DE1589657B2 - Behaeltersystem fuer atomkernreaktoren - Google Patents

Behaeltersystem fuer atomkernreaktoren

Info

Publication number
DE1589657B2
DE1589657B2 DE19671589657 DE1589657A DE1589657B2 DE 1589657 B2 DE1589657 B2 DE 1589657B2 DE 19671589657 DE19671589657 DE 19671589657 DE 1589657 A DE1589657 A DE 1589657A DE 1589657 B2 DE1589657 B2 DE 1589657B2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
container
pressure
reactor
valve
boiler
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.)
Granted
Application number
DE19671589657
Other languages
English (en)
Other versions
DE1589657C3 (de
DE1589657A1 (de
Inventor
Frank Windsor West John Merle West Hartford Conn Bevilacqua (V St A)
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Combustion Engineering Inc
Original Assignee
Combustion Engineering Inc
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Combustion Engineering Inc filed Critical Combustion Engineering Inc
Publication of DE1589657A1 publication Critical patent/DE1589657A1/de
Publication of DE1589657B2 publication Critical patent/DE1589657B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE1589657C3 publication Critical patent/DE1589657C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004Pressure suppression
    • G21C9/012Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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

hälteratmosphäre nach einem Betriebsunfall ist eine Umwälzanlage vorgesehen. Sie besteht aus einer Pumpe 36, deren Einlaß mit dem oberen Ende des Kessels 16 über das Ventil 38 verbunden ist und deren Auslaß mit dem oberen Ende des Behälters 12 über die Filter- und Reinigungsvorrichtungen 40, die Leitung 42 und das Ventil 44 in Verbindung steht. Jeder der Kessel 16 wird mit einer solchen Umwälzanlage versehen oder mit anderen Kesseln an eine gemeinsame Umwälzanlage angeschlossen.
Nach Öffnen der Ventile 38 und 44 kann die Atmosphäre in dem Behältersystem durch an sich bekannte Filter- und Reinigungsvorrichtungen umgewälzt werden und dabei ihre Radioaktivität sehr schnell und schließlich auf einen solchen Wert reduziert werden, daß sie über die Leitung 42 und ein geeignetes Ventil 46 in einem Abzug abgeführt werden kann.
Zur weiteren Druckreduzierung in dem Behältersystem kann ein Wärmeaustauscher 47 z.B. eine Kältemaschine vorgesehen sein. Auf diese Weise ist es möglich, durch Reduzierung der Temperatur den Druck geringfügig unter Atmosphärendruck zu bringen. Auch die Einspritzung über die Düsen 26 während der Umwälzung der Atmosphäre durch die Anlage reduziert die Temperatur und damit auch den Druck.
Der Wassertank 24 sollte genügend hoch angeordnet sein, um die Einspritzung von Wasser über die Düsen 26 auch gegen den maximal erwarteten Druckanstieg im Behälter 16 zu gewährleisten. Statt ίο dessen kann aber auch eine Pumpe in der Leitung 28 angeordnet sein.
Statt durch Einspritzung kann auch anders kondensiert werden.
Die Radioaktivität der Atmosphäre im Behältersystern kann ständig durch Geräte 48 überwacht werden, die anzeigen, wenn sie über einen geeigneten Kamin durch Öffnen des Ventils 46 sicher abgeführt werden kann.
Die Erfindung ist besonders geeignet für ein Kraftwerk mit mehreren Kernreaktoren. Dann kann nämlich der bzw. die Kessel 16 an mehr als ein Kraftwerk angeschlossen werden.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims (3)

1 2 zugten Ausführungsbeispiels, das in der Zeichnung Patentansprüche: dargestellt ist. Das bevorzugte Ausführungsbeispiel zeigt einen
1. Behältersystem für Atomkernreaktoren mit wassergekühlten Kernreaktor, in dessen Druckkessel vom Sicherheitsbehälter des Reaktors getrennten 5 der Reaktorkern und die für ihn erforderlichen ReKondensatoren, wobei die bei einem Schadensfall gelvorrichtungen enthalten sind. Die üblichen Vordes Reaktors in den Kondensatoren sich bil- richtungen, die Wasserzufuhr und die Dampf- und/ dende, nicht kondensierbare radioaktiv ver- oder Wasserabfuhr zu und vom Reaktor sind auch seuchte Restgasatmosphäre mit Hilfe einer Um- vorgesehen. Der Reaktor ist in einem Sicherheitsbewälzvorrichtung über eine Dekontaminierungs- io halter 12 angeordnet, der — wie üblich — eine geeinrichtung in einen Abzug fließt, dadurch eignete Abschirmung 14 enthält,
gekennzeichnet, daß die dekontaminierte Gemäß der Erfindung sind mehrere Behälter 16 Restgasatmosphäre in an sich bekannter Weise in außerhalb des Behälters 12 angeordnet. Diese Kessel Rückflußleitungen in den Sicherheitsbehälter (12) stehen mit dem Inneren des Behälters 12 über die zurückführbar ist, und daß das in den Kondensa- 15 Leitung 18 in Verbindung, die ein normalerweise getoren (16) sich bildende Kondensat über Fallei- öffnetes Absperrventil 20 enthält. Es sind so viele tungen (18) dem Reaktorkern zur Unterstützung Kessel 16 vorgesehen, daß ein ausreichendes VoIuvon dessen Kühlung zuführbar ist. men zur schnellen Druckminderung im Behälter vor-
2. Anordnung nach Anspruch 1, dadurch ge- handen ist. Jeder Kessel 16 ist normalerweise zum kennzeichnet, daß druckabhängige Ventile (30) 20 Inneren des Behälters 12 geöffnet und bei dem darvorgesehen sind, die die Kondensatoren (16) in gestellten Ausführungsbeispiel steht die Leitung 18 Betrieb setzen, wenn der Gasdruck einen vorbe- mit dem von der Abschirmung 14 umschlossenen stimmten Wert erreicht hat. Raum in Verbindung. Die Kessel 16 sind mit einer
3. Anordnung nach Anspruch 1, dadurch ge- geeigneten Abschirmung 22 versehen,
kennzeichnet, daß der Vorratsbehälter (24) für 25 Die Behälter 16 bilden nicht nur einen Teil des das Einspritzmedium oberhalb der Kondensate- Volumens des Behältersystems, sondern auch einen ren (16) angeordnet ist. Teil der Kondensierungsanlage zur Kondensierung
des bei einem Betriebsunfall erzeugten Dampfes und
dienen so zur schnellen Druckminderung in dem Be-
30 hältersystem, um das Ausströmen radioaktiven Materials aus dem Behälter möglichst zu verhindern.
Die Erfindung bezieht sich auf ein Behältersystem Die Kondensierung des bei einem Betriebsunfall für Atomkernreaktoren mit vom Sicherheitsbehälter erzeugten Dampfes geschieht durch Einführung eines des Reaktors getrennten Kondensatoren, bei dem die Kondensierungsmediums in die Kessel 16.
bei einem Schadensfall des Reaktors in den Konden- 35 Es wird z. B. Wasser von einem erhöhten satoren sich bildende, nicht kondensierbare radioak- Speichertank 24 den Spritzdüsen 26 im Kessel 16 zutiv verseuchte Restgasatmosphäre mit Hilfe einer geführt, und zwar über die Leitung 28, die ein motor-Umwälzvorrichtung über eine Dekontaminierungs- betriebenes Regelventil 30 und ein Absperrventil 32 einrichtung in einen Abzug fließt. Solch eine Anlage enthält. Das Regelventil 30 kann automatisch in Abist aus »Proceedings of the Third International Con- 40 hängigkeit vom Druckanstieg im Kessel 12 bei einer ference. on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Bd. Beschädigung des Reaktordruckkessels betrieben 13, 1965, S. 363 Fig. 3 bekannt. werden. Das Ventil 30 kann auch durch andere auto-
Von dieser bekannten Anlage ausgehend ist es matische Regelvorrichtungen betätigt werden, die auf
Aufgabe der Erfindung, das Sicherheitssystem bei . einen solchen Betriebsunfall ansprechen oder aber
Unfällen schnell in Gang zu bringen, es aber außer- 45 manuell bedient werden. Beim Öffnen des Ventils 30
dem so auszubilden, daß unabhängig vom Betrieb wird Wasser in den Kessel 16 über die Spritzdüsen
des Reaktors in gewissen Zeitabständen seine Funk- 26 eingeführt und dadurch der Dampf kondensiert,
tionsfähigkeit geprüft werden kann. Dadurch wird der Druck .im Behälter reduziert und
Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannton ·": nach weiterer Dampfzufuhr eine schnelle Reduzie-Behältersystem gemäß der Erfindung dadurch gelöst^ 50 rung des Drucks in dem ganzen Behältersystem erdaß die dekontaminierte Restgasatmosphäre in an sich zielt. Der Druck kann dicht an den vor dem Bebekannter Weise in Rückflußleitungen in den Sicher- triebsunfall bestehenden Wert, nämlich dicht an Atheitsbehälter zurückführbar ist, und daß das in den mosphärendruck, gebracht werden. Die Leitungen 18 Kondensatoren sich bildende Kondensat über Fallei- sind Falleitungen, die vom Behälter 16 abwärts zum tungen dem Reaktorkern zur Unterstützung von des- 55 Reaktor im Behälter 12 führen. Auf diese Weise sen Kühlung zuführbar ist. kann das während des Betriebs der Kondensations-
Man kann druckabhängige Ventile vorsehen, die anlage im Kessel 16 entstehende Kondenswasser zum
die Kondensatoren in Betrieb setzen, wenn der Gas- Reaktor abfließen und dessen Kühlung unterstützen,
druck einen vorbestimmten Wert erreicht hat. Wenn das Sperrventil 20 geschlossen und das Ven-
Zweckmäßig wird der Vorratsbehälter für das Ein- 60 til 30 geöffnet wird, kann das richtige Arbeiten die-
spritzmedium oberhalb der Kondensatoren angeord- ser Anordnung unter tatsächlichen Betriebsbedingun-
net. gen geprüft werden. Zu diesem Zweck ist ein Abzug
Da das Kondensat über ein im Normalfall offenes 34 mit einem Ventil 35 vorgesehen, der das in den
Ventil in den Sicherheitsbehälter zurückfließt, ist die Behälter 16 zugeführte Wasser abströmen läßt. Dies
sofortige Betriebsbereitschaft gegeben, nach Schlie- 65 ist ein besonderer Vorteil gegenüber bekannten Sy-
ßung dieses Ventils aber eine Prüfung möglich. stemen, bei denen die Einspritzung in den Druckbe-
Diese und weitere Vorteile der Erfindung ergeben halter erfolgt,
sich aus der nachstehenden Beschreibung des bevor- Zur Entfernung radioaktiver Produkte aus der Be-
DE1589657A 1966-12-29 1967-11-22 Behältersystem für Atomkernreaktoren Expired DE1589657C3 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US60651166A 1966-12-29 1966-12-29

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE1589657A1 DE1589657A1 (de) 1970-04-09
DE1589657B2 true DE1589657B2 (de) 1973-07-26
DE1589657C3 DE1589657C3 (de) 1974-02-21

Family

ID=24428270

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE1589657A Expired DE1589657C3 (de) 1966-12-29 1967-11-22 Behältersystem für Atomkernreaktoren

Country Status (8)

Country Link
US (1) US3459635A (de)
BE (1) BE708581A (de)
CH (1) CH465077A (de)
DE (1) DE1589657C3 (de)
ES (1) ES348522A1 (de)
FR (1) FR1552355A (de)
GB (1) GB1198090A (de)
NL (1) NL6717489A (de)

Families Citing this family (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3713968A (en) * 1968-10-03 1973-01-30 Stone & Webster Eng Corp Composite pressure supression containment structure for nuclear power reactors
US3667370A (en) * 1970-01-13 1972-06-06 Stone & Webster Eng Corp Nuclear containment emergency ventilating system
DE2104356B2 (de) * 1971-01-30 1976-02-12 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Verfahren und einrichtung zur thermischen entgasung des primaerkuehlmittels von kernreaktoren
BE791572A (fr) * 1972-03-30 1973-05-17 V Dvazhdy Teplotekhnichesky Ni Procede et systeme de limitation des suites d'une avarie dans des centrales electriques atomiques
JPS5465291A (en) * 1977-11-04 1979-05-25 Toshiba Corp Cooling and flotage removing apparatus for atmosphere in reactor container
DE2931140C2 (de) * 1979-08-01 1984-06-07 Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall
DE3037468A1 (de) * 1980-10-03 1982-05-06 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Vorrichtung zum schutz des sicherheitsbehaelters eines kernkraftwerkes gegen ueberdruckversagen
DE3039227C2 (de) * 1980-10-17 1984-05-17 Naučno-proizvodstvennoe ob"edinenie Energija, Moskva Verfahren zur Einschränkung von Betriebsstörungsauswirkungen im Atomkraftwerk und Anlage zu dessen Durchführung
FR2507373B1 (fr) * 1981-06-09 1987-08-21 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire
DE3143989C1 (de) * 1981-11-05 1983-02-03 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernkraftwerk mit einem Sicherheitsbehaelter
US4610840A (en) * 1984-12-27 1986-09-09 Westinghouse Electric Corp. Fission product scrubbing system for a nuclear reactor
DE3637795A1 (de) * 1986-11-06 1988-05-11 Siemens Ag Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
DE3729501A1 (de) * 1987-03-23 1988-10-06 Siemens Ag Verfahren und einrichtung zur druckentlastung eines kernkraftwerkes
US4859405A (en) * 1987-11-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Filtered venting and decay heat removing apparatus and system for containment structures, and method of operation
US4927596A (en) * 1988-08-12 1990-05-22 Electric Power Research Institute, Inc. Self-actuating pressure relief device and method for nuclear containment
CH682188A5 (de) * 1991-07-18 1993-07-30 Asea Brown Boveri
JP4067793B2 (ja) * 2001-07-25 2008-03-26 鹿島建設株式会社 鋼板コンクリート造原子炉建屋
JP2005274532A (ja) * 2004-03-26 2005-10-06 Toshiba Corp 原子炉格納容器の圧力抑制・除染方法および装置
JP5232022B2 (ja) * 2009-01-08 2013-07-10 株式会社東芝 原子炉建屋及びその建設工法
WO2010132085A2 (en) * 2009-04-16 2010-11-18 Searete Llc A nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same
US9159461B2 (en) * 2009-04-16 2015-10-13 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product
US9704604B2 (en) * 2009-04-16 2017-07-11 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same
US9659673B2 (en) * 2009-04-16 2017-05-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same
US9443623B2 (en) * 2009-04-16 2016-09-13 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly and system configured for controlled removal of a volatile fission product and heat released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and method for same
JP6571982B2 (ja) * 2015-05-15 2019-09-04 株式会社東芝 運転床閉じ込め区画および原子力プラント
CN110111915B (zh) * 2019-06-03 2024-03-08 华北电力大学 一种适用于小型堆的抑压冷却系统

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3105028A (en) * 1963-09-24 Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system
US3056736A (en) * 1962-10-02 Nuclear plant provided with an expansible gas holder
US3113915A (en) * 1957-05-14 1963-12-10 Westinghouse Electric Corp Shielded reactor plant arrangement and personnel access means therefor
US3155595A (en) * 1959-12-04 1964-11-03 Babcock & Wilcox Co Preheating and cooling a nuclear reactor system
GB909193A (en) * 1959-12-17 1962-10-31 Rolls Royce Improvements in or relating to power plant
DE1236670B (de) * 1962-06-06 1967-03-16 Atomenergi Ab Atomkernreaktor
US3322141A (en) * 1962-07-27 1967-05-30 Stone & Webster Eng Corp Containment vessels
NL289486A (de) * 1963-02-26
US3258403A (en) * 1963-05-24 1966-06-28 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor containment system

Also Published As

Publication number Publication date
NL6717489A (de) 1968-07-01
DE1589657C3 (de) 1974-02-21
BE708581A (de) 1968-05-02
GB1198090A (en) 1970-07-08
CH465077A (de) 1968-11-15
FR1552355A (de) 1969-01-03
US3459635A (en) 1969-08-05
DE1589657A1 (de) 1970-04-09
ES348522A1 (es) 1969-06-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1589657C3 (de) Behältersystem für Atomkernreaktoren
DE2241303C3 (de) Anordnung zur druckmindernden Dekontaminierungssprühung für eine Kernreaktoranlage
DE2511237C3 (de) Dampf erzeugeranlage mit einem Kernreaktor
DE1501340B2 (de) Sicherheitsbehaelter fuer kernreaktoren
DE1146598B (de) Sicherheitseinrichtung fuer die Gebaeude von Leistungskernreaktoren
CH623159A5 (de)
DE2730729A1 (de) Vorrichtung zum lagern bestrahlter bzw. abgebrannter brennelemente aus hochtemperatur-kernreaktoren
DE2133250C3 (de) Vorrichtung zu adsorptiven Verzögerung von radioaktiven Gasen in einem Abgasstrom
DE1097048B (de) Kernreaktoranlage mit Druckbehaelter
DE2730124A1 (de) Schnellneutronen-kernreaktor
CH628176A5 (en) Method and device for storing irradiated or spent fuel elements from pressurised water and boiling water nuclear reactors
DE2608162C2 (de) Verfahren zum Behandeln von radioaktiven Gasen und Gassystem zur Durchführung des Verfahrens
DE1227577B (de) Kernreaktoranlage mit gasdichtem Behaelteraufbau
DE2104356B2 (de) Verfahren und einrichtung zur thermischen entgasung des primaerkuehlmittels von kernreaktoren
DE1564976C3 (de) Atomkernreaktor fur die Destilla tion von Seewasser
DE2942937C2 (de) Einrichtung zur Nachwärmeabfuhr und/oder zur Notkühlung einer wassergekühlten Kernreaktoranlage
DE1257299B (de) Transportbehaelter fuer radioaktive Materialien
DE1614631C3 (de) Kernkraftwerksanlage
DE2735924A1 (de) Aufbau fuer transport und lagerung von radioaktiven kernbrennstoffelementen
DE1297778B (de) Einrichtung zum Umladen von Brennstoffelementen in Kernreaktoren
DE2302905A1 (de) Kernreaktoranlage
DE3143351A1 (de) Aufnahmebehaelter und aufnahmeanordnung fuer nukleare brennelemente
DE1464553A1 (de) Fangeinrichtung zum Zurueckhalten von radioaktiven Spaltprodukten
DE2743453A1 (de) Brennelementlagerbehaelter
AT217131B (de) Gasgekühlter Kernreaktor mit einem Wärmeaustauscher zur Erzeugung von Wasserdampf

Legal Events

Date Code Title Description
SH Request for examination between 03.10.1968 and 22.04.1971
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
E77 Valid patent as to the heymanns-index 1977
EHJ Ceased/non-payment of the annual fee