DE2217074A1 - Atomreaktor mit kuehlmittelsammelbehaelte - Google Patents
Atomreaktor mit kuehlmittelsammelbehaelteInfo
- Publication number
- DE2217074A1 DE2217074A1 DE2217074A DE2217074A DE2217074A1 DE 2217074 A1 DE2217074 A1 DE 2217074A1 DE 2217074 A DE2217074 A DE 2217074A DE 2217074 A DE2217074 A DE 2217074A DE 2217074 A1 DE2217074 A1 DE 2217074A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- reactor
- coolant
- support plate
- reactor vessel
- collecting container
- 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
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 title claims description 18
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/10—Means for supporting the complete structure
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/08—Structural combination of reactor core or moderator structure with viewing means, e.g. with television camera, periscope, window
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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
309844/0017
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)
309844/0017
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.
3098U/0017
Claims (5)
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,
dadurch gekennzeichnet,
daß der Sammelbehälter (11) an seiner Oberseite mit der Tragplatte (7) verschlossen ist.
3. Atomreaktor nach Anspruch 1
dadurch gekennzeichnet,
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
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
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)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2217074A1 true DE2217074A1 (de) | 1973-10-31 |
DE2217074B2 DE2217074B2 (de) | 1981-02-05 |
DE2217074C3 DE2217074C3 (de) | 1981-11-12 |
Family
ID=5841444
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2217074A Expired DE2217074C3 (de) | 1972-04-08 | 1972-04-08 | Atomreaktor mit Kühlmittelsammelbehälte |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS4914899A (de) |
DE (1) | DE2217074C3 (de) |
FR (1) | FR2179840B3 (de) |
GB (1) | GB1429010A (de) |
IT (1) | IT982687B (de) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2429479A1 (fr) * | 1978-06-23 | 1980-01-18 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire a neutrons rapides a metal liquide caloporteur |
FR2558635B1 (fr) * | 1984-01-24 | 1986-05-02 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de supportage et d'alimentation en refrigerant d'un coeur de reacteur nucleaire refroidi par metal liquide |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1162270A (fr) * | 1956-10-31 | 1958-09-10 | Rateau Soc | Dispositif d'extraction de la chaleur engendrée dans les réacteurs nucléaires |
US3296085A (en) * | 1964-07-24 | 1967-01-03 | William S Peck | Calandria core for sodium graphite reactor |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE653608A (de) * | 1963-09-26 | 1965-03-25 |
-
1972
- 1972-04-08 DE DE2217074A patent/DE2217074C3/de not_active Expired
-
1973
- 1973-04-03 IT IT22493/73A patent/IT982687B/it active
- 1973-04-06 GB GB1675073A patent/GB1429010A/en not_active Expired
- 1973-04-06 FR FR7312571A patent/FR2179840B3/fr not_active Expired
- 1973-04-09 JP JP48040314A patent/JPS4914899A/ja active Pending
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1162270A (fr) * | 1956-10-31 | 1958-09-10 | Rateau Soc | Dispositif d'extraction de la chaleur engendrée dans les réacteurs nucléaires |
US3296085A (en) * | 1964-07-24 | 1967-01-03 | William S Peck | Calandria core for sodium graphite reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
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 |
DE2217074C3 (de) | 1981-11-12 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2711364C2 (de) | Druckwasser-Kernreaktor | |
DE1589657C3 (de) | Behältersystem für Atomkernreaktoren | |
DE3217166C2 (de) | ||
DE2832122A1 (de) | Messlanze fuer siedewasserkernreaktoren | |
DE2730124A1 (de) | Schnellneutronen-kernreaktor | |
DE1589669B2 (de) | Flussigkeitsgekuhlter Atomkernreaktor | |
DE1904200A1 (de) | Mit fluessigem Metall gekuehlter Schnellbrueter-Kernreaktor | |
DE2448832C2 (de) | Flüssigmetall/Wasser-Wärmetauscher mit auswechselbaren Rohrbündeln | |
DE3917940A1 (de) | Wassergekuehlter kernreaktor | |
DE2826115A1 (de) | Vorrichtung zum reinigen von fluessigem metall, das als kuehlmittel des kerns eines mit schnellen neutronen betriebenen kernreaktors dient | |
DE2713260A1 (de) | Kernreaktor mit schnellen neutronen | |
DE1464939B1 (de) | Gasgekühlter Atomkernreaktor | |
DE2217074A1 (de) | Atomreaktor mit kuehlmittelsammelbehaelte | |
DE2510844A1 (de) | Vorrichtung zum einspritzen einer fluessigkeit in das core eines kernreaktors | |
DE2621258A1 (de) | Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr | |
DE2240067C3 (de) | Kernenergie-Anlage in dezentralisierter Kompaktbauweise | |
DE1137810B (de) | Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen | |
DE1227577B (de) | Kernreaktoranlage mit gasdichtem Behaelteraufbau | |
DE7213274U (de) | Atomreaktor mit Kühlmittelsammelbehälter | |
DE2535378A1 (de) | Entkoppelter primaerkreis | |
DE1297778B (de) | Einrichtung zum Umladen von Brennstoffelementen in Kernreaktoren | |
DE1812088C3 (de) | Vorrichtung zum Wechsel von Brennelementen eines nicht stationären Kernreaktors | |
DE3115844C2 (de) | "Natriumgekühlter Kernreaktor" | |
DE2817830C2 (de) | Meßleitungsdurchführung durch den Boden eines wassergefüllten Reaktordruckbehälters | |
DE2131377C3 (de) | Kernreaktor mit Notkühlsystem |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OD | Request for examination | ||
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
8327 | Change in the person/name/address of the patent owner |
Owner name: INTERATOM GMBH, 5060 BERGISCH GLADBACH, DE |
|
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |