DE1501340A1 - Druckabbausystem zur Kondensation von in einem Sicherheitsbehaelter eines Kernreaktors bei einem Unfall ploetzlich freigewordenen Dampf - Google Patents
Druckabbausystem zur Kondensation von in einem Sicherheitsbehaelter eines Kernreaktors bei einem Unfall ploetzlich freigewordenen DampfInfo
- Publication number
- DE1501340A1 DE1501340A1 DE19661501340 DE1501340A DE1501340A1 DE 1501340 A1 DE1501340 A1 DE 1501340A1 DE 19661501340 DE19661501340 DE 19661501340 DE 1501340 A DE1501340 A DE 1501340A DE 1501340 A1 DE1501340 A1 DE 1501340A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- steam
- containment
- condensation
- accident
- cooling
- 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
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- 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
-
- 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
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- 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
- G21C9/016—Core catchers
-
- 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)
Description
Druckabbausystem zur Kondensation von in einem Sicherheitsbehälter eines Kernreaktors bei einem
Unfall plötzlich freigewordenen Dampf
Die 3rfindung betrifft ein Druckabbausystem zur KondensEfcion
von Dampf, der in einem Sicherheitsbehälter eines Reaktors bei einem Unfall plötzlich freigeworden ist.
~us ist üblich, daß Kernreaktoren als Kühlmittel und/oder Moderator
leichtes oder schweres Wasser benutzen, eventuell in ganz oder teilweise verdampfter Form. Um schwerwiegenden Folgen bei einem
3ruch im Kühl- oder Moderatorsystem vorzubeugen, ist es üblich, den Reaktor in einer dichtschließenden Hülle, einem sogenannten
Sicherheitsbehälter oder Sieherheitshülie aufzustellen. Dieser Sicherheitsbehälter ist so ausgeführt, daß er den inneren Überdruck
aushalten kann, der durch den bei einem Reaktorunfall im ■^ja/ctor plötzlich herausströmenden Dampf entsteht. Die Druckzu-
i,;i'imri wird mit Hilfe eines im Sicherheitsbehälter angeordneten
?:oudensatioii3systems begrenzt.
$40
909849/0199
Unterlagen ιαπ. / b -
— 2 —
- Nr. ι Sau 3 desÄncJerungages. v. 4. 9.
- Nr. ι Sau 3 desÄncJerungages. v. 4. 9.
In der Praxis ist bisher vorgezogen worden, in dem Druckabbausystem
ein Wasserbassin anzuordnen, in das der freigewordene Dampf geblasen wird und in dem er kondensiert, siehe z.B. die
brit. Patentschrift 936 626. Wenn bei dieser Anordnung der Sicherheitsbehälter als zylindrischer Betonbau ausgeführt wird,"
werden die Wände sehr dick, da auch hierbei trotz allem noch hohe Drücke entstehen. In der Regel muß eine Konstruktion mit
vorgespanntem Beton verwendet werden. Eine solche Anlage beansprucht viel Platz und ist sehr kostspielig, weil der Sicherheitsbehälter
für einen hohen Druck ausgelegt werden muß. Die Anordnung muß nämlich wegen ihrer Arbeitsweise so ausgeführt
sein, daß der freigewordene Dampf durch Leitungen zum Kondensationsraum
geführt und dort in einer Verteilungslcammer verteilt wird, die mit Ausatrömrohren zur Verteilung des Dampfes
im Wasser versehen ist. Für diesen Transport von Dampf - und von in der Anlage befindlicher Luft - ist ein Druck erforderlich,
was wie erwähnt zur Folge hat, daß der Sicherheitsbehälter für hohen Druck bemessen werden muß, nämlich für mehrere atü.
Dies bedeutet u.a., daß der Druck innerhalb des Sicherheitsbehälters bei einem Unfall hoch und wegen der großen Strömungswiderstände in den Kanälen, in der Verteilungskammer und in
den Ausblaserohren, die den Dampf und die Luft und im V/asser verteilen, in verschiedenen Räumen verschieden wird.
909849/0199
— 3 —
Es ist nicht sicher, ob die Anlage bei einem plötzlichen Unfall in der vorgesehenen Weise funktioniert. Hierzu ist nämlich u.a.
Voraussetzung, daß die Verbindungsleitungen zwischen dem Raum,
in dem der Dampf frei wird, und dem Kondensationsraum die schnellen Temperatur- und Drucksteigerungen aushalten und ferner,
daß die Kondensation trotz des plötzlichen Dampfstoßes beim • Einströmen des Dampfes in das Wasser praktisch vollständig ist.
Weiter ist Voraussetzung, daß der Sicherheitsbehälter, in dem der hohe Druck und in der Regel auch hohe Temperatur plötzlich
entstehen, auch in vorgesehener Weise funktionieren kann, ohne beschädigt zu werden.
In der schwedischen Patentschrift 209 482 ist ein Druckabbausystem
vorgeschlagen, in dem das Wasserbassin durch geschlossene, ganz ode^teilweise mit Flüssigkeit gefüllte Kondensatorelemente,
z.B. Rohre oder Rohrschlingen, ersetzt ist. Diese Rohre enthalten eine stark verteilte Flüssigkeitsmenge, damit das System
eine ausreichend große Wärmeübertragungs- oder Kondensationsfläche bekommt, was notwendig ist, um das Vermischen zu kompensieren,
das die Dajnpfeinb lasung in einem Wasserbassin bewirkt, hier aber verlorengegangen ist. Dies bekannte System eignet
sich in der Theorie für transportierbare Reaktoraniagen, z.3. in Schiffen, wo die Bewegungen des Schiffes ein Druckabbausystem
mit einem Waaserbassin außer Punktion setzen können. Damit die
Fxüssigkeitsmen,je genügend verteilt wird,ist jedoch eine unrea-.
listisch große Roiiriänge erforderlicn u;id ein ilondensatorvolumen,
909849/0199
das mindestens ca. drei Mai größer als das in den Rohren eingeschlossene. Wasservolumen ist. Um die genannten Vorteile
zu gewinnen, muß man einen besonders hohen Preis sowohl für die Rohrlänge als auch für das größere Volumen des Sicherheitsbehälters zahlen.
Die Erfindung bezweckt, in einer einfacheren und billigeren Weise als bisher die obengenannten Probleme zu lösen, und
zwar ohne die den gegenwärtig bekannten Anordnungen anhaftenden Komplikationen. Dieses wird dadurch ermöglicht, daß das
erfindungsgemäße Druckabbausystem eine innerhalb des Sicherheitsbehälters angeordnete Kühlmasse hat, die eine Mehrzahl
aneinander anliegender fester Körper mit großer Kontaktfläche und mit einer Temperatur umfaßt, die erheblich niedriger als
die des freigewordenen Dampfes ist. Dadurch wird ein besonders zuverlässiges Druckabbausystem erhalten, bei dem der Sicherheitsbehälter
durch Vermindern des eingeschlossenen Volumene oder der Wanddicke billiger gemacht werden kann, weil die
Kondensation der bei einem Reaktorunfall freigewordenen Dampfmenge praktisch momentan erfolgt, so daß ein hoher Druck niemals
entstehen kann. Die Kühimasse von festen Körpern, die aus billigem
Material mit unbegrenzter Haltbarkeit sein können, kann keine Korrosion verursachen und auch nicht durch leckage herausströmen.
Auch eine mechanische Störung, z.B. ein Erdbeben,
909849/0199 - 5 -
Bombensprengung oder ein Robotangriff, können keine wesentliche
Verschlechterung der wärmeabsorbierenden Eigenschaften der Kühlmasse verursachen. Das für die Kondensation einer
gewissen freigewordenen Dampfmenge erforderliche Kondensatorvolumen wird klein, sogar kleiner als ein für Kondensation derselben
Dampfmenge erforderliches Wasservolumen. Dazu kommt, daß die Kühlmasse aus festen Körpern sogar aus gewissen industriellen
Abfällprodukten, z.B. Drehspänen, bestehen kann, was die Kosten des Druckabbausystems auf einen Bruchteil
senkt, verglichen mit der Alternative mit teilweise mit Flüssigkeit gefüllten Rohren.
Die wärmeakkumulierende Kühimasse aus festen Körpern wird zweckmäßig
so angebracht, daß sie ganz oder teilweise den Raum umgibt, in dem die plötzliche Dampfausströmung stattfindet, z.B.
als eine Schicht längs der Wände, des Daches und/oder Bodens des Sicherheitsbehälters. Nach der Erfindung wird die kühlende
und kondensierende Masse aus festen Körpern innerhalb des Sicherheitsbehälters entweder in wenigen sehr großen Flächen
oder in vielen kleineren Flächen mit einer großen Gesamtkühlfläche angeordnet. Ehe im Sicherheitsbehälter ein Druck entstehen
kann, muß wenigstens der größte Teil des eingeschlossenen Volumens mit Dampf gefüllt werden. Da der ganze Dampf oder
der größte Teil davon - um zu den Wänden des Sicherheitsbehälters
BAD ORlQtNAL
909849/0199 _ 6 _
zu gelangen - die Kühlmasse aus festen Körpern durchströmen
muß, kann kein hoher- Druck entstehen, der Leckstellen im Sicherheitsbehälter verursachen könnte. Die Wände sind gegen
schnelle Temperatursteigerungen,sogenannte Temperaturöehöcks,
geschützt, weil der Druck niemals hoch wird. Wenn eine Betonkonstruktion verwendet wird, ist dieser Temperaturschutz sehr
wertvoll. Wenn erwünscht, kann die Kühlmasse so angeordnet werden, daß eventuell beim Unfall iosgesprengte umherfliegende
Splitter, sogenannte Missixe, nicht den Sicherheitsbehälter beschädigen können. Da der Druck im Vergleich mit bekannten
Systemen sehr niedrig ist, kann man die Wandkonstruktion aus Beton ohne Vorspannung oder aus Stahl (Kugel oder Zylinder)
wählen.
Damit die Wärmeaufnahme schnell erfolgt, muß das Produkt der Fläche und der Wärmeübertragungsfähigkeit der Masse groß sein.
Die Wärmeübertragung von Dampf inir Masse wird von der Wärmeübe
r gangs zahl of, der Wärmeleitzahl *X, der Temperaturdifferenz
und der Größe der Fläche bestimmt. Da es sich hier um Wärmeabgabe von kondensiertem Dampf handelt, ist der ?\-Wert groß.
Vielehe Werte bei einer speziellen Anlage gelten, hängt natürlich ganz von der gewählten Masse und ihrer Stückgröße sowie von ihren
übrigen Eigenschaften ab. Man kann Stein, Metalle, z.B. in der Form von Drehspänen, Erz und anderen Materialien verwenden, ■
denen man natürlich eine mit Rücksicht auf die gewünschte Fläche
909849/0199
geeignete Stückgröße gibt. Wenn man nebenbei bemerkt dafür BtrahlungabBchirmendes Material verwendet und es zweckmäßig
anbringt, kann man dadurch eine bequeme Verbesserung des Schutzes der Umgebung gegen Stiahlung schaffen. Die Wände des
Sicherheitebehälters werden dann dünner und billiger. Die Kosten und lokalen Verhältnisse bestimmen, welche Art von
* Kühlmasse gewählt werden soll.
Die kühlende Hasse wird zweckmäßig ao angeordnet, daß in der Anlage ein geeignetes Volumen für eventuelx verdrängte Luft
und zum Aufsammeln des sich bei der Kondensation bildenden Kondensats, vorhanden ist.
Wenn man es für zweckmäßig hält, kann man bei normalem Betrieb die Kühlmasee in mindestens einem Teilraum im Sicherheitsbehälter
anordnen, welcher Teilraum normalerweise von dem vom Sicherheitsbehälter umgebenen Volumen getrennt ist, aber schon bei
unbedeutendem Überdruck in eine im wesentlichen unbehinderte Verbindung mit dem genannten Volumen geaetzt wird. Man kann
somit die Kühlmasse gegen Staub u.dgl. schützen, indem man eine Hülle aus z.B. Kunststoff anwendet, die schon bei geringem
Überdruck birst.
In gewissen Fällen ist zweckmäßig für eine vollständige oder
teilweise Wasserberieselung der Kühlmasse zu sorgen,und im
BAD ORIGINAL
909849/0199
- 3 —
Prinzip ist es denkbar, eine ständige Wasserberieselung der Kühlmasse aufrechtzuhalten. Dies würde gewisse Vereinfachungen
ergeben, und die erforderliche Kühlfläche würde kleiner werden. In der Regel ist es jedoch vorzuziehen, Wasserberieselung nur
in spezieilen Fällen anzuwenden und normalerweise die Masse
trocken zu halten.
Will man nach einem Unfall, wenn die erfindungsgemäße Anlage wie beschrieben funktioniert hat, die akkumulierte Wärmemenge
wegschaffen, so kann dies am einfachsten durch Wasserbxieseiung
geschehen. In der Regel dürfte es zweckmäßig sein, hierfür zirkulierendes Wasser zu benutzen, das in bekannter Weise indirekt
gekühlt wird. Man kann dadurch die ganze akkumulierte Wärmemenge wegleiten und auch die Luft im Raum dadurch trocknen, daß
die dort verbleibende feuchte Luft ihre Feuchtigkeit an die kältere Masse abgibt.
Wenn kein Beneselungswasser verwendet wird, wird das Kondensat
nicht von solchem Wasser kontaminiert. Dies ist besonders wertvoll, wenn der Reaktor ein Schwerwasserreaktor ist.
Die Erfindung ist im folgenden anhand der Zeichnung erläutert, in dieser zeigen
Fig. 1 eine Reaktoranlage im Vertikaischnitt, • 909849/0 199
— 9 —
' Fig. 2 einen Schnitt nach der Linie II-II in Fig. 1,
' Fig. 2 einen Schnitt nach der Linie II-II in Fig. 1,
Fig. 3 einen Vertikaischnitt einer alternativen Anordnung der Kühlmasse,
Fig. 4 einen Horizontalschnitt mit einer anderen
Anordnung der Kühlmasse und
Fig. 5 eine andere Reaktoranlage im Vertikaischnitt.
Die in Fig. 1 und 2 gezeigte Reaktoranlage enthält einen Reaktor 1 und Rohrleitungen 2 und 3 für Wasser und Dampf. Der Reaktor
1 ist von einem Sicherheitsbehälter 4 umgeben, auch Reaktorsicherheitshülle genannt. Im rechten Teil der Fig. 1 ist eine
Kühlmasse 5 in der Form einer Makadamschicht auf einem perforierten
Boden 7 angebracht. Unter dem Boden 7 ist ein Raum 8, in dem u.a. Kondensat und Luft gesammelt werden können (dieser
Raum kann eventuell ständig Wasser enthalten). Über der kühlenden Schicht 5 sind Verteiiungsrohre 10 für Spülwasser angebracht.
Der Raum 8 steht durch eine Pumpe 11, einen Wärmeaustauscher 12 und Leitungen 13 in Verbindung mit Verteilungsrohren 10 zur
Umwälzung des Spülwassers.
7/ie aus der linken Hälfte der Fig. 1 hervorgeht, ist die Kühlmasse
5 an den Wänden des Sicherhe±sbehälters 4 mit Hilfe einer inneren Stütze 6 und einer äußeren Stütze 14 angebracht, die
909849/01 9Φ& ORlQtNAL
- 10 -
- ίο -
beide ein Durchströmen von Dampf zu einem zwischen der Kühlmasse
und der Wand des Sicherheitstfehälters befindlichen Luftraum 9 ermöglichen. Ein Spritzrohr 15 für Wasser steht
über Leitungen 16 in Verbindung mit der Pumpe 11.
Pig. 3 und 4 zeigen Beispiele einer alternativen Anordnung der Kühlmasse. Wenn man die Fläche für das Einströmen des
Dampfes in die Kühlmasse größer machen will, so kann dies, wie z.B. in diesen Figuren gezeigt, geschehen. In Fig. 3 bezeichnet
28 tragende Bodenelemente. Die Stützen 6 und 14 sollen die Kühlmasse stützen, bieten aber so große Durchströraungsöffnungen
für Dampf und Luft, daß kein nennem/erter Strömungswiderstand
entstehen kann. Eine Happe 17 ist derart angeordnet, daß sie eine Strömung durch eine öffnung 18 in der Stütze 14 in
den Zwischenraum 9 verhindert.
In Fig. 4 sind zwischen den Stützen 6 und 14 angeordnete vertikale,
perforierte Schirme 19 gezeigt. In der äußeren Stütze 14 sind Perforierungen angeordnet, so daß der Dampf nicht direkt in
den Zwischenraum 9 strömen kann, sondern gezwungen ist, die Kühlmasse 5 zu passieren.
Die Kühimasse kann auch ganz oder teilweise im oberen Teil des
Sicherheitsbehälters angeordnet werden. Dies ist näher in Fig.
- 11 909849/0199
15013A0
gezeigt. Bei dieser Anordnung strömt die bei einem Unfall freigewordene Wassermenge nach unten, während der Dampf nach
oben strömt. Das Wasser wird in einem dafür vorgesehenen Raum aufgesammelt. Wenn der Dampf in der Kühimasse kondensiert wird,
fließt das Kondensat, das sich dann bildet, nach unten, dem Dampf entgegen. Wenn das Kondensat wegen der großen Kapazität
der Kühlmasse auf eine Temperatur unter dem Siedepunkt gekühlt wird, wird es im Gegenstrom bei Kontakt mit dem Dampf wieder
erwärmt. Hierdurch kann eine gesteigerte Kühlwirkung erreicht und die Kühlmasse gut ausgenutzt werden. Das Kondensat wirkt
dann gewissermaßen als Raumberieselung. Diese Wirkung wird verstärkt, wenn Wasser zu den Spritzrohren 20 und 21 gepumpt
wird. In Fig. 5 ist ein aus einer Balkenlage bestehender Boden
gezeigt, der zum Raum θ hin für Wasserdurchlaß durchlöchert ist. Die durchlöcherte Balkenlage /a trägt die Kühimasse 5.
Vom Dampf verdrängte Luft kann in den Räumen 8 und 23 gesammelt
werden. In einer früher beschriebenen Weise kann eine Berieselung von Raum und Kühlmasse mit Hilfe der Pumpe 11, Leitung 16 mit
dem Kühxer 12 - und der Verteiiungsrohre 21 im oberen Raum
und/oder unterhalb der Kühlmasse angeordneten Verteiiungsrohre 20 geschehen. Durch die Ventile 24 und 25 oder in anderer zweckmäßiger
Weise wird die 3erieseiung des gewünschten Gebietes geregelt. Der obere Teil des Reaktors 1 ist über einen Deckel 22
zugänglich. Im Raum 23 können Hebeanordnungen zweckmäßig angeordnet
sein.
909849/0-199
- 12 Das Druckabbausystem wirkt wie folgt:
Bei einem Bruch z.B. der Leitungen 2 oder 3 strömt Dampf hinaus in die Kühlmasse 5. Diese ist im Verhältnis zum Dampf kalt,
so daß der zugeführte Dampf außerordentlich schnell und vollständig kondensiert. Die im Raum befindliche Luft braucht
nicht unbedingt zu einem anderen Raum abgeführt zu werden, aber wenn dies geschieht, so kann die Luft z.B. in den Räumen
8 und 9 gesammelt werden.
Nur um die praktischen Verhältnisse anzudeuten, seien als Beispiele
einige Zahlen genannt. Die Fläche eines Würfels mit
ρ einer Kantdiänge von einem Meter ist 6 m . Wenn ein solcher
Würfel in kleine Würfel mit einer Kantenlänge von 5 mm aufgeteilt
wird, wird die gesamte Außenfläche 2UO Mal größer. Wenn ein Raum von 1 m mit der Hälfte dieser kleinen Würfel gefüllt
wird, erhält man aiso eine wärmeaufnehmende Fläche von
2 3
6Uü m pro m Raum. Im praktischen FaIx kann es sich um einen Gesamtraum von beispielsweise 2500 m handeln. Man bekommt dann bei dem angeführten Beispiel eine Gesamtfläche von z.B.
6Uü m pro m Raum. Im praktischen FaIx kann es sich um einen Gesamtraum von beispielsweise 2500 m handeln. Man bekommt dann bei dem angeführten Beispiel eine Gesamtfläche von z.B.
1 500 000 m . Wenn man ein Steinmaterial wählt, kann man bei
einer Temperaturerhöhung von nur 50° G ca. 80 Tonnen Dampf aufnehmen, was auch bei sehr großen Anlagen völlig ausreichend ist.
Die Kondensation der gesamten Dampfraenge kann, je nach Bemessung,
BAD ORtQiNAL
909849/0199 - 13 -
- 13 in 5 bis 10 Sekunden stattfinden.
Die besonders großen technischen Vorteile der Erfindung gehen aus dem folgenden Beispiel deutlich hervor. Bei einem größten
anzunehmenden Unfall wird von einem Leichtwassersiedereaktor von 5OU MW ein maxialer Dampfstrom von 6 ton/s freigemacht.
Bei einer Kondensationstemperatur von 140° C soll eine 200
GWs entsprechende Energiemenge kondensiert werden, von der 75 °ß>, d.h. 150 G-Ws, während der ersten drei Sekunden kondensiert
werden sollen. Um diese Voraussetzungen zu erfüllen, ist wenn ein Makadam mit einer Kanteniänge von 10 mm verwendet wird,
ein festes Volumen von 950 m^, entsprechend einem losen Volumen
von 1800 in , erforderlich.
Bei Verwenden von Rohren mit einem Durchmesser von 10 mm ist
unter denselben Voraussetzungen, wenn die Rohre bis zu 90 °f>
mit V/asser gefüllt sind und die notwendige Wassermenge 2000 m
erreicht, eine Rohrlänge von mehr ais 28000 Kilometer erforderlich.
Unter der weiteren Voraussetzung, daß die Rohre so dicht-
2 gepackt sind, daß jedes Rohr einen Querschnitt von nur 2 cm einnimmt, ist ein Kondensatorvoluaen von ca. 5'/OO mD erforderlich,
d.h. mehr als das Dreifache des notwendigen Makadamvoiumens,
weshalb auch der Sicherheitsbehälter selbst kleiner und billiger gemacht werden icann. Hin einfacher Kostenvergleich ergibt, daß
d,ie Kosten pro Volumeneinheit bei der Makadamalternative einen
BAD ORIGINAL
909849/0199
- 14 -
-H-
Prozent der Kosten für die Rohralternative ausmachen.
Je nach den gewählten Bemessungen und Anordnungen kann man ■beliebig die Kühxmasse nur an einem Teil der Wände degSicherlieitsbehälters,
oder so und auch im Boden oder nur im Boden anordnen, weiche letztere Alternative in der Praxis hinsichtlich
ihrer Punktion und Kosten am günstigsten ist.
-is- i
909849/0199 j
Claims (6)
1. Druckabbausystem zur Kondensation von in einem Sicherheitsbehälter
eines Kernreaktors (1) bei einem Unfall plötzlich freigewordenen Dampf, gekennzeichnet durch eine innerhalb
des Sicherheitsbehälters (4) angeordnete Kühlmasse (5), die eine Mehrzahl aneinander anliegender fester Körper mit großer
Kontaktfläche und mit einer Temperatur, die erheblich niedriger als die des freigewordenen Dampfes ist.
2. Kondensationssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß die Kühlmasse (5) so angeordnet ist, daß sie wenigstens teilweise den Reaktor (1) im Sicherheitsbehälter (4) umgibt.
3. Kondeneationssystem nach einem der Ansprüche 1 und 2,
dadurch gekennzeichnet, daß die festen Körper aus Steinmaterial, z.B. in der Form von Makadam,bestehen.
4. Kondensationssystem nach einem der Ansprüche 1 und 2,
dadurch gekennzeichnet, daß die festen Körper aus Metall, z.B. in der Form von Drehspänen,bestehen.
5. Kondensationssystem nach einem der Ansprüche 1 bis 4» dadurch gekennzeichnet, daß die festen Körper aus strahlenabschirmendem
Haterial bestehen. ^
BAD ORlC
909849/0199
N Al jo Mntorlanon iah ν * ■ -ι ^ _>
ι« ι Cji. ■» *m* üiuUn.n»«» w λ α
6. Kondensationssystem nach einem der Ansprüche 1 Ms 5,
dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmasse (5) in mindestens einem Teilraum innerhalb des Sicherheitsbehälters (4) angeordnet ist, welcher Teilraum normalerweise von dem von dem
Sicherheitsbehälter (4) umgebenden Volumen getrennt ist,
aber schon bei unbedeutendem Überdruck in im wesentlichen ungehinderte Verbindung mit dem genannten Volumen gesetzt wird.
dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmasse (5) in mindestens einem Teilraum innerhalb des Sicherheitsbehälters (4) angeordnet ist, welcher Teilraum normalerweise von dem von dem
Sicherheitsbehälter (4) umgebenden Volumen getrennt ist,
aber schon bei unbedeutendem Überdruck in im wesentlichen ungehinderte Verbindung mit dem genannten Volumen gesetzt wird.
909849/0199
Leerseite
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE04842/65A SE352473B (de) | 1965-04-13 | 1965-04-13 | |
US85217569A | 1969-08-22 | 1969-08-22 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1501340A1 true DE1501340A1 (de) | 1969-12-04 |
DE1501340B2 DE1501340B2 (de) | 1971-04-29 |
Family
ID=26654561
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19661501340 Pending DE1501340B2 (de) | 1965-04-13 | 1966-04-13 | Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren |
DE2035089A Expired DE2035089C3 (de) | 1965-04-13 | 1970-07-15 | Sicherheitssystem fur den Fall des Einschmelzens des Kerns eines thermischen Kernreaktors |
Family Applications After (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2035089A Expired DE2035089C3 (de) | 1965-04-13 | 1970-07-15 | Sicherheitssystem fur den Fall des Einschmelzens des Kerns eines thermischen Kernreaktors |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US3453176A (de) |
CH (1) | CH510316A (de) |
DE (2) | DE1501340B2 (de) |
GB (2) | GB1135826A (de) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4243485A (en) * | 1977-03-16 | 1981-01-06 | Societe Franco-Americaine De Constructions Atomiques-Framatome | Recirculating drainage channel for the safety circuits of a nuclear reactor |
DE102010002623A1 (de) * | 2010-03-05 | 2011-09-22 | Micropelt Gmbh | Wärmetauscher und Verfahren zum Herstellen eines Wärmeleitelementes für einen Wärmetauscher |
Families Citing this family (47)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2234782C3 (de) * | 1972-07-14 | 1978-06-29 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor |
JPS5125914B2 (de) * | 1973-04-02 | 1976-08-03 | ||
DE2320091C3 (de) * | 1973-04-19 | 1978-08-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor |
GB1461275A (en) * | 1973-08-24 | 1977-01-13 | Atomic Energy Authority Uk | Liquid cooled nuclear reactors |
GB1464425A (en) * | 1974-04-05 | 1977-02-16 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
JPS517600U (de) * | 1974-07-03 | 1976-01-20 | ||
JPS5141099U (de) * | 1974-09-20 | 1976-03-26 | ||
US4121970A (en) * | 1974-12-16 | 1978-10-24 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Nuclear reactor installation including a core catching apparatus |
JPS5197698U (de) * | 1975-02-05 | 1976-08-05 | ||
US4045284A (en) * | 1975-03-10 | 1977-08-30 | Rosewell Michael P | Nuclear reactor fuel containment safety structure |
US4036688A (en) * | 1975-04-09 | 1977-07-19 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Apparatus for controlling molten core debris |
CA1096513A (en) * | 1975-06-07 | 1981-02-24 | Werner Katscher | Nuclear power plant with collector vessel for melting core masses |
US4113560A (en) * | 1975-07-14 | 1978-09-12 | Massachusetts Institute Of Technology | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment |
DE2535729C2 (de) * | 1975-08-11 | 1985-05-02 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Bodenkühler für die Bodenwanne eines Kernreaktors |
DE2622050C2 (de) * | 1976-05-18 | 1985-04-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verdampfungskühlung für die Schmelze eines Reaktorkerns |
US4115194A (en) * | 1977-02-22 | 1978-09-19 | The Babcock & Wilcox Company | Reactor pressure vessel support |
US4342621A (en) * | 1977-10-11 | 1982-08-03 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core catcher and containment heat removal system |
FR2435784A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-04-04 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus |
US4310385A (en) * | 1980-01-03 | 1982-01-12 | Rosewell Michael P | Emergency deployable core catcher |
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
EP0153308B1 (de) * | 1983-08-18 | 1989-08-02 | R & D ASSOCIATES | Verbesserte kernreaktorstruktur welche auch an bestehende anlagen angepasst werden kann |
DE3343166A1 (de) * | 1983-11-29 | 1985-06-05 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Behaelter insbesondere fuer radioaktive substanzen |
US4650642A (en) * | 1985-11-21 | 1987-03-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat dissipating nuclear reactor with metal liner |
US4643870A (en) * | 1985-11-21 | 1987-02-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat dissipating nuclear reactor |
IT1228999B (it) * | 1989-04-13 | 1991-07-12 | Ente Naz Energia Elettrica | Sistema di protezione dell'edificio di contenimento del reattore in centrali nucleari. |
US5080857A (en) * | 1989-09-19 | 1992-01-14 | General Electric Company | Passive lower drywell flooder |
DE4032736C2 (de) * | 1990-10-15 | 1995-01-05 | Kernforschungsz Karlsruhe | Kühleinrichtungen im Fundamentbereich eines Kernreaktors zur Kühlung einer Kernschmelze in einem hypothetischen Störfall |
DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
FR2676582B1 (fr) * | 1991-05-17 | 1993-09-10 | Framatome Sa | Dispositif de recuperation et de refroidissement du cóoeur d'un reacteur nucleaire en fusion, a la suite d'un accident. |
FR2681718B1 (fr) * | 1991-09-20 | 1994-02-11 | Framatome | Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident. |
FR2691572B1 (fr) * | 1992-05-21 | 1994-07-08 | Electricite De France | Dispositif de recuperation d'un cóoeur fondu de reacteur nucleaire. |
US5307390A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-26 | General Electric Company | Corium protection assembly |
DE4306864C2 (de) * | 1993-03-05 | 1995-01-26 | Siempelkamp Gmbh & Co | Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze |
DE4322107A1 (de) * | 1993-07-02 | 1995-01-12 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze |
WO1995014997A1 (de) * | 1993-11-23 | 1995-06-01 | Siemens Aktiengesellschaft | Vorrichtung zum rückhalten einer heissen schmelze, insbesondere einer kernschmelze, innerhalb des ausbreitungsraums einer kernreaktoranlage |
FR2722606B1 (fr) * | 1994-07-12 | 1996-08-09 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de recuperation d'un coeur fondu de reacteur nucleaire |
WO1996016413A1 (de) * | 1994-11-18 | 1996-05-30 | Siemens Aktiengesellschaft | Ausbreitungsraum zur aufnahme eines abschmelzenden reaktorkerns sowie verfahren zur wärmeabfuhr aus dem ausbreitungsraum |
FR2738661B1 (fr) * | 1995-09-11 | 1997-11-28 | Framatome Sa | Dispositif et procede de recuperation et de refroidissement du coeur en fusion d'un reacteur nucleaire |
DE19814308A1 (de) * | 1998-03-31 | 1999-10-14 | Siempelkamp Guss Und Anlagente | Auffanglager für Kernschmelze |
US6353651B1 (en) * | 1999-11-17 | 2002-03-05 | General Electric Company | Core catcher cooling by heat pipe |
KR20010060933A (ko) * | 1999-12-28 | 2001-07-07 | 이종훈 | 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치 |
JP4127630B2 (ja) * | 2002-07-29 | 2008-07-30 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器 |
JP2012247216A (ja) * | 2011-05-25 | 2012-12-13 | Toshiba Corp | 炉心溶融物保持装置 |
FR3008221A1 (fr) * | 2013-07-05 | 2015-01-09 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un recuperateur de corium |
US9911514B2 (en) * | 2014-06-09 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system |
CN105374405A (zh) * | 2014-08-22 | 2016-03-02 | 国家核电技术有限公司 | 反应堆熔融物滞留装置 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2153644A (en) * | 1935-10-11 | 1939-04-11 | Ig Farbenindustrie Ag | Method of cooling gases |
US2580635A (en) * | 1947-06-19 | 1952-01-01 | Du Pont | Condensation of vapors |
US2913883A (en) * | 1956-01-03 | 1959-11-24 | Leslie M Burgess | Evaporative cooling system |
US3070535A (en) * | 1959-01-21 | 1962-12-25 | Koppers Co Inc | Nuclear reactor safety device |
FR1303680A (fr) * | 1960-08-26 | 1962-09-14 | Licentia Gmbh | Dispositif pour la diminution de la pression dans des enveloppes à pression des réacteurs |
-
1966
- 1966-04-13 US US542384A patent/US3453176A/en not_active Expired - Lifetime
- 1966-04-13 GB GB16130/66A patent/GB1135826A/en not_active Expired
- 1966-04-13 DE DE19661501340 patent/DE1501340B2/de active Pending
-
1969
- 1969-08-22 US US852175A patent/US3607630A/en not_active Expired - Lifetime
-
1970
- 1970-07-15 DE DE2035089A patent/DE2035089C3/de not_active Expired
- 1970-08-17 GB GB39616/70A patent/GB1275227A/en not_active Expired
- 1970-08-21 CH CH1256570A patent/CH510316A/de not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4243485A (en) * | 1977-03-16 | 1981-01-06 | Societe Franco-Americaine De Constructions Atomiques-Framatome | Recirculating drainage channel for the safety circuits of a nuclear reactor |
DE102010002623A1 (de) * | 2010-03-05 | 2011-09-22 | Micropelt Gmbh | Wärmetauscher und Verfahren zum Herstellen eines Wärmeleitelementes für einen Wärmetauscher |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB1275227A (en) | 1972-05-24 |
DE2035089C3 (de) | 1973-10-25 |
US3607630A (en) | 1971-09-21 |
DE1501340B2 (de) | 1971-04-29 |
CH510316A (de) | 1971-07-15 |
DE2035089B2 (de) | 1973-02-15 |
GB1135826A (en) | 1968-12-04 |
US3453176A (en) | 1969-07-01 |
DE2035089A1 (de) | 1971-03-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE1501340A1 (de) | Druckabbausystem zur Kondensation von in einem Sicherheitsbehaelter eines Kernreaktors bei einem Unfall ploetzlich freigewordenen Dampf | |
DE69503606T2 (de) | Ein system zur passiven wärmeabfuhr aus dem innenraum einer kernreaktorschutzhülle | |
DE1915371A1 (de) | Kernkraftanlage | |
CH622054A5 (de) | ||
DE2459339C3 (de) | Kühl- und Auffangvorrichtung für den schmelzenden oder geschmolzenen Kern eines Atomkernreaktors | |
DE2634356C3 (de) | Kerntechnische Anlage | |
DE2220486A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2634295A1 (de) | Kernreaktoranlage | |
DE2345287C3 (de) | Abstützung für das Gehäuse eines Wärmetauschers, vorzugsweise eines Dampferzeugers | |
DE2013985A1 (de) | Sicherheitssystem fur Kernreaktoren | |
DE2825734A1 (de) | Waermeschutzvorrichtung fuer kernreaktor | |
DE2052335C3 (de) | Sicherheitsbehältersystem für natriumgekfihlte Kernreaktoren | |
DE2625357A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2020097A1 (de) | Isolations- und Kuehleinrichtung fuer Gude von Druckmittelanlagen | |
DE3130109A1 (de) | "kerntechnische anlage" | |
DE1464849B1 (de) | Atomkernreaktoranlage | |
DE2125158C2 (de) | Reaktorgebäude | |
DE2341489C3 (de) | Kernreaktoranlage | |
DE2710290A1 (de) | Kernreaktoranlage in huegelbauweise | |
DE1000840B (de) | Waermeaustauschelement | |
DE2346637C3 (de) | Kernreaktoranlage mit einem Reaktordruckbehälter | |
DE1981931U (de) | Vorrichtung zum einfrieren einer rohrleitung. | |
DE2023343C3 (de) | Kernreaktor mit einem Sicherheitsbehälter und darfn untergebrachtem Reaktordruckgefäß und Druckabbausystem | |
DE2013760A1 (en) | Heat-pipe exchanger for nuclear power plant | |
DE1813939A1 (de) | Waermeaustauscher,insbesondere Speisewasser-Vorwaermer |