DE2217074A1 - Atomreaktor mit kuehlmittelsammelbehaelte - Google Patents

Atomreaktor mit kuehlmittelsammelbehaelte

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DE2217074A1
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    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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Description

Patentstelle We/Wi 3. April IS72 24.189.9
INTERATOM
Internationale Atomreaktorbau GmbH. 5o6 Bensberg
Atomreaktor mit Kühlmittelsammelbehälter
Die vorliegende Erfindung betrifft einen flüssigkeitsgekühlten Atomreaktor der sogenannten Loop-Bauweise, bei der Wärmetauscher außerhalb eines Reaktorbehälters angeordnet sind, insbesondere einen solchen, der mit flüssigem Natrium gekühlt ist, mit einem in dem Reaktorbehälter angeordneten Kern," der von unten nach oben von dem Kühlmittel durchströmt wird und sich auf einer Tragplatte abstützt. Natriumgekühlte Reaktoren der genannten Bauweise zeichnen sich u, a. dadurch aus, daß der im Reaktorbehälter herrschende Druck verhältnismäßig gering ist, verglichen beispielsweise mit den bekannten Druckwasserreaktoren, Beim Übergang zu Reaktoren höherer Leistung und entsprechend größerem Reaktorbehälter ergeben sich nxchtsdestowenxger Schwierigkeiten an der Verbindungsstelle der Kerntragstruktur mit dem Reaktorbehälter9 da
pi /I /' /J (f\) fit* 9
auf dieser Stelle nicht nur das Gewicht der Kerntragstruktur, sondern auch die Druckdifferenz zwischen dem eintretenden und dem austretenden Kühlmittel lastet.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist ein Reaktor, bei dem die Verbindundungsstelle zwischen Kerntragstruktur und Reaktorbehälter nicht der Druckdifferenz der beiden Kühlmittelplena ausgesetzt ist.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird vorgeschlagen, daß der flüssigkeitsgekühlte Atomreaktor einen innerhalb des Reaktorbehälters, gegenüber dem übrigen Teil desselben abgeschlossenen und hydraulisch unabhängig von diesem angeordneten Sammelbehälter für das eintretende Kühlmittel aufweist. Strömt dieses aus dem Sammelbehälter unmittelbar durch den Reaktorkern, wobei zwangsläufig ein erheblicher Druckverlust entsteht, und tritt erst dann in den eigentlichen Reaktorbehälter ein, wirkt in diesem nur der geringere Druck des austretenden Kühlmittels. Ein weiterer Vorteil ist, daß die Sicherheit der Anlage durch das Vorhandensein einer zusätzlichen Wandung erhöht wird.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß der Sammelbehälter an seiner Oberseite mit der Tragplatte verschlossen ist. In dieser Tragplatte sind üblicherweise die Brennelemente des Reaktorkerns gelagert, und sie weist Durchflußöffnungen für das Kühlmittel auf.
Gemäß einem weiteren Merkmal der Erfindung wird der Atomreaktor dadurch gekennzeichnet, daß der Sammelbehälter und die Tragplatte einzeln voneinander, von den
für das Kühlmittel und vom Reaktorbehälter
für
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lösbar sind. Dadurch wird eine leichte Ausbaubarkeit von reparaturbedürftigen Einbauten im Reaktorbehälter gewährleistet. Zweckmäßigerweise werden der Reaktorbehälter mit dem Sammelbehälter und dieser mit der Tragplatte vermittels miteinander verschraubter Flansche verbunden, während der Sammelbehälter und die Zuleitungen für das Kühlmittel durch Trennen der sie verbindenden Schweißnähte voneinander lösbar sind.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt, und zwar zeigt
Figur 1 einen Längsaxialschnitt durch einen erfindungsgemäßen Atomreaktor im Betriebszustand und
Figur 2 ebenfalls im Längsaxialschnitt denselben nach Entfernung des Reaktorkerns und der Tragplatte.
Die Figur 1 zeigt einen Reaktorbehälter (1), der mit einem bei Bedarf drehbaren Deckel (2) verschlossen ist und mit Leitungen (3) und (1O für das eintretende bzw. austretende Kühlmittel versehen ist. Der aus zahlreichen, Spaltstoff enthaltenden Brennstäben (5) bestehende Reaktorkern (6), stützt sich auf einer Tragplatte (7) ab, die zahlreiche Durchflußöffnungen (8) aufweist, durch die das flüssige Kühlmittel (9) von unten nach oben in den zwischen den Brennstäben (5) vorhandenen Kanälen (lo) durch den Kern (6) strömen kann. Das durch die Leitung (3) unter verhältnismäßig hohem Druck eintretende Kühlmittel (9) wird in einen Sammelbehälter (11) geführt, der vom Reaktorbehälter (1) unabhängig ist und an seiner Oberseite mit der Tragplatte (7) verschlossen ist. Zur besseren Strömungsführung sind im Inneren des Sammelbehälters (11)
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Strömungsschürzen (12) angeordnet. Das eintretende Kühlmittel (9) strömt aus dem Sammelbehälter (11) durch die Durchflußöffnungen (8) der Tragplatte (7) in die Kanäle (lo), erfährt in diesen einen beträchtlichen Druckverlust, und tritt am oberen Ende derselben in den Reaktorbehälter (1) ein. Von hier aus fließt das Kühlmittel (9) durch die Leitung (4) ab in einen hier nicht dargestellten Wärmetauscher. Der Sammelbehälter (11) stützt sich vermittels eines Flansches (13) auf einen weiteren Flansch (14) ab, der mit dem Reaktorbehälter (1) fest verbunden ist, wobei die Flansche (13) und (14) durch Schrauben (15) miteinander verbunden sind. An seinem oberen Ende weist der Sammelbehälter (11) einen weiteren Flansch (16) auf, auf dem die Tragplatte (7) aufliegt und vermittels weiterer Schrauben (17) mit ihm verbunden ist.
In der Figur 2 ist dargestellt, daß der Reaktorkern (6) einschließlich der Tragplatte (7) nach Lösen der Schrauben (17) nach oben aus dem Reaktorbehälter (1) entfernt worden ist. Die Strömungsschürzen (12) sind gleichfalls entfernt worden. Ein hier nicht näher beschriebenes, fernbedientes Inspektionsgerät (18) ist in den Behälter eingeführt worden. Das Inspektionsgerät (18) weist zweckmäßigerweise eine Fernsehkamera (19) und eine Beleuchtungsvorrichtung (2o) auf, vermittels derer eine Trennvorrichtung (21) gesteuert wird, mit deren Hilfe die Verbindung zwischen der Rohrleitung (3) und dem Sammelbehälter (11) durch Trennen der verbindenden Schweißnaht gelöst werden kann. Nach erfolgter Trennung und Lösen der Schrauben (15) kann auch der Sammelbehälter (11) zu Wartungs- oder Reparaturzwecken aus dem Reaktorbehälter (1) entfernt werden.
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Claims (5)

Patentstelle We/Wi S. Apiil 19 72 5 24.189.3 Schutzansprüche
1. Flüssigkeitsgekühlter Atomreaktor mit einem in einem Reaktorbehalter angeordneten Kern, der von unten nach oben von dem Kühlmittel durchströmt wird und sich auf einer Tragplatte abstützt,
gekennzeichnet durch einen innerhalb des Reaktorbehälters (1), gegenüber dem übrigen Teil desselben abgeschlossenen und hydraulisch unabhängig von diesem angeordneten Sammelbehälter (11) für das eintretende Kühlmittel (9).
2. Atomreaktor nach Anspruch 1
dadurch gekennzeichnet,
daß der Sammelbehälter (11) an seiner Oberseite mit der Tragplatte (7) verschlossen ist.
3. Atomreaktor nach Anspruch 1
dadurch gekennzeichnet,
daß der Sammelbehälter (11) und die Tragplatte (7) einzeln voneinander, von der Zuleitung (3) für das Kühlmittel (9) und vom Reaktorbehälter (1) lösbar sind.
309844/0017
DE2217074A 1972-04-08 1972-04-08 Atomreaktor mit Kühlmittelsammelbehälte Expired DE2217074C3 (de)

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DE2217074A DE2217074C3 (de) 1972-04-08 1972-04-08 Atomreaktor mit Kühlmittelsammelbehälte
IT22493/73A IT982687B (it) 1972-04-08 1973-04-03 Reattore atomico con recipiente collettore del fluido refrigerante
FR7312571A FR2179840B3 (de) 1972-04-08 1973-04-06
GB1675073A GB1429010A (en) 1972-04-08 1973-04-06 Nuclear reactors
JP48040314A JPS4914899A (de) 1972-04-08 1973-04-09

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2217074A DE2217074C3 (de) 1972-04-08 1972-04-08 Atomreaktor mit Kühlmittelsammelbehälte

Publications (3)

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DE2217074B2 DE2217074B2 (de) 1981-02-05
DE2217074C3 DE2217074C3 (de) 1981-11-12

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JP (1) JPS4914899A (de)
DE (1) DE2217074C3 (de)
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GB (1) GB1429010A (de)
IT (1) IT982687B (de)

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FR2179840B3 (de) 1976-03-26
IT982687B (it) 1974-10-21
DE2217074B2 (de) 1981-02-05
GB1429010A (en) 1976-03-24
FR2179840A1 (de) 1973-11-23
JPS4914899A (de) 1974-02-08
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