DE2234782A1 - Kernreaktor - Google Patents
KernreaktorInfo
- Publication number
- DE2234782A1 DE2234782A1 DE2234782A DE2234782A DE2234782A1 DE 2234782 A1 DE2234782 A1 DE 2234782A1 DE 2234782 A DE2234782 A DE 2234782A DE 2234782 A DE2234782 A DE 2234782A DE 2234782 A1 DE2234782 A1 DE 2234782A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- nuclear reactor
- reactor according
- coolant
- trough
- tub
- 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
Classifications
-
- E—FIXED CONSTRUCTIONS
- E02—HYDRAULIC ENGINEERING; FOUNDATIONS; SOIL SHIFTING
- E02B—HYDRAULIC ENGINEERING
- E02B5/00—Artificial water canals, e.g. irrigation canals
- E02B5/08—Details, e.g. gates, screens
- E02B5/082—Closures
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Civil Engineering (AREA)
- Structural Engineering (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
Kernreaktor „ %
Aus der deutschen Offenlegungsschrift 2 035 089 ist ein Kernreaktor
bekannt, "bei dem unterhalb des Reaktordruckbehälters
eine Wanne vorgesehen ist, die den Kern im Falle des Kernschmelzens auffangen und kühlen soll. Die Wanne enthält ein Rohr- ,
system, an das ein oberhalb der Wanne'liegender Wasserbehälter einerseits und eine Steigleitung andererseits angeschlossen
ist, die den Wasserbehälter noch überragt. Erwärmt der geschmolzene Kern das Wasser im Rohrsystem der Wanne, so tritt aus dem offenen Ende der Steigleitung Dampf aus, während aus dem Behälter Wasser nachfließt. Dadurch ergibt sich eine Kühlung der Wanne mit dem geschmolzenen Kern. Die Dauer und
Intensität der Kühlung ist jedoch begrenzt, zumal über die
Ableitung der mit dem Dampf transportierten Wärme nichts gesagt wird und man daher annehmen muß, daß die Wärme in dem als Betonkonstruktion dargestellten Reaktorgebäude verbleiben
soll. Die bekannte Kühlung ist somit auf Reaktoren geringer
Leistung beschränkt.
ist, die den Wasserbehälter noch überragt. Erwärmt der geschmolzene Kern das Wasser im Rohrsystem der Wanne, so tritt aus dem offenen Ende der Steigleitung Dampf aus, während aus dem Behälter Wasser nachfließt. Dadurch ergibt sich eine Kühlung der Wanne mit dem geschmolzenen Kern. Die Dauer und
Intensität der Kühlung ist jedoch begrenzt, zumal über die
Ableitung der mit dem Dampf transportierten Wärme nichts gesagt wird und man daher annehmen muß, daß die Wärme in dem als Betonkonstruktion dargestellten Reaktorgebäude verbleiben
soll. Die bekannte Kühlung ist somit auf Reaktoren geringer
Leistung beschränkt.
Die Erfindung richtet sich dagegen auf leistungsstarke Kernreaktoren,
insbesondere Brutreaktoren, bei denen die· aus dem Reaktorkern im Falle des Kernschmelzens abzuführende Leistung
nicht mehr mit beherrschbaren Temperaturen innerhalb einer den Reaktordruckbehälter einschließenden Sicherheitshülle aufgefangen
werden kann. Für solche Kernreaktoren mit einem in einem Reaktordruckbehälter untergebrachten Kern und einer unter diesem
angeordneten Wanne zuhl Auffangen de.s Kerns im Falle des Kernschmelzens
sowie mit einer den Reaktordruckbehälter einschließenden Sicherheitshülle wird vorgeschlagen, daß von
der Wanne eine Kühlmittelleitung zur Sicherheitshülle verläuft, die in an sich bekannter Weise aus Metall besteht und
der Wanne eine Kühlmittelleitung zur Sicherheitshülle verläuft, die in an sich bekannter Weise aus Metall besteht und
- 2 - VB4 72/945-7 t
als Wärme tauscher dient· Die Sicherheitshülle, die schon im
Hinblick auf die erforderliche mechanische Festigkeit üblicherweise aus Stahl hergestellt wird, ist bei der Erfindung nicht
mehr die Grenze des Wärmetransportes, sondern lediglich ein
Zwischenglied mit möglichst geringem Wärmewiderstand, damit
von ihr relativ große Wärmemengen mit kleinem Temperaturgefälle abgeführt werden, können. Zu diesem Zweck kann man des weiteren
die Kühlung der als Wärmetauscher dienenden Sicherheitshülle durch verschiedene, später näher beschriebene Maßnahmen verbessern.
In jedem Fall gestattet die Erfindung eine Yergrösserung der Leistung des Reaktors, ohne daß im Falle des Kernschmelzens
eine Gefährdung der Umgebung zu erwarten ist.
Der Sicherheitshülle kann vorteilhaft eine äußere Berieselungseinrichtung zugeordnet sein. Die Berieselungseinrichtung kann
so verwirklicht werden, daß eine die Sicherheitshülle berieselnde Flüssigkeit, vorzugsweise Wasser, unwiederbringlich entweicht
oder aber nach einer Rückkühlung erneut verwendet wird ·
Die Sicherheitshülle kann ferner insbesondere im oberen Bereich doppelwandig ausgebildet und mit dem Zwischenraum an die
Kühlmittelleitung angeschlossen sein. Man kann dadurch eine vollständige Führung des Kühlmittels erhalten, die die Kühlmittelströmung
verbessert und damit die Wärmeabfuhr intensiviert.
Die Wanne zum Auffangen des schmelzenden Reaktorkerns kann im Reaktordruckbehälter angeordnet sein. Die Kühlmittelleitung
zur Sicherheitshülle muß dann ebenfalls an den Reaktordruckbehälter
angeschlossen werden. Sollten deswegen Dichtigkeitsprobleme für den Normalbetrieb zu befürchten sein, so kann man
außerhalb des Reaktordruckbehälters eine zweite Wanne vorsehen, in die der Kern nach dem Schmelzen hineinfließt. Die Kühlmittelleitung
kann unter Umständen nur der zweiten Wanne zugeordnet sein, in der der Kern bis zur endgültigen Auskühlung
verbleibt.
- 3 - ' VPA 72/9451
Als Kühlmittel kommen für die Verwirklichung der Erfindung
verschiedene Medien in Betracht. Unter Umständen genügt zur Wärmeabfuhr ein für den Hormalbetrieb in der Sicherheitshülle
als Kühlmittel vorhandenes Gas.' Man kann aber auch ein bei niedrigen Temperaturen flüssiges Metall, wie Quecksilber,Zinn,
Blei oder dergleichen als Kühlmittel einsetzen, wodurch mit geringen Stoffmengen große Wärmemengen transportiert werden
können. .
Die Kühlmittelleitungen können durch die vorzugsweise aus Graphit bestehende Wanne geführt werden, um die Stellen besonders
zu kühlen, die für die Eingrenzung des Kernvolumens besonders wichtig sind. Die Kühlmittelleitungen können aber
auch durch eine die Wanne tragende Metallschicht geführt sein>,
wenn die Metallschicht eine für die Wärmeabfuhr ausreichende Wärmeleitung ergibt. Ferner kann die Wanne eine Metallauskleidung
aufweisen, damit die Wärme gleichmäßig verteilt und abgeführt wird. Mit einem durchschmelzbaren Deckel der Wanne kann
man ferner erreichen, daß die Wanne und/oder ein darin enthaltenes Kühlmittel so lange nicht durch chemische Umsetzung,
Korrosion oder ähnliches beansprucht werden, bis sie zum Aufnehmen und Kühlen des Kerns benötigt werden.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden im folgenden anhand
der Zeichnung einige Ausftihrungsbeispiele beschrieben, die
schematisch vereinfacht dargestellt sind. I4Ur übereinstimmende
Teile werden gleiche Bezugszeichen verwendet.
Die erfindungsgemäße Reaktoranlage ist als Ganzes in einer
Sicherheitshülle 1 aus Stahl untergebracht, die auf einem
geeigneten Betonfundament 2 ruht. Die Sicherheitshülle schließt
den Reaktordruckbehälter 3 aus Spannbeton ein, der zugleich als biologischer Schild dient. Im Spannbetonkörper 3 kann eine
besondere Auskleidung 5 vorgesehen werden, die den Beton gegen Strahlung und Wärme abschirmt. Sie enthält den eigentlichen
Reaktorkern 7, der bei dem als Ausführungsbeispiel dargestellten
309886/0138 - 4 -
- 4 - VPA 72/9451
lirutreaktor mit Gaskühlung von einem radialen Brutmantel 8
und einem axialen Brutmantel 9 umgeben ist. Die Brennelemente des Reaktorkerns 7 sind an einer Haltevorrichtung 10 befestigt,
die sich aus dem Spannbetonkörper 3 nach außen erstreckt. Zur Kühlung wird das Gas mit einem Gebläse 13 durch einen Dampferzeuger
12 gefördert.
Wie man sieht, ist unterhalb des Spannbetondruckbehälters 3 eine Wanne 14 angeordnet, die den Kern im Falle des Kernschmelzens
bis zur endgültigen Abkühlung aufnehmen soll. Zunächst aber wird bei ungenügender Kühlung der schmelzende
Kern im unteren Teil 15 der Druckbehälterauskleidung 5 aufgefangen. Von dort muß er sich erst durch den Reaktordruckbehälter
durchbrennen. Die dann in der Wanne 14 freiwerdende Wärme wird durch eine Kühlmittelleitung 16 abgeführt, die von der
Wanne 14 in den oberen Bereich der Sicherheitshülle 1 führt. Die leitung 16 ist, wie in Fig. la in einem teilweisen Querschnitt
angedeutet ist, um den Umfang der Sicherheitshülle verteilt. Zweckmäßig wechseln Leitungen 16 mit Einlassen 17
ab, durch die das an der Sicherheitshülle 1 abgekühlte Gas erneut der Wanne 14 zugeführt wird.
Beim Ausführungsbeispiel nach Fig. 1 ist angenommen, daß als Kühlmittel das Gas ausreicht, das normalerweise im Inneren
der Sicherheitshülle 1 vorhanden ist. Dieses Gas transportiert die Wärme des schmelzenden Kerns zum Oberteil 18 der Sicherheitshülle
1. Dort ist die durch die Pfeile 19 angedeutete Berieselung mit Wasser vorgesehen, um die Wärmeabfuhr von der
Sicherheitshülle 1 zu verbessern. Es können aber auch andere Kühlmittel eingesetzt werden, z.B. eine Beblasung mit atmoshäriseher
Luft.
Nach Fig. 2 ist im Inneren des Spannbetonkörpers 3 eine Wanne 23 zum Auffangen des schmelzenden Kerns bis zur vollständigen
Abkühlung angeordnet. Unterhalb der Wanne 23 ist ein Kühlsystem 25 vorgesehen, das zwei Leitungen 26 und 27 umfaßt.
309885/0138 - 5 -
- 5 - VPA 72/9451
Die Leitungen 26 und 27 sind an einen doppelwandig ausgebildeten oberen Bereich 29 der Sicherheitshülle 1 angeschlossen,
und zwar derart, daß die Leitung 26 zum höchsten Punkt des Bereiches 29 geführt ist, während die Leitung 27 an seine tiefste
Stelle angeschlossen ist. Zwischen dem Bereich 29 und der Wanne 23 kursiert als Kühlmittel eine verdampfbare Flüssigkeit,
damit die von dem schmelzenden Kern ausgehende Wärme mit großer Schnelligkeit in den Zwischenraum 29 transportiert
wird, Von dort verläßt die Wärme die als Wärmetauscher wirkende Sicherheitshülle 1, wozu von außen die wieder durch die
Pfeile 19 angedeutete Berieselung mit Wasser vorgenommen wird.
Die Pig. 3 zeigt in wesentlich vergrößertem Maßstab eine Einzelheit
der Wanne 23 im Bereich des Kühlsystems 25. Man, erkennt,
daß die Wanne 23 mit Rippen 30 in die Flüssigkeit 31 ragt. Durch die Wärmeleitfähigkeit der Rippen ist dafür gesorgt, daß
durch die Leitung 27 .zuströmende Flüssigkeit durch Wärmeaufnahme verdampft wird und durch die Leitung 26 als Dampf entweichen
kann. Nach Kondensation an der als Wärmetauscher wirkenden Sicherheitshülle 1 kehrt die Flüssigkeit dann im geschlossenen
Kühlkreis zur Wanne 23 zurück. Die außerhalb des Druckbehälters 3 liegende Wanne 14 wird also nur bei einem Versagen
der Kühlmittelleitungen 26, 27 benötigt.
In der Fig. 4 ist dargestellt, daß zur Verbesserung des Wärmeüberganges
neben den Rippen 30 noch Rippen 33 vorgesehen sind, die nach oben in die Wanne 23 hineinragen. Innerhalb der Rippen
sind Kühlmittelleitungen 35 vorgesehen, die z.B. mit einem niedrig schmelzenden Metall gefüllt sein können, um den
Wärmeübergang von den Rippen 33 auf die Rippen 30 zu verbessern.
Zu dem gleichen Zweck kann man den Boden der Wanne 23 mit einem niedrig schmelzenden Metall 34 auskleiden.
Nach der Fig. 5 kann man die Wanne 23 auch dadurch kühlen,
daß die Rippen 30 in innigem Kontakt mit Kühlrohren 36 stehen, die in geeigneter Weise mit der nicht dargestellten Dampfleitung
26 verbunden sind. Zur Vergleichmäßigung des Wärmeüber-
309885/0130 ,
— D —
- 6 - VPA 72/9451
ganges kann ferner niedrig schmelzendes Metall 37 dienen, das den Zwischenraum zwischen der Wanne 23 und einer Wandung
38 der Auskleidung 5 des Spannbetonkörpers 3 ausfüllt.
Bei den Ausführungsbeispielen der Pig. 1 und 2 bildet der Boden 40 des Reakt or druckbehält er s 3 einen durchschmelzliaren
Deckel für die äußere Wanne 14. Einen ähnlichen Deckel kann man auch an der inneren Wanne 23 anbringen.
12 Patentansprüche
5 Figuren
5 Figuren
- 7 £09885/0130
Claims (12)
1.)Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor, mit einem in einem
Reaktordruckbehälter untergebrachten Kern und einer unter diesem angeordneten Wanne zum Auffangen des Kerns im Falle
des Kernschmelzens sowie mit einer den Reaktordruekbehälter einschließenden Sicherheitshülle, dadurch gekennzeichnet,
daß von der Wanne "(14,23) eine Kühlmittelleitung (26) zur Sicherheitshülle (l) verläuft, die in an sich bekannter
Weise aus Metall besteht und als Wärmetauscher, dient.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Sieherheitshülle (l) eine äußere Berieselungseinrichtung
(Pfeile 19) zugeordnet ist.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Sieherheitshülle (1) insbesondere im oberen Bereich
(29) doppelwandig ausgebildet und mit dem Zwischenraum an die Kühlmittelleitung (26) angeschlossen ist.
4. Kernreaktor nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Wanne (15, 23) im Reaktordruekbehälter
(3) angeordnet ist.
5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß außerhalb des Reaktordruckbehälters (3) eine zweite Wanne
(14) vorgesehen ist.
6. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
die Kühlmittelleitung (26) nur der zweiten Wanne (14) zugeordnet
ist (Pig. 1).
7. Kernreaktor nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß als Kühlmittel in der Sieherheitshülle (l) vorhandenes
Gas dient«
8. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet,
daß als Kühlmittel ein bei niedrigen Tempe-
309885/0138 OFHÖJNAL INSPECTED- 8 ~
- 8 - VPA 72/9451
. ratüren flüssiges Metall wie Quecksilber, Zinn, Blei
oder dergleichen dient.
9. Kernreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel durch Rohrleitungen (36) der vorzugsweise
aus Graphit bestehenden Wanne (23) geführt wird.
10. Kernreaktor nach Anspruch 9». dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlmittelleitungen (36) durch eine die Wanne tragende
Metallschicht (37) geführt sind.
11. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet,
daß die Wanne (23) eine Metallauskleidung (34) aufweist.
12. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 11, dadurch gekennzeichnet,
daß die Wanne (14) einen durchschmelzbaren Deckel (40) aufweist.
309885/0131!
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2234782A DE2234782C3 (de) | 1972-07-14 | 1972-07-14 | Kernreaktor |
US05/374,121 US3930939A (en) | 1972-07-14 | 1973-06-27 | Pressure suppression system for a nuclear reactor |
GB3314573A GB1417748A (en) | 1972-07-14 | 1973-07-11 | Nuclear reactor installations |
IT26453/73A IT992611B (it) | 1972-07-14 | 1973-07-11 | Reattore nucleare |
FR7325707A FR2193233B1 (de) | 1972-07-14 | 1973-07-13 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2234782A DE2234782C3 (de) | 1972-07-14 | 1972-07-14 | Kernreaktor |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2234782A1 true DE2234782A1 (de) | 1974-01-31 |
DE2234782B2 DE2234782B2 (de) | 1977-11-03 |
DE2234782C3 DE2234782C3 (de) | 1978-06-29 |
Family
ID=5850697
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2234782A Expired DE2234782C3 (de) | 1972-07-14 | 1972-07-14 | Kernreaktor |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3930939A (de) |
DE (1) | DE2234782C3 (de) |
FR (1) | FR2193233B1 (de) |
GB (1) | GB1417748A (de) |
IT (1) | IT992611B (de) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2640786A1 (de) * | 1976-09-10 | 1978-03-16 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Verfahren zur nachwaermeabfuhr aus einem kernkraftwerk und kernkraftwerk zur durchfuehrung des verfahrens |
DE19536532A1 (de) * | 1995-09-29 | 1997-04-03 | Siemens Ag | Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung |
US5907588A (en) * | 1995-04-05 | 1999-05-25 | Siemens Aktiengesellschaft | Device for collecting core melt from a reactor pressure vessel |
Families Citing this family (24)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3964966A (en) * | 1975-08-25 | 1976-06-22 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Molten core retention assembly |
US4118278A (en) * | 1976-09-27 | 1978-10-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor insulation and preheat system |
FR2435784A1 (fr) * | 1978-07-20 | 1980-04-04 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire refroidie par de l'eau, comportant une structure d'arret de materiaux fondus |
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
FR2506063B1 (fr) * | 1981-05-14 | 1987-09-04 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire comportant un refroidissement des structures peripheriques par convection naturelle d'air |
SE439211B (sv) * | 1983-09-28 | 1985-06-03 | Asea Atom Ab | Anordning for kylning av ett vermealstrande organ |
DE3335268A1 (de) * | 1983-09-29 | 1985-04-18 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | In einem berstsicheren spannbetondruckbehaelter untergebrachtes kernkraftwerk |
JPS6238393A (ja) * | 1985-08-14 | 1987-02-19 | 株式会社日立製作所 | 非常用炉心冷却方法及び装置 |
US5049353A (en) * | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
DE4032736C2 (de) * | 1990-10-15 | 1995-01-05 | Kernforschungsz Karlsruhe | Kühleinrichtungen im Fundamentbereich eines Kernreaktors zur Kühlung einer Kernschmelze in einem hypothetischen Störfall |
US5049352A (en) * | 1990-10-15 | 1991-09-17 | Associated Universities, Inc. | Nuclear reactor melt-retention structure to mitigate direct containment heating |
JP2993155B2 (ja) * | 1991-03-20 | 1999-12-20 | 株式会社日立製作所 | 原子炉及び原子炉冷却設備並びに原子力発電プラント |
FR2691572B1 (fr) * | 1992-05-21 | 1994-07-08 | Electricite De France | Dispositif de recuperation d'un cóoeur fondu de reacteur nucleaire. |
DE4322107A1 (de) * | 1993-07-02 | 1995-01-12 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze |
DE59406052D1 (de) * | 1993-11-23 | 1998-06-25 | Siemens Ag | Vorrichtung zum rückhalten einer kernschmelze innerhalb des ausbreitungsraums einer kernreaktoranlage |
DE19512287C1 (de) * | 1995-04-05 | 1996-08-08 | Siemens Ag | Einrichtung zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter |
DE19531626A1 (de) * | 1995-08-28 | 1997-03-06 | Siemens Ag | Auffangraum zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter |
DE19638989A1 (de) * | 1996-09-23 | 1998-04-02 | Siemens Ag | Auffangeinrichtung zur Aufnahme von Hochtemperaturschmelze |
EP1133771B1 (de) * | 1998-11-26 | 2010-10-13 | AREVA NP GmbH | Vorrichtung zum auffangen und kühlen einer schmelze |
KR20010060933A (ko) * | 1999-12-28 | 2001-07-07 | 이종훈 | 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치 |
US7558360B1 (en) | 2003-12-31 | 2009-07-07 | General Electric Company | Core catcher cooling |
JP6109580B2 (ja) * | 2013-01-15 | 2017-04-05 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 溶融炉心保持装置及びそれを備えた原子炉格納容器 |
US9911514B2 (en) * | 2014-06-09 | 2018-03-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system |
GB2588840A (en) * | 2020-07-16 | 2021-05-12 | Rolls Royce Plc | Nuclear power plant |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3238105A (en) * | 1964-06-03 | 1966-03-01 | Malcolm J Mcnelly | Fuel element assembly for a nuclear reactor |
US3453176A (en) * | 1965-04-13 | 1969-07-01 | Asea Ab | Means for condensing steam liberated within a closed space |
US3629064A (en) * | 1968-09-09 | 1971-12-21 | Trw Inc | Safety apparatus for nuclear reactors |
US3702802A (en) * | 1971-06-16 | 1972-11-14 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor incorporating means for preventing molten fuel from breaching the containment vessel thereof in the event of a core meltdown |
-
1972
- 1972-07-14 DE DE2234782A patent/DE2234782C3/de not_active Expired
-
1973
- 1973-06-27 US US05/374,121 patent/US3930939A/en not_active Expired - Lifetime
- 1973-07-11 IT IT26453/73A patent/IT992611B/it active
- 1973-07-11 GB GB3314573A patent/GB1417748A/en not_active Expired
- 1973-07-13 FR FR7325707A patent/FR2193233B1/fr not_active Expired
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2640786A1 (de) * | 1976-09-10 | 1978-03-16 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Verfahren zur nachwaermeabfuhr aus einem kernkraftwerk und kernkraftwerk zur durchfuehrung des verfahrens |
US5907588A (en) * | 1995-04-05 | 1999-05-25 | Siemens Aktiengesellschaft | Device for collecting core melt from a reactor pressure vessel |
DE19536532A1 (de) * | 1995-09-29 | 1997-04-03 | Siemens Ag | Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2193233B1 (de) | 1976-05-07 |
DE2234782B2 (de) | 1977-11-03 |
GB1417748A (en) | 1975-12-17 |
IT992611B (it) | 1975-09-30 |
DE2234782C3 (de) | 1978-06-29 |
US3930939A (en) | 1976-01-06 |
FR2193233A1 (de) | 1974-02-15 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2234782C3 (de) | Kernreaktor | |
DE2450847A1 (de) | Wasserheizer | |
DE2104629A1 (de) | Warmeabschirmeinrichtung | |
DE2320091C3 (de) | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor | |
DE1764306B2 (de) | Einrichtung zur kuehlung von kernbruchstuecken in einem schnellen brutreaktor | |
DE2632466A1 (de) | Waermeisoliervorrichtung fuer einen behaelter | |
DE2733057A1 (de) | Vorrichtung zum waermetausch bei salzschmelzenreaktor | |
DE2220486B2 (de) | Druckwasserreaktor | |
DE4424283A1 (de) | Kühlluft-Leitanordnung für einen Flüssigmetall-Reaktor | |
DE3534422C2 (de) | ||
DE3639760A1 (de) | Kuehlmittelbehaelter | |
DE2625357C3 (de) | Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle | |
DE2514812A1 (de) | Atomkernreaktor | |
CH370491A (de) | Wärmeisolation für den Moderatorkessel und die durch ihn hindurchgeführten Bauteile flüssigkeitsmoderierter Kernreaktoren | |
DE2019786A1 (de) | Kondensationsbeheizte Schwarzkoerper-Strahlungsquelle | |
DE10138506A1 (de) | Röntgen-Bildgebungssystem mit konvektiver Wärmeübertragungsvorrichtung | |
DE2803355A1 (de) | Transportbehaelter fuer brennelemente | |
DE1789187C3 (de) | ||
DE2234744A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2459697A1 (de) | Behaelter fuer den transport von bestrahlten materialien | |
DE611336C (de) | Roentgenroehre mit relativ zum Roehrenkoerper rotierender, zur Waermeabstrahlung bei hohen Temperaturen geeigneter Anode | |
DE2133857A1 (de) | Stutzeinnchtung fur eine Wanne eines Kernreaktors | |
DE2608589C2 (de) | Gekühlte Blasform für Hochöfen | |
AT216114B (de) | Hochtemperaturkernreaktor | |
DE2748391A1 (de) | Feuerschutz an transportbehaeltern fuer radioaktive stoffe |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |