATENTAMT

PATENTSCHRIFT 1051425

INTERNAT. KL. G 21 d ANMELDETAG: 7. MÄRZ 1958

BEKANNTMACHUNG DER ANMELDUNG UND AUSGABE DER

Auslegeschrift : 26. F E B R U A R 1959

AUSGABE DER

PATENTSCHRIFT: 21. NOVEMBER 1968

WEICHTAB VON AUSLEGESCHRIFT

(S 57236 Vin c/21g)

Die vorliegende Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage mit zwei voneinander getrennten, in sich geschlossenen, Brennstoffelemente enthaltenden Kühlkreisläufen, bei der der eine Kühlkreislauf ein Gas als Kühlmittel enthält und die Überhitzung eines eine Turbine antreibenden Arbeitsdampfes bewirkt und bei der der andere Kühlkreislauf in einem außerhalb des Druckgefäßes befindlichen Wärmetauschers die Verdampfung des Arbeitsmittels bewirkt.

Um bei mit Kernreaktoren betriebenen Wärmekraftanlagen einen dem konventionellen Dampfkraftprozeß vergleichbaren hohen thermodynamischen Wirkungsgrad zu erreichen, strebt man die Überhitzung des Arbeitsmittels, möglichst im Kernreaktor selbst, an. Die herkömmlichen Reaktortypen lassen dies entweder gar nicht oder nur unter erheblichen Betriebsschwierigkeiten zu. Druckwasserreaktoren normaler Bauart, vor allem Natururanreaktoren, scheiden ganz aus, da sie an sich nur aufgeheiztes Druckwasser oder nach Entspannung desselben nur Dampf von niedrigem Druck oder niedriger Temperatur zu erzeugen gestatten. Die bereits bekannte Überhitzung nach vorhergehender Entspannung ist aber thermodynamisch sehr ungünstig. Siedewasserreaktoren lassen demgegenüber zwar grundsätzlich die Erhitzung des Arbeitsmittels im gleichen Reaktorgefäß zu, weisen aber gegenüber Druckwasserreaktoren eine geringe Leistungsdichte und bei heterogenen Typen erhebliche Stabilitätsschwierigkeiten auf.

In diesem Zusammenhang sei auf einen aus der Zeitschrift »Atomnaya Energiya«, Bd. 3, 1957, Nr. 11, S. 391 bis 397 (englische Übersetzung in der Zeitschrift »Journal of Nuclear Energy«, Bd. 7, 1958, Nr. 1/2, S. 109 bis 114), bekanntgewordenen Reaktorwärmekreislauf hingewiesen: ein erster primärer Kühlmittelkreislauf erzeugt Sattdampf, der seine Energie über Wärmetauscher auf das Turbinenkondensat überträgt und dies verdampft. Dieser Dampf wird einem zweiten Primärkühlsystem im Reaktor zugeführt, dort überhitzt und direkt in die Turbine eingespeist. Ein vom Reaktorkühlmittel getrennter Kreislauf eines Turbinenarbeitsmediums ist also nicht vorgesehen, so daß im Laufe der Zeit mit einer ständig zunehmenden radioaktiven Verseuchung der Türbine gerechnet werden muß.

Zur Vermeidung dieser Nachteile, wie insbesondere der Instabilitäten im Reaktorbetrieb und der radioaktiven Verseuchung, geht die Erfindung von dem Gedanken aus, den bereits erprobten und bewährten Druckwasserreaktor, der die erwähnten Nachteile des Siedewasserreaktors nicht aufweist und zudem ein-Kernreaktoranlage
mit zwei Kühlkreisläufen

Patentiert für:

Siemens Aktiengesellschaft,
Berlin und München, 8520 Erlangen

Dipl.-Ing. Hermann Kumpf, 8520 Erlangen,
ist als Erfinder genannt worden

fach im Aufbau ist, für die Überhitzung des Turbinenarbeitsmittels einer Wärmekraftanlage abzuwandeln und nutzbar zu machen. Der Kernreaktor enthält also ein zweites Kühlsystem, wobei jedoch Eingriffe in die Betriebsweise des Druckwassersystems vermieden werden sollen. Dies wird erfindungsgemäß dadurch erreicht, daß der die Verdampfung des Arbeitsmittels bewirkende Kühlkreislauf ein Druckwasserkreislauf ist und daß der Gaskühlkreislauf das Arbeitsmittel in einem Wärmetauscher überhitzt, der außerhalb des Reaktordruckgefäßes angeordnet und innerhalb des Arbeitsmittelkreislaufes dem das Arbeitsmittel verdampfenden Wärmeaustauscher strömungsmäßig nachgeschaltet ist. Auf diese Weise gelingt es, einen Überhitzungsbetrieb mit den regelungstechnischen Vorteilen eines Druckwasserreaktorbetriebes zu verbinden und außerdem die eigentliche Turbinenanlage von radioaktiver Verseuchung freizuhalten.

Die Zeichnung veranschaulicht schematisch ein Ausführungsbeispiel, wobei der Kernreaktor im Längschnitt dargestellt ist.

Der im Inneren des Reaktordruckgefäßes 1 angeordnete Kernreaktor ist an die beiden getrennten Primärkreisläufe 2,3 angeschlossen, die über die hintereinandergeschalteten Wärmetauscher 4,5 an den Arbeitsmittelkreislauf 6 mit dem Turbinenaggregat 7 angekoppelt sind. Von den Primärkreisläufen ist der Kreislauf 2 mit Druckwasser beaufschlagt, während der davon getrennte und mit einem gasförmigen oder in die Gasphase übergeführten Medium beaufschlagte Kreislauf 3 (Hochtemperaturkreislauf) im Inneren des Reaktordruckgefäßes 1 ein eigenes Heizsystem (Überhitzerpaket) besitzt. Dieses ist in der äußeren Zone des (gestrichelt umrandeten) Reaktorkernes 8 gleichmäßig um die Symmetrieachse 9

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herum angeordnet und enthält entsprechende Brennstoffelemente desselben. Die auf das Uberhitzerpaket entfallende Reaktorkernzone ist gegenüber der unter den normalen Druckwasserbetriebsbedingungen arbeitenden Innenzone möglichst so bemessen, daß letztere die Verdampfungswärme, erstere die Uberhitzungswärme für das Arbeitsmittel im Arbeitsmittelkreislauf 6 aufbringt.

In der Zeichnung sind nun der Einfachheit halber im gleichen Reaktorgefäß zwei verschiedene Ausführungsformen des Überhitzungspaketes und ferner zwei verschiedene Gitterformen des Reaktorkernes dargestellt. Jedes Überhitzungspaket besitzt die Gestalt eines (in der Draufsicht kreisringförmig angeordneten) Rohrpaketes. Bei der Darstellung rechts der Symmetrieachse 9 besteht das Rohrpaket aus den Rohren 10, die ober- und unterhalb des Reaktorkernes 8 in je einen Dampfsammeiraum 11,12 einmünden. Die Dampfsammclräume stehen über die aus dem Druckgefäß herausgeführten Stutzen 13,14 in Verbindung mit den Anschlußenden des Hochtemperaturkreislaufes 3. Der Druckwasserkreislauf 2 ist an die Druckgefäßstutzen 15,16 angeschlossen, welche entsprechend der eingezeichneten Pfeilrichtung den Ein- und Austritt des Kühlmittels gestatten.

Die in den Rohren 10 enthaltenen und die übrigen Brennstoffelemente 17 der rechten Hälfte des Reaktorkernes bilden ein quasi homogenes Stabgitter. Diese Gitterform ist für Leichtwasserreaktoren die vorteilhafteste. Wenn die Brennstoffelemente, wie in der linken Hälfte des Reaktordruckgefäßes eingezeichnet, von besonderen Kühlmittelführungsrohren 18 umgeben sind, die in die Moderatorwanne 19 eingelassen sind, ergibt sich das für Schwerwasserreaktoren übliche heterogene Gitter.

Das Überhitzungspaket der linken Gefäßhälfte unterscheidet sich von dem der rechten Hälfte dadurch, daß die Dampfsammeiräume 20, 21 gemeinsam auf einer Stirnseite, hier oberhalb des Reaktorkernes 8, liegen und daß die Paketrohre 22 hierzu entsprechend U-förmig umgelenkt bzw. koaxial ineinandergeschachtelt sind. In dieser Gestalt ragen sie tauchrohrartig in den Reaktorkern hinein. Die in der linken Hälfte weiter noch vorhandenen Sammelraum- bzw. Gefäßstutzen sind (infolge der Simultandarstellung zweier Ausführungsmöglichkeiten) funktionsmäßig identisch mit den Stutzen 13,14 der rechten Hälfte. Es sei jedoch bemerkt, daß das Überhitzerpaket 22 auch an die Stelle des Paketes 10 treten kann, und umgekehrt.

Sowohl der Druckwasser- als auch der Hochtemperaturkreislauf weisen je eine Umwälzpumpe 23 bzw. einen Kompressor 24 auf. Der Hochtemperaturkreisiauf ist außerdem über die sich gabelnde Leitung 25 dampf- und wasserseitig unter Zwischenschaltung der Ventile 26, 27 an das Druckhaltegefäß 28 angeschlossen. Dieses enthält einen Wasserstand mit darin eingetauchter Heizschlange 29 und steht wasserseitig über die Leitung 30 auch mit dem Reaktorgefäß in Verbindung. Diese Anschlußweite des Druckhaltegefäßes hat vorteilhaft besonders geringe Druckunterschiede zwischen Überhitzerpaket und Druckwasserteil der Reaktoranlage zur Folge. Im Hochtemperaturkreislauf befindet sich im allgemeinen ein Gas (Edelgas), im vorliegenden Falle jedoch verdampfte Kühlmittelflüssigkeit. Das hat den Vorteil, daß kein Wert auf Druckdichtigkeit des Überhitzungspaketes im Reaktorgefäß gelegt zu werden braucht.

Im Betrieb wird das in den Reaktor eintretende kühle Druckwasser aufgeheizt und durch den Druckwasserkreislauf 2 dem Wärmetauscher 4 zugeführt. Dort gibt es seine Wärme an das durch den Wärmetauscher strömende Arbeitsmittelkondensat (Wasser) zu dessen Verdampfung ab. Die Umwälzpumpe 23 fördert sodann das entsprechende abgekühlte Druckwasser wieder in den Reaktor zurück.

Das gleichzeitig mit Hilfe der Umwälzpumpe 24 im

ίο Hochtemperaturkreislauf 3 in Umlauf versetzte dampfförmige Reaktorkühlmittel wird im Überhitzungspaket überhitzt und gibt seine Überhitzungswärme alsdann im zugeordneten Wärmetauscher 5 an das bereits verdampfte Arbeitsmittel ab. Das auf diese Weise überhitzte Arbeitsmittel strömt dann dem Turboaggregat 7 zur Arbeitsleistung zu.

Es wurde bereits erwähnt, daß das Überhitzungspaket bei chemisch gleichen Medien in den Primärkreisläufen nicht leckdicht ausgeführt sein muß. Dies gilt besonders für diejenigen Stellen des Paketes (Dampfsammeiräume), an denen zum Auswechseln der Brennstoffelemente Verschlüsse (angedeutet) vorgesehen sind. Liegt dann der Druck im Überhitzungssystem etwas höher als im Reaktorgefäß selbst, so kann der in das Reaktorgefäß eintretende Leckdampf bei entsprechender Stellung der Ventile 26, 27 ohne thermodynamische Nachteile aus dem Druckhaltegefäß 28 in Gestalt von Wasser ersetzt werden.

Claims (7)

PATENTANSPRÜCHE:

1. Kernreaktoranlage mit zwei voneinander getrennten, in sich geschlossenen, Brennstoffelemente enthaltenden Kühlkreisläufen, bei der der eine Kühlkreislauf ein Gas als Kühlmittel enthält und die Überhitzung eines eine Turbine antreibenden Arbeitsdampfes bewirkt und bei der der andere Kühlkreislauf in einem außerhalb des Druckgefäßes befindlichen Wärmeaustauscher die Verdampfung des Arbeitsmittels bewirkt, dadurch gekennzeichnet, daß der die Verdampfung des Arbeitsmittels bewirkende Kühlkreislauf ein Druckwasserkreislauf (2) ist und daß der Gaskühlkreislauf (3) das Arbeitsmittel in einem Wärmeaustauscher (5) überhitzt, der außerhalb des Reaktordruckgefäßes angeordnet und innerhalb des Arbeitsmittelkreislaufes (6) dem das Arbeitsmittel verdampfenden Wärmeaustauscher (4) strömungsmäßig nachgeschaltet ist.

2. Druckwasserreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Heizsystem (10 bis 12 bzw. 20 bis 22) im äußeren Bereich des Reaktorkernes (8) gleichmäßig um die Symmetrieachse (9) herum angeordnet ist.

3. Druckwasserreaktoranlage nach den Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Heizsystem (10 bis 12) die Gestalt eines Rohrpaketes besitzt, dessen Rohre (10) ober- und unterhalb des Reaktorkernes (8) in je einen Dampfsammelraum (11, 12) einmünden und normale Brennstoffelemente (17) enthalten.

4. Druckwasserreaktoranlage nach den Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Überhitzungssystem (20 bis 22) die Gestalt eines Rohrpaketes besitzt, dessen Dampfsammelräume (20, 21) gemeinsam auf einer Stirnseite, vorzugsweise oberhalb des Reaktorkernes (8), liegen und dessen Rohre (22) hierzu entsprechend

U-förmig umgelenkt bzw. koaxial ineinandergeschachtelt sind, bei tauchrohrartigem Eingreifen in den Reaktorkern.

5. Druckwasserreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die in den Primärkreisläufen umgewälzten Medien chemisch gleichartig aufgebaut sind.

6. Druckwasserreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die beiden Primärkreisläufe an ein gemeinsames Druckhaltegefäß angeschlossen sind, vorzugsweise derart, daß der Hochtemperaturkreislauf (3) dampf- und wasserseitig, der Druckwasserkreislauf (2) nur wasserseitig angeschlossen ist.

7. Druckwasserreaktoranlage nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Druck im Hochtemperaturkreislauf mindestens gleich, vorzugsweise jedoch etwas höher als im Druckwasserkreislauf liegt.

In Betracht gezogene Druckschriften:

USA.-Patentschrift Nr. 2 787 593;

Atomnaya Energiya, Bd. 3, 1957, Nr. 11, S. 391 bis 397;

Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, VoI 3, New York, 1955, S. 330 bis 360;

Glasstone Principles of Nuclear Reactor Engineering, 1955, S. 772 und 773;

Chemical Engineering Progress Symposium Series, Vol. 50, 1954, Nr. 13, Nuclear Engineering Part III, S. 63.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

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