DE2240067A1 - Kernenergieanlage in dezentralisierter kompaktbauweise - Google Patents
Kernenergieanlage in dezentralisierter kompaktbauweiseInfo
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Description
G314· We/Da
7.8.1972
24.201.2
INTERATOM
Internationale Atomreaktorbau GmbH 506 Bensberg
Die vorliegende Erfindung betrifft eine flüssigmetall- . gekühlte Kernenergieanlage, bei der das Primärkühlmittel
aus dem Reaktorbehälter über Rohrleitungen in getrennt davon angeordnete Kreislaufbehälter gesaugt wird und nach
Durchlaufen eines oder mehrerer in diesen angeordneter Zwischenwärmetauscner über weitere Rohrleitungen dureh
Pumpen in den Reaktorbehälter zurückgedrückt wird, wobei die Behälter nur teilweise mit dem Primärkühlmittel gefüllt
sind, die Saug- und Druckleitungen zum Dehnungsausgleich mit Schleifen versehen sind und die Gasplena
aller Behälter miteinander über Druckausgleichsleitungen verbunden sind. Diese dezentralisierte Kompaktbauweise ist
auch unter der Bezeichnung Multi-Pool-Bauweise bekannt.
Eine Kernenergie-Anlage dieser Bauart ist in dem Bericht von R.A. Müller: "A Partly Integrated Cooling System for
Liquid Metal Cooled Reactors", gehalten auf dem Symposium on Progress in Sodium-cooled Fast Reactor Engineering in
Monaco vom 23.-27. März 1970, als Bericht-Nr. IAEA-SM-130A2 der International Atomic Energy veröffentlicht, beschrieben,
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in dem auch dessen Vorzüge gegenüber den sonst bekannten Pool- und Loop-Reaktoranlagen eingehend
erörtert worden sind. Einem Reaktor der in dem erwähnten .Bericht beschriebenen Bauweise
haften jedoch mehrere Nachteile an. So ist die Verbindung des Reaktorbehälters mit den Kreislaufbehältern
durch Koaxialrohre für Vor- und Rücklauf problematisch. In der Rohrwand des Innenrohres stellt sich eine Temperaturrampe
von der Größe der gesamten Aufwärmspanne des Reaktors, in der Größenordnung von 200° ein>
waS zu großen thermischen Belastungen führt oder
aufwendige Isolierung notwendig macht. Zur Vermeidung dieses Nachteils wird in der DT-OS 1 815
vorgeschlagen, daß die das aufgeheizte Kühlmittel führende und teilweise mit diesem gefüllte Leitung
einseitig fest mit dem Reaktorbehälter verbunden und anderseitig über einen Kompensator in dem
Gasplenum des Wärmetauscherbehälters mündet und daß eine zweite Leitung unterhalb des Flüssigkeitsspiegels
in den mit abgekühltem Kühlmittel gefüllten Wärmetauscherbehältern fest mit dem Wärmetauscher verbunden ist und freitragend in der
ersten Leitung streckenweise von dieser umgeben mündet, daß weiterhin die das abgekühlte Kühlmittel führende
Leitung einseitig fest mit einer in das abgekühlte Kühlmittel eintauchenden Pumpe und anderseitig mit
dem Reaktorbehälter verbunden ist.
Die Verwendung von Kompensatoren in natriumgekühlten Kernenergieanlagen ist wegen deren hoher
Empfindlichkeit und entsprechender Ausfallwahrscheinlichkeit möglichst zu vermeiden.
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Bei den beschriebenen Anlagen ist durch die kurzen Rohrleitungsverbindungen kein natürlicher Ausgleich
der behinderten Wärmedehnung möglich, auch ist die Verzweigung der Saugleitung problematisch.
Bei der in dem Bericht IAEA-SM-130/42 beschriebenen
Anlage bringt die Druckregelung des Schutzgases ebenfalls Probleme mit sich. Bei Ausfall der Druckregelung
steigt der Kühlmittelspiegel in den Kreislaufbehältern an. Dadurch gelangt der äußere Mantel
des Koaxialrohres mit Schiebekompensator und heißem Natrium auf der Innenseite in abgekühltes
Natrium. Hierdurch stellt sich in einem Teilbereich der Trennwand innerhalb kurzer Zeit eine Temperaturr
rampe von der Größe der gesamten Aufwärmspanne des Reaktors ein. Ob das Koaxialrohr diese thermische
Belastung ohne Bruch übersteht, ist fraglich.
Bei Ausfall der Druckerhöhung in den Kreislaufbehältern
und damit entsprechendem Anstieg des Kühlmittelspiegels in diesem fallen die Spiegel
im Reaktorbehälter und Zwischenwärmetauscher stark ab, da die Volumenabnähme im Reaktorbehälter und in
den Zwischenwärmetauschern der Volumenzunähme in den
Kreislaufbehältern gleich.sein muß. Durch den
Abfall des Elüssigkeitsspiegels in den Zwischenwärmetauschern können instabile Kühlverhältnisse
eintreten.
Als weiterer Nachteil der Anlage gemäß dem oben
erwähnten Vorschlag ist zu nennen, daß die Neutronenstrahlung aus der Spaltzone durch die großen
öffnungen der Koaxialrohre hindurch das Sekundärkühlmittel und das Strukturmaterial
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des Primärkreislaafs aufaktiviert, wenn keine ??ΑΠΩΚ7
aufwendige interne Abschirmung im Reaktorbehälter vorgesehen wird. Ferner kann die gesamte Reaktorkühlung
durch Ausfall einer einzelnen Oumpe des Primärkreislaufs in Frage gestellt werden, da
die vorgesehenen Rückschlagklappen bei Verwendung in Flüssigmetall in ihrer "Auf-" Stellung festkleben
können. Auch sind in dem Vor- uid Rücklauf der Kühlkreise keine geeigneten Strecken für die Regelung
und Instrumentierung vorhanden.
Ein weiterer Gesichtspunkt, der beim Entwurf von Kernenergieanlagen berücksichtigt werden '.τιαδ, bei
denen Teile des Primärkreislaufs außerhalb des Reaktorbehälters angeordnet sind, ist die Gefahr,
daß der Reaktorbehälter bei größeren Lecks in den außerhalb desselben angeordneten Teilen des
Primärkreislaufs leergehebert wird. Sinkt infolgedessen der Kühlmittelspiegel im Reaktorbehälter
unter die Höhe der Oberkante des Reaktorkerns ab, wird dieser infolge Überhitzung zumindest teilweise
schmelzen und einen schweren Reaktorunfall hervorrufen. Die zur Vermeidung der Heberwirkung und
Wahrung eines Notspiegels im Reaktortank an geeigneten Stellen des Primärkreislaufs vorzusehenden
Absperrarmaturen sind jedoch selbst ausfallgefährdet
und genügen den Sicherheitserfordernissen nicht.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist eine mit Flüssigmetall, beispielsweise mit Natrium gekühlte
Kernenergieanlage mit getrennt vom Reaktorbehälter angeordneten Kreislaufbehältern, die raumsparend
baut, bei der die Verbindung des Reaktorbehälters mit den Kreislaufbehältern über Rohrleitungsschleifen
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derart erfolgt, daß eine natürliche Kompensation der Spannungen durch unbehinderte Wärmedehnung
in den Rohrleitungen.gewährleistet ist, bei der die Rohrleitungen nur eine geringe Anzahl von
Festpunkten und keine besonderen, störanfälligen Kondensatoren aufweisen, bei der eine Aufaktivierung
der Kreislaufbehälter und des Sekundärkühlmittels
durch Neutronenstrahlung vom Reaktorkern aus vermieden wird, bei der Regel-, und..Messginrichtungen
im Primärkreislauf so angeordnet werden, daß gie
zur Wartung und Reparatur zugänglich sind und bei det ein Leerhebern des Reaktorbehälters bei
Schäden am Primärkreislaufinhärent sicher und ohne
Betätigung von Armaturen vermieden wird.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird vorgeschlagen, daß das aus dem Reaktorbehälter fließende, aufgeheizte
Kühlmittel in den Kreislaufbehältern dutch-eine mit Öffnungen
versehene Strömungsschürze, in die Zwischenwärmetauscher vom Tauchkühlertyp eingehängt sind,
von dem abgekühlten Kühlmittel getrennt ist. Die Kreislaufbehälter werden nur mit niedrigem
Druck beaufschlagt, dessen Beherrschung keine besonderen Probleme aufwirft. Die Kreislaufpumpen
werden hier im kalten Strang angeordnet, was mit Rücksicht auf die Vermeidung der Gasblasenförderung
in den Reaktorkern von Vorteil ist.Der Rohrverlauf der Druck- und Saugleitungen ist nur nach Gesichtspunkten
der Wärmedehnungskompensation und/oder des Anbringens von Instrumentierung und Absperrvorrichtungen
zu gestalten. Das Problem der Wärmedehnungskompensation der Saugleitungen ist verhältnismäßig einfach zu
beherrschen, da diese nur einseitig festeingespannt zu sein brauchen, während sie am anderen Ende freiverschieb
lich angeordnet sein können.
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Die Anordnung der Strömungsschürze gestattet den
Verzicht auf Außenhüllen de.r Zwischenwärmetauscher, die also vom einfachen Taachkühlertyp sein können,
d.h. aus einem geraden Rohrteil, in den das aufzuheizende
Kühlmittel fällt und einem um jenes gewendelten oder ebenfalls geraden Rohrteil·,
in dem das Kühlmittel steigt, bestehen können. Dadurch wird der primärseitige Druckverlust der
Zwischenwärmetauscher niedriggehalten. Bei einer Kernenergieanlage der beschriebenen
Art ist es bei Vorhandensein mehrerer Kreislaufbehälter
möglich, bei einer Störung in einem der Kreisläufe diesen durch Absperren der Druckleitung
vom Reaktortank zu trennen und den Betrieb mit Hilfe der übrigen Kreisläufe weiterzuführen.
Die Pumpen und Zwischenwärmetauscher sind leicht auswechselbar angeordnet, wofür die Verwendung
von mehreren Zwischenwärmetauschern je Kreislaufbehälter von besonderem Vorteil ist*
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß die Dehnungsschleifen der
Rohrleitungen bis über die Neutronenstrahlenabschirmung des Reaktors hochgezogen sind. Im
Falle der zweiseitig festeingespannten Druckleitung dient diese·Dehnungsschleife in bekannter Weise
dem Ausgleich der Wärmedehnung, während durch das Hochziehen auch der Saugleitung in einer Schleife,
die an sich aus Gründen der Wärmedehnungskompensation nicht notwendig wäre, erreicht wird, daß beim
Absperren der Druckleitung eines Kreislaufbehälters
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beim Te-ilkreisbetrieb durch den Gasdruck im
Reaktorbehälter kein Kühlmittel durch die Saugleitung in diesen Kreislaufbehälter gelangen
kann.Auch wird hierdurch erreicht, daß der oberhalb der Neutronenstrahlenabschirmung
befindliche Teil der Rohrleitungen nach Abschalten des Reaktors, Ablassen des Primärkühlmittels und Abklingen der Rest-Radioaktivität,
beispielsweise des Na 24 für Reparatur- und Wartungszwecke zugänglich :.
sind.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß zur Überwachung und Regelung
des Anlagenbetriebes erforderliche Instrumente und Armaturen in den Druck-und/oder Saugleitungen
oberhalb der Neutrönenstrahlenabschirmung
angeordnet sind. Die Instrumente und Armaturen sind dadurch, wie oben dargelegt, für Reparatur und
Wartung zugänglich. Es ist sicher vorteilhaft, auch andere- besonders ausfallgefährdete Teile der
Kreisläufe hier unterzubringen.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen,
daß die Druck- und/oder Saugleitungen mit verschließbaren Öffnungen versehen sind, durch die
Reparatur-Absperrvorrichtungen in die Leitungen einbringbar sind. Diese Absperrvorrichtungen
werden zum vorübergehenden Absperren einzelner Rohrleitungen benutzt, um eine sichere, durch etwaige
Fehlbedienung von Armaturen nicht gefährdete Reparaturmöglichkeit, auch für die Armaturen
selbst, zu schaffen.
Gemäß einem weiteren Merkmal der Erfindung sind die Druck- und Saugleitungen im Bereich der
Dehnungsschleifen jeweils durch eine Leitung geringen Querschnitts miteinander verbunden
und die Ansaugöffnungen der Saugleitung oberhalb des Hotspiegels im Reaktorbehälter angeordnet.
Diese Leitung dient dazu, ein Leerhebern des Reaktorbehälters auf Höhen unterhalb des Notspiegels
bei Schäden am Primärkreislauf inhärent zu verhindern. Diese Leitung wird zweckmäßigerweise
so angeordnet, daß sie die Druck- und Saugleitung an ihren jeweils höchstgelegenen Punkten (oberhalb
des Betriebsspiegels im Reaktorbehälter) miteinander verbindet. Während des normalen Reaktorbetriebes
fließt über diese Leitung ein Bypass-Strom, der durch
eine fest eingebaute Einweg-Drossel (sog. Strömungsdiode) eingeschränkt werden kann. Bei einem Kühlmittelverlust
aus dem Kühlkreislauf sinken die Flüssigkeitsspiegel im Reaktor- und in den Kreislaufbehältern
ab, bis schließlich die Ansaugöffnung der Saugleitung
freigelegt wird und die Pumpen kein Kühlmittel mehr fördern. Infolge der Lage des höchsten Punktes der
Druckleitung über derjenigen der Ansaugöffnung im Reaktorbehälter wird über die VerbindungK.leituiiß aus
der Saugleitung Gas in die Druckleitung gesaugt, wodurch
die Heberwirkung in diener unterbrochen WiT1Cl,
Diesp Art des Schutzes bei Kühlmittelverlust aus dem
Kühlkreislauf ist ,rrundsätzlich bei allen
0 9 8 0 9 / Π 1 Γ, Ο
BAD ORIGINAL
Kernenergieanlagen der dezentralisierten (sog. Loop-)
Bauweise möglich. Die Abfuhr der Nachwärme .aus dem Reaktorkern erfolgt nunmehr in bekannter Weise
über ein Notkühlsystemi wenn nicht die Armaturen im defekten Kreislauf geschlossen werden können,
bevor die Ansaugöffnungen im Reaktorbehälter durch den absinkenden Kühlmittelspiegel "freigelegt werden.
In diesem Falle ist eine Nachwärmeabfuhr über die .
intakten Kühlkreislaufe möglich. Die Hauptkühlkreisläufe
müssen im Zwangsumlauf betrieben werden, wenn eine Verlängerung des Reaktortanks durch Anhebung des
Wärmeschwerpunktes von den Zwischenwärmetauschern zum
Reaktorkern und die dadurch bedingte Vergrößerung des Abstandes zwischen Betriebs- und Notspiegel im
Reaktorbehälter vermieden werden sollen. Das Notkühlsystem kann im Zwangs- oder Naturumlauf betrieben
werden.
Bei der erfindungsgemäßen Kernenergieanlage sind
Reaktorbehälter und Kreislaufbehälter in bekannter Weise zum Auffangen von Leckagen mit je einem
Doppeltank versehen. Bricht der Reaktorbehälter, so führt dies zu einer Absankung des Kühlmittelspiegels
in allen Behältern, wobei bei geeigneter Bemessung des Spaltes zwischen dem Reaktorbehälter und seinem
Doppeltank der Kühlmittelverlust so begrenzt werden kann, daß der Notspiegel im Reaktorbehälter jederzeit
gewahrt wird. Die Doppeltanks der Kreislaufbehälter erfüllen dagegen keine Sicherheitsfunktion,
da auch beim vollständigen Auslaufen eines derselben
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der Notspiegel im Reaktorbehälter'durch die Unterbrechung
der Heberwirkung in der Druckleitung erhalten bleibt.
Zur Wärmeisolierung, insbesondere gegenüber der die Anlage umgebenden Betonabsohirmung, sind alle
Kühlmit te !{führenden Teile der Anlage "heißgehend"
ausgebildet, d.h. mit einer Isolierschicht um diese Teile, die von dem Beton durch einen Spalt getrennt
ist, in den Kühlgas, beispielsweise Stickstoff, eingeblasen werden kann.
Es ist ferner vorteilhaft, daß die bei Flüssigmetall-Anlagen erforderliche Begleitheizung nicht durch störanfällige
elektrische Heizgeräte erfolgen muß, sondern durch Einblasen von heißem Gas, beispielsweise Stickstoff,
in die "heißgehenden Räume" geschehen kann.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt, und zwar zeigt
Figur 1 einen Längsschnitt durch die Anlage entsprechend der Linie C-D in Figur 2,
Figur 2 einen Querschnitt durch
dieselbe entsprechend der Linie A-B in Figur 1.
Die Figuren zeigen einen Reaktorbehälter (1) und einen von mehreren um den Reaktorbehälter (1) gruppierten
Kreislaufbehältern (2). In dem Reaktorbehälter (1) befindet sich ein Reaktorkern (3). In dem Kreislaufbe-
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hälter (2) befinden sich eine Pumpe (4) mit intern
oberhalb des Behälters angeordneten Antrieb (5), sowie mehrere Zwischenwärmetauscher (6), von denen
in Figur i der Übersichtlichkeit halber nur einer dargestellt ist, Reaktorbehälter (1) und Kreislaufbehälter
sind teilweise mit einem flüssigen Kühlmittel gefüllt, beispielsweise mit flüssigem Natriumdas
im Reaktorbehälter (1) beim fformalbetrieb bis
zu einem mit (7) bezeichneten und in den Kreislaufbehältern bis zu einem mit (8) bezeichneten Betriebsspiegel ansteht. Der Kreislaufbehälter (2) weist
ferner eine Strömungsschürze (9) auf, die mit Öffnungen
versehen ist, in die die Zwxschenwärmetauseher (6) eingehängt
sind. Das in den Zwischenwärmetauschern (6) abgekühlte Kühlmittel wird durch die Pumpe (4) über eine
Druckleitung (10) in den Reaktorbehälter (1) gefördert,
wo durch eine weitere Strömungsschürze (11) gewährleistet
wird, daß der Reaktorkern (3) gleichmäßig mit Kühlmittel beaufschlagt wird. Durch das Arbeiten der Pumpe (4) wird
über eine Saugleitung (12), die bis unter die Flüssigkeitsspiegel· (7.u, 8) eintaucht, aufgeheiztes Kühlmittel aus
dem Reaktorbehälter (1) in den Kreislaufbehälter (2) gesaugt,
wobei der Unterschied zwischen den Fluss igkeitsis spiegeln (7) und (8) der Druckverlusthöhe in der Saugleitung
(12) entspricht. Die Druckleitung (10) und die Saugleitung (12) sind in Schleifenform bis über eine
Neutronenstrahlenabschirmung (13) hochgezogen.
Da die Druckleitung (10) beidseitig fest eingespannt ist,· kann durch diese Schleife die Kompensation der
Wärmedehnung erfolgen.
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Ferner sind in den oberhalb der Neutronenstrahlenabschirmung
(13) gelegenen Teilen der Druckleitung (10) im Beispiel eine Absperrarmatur (14) und
in der Saugleitung(l2)eine verschließbare Öffnung (15)
angeordnet, wobei letztere zum Einbringen einer Reparaturvorrichtung in die Saugleitung (12) dient.
In den gleichen, oberhalb der Neutronenstrahlenabschirmung (13) gelegenen Teilen der Rohrleitungen
(10) und (12) können weitere, hier nicht näher beschiiebene Instrumente (16) und Armaturen angebracht werden,
die zur Regelung und Überwachung des Reaktorbetriebes erforderlich sind, und andere wartungsbedürftige
Anlagenteile. Der Raum oberhalb der Neutronenstrahlenabschirmung
(13) ist nach Ablassen des Kühlmittels und Abklingen etwaiger Restaktivität auf zulässige
Werte frei zugänglich. Reaktorbehälter (1) und Kreislaufbehälter (2) sind zum Leckauffang mit Doppelbehältern
(17) bzw. <;18) versehen. In den Zwischenraumzwischen den Behältern (1 und 17) bzw. (2 und 18) kann
vermittels einer hier nicht gezeigten Vorrichtung erhitztes Schutzgas eingeblasen werden, und damit erforderlichenfalls
die Primärkreisläufe beheizt werden, wie es beispielsweise bei Verwendung von Natrium als
Kühlmittel notwendig ist. Zur Druckanpassung der mit Schutzgas gefüllten Räume oberhalb der Flüssigkeitsspiegel
( 7 und 8) in den Behältern (1) und (2) sind Ausgleichsleitungen (19) vorhanden. Um eine zu hohe
thermische Belastung der Pumpe (4) bzw.ihres Antriebes (5) zu vermeiden, sind um den Pumperischaft (20) und
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im Bereich der Pumpen-Auflagerung Wärmedämmbleche (21)
angeordnet. Die Zwischenwärmetauscher (6) bestehen jeweils
aus einem zentralen Rohr (22), durch welches das abgekühlte Sekundärkühlmittel zu einem unteren Sammler (23)
strömt, von wo aus es durch mebrere aufsteigende Rohre (21O
wieder emporsteigt und dabei aufgeheizt wird. Die Rohre (24) münden in einem oberen Sammler (25), von wo aus das
aufgeheizte Sekundärkühlmittel durch ein weiteres Rohr (26) abgeführt wird. Bei Ausfall eines Zwischenwärmetauschers
kann dieser nach Lösen seiner Flanschverbindung mit den Sammlern (27) und (28) mitsamt dem Abschirmstopfen (29)
-aus dem Kreislaufbehälter (2) entfernt und ausgewechselt
werden. Die Stutzen der Saugleitung (12) enden im .Reaktorbehälter
(1) oberhalb eines Notkühlspiegels (30). Sinkt der Kühlmittelspiegel im Reaktorbehälter (1) auf diesen
Notkühlspiegel (30) ab, beispielsweise infolge eines Lecks im Kreislaufbehälter Co), werden die Stutzen der
Saugleitung (12) freigelegt, sa-<laß sich diese mit G>as
füllt. Fördert daraufhin die Pumpe (4) kein Kühlmittel mehr, fließt Gas in die Saugleitung (12) und über eine
Verbindungsleitung (31) in die Druckleitung (10) und unterbricht die sonst in dieser auftretende Heberwirkung.
Falls die Begrenzung des beim Normalbetrieb des Reaktors über die Verbindungsleitung (31) fließenden Bypass-stromes
notwendig ist, kann die Verbindungsleitung (31) mit 1 einer festen Einweg-Drossel (32) versehen werden. Für
die notwendigen Neben- und Hilfssysteme der Reaktoranlage (hier nicht dargestellt) ist in Räumen (33) zwischen
den Kreislaufbehältern (2) ausreichend Platz vorhanden (siehe Figur 2). Alle Kühlmittel führenden Teile der
Anlage sind mit einer Wärmeisolierung (34) versehen und bilden "heißgehende11 Räume. Zur Strahlenabschirmung und
zum Unfallschutz ist die gesamte Anlage mit einer Betonmantelung (35) versehen.
409809/01 PO
Claims (1)
- fl/ Flüssigmeta.l Igehühlte Kernenergieanlage, bei der das Primärkühlmittel aus einem Reaktorbehälter1 über Rohrleitungen in getrennt davon angeordnete Kreislaufbehälter gelaugt wird uud nach Durchlaufen eines oder mehrerer Ln diesen angeordneter Zwischenwärmetauscher über weitere Rohrleitungen durch Pumpen in den Reaktorbehälter zurückgedrüokt wird, wobei die 3ehälter nur teilweise mit: dem Prinärkühlmittel gefüllt sind, die Saug- und/oder Druckleitungen zum Dehnungsausgleich mit Schleifen verseilen sind und die Gasplena aller· Behälter niteinander über Druckausgleichs leitungen verbunden sind, dadurch gekennzeichnet,daß das aus dem Reaktorbehälter (1) fließende, aufgeheizte Kühlmittel in den Kreislaufbehältern (2) durch eine mit öffnungen versehene Strömungsschürze (9), in die Zwischenwärmetauscher (6) vom Tauchkühlertyp eingehängt sind, von dem abgekühlten Kühlmittel getrennt ist.2". Kernenergieanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,daß die Dehnungsschleifen der Saug- (12)und Druckleitungen (10) bis über die ileutronenstrahlenabschirmung (13) des Reaktorbehälters (1) hochgezogen sind.3. Kernenergieanlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet,daß zur Überwachung und Regelung des Anlagenbetriebes erforderliche Instrumente (16) und Armaturen (14) in den- 15 -409809 /.η ι GOBAD ORKStNALDruck-(IO) urid/cder Saugleitungen (12.) oberhalb der Neutronenstrahlenabschxrmung (13) angeordnet sind.4. Kernenergieanlege nach Anspruch 2 und/oder 3, dadurch gekennzeichnet,daß die Druck-(IO) und/oder Saugleitungen (12) mit verschließbaren Öffnungen (15) versehen sind, durch die Reparatur-Absperrvorrichtungen in die Leitungen einbringbar sind.5. Kernenergieanlage nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,daß die Druck- (10) und Saugleitungen (12) im Bereich der Dehnungsschleifen jeweils durch eine Leitung geringeren Querschnitts (31) miteinander verbunden, und die Ansaugöffnungen der Saugleitung (12) oberhalb des Notspiegels (30) im Reaktorbehälter (1) angeordnet sind.9/n mn
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Patent Citations (1)
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