DE1148664B - Hilfskuehlkreislauf zum Abfuehren der Reaktornachwaerme - Google Patents
Hilfskuehlkreislauf zum Abfuehren der ReaktornachwaermeInfo
- Publication number
- DE1148664B DE1148664B DED37402A DED0037402A DE1148664B DE 1148664 B DE1148664 B DE 1148664B DE D37402 A DED37402 A DE D37402A DE D0037402 A DED0037402 A DE D0037402A DE 1148664 B DE1148664 B DE 1148664B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- cooling circuit
- auxiliary
- reactor
- auxiliary cooling
- coils
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
D 37402 Vfflc/21g
BEKANNTMACHUNG
DER ANMELDUNG
UNDAUSGABEDER
AUSLEGESCHRIFT: 16. MAI 1963
DER ANMELDUNG
UNDAUSGABEDER
AUSLEGESCHRIFT: 16. MAI 1963
Die Erfindung betrifft einen Hilfskühlkreislauf zum
Abführen der Reaktornachwärme, in dem ein gasförmiges Kühlmittel zur Kühlung der Brennstoffelemente
und zur Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern über einen außerhalb des Reaktors liegenden
Hilfskühler umläuft.
Es können bei Reaktoren Schadensfälle auftreten, die ein sofortiges Abschalten der gesamten Anlage
einschließlich der Dampferzeuger notwendig machen. In solchen Fällen muß dafür gesorgt werden, daß die
durch den Zerfall der radioaktiven Spaltprodukte erzeugte Nachwärme rasch und sicher abgeführt wird.
Bekannt sind bereits verschiedene Systeme zur Abführung dieser Reaktornachwärme. Sie arbeiten in
den meisten Fällen in der Weise, daß nach dem Abschalten des Reaktors die überschüssige Wärme
einem außerhalb des Reaktors angeordneten Wärmeaustauscher zugeführt wird, der dann so lange in Betrieb
bleibt, bis die gefährliche Reaktornachwärme abgeklungen ist. Sie haben sich im allgemeinen im
Betrieb als zuverlässig erwiesen, haben jedoch den Nachteil, daß sie nicht genügend weit verschiedenen
Betriebsanforderungen, wie sie z. B. bei gasgekühlten Kernreaktoren infolge großer Druckunterschiede auftreten
können, entsprechen.
Gemäß der Erfindung wird deshalb vorgeschlagen, in dem Hilfskühlkreislauf getrennte Hochdruck- und
Niederdruckgebläse zur Umwälzung des Kühlmittels für verschiedene Drücke vorzusehen. Dadurch wird
die Reaktornachwärme mittels eines Wärmeaustauschers abgeführt, der sowohl unter dem normalen
Reaktordruck als auch unter niedrigerem Druck arbeiten kann. Letzterer Fall tritt beispielsweise bei
Leckagen im Reaktorkühlsystem ein. Die Umwälzung des Kühlgases im Hilfskühlkreis erfolgt über
vier Radialgebläse, die im senkrecht stehenden zylindrischen Hilfskühler sternförmig angeordnet
sind. Dabei ergibt sich der Vorteil, daß keine Kompensation für die Motoren erforderlich ist, da
die Motoren unmittelbar an die Gebläse angeflanscht sind. Für den Fall, daß nach dem Anschalten der
volle Reaktordruck erhalten bleibt, arbeiten nur die zwei für diesen Druck ausgelegten Gebläse. Die
anderen beiden sind für einen niedrigeren Gasdruck ausgelegt und werden nur dann eingeschaltet, wenn
der Druck entsprechend abgesunken ist.
Die Rohrschlangen in dem Hilfskühler sind für zwei verschiedene Leistungen ausgelegt, was dadurch
bedingt ist, daß die Durchsatzleistung in beiden genannten Fällen nicht die gleiche ist. Die Kühlschlangen
sind für die maximale Leistung ausgelegt und können durch Abschalten einer Gruppe dieser
Hilfskühlkreislauf zum Abführen
der Reaktornachwärme
der Reaktornachwärme
Anmelder:
Deutsche Babcock & Wilcox-Dampfkessel-
Werke Aktiengesellschaft,
Oberhausen (RhId.), Duisburger Str. 375
Oberhausen (RhId.), Duisburger Str. 375
Winfried Eming, Essen-Rüttenscheid,
und Heinz Franke, Essen-Steele,
sind als Erfinder genannt worden
und Heinz Franke, Essen-Steele,
sind als Erfinder genannt worden
Rohrschlangen auf die entsprechende andere Leistung eingestellt werden.
In der Zeichnung ist die Erfindung schematisch dargestellt. Es zeigt
Fig. 1 einen Reaktor mit Dampferzeuger und Hilfskühler
und
Fig. 2 einen Querschnitt durch den Hilfskühler mit den vier Gebläsen.
Der in dem Druckbehälter 1 angeordnete Reaktor 2 ist mit dem Dampferzeuger 3 über die Leitungen 4 und 5 verbunden. Die Ventile 6 und 7 dienen zur Absperrung des Dampferzeugers im normalen Betrieb sowie im Katastrophenfall.
Der in dem Druckbehälter 1 angeordnete Reaktor 2 ist mit dem Dampferzeuger 3 über die Leitungen 4 und 5 verbunden. Die Ventile 6 und 7 dienen zur Absperrung des Dampferzeugers im normalen Betrieb sowie im Katastrophenfall.
Außerdem ist der Reaktor mit dem Hilfskühler 8 über die Leitungen 9 und 10 verbunden. Dieser Hilfskühler
ist außerhalb des Reaktors angeordnet und weist zwei Hochdruckgebläse 11 sowie zwei Niederdruckgebläse
12 auf, welche im oberen Teil des Hilfskühlers angeordnet sind. Im unteren Teil des Hilfs-
kühlers8 liegen die für den Notkühlbetrieb erforderlichen
Rohrschlangen. Hiervon dienen die beiden Rohrschlangengruppen 13 und 14 mit ihren dazugehörigen
Absperrventilen dem Hochdruckbetrieb, d. h. wenn nach dem Abschalten des Reaktors der
hohe Betriebsdruck erhalten bleibt, während die Rohrschlangengruppe 15 zusammen mit den anderen
beiden beim Niederdruckbetrieb eingeschaltet sind, d. h. also bei einem Schadensfall des Reaktors mit
Leckagen im Rohrsystem. Das sekundäre Kühlmittel
tritt durch die Ventile 16 und 17 in die unteren beiden Gruppen von Rohrschlangen ein und verläßt
diese über die Ventile 18 und 19. Entsprechende
309 580/297
Funktionen haben die Ventile 20 und 21 für die oberste Gruppe von Rohrschlangen.
Im normalen Betrieb wird im wesentlichen nur der Dampferzeuger 3 beaufschlagt, während ein vernachiässigbar
kleiner Teilstrom durch den Hilfskühler strömt und somit für eine gewisse Betriebswärme
sorgt, so daß der Hilfskühler jederzeit voll einsatzbereit ist, ohne einen Temperaturschock für Gebläse
und Rohrschlangen bei Inbetriebnahme befürchten zu müssen. In einem Störungsfall, wenn z. B. Reaktor
und Dampferzeuger abgeschaltet werden, geht die volle Nachwärme über den Hilfskühler. Dabei sind
nur die Hochdruckgebläse 11 in Betrieb, welche durch die erforderliche Umwälzung des Kühlgases
über die Rohrschlangen für ein Abführen der Nachwärme sorgen. Die Wärme selbst wird in diesem Falle
des Hochdruckbetriebes von der untersten Rohrschlangengruppe 13 aufgenommen, während die restlichen
Kühlschlangen 14 und 15 lediglich als Reserve zur Verfugung stehen. Falls bei diesem Betrieb ein
Schaden an den unteren Rohrschlangen 13 auftreten sollte, kann zwecks Aufrechterhaltung des Betriebes
sofort auf die Rohrschlangengruppe 14 mit den entsprechenden Ventilen 17 und 19 umgeschaltet
werden.
Die gleiche Betriebsweise, wie oben geschildert, wird durchgeführt, wenn die Gebläse des Dampferzeugers
ausfallen sollten. Dann wird gleichfalls durch die Ventile 6 und 7 der Dampferzeuger abgeschaltet,
und die volle Nachwärme geht über den Hilfskühler.
Anders liegt der Fall, wenn eine Abschaltung von Reaktor und Dampferzeuger infolge eines Druckabfalles,
z. B. bei Leckagen im Rohrsystem, auftreten sollte. In diesem Falle des Niederdruckbetriebes tritt
eines der Niederdruckgebläse 12 in Tätigkeit bei gleichzeitiger Zuschaltung sämtlicher Rohrschlangengruppen
13, 14 und 15. Aus Sicherheitsgründen ist das andere Niederdruckgebläse dabei in Reserve.
Auf diese Weise wird durch die vergrößerte Heizfläche ein entsprechend schnelles und sicheres Abführen
der Nachwärme gewährleistet.
Diese Erweiterung des Arbeitsbereiches eines Hilfskühlers auf verschiedene Betriebsdrücke stellt
einen wesentlichen Fortschritt und Vorteil dar, da den möglichen Schadensfällen eines Reaktors in
weitgehender Weise entsprochen wird. Wesentlich dabei ist auch, daß die oberen Rohrschlangen des Hilfskühlers
in einem bestimmten Betriebsfall eine gewisse Reserve zu den unteren darstellen. Erst diese
genannten Kombinationen gewährleisten einen absolut sicheren Reaktorbetrieb.
Claims (5)
1. Hilfskühlkreislauf zum Abführen der Reaktornachwärme,
in dem ein gasförmiges Kühlmittel zur Kühlung der Brennstoffelemente und zur Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern über einen
außerhalb des Reaktors liegenden Hilfskühler umläuft, dadurch gekennzeichnet, daß in diesem
Hilfskühlkreislauf getrennte Hochdruck- und Niederdruckgebläse (11, 12) zur Umwälzung des
Kühlmittels bei verschiedenen Drücken vorgesehen sind.
2. Hilfskühlkreislauf nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Gebläse (11, 12) innerhalb
des Hilfskühlers (8) angeordnet sind und mit unmittelbarer Anflanschung der Gebläsemotoren
an die Gebläse.
3. Hilfskühlkreislauf nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet durch Gruppen in Strömungsrichtung
hintereinander angeordneter Rohrschlangen (13, 14 und 15) innerhalb des Hilfskühlers zur
Kühlung des heißen Kühlmittels, die wahlweise je nach Kühlleistung ab- oder zuschaltbar sind.
4. Hilfskühlkreislauf nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet,
daß bei Hochdruckbetrieb in Strömungsrichtung gesehen lediglich die erste der drei
Gruppen von Rohrschlangen (13) vom sekundären Kühlmittel durchströmt ist und die im tieferen
Temperaturgebiet liegenden anderen beiden Gruppen von Rohrschlangen (14 und 15) als
Reserve dienen.
5. Hilfskühlkreislauf nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet,
daß bei Niederdruckbetrieb alle Rohrschlangen (13, 14 und 15) von sekundärem Kühlmittel
durchströmt sind.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
© 309 580/297 5.63
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED37402A DE1148664B (de) | 1961-11-07 | 1961-11-07 | Hilfskuehlkreislauf zum Abfuehren der Reaktornachwaerme |
US233817A US3251747A (en) | 1961-11-07 | 1962-10-29 | Arrangement for the removal of decay heat from a nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED37402A DE1148664B (de) | 1961-11-07 | 1961-11-07 | Hilfskuehlkreislauf zum Abfuehren der Reaktornachwaerme |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1148664B true DE1148664B (de) | 1963-05-16 |
Family
ID=7043569
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DED37402A Pending DE1148664B (de) | 1961-11-07 | 1961-11-07 | Hilfskuehlkreislauf zum Abfuehren der Reaktornachwaerme |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3251747A (de) |
DE (1) | DE1148664B (de) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3357892A (en) * | 1964-04-29 | 1967-12-12 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Gas cooled nuclear reactor |
DE2427539A1 (de) * | 1973-06-08 | 1975-01-02 | British Nuclear Design Constr | Gasgekuehlter kernreaktor |
US4039377A (en) * | 1974-03-20 | 1977-08-02 | Commissariat A L'energie Atomique | Nuclear boiler |
EP0339255A2 (de) * | 1988-04-25 | 1989-11-02 | General Electric Company | Isolierter Kondensator mit Wärmeaustauscher für das Nachwärmekühlsystem |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2182648B1 (de) * | 1972-05-02 | 1974-09-27 | Commissariat Energie Atomique | |
DE2557085A1 (de) * | 1975-12-18 | 1977-07-07 | Otto & Co Gmbh Dr C | Vorrichtung zur regulierung der wandtemperatur eines druckkessels |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2815321A (en) * | 1945-11-13 | 1957-12-03 | Eugene P Wigner | Isotope conversion device |
US2816068A (en) * | 1945-11-28 | 1957-12-10 | William J Ruano | Reactor control |
US2841545A (en) * | 1954-06-15 | 1958-07-01 | Walter H Zinn | Power reactor |
BE573083A (de) * | 1957-11-18 | |||
US3070536A (en) * | 1958-08-29 | 1962-12-25 | Babcock & Wilcox Ltd | Plant including nuclear reactor |
US3127322A (en) * | 1958-12-15 | 1964-03-31 | Nuclear reactors | |
GB906096A (en) * | 1960-06-01 | 1962-09-19 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor powered steam generating systems |
-
1961
- 1961-11-07 DE DED37402A patent/DE1148664B/de active Pending
-
1962
- 1962-10-29 US US233817A patent/US3251747A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3357892A (en) * | 1964-04-29 | 1967-12-12 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Gas cooled nuclear reactor |
DE2427539A1 (de) * | 1973-06-08 | 1975-01-02 | British Nuclear Design Constr | Gasgekuehlter kernreaktor |
US4039377A (en) * | 1974-03-20 | 1977-08-02 | Commissariat A L'energie Atomique | Nuclear boiler |
EP0339255A2 (de) * | 1988-04-25 | 1989-11-02 | General Electric Company | Isolierter Kondensator mit Wärmeaustauscher für das Nachwärmekühlsystem |
EP0339255A3 (de) * | 1988-04-25 | 1990-02-07 | General Electric Company | Isolierter Kondensator mit Wärmeaustauscher für das Nachwärmekühlsystem |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US3251747A (en) | 1966-05-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2445553C3 (de) | Einrichtung zum Abführen der Restwärme aus einem Natrium-gekühlten schnellen Brutreaktor | |
DE3435255C2 (de) | ||
EP0043553A1 (de) | Nachwärmeabfuhrsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor | |
DE1148664B (de) | Hilfskuehlkreislauf zum Abfuehren der Reaktornachwaerme | |
DE2427539C2 (de) | Gasgekühlter Kernreaktor | |
DE3212266C1 (de) | Kernreaktoranlage | |
CH618805A5 (en) | Method and circuit on a pressurised water reactor for the removal of the afterheat of the reactor in an accident. | |
DE2621258A1 (de) | Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr | |
DE3120314C2 (de) | ||
DE1489955B1 (de) | Dampfgekuehlter Kernreaktor | |
DE102011107284A1 (de) | Einrichtung zur Notkühlung einer Anlage für exotherme Prozesse | |
DE1115846B (de) | Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen | |
DE2461389C2 (de) | ||
DE2732774A1 (de) | Kuehleinrichtung fuer hochtemperaturreaktor | |
DE3335269C2 (de) | ||
DE3642542C2 (de) | ||
DE2360293A1 (de) | Hilfseinrichtung zur waermeabfuhr fuer kernreaktoren | |
DE2606527C3 (de) | Entlastungseinrichtung für eine Kernreaktoranlage | |
DE2341881A1 (de) | Energie-erzeugungsanlage mit einem gasgekuehlten kernreaktor mit geschlossenem gaskreislauf | |
DE2440140A1 (de) | Not-kuehlsystem fuer einen gasgekuehlten kernreaktor | |
DE2143026A1 (de) | Kraftwerkanlage | |
DE2434528C3 (de) | Kernkraftwerksanlage | |
DE2264947C3 (de) | Verfahren zum Abschalten eines Hochtemperatur-Kernreaktors | |
DE1489955C (de) | Dampfgekuhlter Kernreaktor | |
DE2624243A1 (de) | Nachwaermeabfuhrsystem fuer kernkraftwerksreaktoren |