DE1937627A1 - Kernnotkuehlung bei einem mit Natrium gekuehlten Kernreaktor - Google Patents
Kernnotkuehlung bei einem mit Natrium gekuehlten KernreaktorInfo
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
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Description
- Kernnotkühlung bei einem mit Natrium gekühlten Kernreaktor.
- Im Rahmen der Brutreaktoren gewinnen die natriumgekühlten Reaktoren derzeit größere Bedeutung. Wie bei allen Reaktoren muß auch bei einem derartigen Reaktortyp die Kernkühlung bzw.
- die Kühlmittelumwälzung bei Ausfall der normalen Kühlmittelumwälzung, dem Hauptkühlkreis sichergestellt werden (Kernnotkühlung).
- Um diese Kernnotkühlung zu gewährleisten, ist es bekannt, parallel zu dem Hauptkühlkreis mehrere Hilfs- oder Notkühlkreisläufe zu installieren, die im Bedarfsfall bei Ausfall des Haupt-Rühlkrqeises ihre Funktion aufnehmen. Es sind also zusätzliche Pumpen, Bärmetauscher, Rohrleitungen, Armaturen und komplette Instrumentierungen notwendig, abgesehen von dem Nachteil des erhöhten Raumbedarfes, der zusätzlich notwendigen xbschirmungen, und. der zusätzlichen Störungsmöglichkeien, da die Gefahr des Versagens von Einrichtungen die üblicherweise still stehen und nur selten benötigt werden, relativ groß ist. Eine ausreichende Funktion ist bei diesem Prinzip ferner nur dann gewährleistet, wenn die Rückschlagventile des Hauptkühlkreislaufes funktionieren, da ansonsten ein Bypaß über den Hauptkühlkreis entsteht, der verhindert, daX das i;ühlmittel durch den Kern strönt.
- Eine andere bekannte Lösung benutzt den Naturumlauf bzw.
- die Naturkonvekbion des Kühlmittels. Ein befriedigender Naturumlauf fordert jedoch konstruktive Zugeständnisse insofern, als eine ausreichende Steighöhe zwischen Wärmequelle (dem Reaktorkern) und dem Wärmetauscher, d. h. ein relativ hohes Reaktorgebäude notwendig ist. Außerdem ist die Dynamik des Naturumlaufs sehr unsicher, besonders bei komplivierter weiterläufiger RohrfLihrung.
- Der Erfindung liegt die -Aufgabe zugrunde, die Kernnotkühlung für einen nzatriul.ekühlten Kernreaktor so zu gestalten, daß sie unabhängig von den ausgefallenen Primärpumpen und der Funktion der Rückschlagventile im Hauptkuhlkreislauf ist und sich durch Einfachheit, Zugänglichkeit und hohe Betriebssicherheit auszeichnet.
- Zur Lösung dieser Aufgabe ist die Kernnotkühlung für einen natriumgekühlten Kernreaktor gemäß der Erfindung so ausgebildet, daß oberhalb des Kernes durch Beimischen eines inerten, gegenüber natrium leichteren Zusatzes ein Zweiphasengemisch erzeugt wird.
- Durch die Differenz der Gemischdichte der aufsteigenden Flüssigkeitssäule über dem Kern zur fallenden Flüssigkeitssäule in dem Värmetauscher entsteht eine den Umlauf des Kühlmittels treibende Druckdifferenz wirkungsmäßig etwa analog zu den Verhältnissen bei reinem Naturumlauf bzw.
- Naturkonvektion infolge temperaturabhängiger Dichtedifferenzen.
- Das Zweiphasengemisch wird mit besonderem Vorteil hinsichtlich der Einfachheit erzeugt durch Einblasen eines inerten Gases in das Natrium oberhalb des Kernes mittels eines Gebläses.
- An der freien Matrlumoberfläche schneidet sich des Gas analog zu den Siedewasserreaktoren bezüglich der Dampfblasen wieder t. Aus diesem Raum wird das Gas schließlich vom Gebläse wieder angesaugt (Kreislauf).
- Zweckmäßig ist es, als einzublasendes Gas das Schutzgas zu nehmen, das ohnehin im Reaktor in der Nähe der Abdeckung im Schutzgarraum vorhanden ist (damit die Dichtungen nicht mit dem aktiven Natrium in Verbindung kommen); als Schutzgas wird häufig Argon verwendet.
- Anhand eines in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispieles wird die Erfindung näher erläutert. Es zeigen dabei die FiLmr 1 einen mit Natrium gekühlten Reaktor nach dem sog.
- Kreislaufkonzept für den Primärkreislauf, die Figur 2 einen gleichen Reaktor nach dem sog. Topfkonzept für den Primärkreislauf. In beiden Fällen ist jedoch die-Erfindung in gleicher eise dargestellt, so daß zunächst kurz die beiden bekannten unterschiedlichen Konzepte näher erlautert werden sollen.
- Bei dem Konzept nach Figur 1 befindet sich nur der Kern 3 in dem mit Natrium gefüllten Reaktorbehälter 4. Der Primärwärmetauscher 9 sowie die Primärpumpe 5 und das Rückschlagventil 6 befinden sich außerhalb des REaktorbehälters 4.
- Beim Topfkonzept- nach Figur 2 dagegen befinden sich die Einheiten 5, 6 und 9 ebenfalls in dem Reaktorbehälter 4. Der Reaktorbehälter 4 ist in beiden Fällen durch eine Abdeckung 7 oben verschlossen. In dem Raum 8 zwischen der Abdeckung 7 und der freien Natriumoberflache befindet sich ein Schutzgas, das verhindern soll, daß aktives Natrium die Dichtungen der Abdeckung 7 kontaminiert; bzw. selbst von Luft-Sauerstoff oxydiert wird; der Raum 8 vird daher als Schutzgasraum bezeichnet.
- Nach einem bevorzugten ;sführungsbeisiel der Erfindung wird das im Raum 8 befindliche Schutzgas mittels eines Gebläses 1 angesaugt, und mit Hilfe eines Verteilers 2 oberhalb des Kernes 3 in das Natrium eingeblasen. Das aufwärts strömende Gas scheidet sich an der freien Natriumoberfläche wieder ab und gelangt somit im Kreislauf wieder in den Schutzgasraum 8. Selbstverständlich sind auch andere Methoden denkbar, um das Zweiphasengemisch zu erzeugen. Als Gasverteiler können in vorteilhafter Weise die Führungsrohre für die Regelstäbe (nicht dargestellt) dienen, die oberhalb des Kernes Öffnungen zum Gasauslaß besitzen.
- Die Erfindung weist folgende Vorteile auf: Sie ist in zweierlei Hinsicht sehr einfach; einmal, da -bezogen auf das Kühlkonzept des Nebenkreislaufes - nicht das hochaktive Natrium, sondern nur ein relativ inaktives Edelgas im Nebenkreis umgewälzt wird, so daß eine einfache Technologie gegeben ist; einfach aber auch deshalb, da zwar ein Nebenkreis, jedoch kein weiterer Kühlseislauf mit Wärmetauscher erforderlich ist. (Das Gas dient ja nicht zur Kühlung).
- Gegenüber einer Notkühlung, die den Naturumlauf verwendet, ist die Funktion der erfindungsgemäPen Kernnotküblung weit besser kontrollierbar (durch Steuerung der Drehzahl des Gebläses) und erfordert keine konstruktiven Zugeständnisse.
- Da das Gebläse 1 außerhalb des Primärkreises aufgestellt erden kann, ist eine gute Zugänglichkeit und Wartung erzielbar.
- Es ist auch eine hohe Betriebssic1ierheiÜgegeben, einmal durch die Eiufachheit des aufbaues, die eine geringe Störanfälligkeit bringt, durch die gute Zugänglichkeit der aktiven Komponente (tTotor) und schließlich durch die Unabhängigkeit von der Funktion der Rückschlagventile der Primrrpump'en.
Claims (4)
- Patentansprüched Eernnotkühlung für einen natriumgekühlten Kernreaktor, dadurch gekennzeichnet, daß oberhalb des Kernes (3) durch Beimischen eines inerten gegenüber Natrium leichteren,.abscheidbaren Zusatzes ein Zweiphasengemisch erzeugt wird.
- 2. Kernnotkühlung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein inertes Gas mittels eines Gebläses (1) und eines Verteilers (2) eingeblasen wird und das sich an der freien Natriumoberfläche abschidende Gas vom Gebläse Wieder angesaubt wird.
- 3. Kernnotkühlung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Gas das Schutzgas, insbesondere Argon ist, das ohnehin im Reaktor an der Abdeckung (7) im'Schutzgasraum (8) vorhanden ist.
- 4. .Kernnotkühlung nach Anspruch 1 oder eines der folgenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Regelstabführungsrohre Öffnungen zum Auslaß des Zusatzes besitzen.L e e r s e i t e
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19691937627 DE1937627A1 (de) | 1969-07-24 | 1969-07-24 | Kernnotkuehlung bei einem mit Natrium gekuehlten Kernreaktor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19691937627 DE1937627A1 (de) | 1969-07-24 | 1969-07-24 | Kernnotkuehlung bei einem mit Natrium gekuehlten Kernreaktor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1937627A1 true DE1937627A1 (de) | 1971-02-04 |
Family
ID=5740763
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19691937627 Pending DE1937627A1 (de) | 1969-07-24 | 1969-07-24 | Kernnotkuehlung bei einem mit Natrium gekuehlten Kernreaktor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1937627A1 (de) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6519308B1 (en) * | 1999-06-11 | 2003-02-11 | General Electric Company | Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems |
US6594333B2 (en) * | 2001-11-16 | 2003-07-15 | Japan Nuclear Cycle Development Institute | Thermal load reducing system for nuclear reactor vessel |
-
1969
- 1969-07-24 DE DE19691937627 patent/DE1937627A1/de active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6519308B1 (en) * | 1999-06-11 | 2003-02-11 | General Electric Company | Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems |
US6594333B2 (en) * | 2001-11-16 | 2003-07-15 | Japan Nuclear Cycle Development Institute | Thermal load reducing system for nuclear reactor vessel |
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