DE19703441A1 - Nuclear reactor pressure vessel functional during melt=down emergency - Google Patents

Nuclear reactor pressure vessel functional during melt=down emergency

Info

Publication number
DE19703441A1
DE19703441A1 DE19703441A DE19703441A DE19703441A1 DE 19703441 A1 DE19703441 A1 DE 19703441A1 DE 19703441 A DE19703441 A DE 19703441A DE 19703441 A DE19703441 A DE 19703441A DE 19703441 A1 DE19703441 A1 DE 19703441A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
pressure vessel
reactor pressure
vessel according
reactor
guide element
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.)
Withdrawn
Application number
DE19703441A
Other languages
German (de)
Inventor
Horst Dr Weishaeupl
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.)
Siemens AG
Original Assignee
Siemens AG
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 Siemens AG filed Critical Siemens AG
Priority to DE19703441A priority Critical patent/DE19703441A1/en
Publication of DE19703441A1 publication Critical patent/DE19703441A1/en
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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)

Abstract

A cooling arrangement for the pressure vessel of nuclear reactor, has cooling fluid, especially water, flowing around the outer wall of the vessel to cool both it and the reactor core, with vertical baffles (8) to split the cooling fluid flow into substreams. Preferably each baffle is a long strip, a number of which run parallel and spaced apart, around the entire circumference.

Description

Die Erfindung betrifft einen Reaktordruckbehälter zur Aufnah­ me des Reaktorkerns eines Kernreaktors, wobei durch an der Außenseite der Wandung des Reaktordruckbehälter vorbeiströ­ mende Kühlflüssigkeit, insbesondere Wasser, eine Kühlung des Reaktordruckbehälters und des Reaktorkerns erfolgt.The invention relates to a reactor pressure vessel for receiving me of the reactor core of a nuclear reactor, whereby by at the Flowing past the outside of the wall of the reactor pressure vessel cooling liquid, especially water, cooling the Reactor pressure vessel and the reactor core takes place.

Aus dem Stand der Technik ist bekannt, die Außenseite der Wandung eines Reaktordruckbehälters durch vorbeiströmende Kühlflüssigkeit auf einer konstanten oder kontrollierbaren Temperatur zu halten. Während eines schweren Störfalls kann jedoch im Kernkraftwerk eine Kernschmelzung auftreten, so daß die auf normale Betriebszustände ausgelegte Außenkühlung des Reaktordruckbehälters aufgrund einer Überschreitung der kri­ tischen Heizflächenbelastung der Kühlflüssigkeit eine thermi­ sche Stabilisierung des Reaktordruckbehälters und geschmolze­ nen Reaktorkerns nicht mehr sicherstellen kann.The outside of the prior art is known Wall of a reactor pressure vessel by flowing past Coolant on a constant or controllable Maintain temperature. During a serious accident however, nuclear fusion occurs in the nuclear power plant, so that the external cooling of the Reactor pressure vessel due to exceeding the kri table heating surface load of the coolant a thermi cal stabilization of the reactor pressure vessel and melted can no longer ensure a reactor core.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Außenkühlung eines Reaktordruckbehälters anzubieten, welche auch bei einem schweren Störfall mit Kernschmelzung eine thermische Stabili­ sierung des Reaktordruckbehälters und des Reaktorkerns ge­ währleistet, wobei eine unkontrollierte lokale Erhöhung des Dampfblasengehalts durch Ansammlung von Dampfblasen aus azi­ mutalen Nachbarbereichen vermieden wird. The invention has for its object an external cooling to offer a reactor pressure vessel, which also with a severe accident with core melting a thermal stabili sation of the reactor pressure vessel and the reactor core ensures an uncontrolled local increase in Vapor bubble content due to the accumulation of vapor bubbles from azi mutal neighboring areas is avoided.  

Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung wird durch den kenn­ zeichnenden Teil des Patentanspruchs 1 in Verbindung mit dem Oberbegriff des Patentanspruchs 1 gelöst. Vorteilhafte Aus­ führungsformen der Erfindung werden durch die Unteransprüche 2-18 realisiert.The object of the present invention is characterized by the Drawing part of claim 1 in conjunction with the Preamble of claim 1 solved. Favorable off leadership forms of the invention are by the subclaims 2-18 realized.

Erfindungsgemäß ist mindestens ein Leitelement vorgesehen, wodurch die an der Außenseite der Wandung des Reaktordruckbe­ hälters vorbeiströmende Kühlflüssigkeit in Teilströme aufge­ spaltet wird. Im Gegensatz zu einem ungeteilten und nicht in Teilströme aufgespalteten Kühlflüssigkeitsstrom kann bei den entstehenden Teilströmen ein Austausch von Dampfblasen zwi­ schen den einzelnen Teilströmen nicht mehr stattfinden. Damit wird die Überschreitung einer kritischen Heizflächenbelastung vermieden, welche beispielsweise durch eine gesteigerte An­ sammlung von Dampfblasen mit einem sich bildenden Dampffilm auftreten kann.According to the invention, at least one guide element is provided, whereby the pressure on the outside of the wall of the reactor coolant flowing past in partial flows is split. In contrast to an undivided and not in Partial streams split coolant flow can at the emerging partial flows an exchange of vapor bubbles between the individual sub-streams no longer take place. In order to will exceed a critical heating surface load avoided, for example, by an increased An collection of vapor bubbles with a vapor film that forms can occur.

Durch die Bildung einzelner Teilströme können etwaige in den einzelnen Teilströmen entstehende Dampfblasen sich nicht mehr mit den Dampfblasen benachbarter Teilströme zu einem Dampf­ film vereinigen, so daß der unerwünschte Übergang von einer funktionierenden Kühlung (durch Blasensieden) zu einer unzu­ reichenden Kühlung (durch Filmsieden) vermieden wird.Through the formation of individual partial flows, any in the Individual vapor streams no longer arise with the steam bubbles of neighboring partial streams to a steam unite film so that the unwanted transition from one functioning cooling (by bubble boiling) to an unacceptable sufficient cooling (by film boiling) is avoided.

Der erfindungsgemäß mit mindestens einem Leitelement versehe­ ne außengekühlte Reaktordruckbehälter kann somit auch bei schweren Störfällen mit auftretender Kernschmelzung thermisch stabil gehalten werden.Provide according to the invention with at least one guide element ne externally cooled reactor pressure vessel can also severe accidents with thermal fusion occurring be kept stable.

Generell kann das mindestens eine Leitelement unterschiedlich an die jeweiligen strömungstechnischen Gegebenheiten angepaßt werden und beispielsweise aus einem einstückigen, die gesamte Wandung des Reaktordruckbehälters umfassenden Großelement mit entsprechenden strömungstechnisch erwünschten Vorsprüngen oder Kanälen ausgebildet sein.In general, the at least one guide element can differ adapted to the respective fluidic conditions be and for example from a one-piece, the entire  Large element comprising the wall of the reactor pressure vessel corresponding projections desired in terms of flow or channels can be formed.

Alternativ oder ergänzend können mehrere einzelne Leitelemen­ te vorgesehen sein, die an den entsprechenden von der Kühl­ flüssigkeit umströmten Bereichen der Außenwandung des Reak­ tordruckbehälters angebracht sind.Alternatively or in addition, several individual guidelines can be used te be provided on the corresponding from the cooling areas around the outer wall of the reak pressure tank are attached.

Bei der Verwendung einzelner Leitelemente ist es besonders vorteilhaft, Längsrippenelemente zu verwenden, welche als einfach herzustellende Bauteile eine einfache Kanalisierung und Aufspaltung des Flüssigkeitsstroms in Teilströme bewir­ ken.It is special when using individual guide elements advantageous to use longitudinal rib elements, which as components that are easy to manufacture, simple ducting and splitting the liquid flow into partial flows ken.

Eine Steigerung der vorteilhaften Wirkungen der Erfindung wird erreicht, wenn mehrere, im wesentlichen parallel zu ein­ ander verlaufende und zueinander beabstandete Leitelemente vorgesehen sind, so daß eine Vielzahl von Teilströmen ent­ steht und damit das Risiko der Ansammlung von Dampfblasen im Vergleich zu einem ungeteilten Gesamtkühlmittelstrom nochmals deutlich verringert wird.An increase in the beneficial effects of the invention is achieved when several, essentially parallel to one other extending and spaced apart guide elements are provided so that a plurality of partial streams ent stands and with it the risk of the accumulation of vapor bubbles in the Again compared to an undivided total coolant flow is significantly reduced.

Eine weitere Steigerung der Vorteile tritt ein, wenn die ge­ samte umlaufende Außenseite des Reaktordruckbehälters von - bei­ spielsweise beabstandeten und parallel zueinander verlau­ fenden - Leitelementen umgeben ist und somit die gesamte die Wandung des Reaktordruckbehälters umströmende Kühlflüssigkeit in einzelne Teilströme aufgeteilt wird.A further increase in the benefits occurs when the ge entire circumferential outside of the reactor pressure vessel from - at for example, spaced apart and parallel to each other fenden - is surrounded by guiding elements and thus the entire die Coolant flowing around the wall of the reactor pressure vessel is divided into individual sub-streams.

Zur Vermeidung des Aufbaus unterschiedlicher Druckniveaus von einzelnen benachbarten Teilströmen ist es vorteilhaft, minde­ stens ein Leitelement mit Bohrungen zu versehen, so daß ein gewisser Strömungsaustausch und damit ein Druckausgleich zwi­ schen benachbarten Teilströmen stattfinden kann. Durch An­ bringung einzelner Bohrungen wird der unerwünschte Ausgleich von Dampfblasen zwischen benachbarten Teilströmen verhindert, so daß im wesentlichen allein der erwünschte Druckausgleich stattfindet.To avoid building up different pressure levels of it is advantageous for individual neighboring partial streams to least a guide element with holes, so that a  certain flow exchange and thus a pressure equalization between neighboring partial streams can take place. By To Drilling individual holes is the undesirable compensation prevented by vapor bubbles between neighboring partial flows, so that essentially only the desired pressure equalization takes place.

Insbesondere bei an der gesamten umlaufenden Außenseite des Reaktordruckbehälters angebrachten benachbarten Leitelementen verlaufen die Achsen der vereinzelt in den einzelnen Leitele­ menten angebrachten Bohrungen im wesentlichen tangential zur Außenseite des (im wesentlichen mit einem kreisförmigen Quer­ schnitt ausgestatteten) Reaktordruckbehälters. Hierdurch wird der partielle Flüssigkeitsaustausch und damit Druckausgleich zwischen den einzelnen benachbarten Teilströmen besonders gleichmäßig gewährleistet.Especially when on the entire circumferential outside of the Reactor pressure vessel attached adjacent guide elements the individual axes run in the individual guide lines elements drilled substantially tangentially to Outside of (essentially with a circular cross cut equipped) reactor pressure vessel. This will partial fluid exchange and thus pressure equalization between the individual neighboring partial streams in particular evenly guaranteed.

Die vorteilhafte Wirkung von in das Leitelement eingebrachten Bohrungen kann noch dadurch gesteigert werden, daß die ein­ zelnen Bohrungen unterschiedliche Durchmesser aufweisen, so daß abhängig von dem beim jeweiligen Ort der Bohrung auftre­ tenden Druckverhältnissen auch eine entsprechende Möglichkeit zum Druckausgleich angeboten wird.The beneficial effect of being introduced into the guide element Bores can be increased by the fact that the one individual bores have different diameters, so that occurs depending on the location of the hole tendency pressure conditions also a corresponding possibility is offered for pressure equalization.

Ein besonders vorteilhafter Effekt tritt ein, wenn benachbar­ te Bohrungen eines Leitelementes in Strömungsrichtung der am Leitelement verbeiströmenden Flüssigkeit sich vergrößernde Durchmesser aufweisen, also beim Eintritt der Kühlflüssigkeit in den Bereich der Leitelemente kleinere Durchmesser besit­ zen, um dann sich (kontinuierlich) zu vergrößern, um aufgrund eines etwaigen Druckaufbaus oder entstandener Verwirbelungen zunehmende Notwendigkeiten des Druckausgleichs in Strömungs­ richtung zu gewährleisten. Die Vergrößerung der Ausgleichs­ bohrungen im oberen Bereich ist vor allem wegen des dort ge­ wünschten Querausgleichs von Dampfblasen vorgesehen. Diese Querverbindung von Dampfblasen ist dann erwünscht, wenn lokal ein höherer Wärmefluß von der Schmelze zum Wasser hin auftre­ ten sollte und ein Abwandern der entsprechenden Dampfblasen aus dem lokalen Gefährdungsbereich mehr hilfreich-wäre. Fer­ ner ist ein Ausgleich der auftretenden Wärmebelastungen mög­ lich.A particularly advantageous effect occurs when neighboring te holes of a guide element in the flow direction of the Baffle flowing fluid enlarging Have diameter, that is, when the coolant enters smaller diameters in the area of the guide elements zen in order to then (continuously) enlarge, due to a possible build-up of pressure or turbulence increasing needs of pressure equalization in flow to ensure direction. The increase in compensation drilling in the upper area is mainly due to the ge  desired cross-compensation of vapor bubbles provided. This Cross-connection of vapor bubbles is desirable when local a higher heat flow from the melt to the water occurs should and a migration of the corresponding vapor bubbles from the local danger area would be more helpful. Fer It is possible to compensate for the thermal loads that occur Lich.

Zur Stabilisierung und konstruktiven Sicherung benachbarter Leitelemente werden vorteilhafterweise zwischen den Leitele­ menten Verbindungselemente vorgesehen, welche besonders ein­ fach und kostengünstig stabförmig ausgebildet werden.For stabilization and constructive securing of neighboring Guiding elements are advantageously between the guiding elements elements connecting elements provided, which is particularly a can be trained in a rod-like manner at low cost.

Zur sicheren thermischen Beherrschung eines schweren Stör­ falls mit auftretender Kernschmelzung werden vorteilhafter­ weise im Bereich der Außenseite des Reaktordruckbehälters an­ gebrachte Leitelemente bis zur Höhe der Oberfläche des sich bei einer angenommenen Kernschmelzung bildenden Schmelzsees angebracht.For safe thermal control of a serious sturgeon if core fusion occurs, become more advantageous instruct in the area of the outside of the reactor pressure vessel brought guide elements up to the height of the surface of the in the case of an assumed meltdown forming melt lake appropriate.

Im Falle einer Kernschmelzung erfolgt somit durch derartig angebrachte Leitelemente eine Aufspaltung des Kühlmittel­ stroms in Teilströme bis zur Höhe des sich bildenden Schmelz­ sees, wodurch die gerade sich im Bereich des Schmelzsees ein­ stellenden hohen Temperaturen zuverlässig beherrscht werden können.In the case of a core meltdown, this takes place through such attached guide elements split the coolant flow in partial flows up to the level of the melting enamel sees, which makes them just in the area of the melting lake high temperatures can be reliably controlled can.

In einer alternativen Ausführungsform werden die Leitelemente an der Außenseite des Reaktordruckbehälters unterhalb der Hö­ he der Oberfläche der sich bei einer angenommenen Kernschmel­ zung bildenden Schmelzsees angebracht, wodurch sich in dem von Leitelementen freien Bereich - also zwischen dem Ende der Leitelemente und der Oberfläche des Schmelzsees - eine Wie­ dervermischung der Kühlflüssigkeit einstellt und hiermit ent­ stehende einseitig in einem Teilbereich der Außenwandung des Reaktordruckbehälters auftretende Wärmebelastungen ausgegli­ chen werden. Die leitelementfreie Strecke zwischen dem Ende der Leitelemente und der Oberfläche des sich einstellenden Schmelzsees darf allerdings nur so kurz ausgeführt sein, um einerseits eine Vermischung von Dampfblasen noch zu ermögli­ chen und ein Abwandern dieser Dampfblasen nach oben zu ge­ währleisten, aber andererseits das Schmelzbad möglichst groß­ flächig mit den Leitelementen zu umgeben.In an alternative embodiment, the guide elements on the outside of the reactor pressure vessel below the height he surface of the assumed meltdown tion forming melt lake attached, which is in the of guiding elements free area - that is between the end of the Guiding elements and the surface of the melting lake - a how dermixing of the coolant and hereby ent  standing on one side in a partial area of the outer wall of the Reacting pressure vessel reactor heat loads compensated will be. The distance between the end that is free of the conductive element the guiding elements and the surface of the resulting Melting lake may, however, only be designed to be short on the one hand still allow mixing of steam bubbles Chen and a migration of these vapor bubbles to ge ensure, but on the other hand, the weld pool as large as possible to surround with the guiding elements.

Das Leitelement bzw. die Leitelemente können nun auf ver­ schiedene konstruktive Arten vorteilhaft im Bereich des Reak­ tordruckbehälters befestigt werden.The guide element or the guide elements can now on ver Different types of construction advantageous in the area of the reak pressure tank are attached.

Als besonders einfache und auch zur Nachrüstung geeignete Lö­ sung empfiehlt sich die Anbringung von Leitelementen an der Außenseite des Reaktordruckbehälters, wobei die Leitelemente im kugelkalottenförmigen Bereich der Seitenbodenwandung ange­ setzt sein können.As a particularly simple solder that is also suitable for retrofitting solution, it is advisable to attach guide elements to the Outside of the reactor pressure vessel, the guide elements in the spherical cap-shaped area of the side wall sets can be.

Durch Einsatz eines weiteren den Reaktordruckbehälter sowie die Leitelemente umgebenden Isolierelementes geschieht eine weitere Kanalisierung der Strömung der Kühlflüssigkeit im Be­ reich der Außenseite des Reaktordruckbehälters. Das Isoliere­ lemente ist vorteilhafterweise als den Reaktordruckbehälter umgebendes Schutzschild ausgebildet, welches den Reaktor­ druckbehälters großflächig als eine Art zweite Wandung um­ gibt.By using another the reactor pressure vessel as well an insulating element surrounding the guide elements occurs further channeling the flow of the coolant in the loading range of the outside of the reactor pressure vessel. The isolate lemente is advantageously as the reactor pressure vessel surrounding protective shield formed which the reactor pressure vessel over a large area as a kind of second wall gives.

Neben der Aufgabe der Strömungskanalisierung kann das Isolie­ relement auch zur Befestigung der Leitelemente verwendet wer­ den. Etwaige bei einem Störfall auftretende geometrische Aus­ dehnungen der Wandung des Reaktordruckbehälters würden in ei­ nem solchen Fall nicht auf die Leitelemente übertragen. In addition to the task of flow channeling, isolation relement also used for fastening the guide elements the. Any geometric failure that occurs in the event of a fault stretches of the wall of the reactor pressure vessel would in egg In such a case, do not transfer to the control elements.  

In einer weiteren vorteilhaften Ausführungsform werden die Leitelemente direkt an der die Wandung des Reaktordruckbehäl­ ters umgebenden Abschirmung (z. B. der "Reaktorgrube") befe­ stigt. Alternativ oder zusätzlich kann die durch die Leitele­ mente vorgenommene Aufspaltung in Teilströme auch durch in die Abschirmung integrierte Erhöhungen oder Vertiefungen er­ zielt werden, ohne daß zusätzliche Leitelement benötigt wer­ den.In a further advantageous embodiment, the Guiding elements directly on the wall of the reactor pressure vessel Bebe surrounding shielding (z. B. the "reactor pit") increases. Alternatively or additionally, the Leitele The division into partial streams made by in the shield integrated heights or depressions be aimed without the need for additional guide element the.

Die Erfindung ist anhand von Ausführungsbeispielen in den Zeichnungsfiguren näher erläutert. Es zeigen:The invention is based on exemplary embodiments in the Drawing figures explained in more detail. Show it:

Fig. 1 eine schematische Schnittdarstellung des Um­ gebungsbereichs eines Reaktordruckbehälters; Figure 1 is a schematic sectional view of the area around a reactor pressure vessel.

Fig. 2-4 vergrößerte und detaillierte Ausführungsfor­ men der Schnittdarstellung nach Fig. 1 im Be­ reich des Behälterbodens und in den Seitenbe­ reichen sowie Fig. 2-4 enlarged and detailed Ausführungsfor men of the sectional view of FIG. 1 in the Be rich of the container bottom and in the Seitenbe range as well

Fig. 5 und 6 teilgeschnittene Gesamtansichten zweier Aus­ führungsformen der Erfindung. FIGS. 5 and 6 partially sectioned overall views of two imple mentation of the invention.

Aus Fig. 1 geht zunächst der Reaktordruckbehälter 1 mit Brenn­ stäben 2 hervor, wobei über die Leitungen 3, 4 das jeweilige Wärmemedium einem Wärmetauscher 5 zugeführt wird. Der von ei­ ner Abschirmung 6 umgebene Reaktordruckbehälter 1 weist ein Behälterboden 14 auf. Detaillierte Ausführungsformen der Er­ findung im Bereich des Behälterbodens 14 sowie der Seitenbo­ denwandungen 10 des Reaktordruckbehälters 1 werden im folgen­ den in den Fig. 2-4 näher erläutert. From Fig. 1, the reactor pressure vessel 1 with fuel rods 2 first emerges, the respective heat medium being fed to a heat exchanger 5 via the lines 3 , 4 . The surrounded by egg ner shield 6 reactor pressure vessel 1 has a container bottom 14 . Detailed embodiments of the invention in the region of the tank bottom 14 and the side walls 10 of the reactor pressure vessel 1 are explained in more detail in the following in FIGS . 2-4.

In Fig. 2 wird im Bereich des Behälterbodens 14 der Wandung 7 des Reaktordruckbehälters 1 in Strömungsrichtung 15 Kühlflüs­ sigkeit zur Umspülung der Wandung 7 des Reaktordruckbehälters 1 eingeleitet. Diese Kühlflüssigkeit wird an den Seitenboden­ wandungen 10 der Wandung 7 vorbeigeleitet und hierbei durch die Leitelemente 8, welche über Befestigungselemente 11 mit der Abschirmung 6 verbunden sind, in Teilströme aufgeteilt. Hierdurch wird die angestrebte Verringerung des Vermischungs­ risikos von Dampfblasen erzielt.In Fig. 2 in the region of the tank bottom 14 of the wall 7 of the reactor pressure vessel 1 in the flow direction 15 Kühlflüs liquid for washing around the wall 7 of the reactor pressure vessel 1 is initiated. This coolant is passed to the side bottom walls 10 of the wall 7 and is divided into partial flows by the guide elements 8 , which are connected to the shield 6 via fastening elements 11 . This achieves the desired reduction in the risk of mixing vapor bubbles.

In einer weiteren Ausführungsform nach Fig. 3 sind die Leite­ lemente 8 direkt an der Wandung 7 des Reaktordruckbehälters 1 befestigt und werden zudem noch von Isolierelementen 9 umge­ ben, welche wiederum über Befestigungselemente 11 an der Ab­ schirmung 6 angebracht sind. Zwischen den Isolierelementen 9 und den Leitelementen 8 bestehen Ausgleichsspalte 17, so daß eine aufgrund thermischer Erwärmung auftretende Ausdehnung der Wandung 7 des Reaktordruckbehälters 1 ermöglicht wird.In a further embodiment according to FIG. 3, the lead elements 8 are fastened directly to the wall 7 of the reactor pressure vessel 1 and are also converted by insulating elements 9 , which in turn are fastened to the shield 6 via fastening elements 11 . There are compensating gaps 17 between the insulating elements 9 and the guide elements 8 , so that expansion of the wall 7 of the reactor pressure vessel 1 that occurs due to thermal heating is made possible.

In einer weiteren Ausführungsform nach Fig. 4 sind die Leit­ elemente 8 direkt an den Isolierelementen 9 befestigt, wobei wiederum Ausgleichsspalte 17 vorgesehen sind, um etwaige auf­ grund von Erwärmung auftretende Ausdehnungen von Bauelementen zu ermöglichen.In a further embodiment according to FIG. 4, the guide elements 8 are fastened directly to the insulating elements 9 , with compensation gaps 17 again being provided in order to allow any expansion of components that occurs due to heating.

Aus den Fig. 5, 6 geht über Gesamtdarstellungen die räumliche Anbringung der einzelnen Bauelemente nochmals hervor.From FIGS. 5, 6, the spatial attachment of the individual components it is clear again via General treatments.

Fig. 5 zeigt an der Wandung 7 des Reaktordruckbehälters 1 an­ gebrachte Leitelemente 8, welche bis zur Höhe des sich bei einem schweren Störfall mit auftretender Kernschmelzung ein­ tretenden Schmelzsees 16 erstrecken, wodurch gerade die im Bereich des Schmelzsees 16 auftretenden Höchsttemperaturen zuverlässig beherrschbar werden. Der gesamte Reaktordruckbe­ hälter 1 ist von einem Isolierelement 9 umgeben. Fig. 5 shows on the wall 7 of the reactor pressure vessel 1 to brought guide elements 8 , which extend to the level of a melting melt 16 occurring in the event of a serious accident with core meltdown, whereby the maximum temperatures occurring in the melt 16 area can be reliably controlled. The entire reactor pressure vessel 1 is surrounded by an insulating element 9 .

Die einzelnen Leitelemente 8 weisen von unten nach oben sich in Strömungsrichtung 15 vergrößernde (schematisch angedeute­ te) Bohrungen 12, 12', 12'' auf, wodurch ein Druckausgleich zwischen den in den Strömungsrichtungen 15, 15', 15'' flie­ ßenden Teilströmen der bei 20 eintretenden Kühlflüssigkeit zwischen den einzelnen Leitelementen 8 ermöglicht wird.The individual guide elements 8 have holes 12 , 12 ', 12 ''which increase from the bottom up in the direction of flow 15 (indicated schematically), as a result of which pressure equalization between the partial flows flowing in the flow directions 15 , 15 ', 15 '' at 20 entering cooling liquid between the individual guide elements 8 is made possible.

Zur konstruktiven Stabilisierung sind die einzelnen Leitele­ mente 8 durch Verbindungselemente 13 verbunden.For structural stabilization, the individual Leitele elements 8 are connected by connecting elements 13 .

Nach Fig. 6 reichen in einem Ausführungsbeispiel ohne Bohrun­ gen 12 und Verbindungen 13 die Leitelemente 8 nicht bis zur sich im Falle der Kernschmelzung eintretenden Oberfläche des Schmelzsees 16 heran, so daß zwischen der Oberseite der Leitelemente 8 und der Oberfläche des Schmelzsees 16 ein Ver­ mischungsbereich 19 auftritt, in welchem die in den Strö­ mungsrichtungen 15, 15', 15'' strömenden Teilströme wieder zu einem Gesamtstrom vermischt werden, um etwaige in einem Teil­ bereich der Wandung 7 des Reaktordruckbehälters 1 bestehende Wärmeungleichgewichte ausgleichen zu können.According to FIG. 6 and connections 13 entering surface of the molten pool 16 so that between the upper side of the vanes 8 and the surface of the molten pool 16 is a Ver rich in one embodiment, without prepared holes 12, the guiding elements 8 not until in the case of nuclear fusion zoom, mixing region 19 occurs, in which the currents in the flow directions 15 , 15 ', 15 ''partial flows are mixed again to form a total flow in order to be able to compensate for any thermal imbalances existing in a partial area of the wall 7 of the reactor pressure vessel 1 .

Wie bereits angesprochen, darf der Vermischungsbereich 19 nur gering dimensioniert sein, daß die erwünschte Vermischung von Dampfblasen auftreten kann.As already mentioned, the mixing area 19 may only be of small dimensions so that the desired mixing of vapor bubbles can occur.

In dem Ausführungsbeispiel nach Fig. 5 wird der etwaige Aus­ gleich einseitiger Wärmebelastungen durch die im Bereich der Oberfläche des Schmelzsees 16 auftretenden vergrößerten Boh­ rungen (hier Bezugsziffer 12'') gewährleistet. Aus Fig. 5 und 6 geht hervor, daß die einzelnen Leitelemente 8 nicht im Be­ reich des Behälterbodens 14 beginnen, sondern erst nach einem frei gelassenen Bereich der Seitenbodenwandung 10, so daß sich die in Strömungsrichtung 20 eintretende Kühlflüssigkeit zunächst noch nicht in Teilströme zerteilt, an der Seitenbo­ denwandung 10 vorbeiströmt, um dann erst durch die Leitele­ mente 8 erfaßt und in die Teilströme mit den Strömungsrich­ tungen 15, 15', 15'' zerlegt zu werden. Die Leitelemente kön­ nen schon im kugelkalottenförmigen Bereich der Seitenboden­ wandung angesetzt sein.In the embodiment according to Fig. 5 of the possible equalization single-sided thermal stresses is occurring in the area of the surface of the molten pool 16 Boh enlarged extensions (here reference numeral 12 '') is ensured. From Fig. 5 and 6 show that the individual vanes 8 is not in the loading area of the container bottom 14 to start, but only after an exposed portion of the Seitenbodenwandung 10, so that the cooling fluid entering the flow direction 20 at first is not divided into partial flows, at the Seitenbo denwandung 10 flows past, only then by the Leitele elements 8 and in the partial streams with the direction of flow lines 15 , 15 ', 15 ''to be broken down. The guide elements can already be attached in the spherical cap-shaped area of the side floor wall.

Hierdurch wird sichergestellt, daß der gesamte Umfangsbereich des Reaktordruckbehälters 1 zunächst - vor der Zerlegung in Teilströme - vollständig und umfassend umströmt wird.This ensures that the entire circumferential area of the reactor pressure vessel 1 is first completely and comprehensively flowed around - before being broken down into partial flows.

Claims (18)

1. Reaktordruckbehälter zur Aufnahme des Reaktorkerns eines Kernreaktors, wobei durch an der Außenseite der Wandung des Reaktordruckbehälters vorbeiströmende Kühlflüssigkeit, insbe­ sondere Wasser, eine Kühlung des Reaktordruckbehälters und des Reaktorkerns erfolgt, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein Leitelement (8) zur Aufspaltung der an der Außenseite der Wandung (7) des Reaktordruckbehälters (1) vorbeiströmenden Kühlflüssigkeit in Teilströme vorgesehen ist.1. reactor pressure vessel for receiving the reactor core of a nuclear reactor, cooling fluid flowing through the outside of the wall of the reactor pressure vessel, in particular water, cooling the reactor pressure vessel and the reactor core, characterized in that at least one guide element ( 8 ) for splitting the at the Outside of the wall ( 7 ) of the reactor pressure vessel ( 1 ) cooling liquid flowing past is provided in partial flows. 2. Reaktordruckbehälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Leitele­ ment (8) als Längsrippenelement ausgebildet ist.2. Reactor pressure vessel according to claim 1, characterized in that the Leitele element ( 8 ) is designed as a longitudinal rib element. 3. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß mehrere, im wesentlichen parallel zueinander verlaufende und zueinander beabstandete Leitelemente (8) vorgesehen sind. 3. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that a plurality of guide elements ( 8 ) which run essentially parallel to one another and are spaced apart from one another are provided. 4. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die gesamte umlaufende Außenseite des Reaktordruckbehälters (1) von Leit­ elementen (8) umgeben ist.4. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that the entire circumferential outside of the reactor pressure vessel ( 1 ) is surrounded by guide elements ( 8 ). 5. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein Leitelement (8) mit Bohrungen (12) versehen ist.5. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that at least one guide element ( 8 ) is provided with bores ( 12 ). 6. Reaktordruckbehälter nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Achsen der Bohrungen (12) im wesentlichen tangential zur Außenseite des Reaktordruckbehälters (1) verlaufen.6. Reactor pressure vessel according to claim 5, characterized in that the axes of the bores ( 12 ) are substantially tangential to the outside of the reactor pressure vessel ( 1 ). 7. Reaktordruckbehälter nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Bohrungen (12) eines Leitelements (8) unterschiedliche Durchmesser auf­ weisen.7. reactor pressure vessel according to claim 5 or 6, characterized in that the bores ( 12 ) of a guide element ( 8 ) have different diameters. 8. Reaktordruckbehälter nach einem der Ansprüche 5 - 7, dadurch gekennzeichnet, daß benachbarte Bohrungen (12) eines Leitelements (8) in Strömungsrichtung (15) der am Leitelement (8) vorbeiströmenden Flüssigkeit sich vergrößernde Durchmesser aufweisen. 8. Reactor pressure vessel according to one of claims 5-7, characterized in that adjacent bores ( 12 ) of a guide element ( 8 ) in the flow direction ( 15 ) of the liquid flowing past the guide element ( 8 ) have increasing diameters. 9. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen be­ nachbarten Leitelementen (8) Verbindungselemente (13) vorge­ sehen sind.9. reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that between adjacent guide elements ( 8 ) connecting elements ( 13 ) are easily seen. 10. Reaktordruckbehälter nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Verbin­ dungselemente (13) stabförmig ausgebildet sind.10. Reactor pressure vessel according to claim 9, characterized in that the connec tion elements ( 13 ) are rod-shaped. 11. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Leitele­ mente (8) an der Außenseite des Reaktordruckbehälters (1) bis zur Höhe der Oberfläche des bei einer angenommenen Kern­ schmelzung sich bildenden Schmelzsees (16) angebracht sind.11. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that the Leitele elements ( 8 ) on the outside of the reactor pressure vessel ( 1 ) up to the level of the surface of the melt forming at an assumed core melting lake ( 16 ) are attached. 12. Reaktordruckbehälter nach einem der Ansprüche 1-10, dadurch gekennzeichnet, daß die Leitele­ mente (8) an der Außenseite des Reaktordruckbehälters (1) un­ terhalb der Höhe der Oberfläche des sich bei einer angenomme­ nen Kernschmelzung bildenden Schmelzsees (16) angebracht sind.12. Reactor pressure vessel according to one of claims 1-10, characterized in that the Leitele elements ( 8 ) on the outside of the reactor pressure vessel ( 1 ) are attached below the height of the surface of the melt lake ( 16 ) which forms during a meltdown. 13. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein Leitelement (8) oberhalb des oder am Behälterboden (14) des Reaktordruckbehälters (1) und der daran anschließenden Seitenwandung (10) des Reaktordruckbehälters (1) angebracht ist. 13. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that at least one guide element ( 8 ) above or on the vessel bottom ( 14 ) of the reactor pressure vessel ( 1 ) and the adjoining side wall ( 10 ) of the reactor pressure vessel ( 1 ) is attached. 14. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein Leitelement (8) an der Außenseite des Reaktordruckbehäl­ ters (1) befestigt ist.14. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that at least one guide element ( 8 ) on the outside of the reactor pressure vessel ( 1 ) is attached. 15. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktor­ druckbehälter (1) sowie mindestens ein Leitelement (8) von mindestens einem Isolierelement (9) umgeben ist.15. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that the reactor pressure vessel ( 1 ) and at least one guide element ( 8 ) is surrounded by at least one insulating element ( 9 ). 16. Reaktordruckbehälter nach Anspruch 15, dadurch gekennzeichnet, daß das Isolier­ element (9) als den Reaktordruckbehälter (1) umgebendes Schutzschild ausgebildet ist.16. Reactor pressure vessel according to claim 15, characterized in that the insulating element ( 9 ) as the reactor pressure vessel ( 1 ) surrounding protective shield is formed. 17. Reaktordruckbehälter nach einem der Ansprüche 15 oder 16, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein Leitelement (8) am Isolierelement (9) befestigt ist.17. Reactor pressure vessel according to one of claims 15 or 16, characterized in that at least one guide element ( 8 ) is attached to the insulating element ( 9 ). 18. Reaktordruckbehälter nach einem der vorhergehenden An­ sprüche, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein Leitelement (8) an einer den Reaktordruckbehälter (1) um­ gebenden Abschirmung (6) befestigt ist.18. Reactor pressure vessel according to one of the preceding claims, characterized in that at least one guide element ( 8 ) on one of the reactor pressure vessel ( 1 ) is attached to the shielding ( 6 ).
DE19703441A 1997-01-30 1997-01-30 Nuclear reactor pressure vessel functional during melt=down emergency Withdrawn DE19703441A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19703441A DE19703441A1 (en) 1997-01-30 1997-01-30 Nuclear reactor pressure vessel functional during melt=down emergency

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19703441A DE19703441A1 (en) 1997-01-30 1997-01-30 Nuclear reactor pressure vessel functional during melt=down emergency

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE19703441A1 true DE19703441A1 (en) 1998-08-06

Family

ID=7818824

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19703441A Withdrawn DE19703441A1 (en) 1997-01-30 1997-01-30 Nuclear reactor pressure vessel functional during melt=down emergency

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE19703441A1 (en)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2852955A4 (en) * 2012-05-21 2016-07-27 Smr Inventec Llc Passive reactor containment protection system
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US10672523B2 (en) 2012-05-21 2020-06-02 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
US10720249B2 (en) 2012-05-21 2020-07-21 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19702568C1 (en) * 1997-01-24 1997-09-18 Siemens Ag Safety device for vessel, e.g. reactor pressure vessel

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19702568C1 (en) * 1997-01-24 1997-09-18 Siemens Ag Safety device for vessel, e.g. reactor pressure vessel

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
EP2852955A4 (en) * 2012-05-21 2016-07-27 Smr Inventec Llc Passive reactor containment protection system
US9786393B2 (en) 2012-05-21 2017-10-10 Smr Inventec, Llc Passive reactor containment protection system
US10665354B2 (en) 2012-05-21 2020-05-26 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US10672523B2 (en) 2012-05-21 2020-06-02 Smr Inventec, Llc Component cooling water system for nuclear power plant
US10720249B2 (en) 2012-05-21 2020-07-21 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO1991013442A1 (en) Boiling water nuclear reactor and fuel element therefor
DE2042869A1 (en) Double-walled cryogenic storage tank
DE1941005A1 (en) Steam generator, especially for operation with liquid metal or molten salts as a heating medium
DE2143494A1 (en) Pressurized water reactor
DE2647458A1 (en) ARRANGEMENT FOR COOLING FASTENERS IN LIQUID-COOLED NUCLEAR REACTORS
DE19703441A1 (en) Nuclear reactor pressure vessel functional during melt=down emergency
DE3917940A1 (en) WATER-COOLED CORE REACTOR
EP0461515A1 (en) Device for treating and degasifying of water
EP1060475B1 (en) Containment vessel and method for operating a condenser in a nuclear power plant
DE1439846A1 (en) Nuclear reactor
DE1917184A1 (en) System for pressure suppression in nuclear reactors
DE2316066C2 (en) Nuclear reactor, especially pressurized water reactor
DE3219297C2 (en) Heat exchangers, in particular hot gas coolers for helium
DE4036282C2 (en) Melter
DE3228311C2 (en) Evaporation crucible for vacuum evaporation systems
DE2007289A1 (en) Thermal insulation, in particular for nuclear reactor vessels
DE2609512C2 (en) Gas-insulated thyristor arrangement
WO1990014880A1 (en) Mixing device for fluids
DE2804937B2 (en) Water-cooled nuclear reactor
DE1514999A1 (en) Fuel assembly with heat shield
EP0387482B1 (en) Rectification column for separating feeds with a higher boiling point difference
DE4223109C1 (en)
DE944192C (en) Absorption refrigeration apparatus working with auxiliary gas
EP0050836A1 (en) Fuel-element bundle for a nuclear reactor
DE3528713A1 (en) REACTOR WITH A NATURAL SAFETY CONVECTION COOLING SYSTEM

Legal Events

Date Code Title Description
OP8 Request for examination as to paragraph 44 patent law
8139 Disposal/non-payment of the annual fee