DE2316007B2 - Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor und Verfahren zu seiner Notkühlung - Google Patents
Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor und Verfahren zu seiner NotkühlungInfo
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Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Notkühlung eines flüssigkeitsgekuhlten Kernrekators gemäß dem
Oberbegriff des Anspruches 1.
Zur Notkühlung eines Siedewasserrekators sind aus der Zeitschrift »Nucleonics«, Okt. 1965, Seite 64, Fig. 6
und der Zeitschrift »Atomwirtschaft«, Febr. 1972, Seiten
110 bis 112, Sprühleitungen bekannt, die in den
Reqktordruckbehälter führen und dort Düsen aufweisen.
Solche Sprühleitungen und Düsen komplizieren jedoch den Aufbau im Inneren des Reaktordruckbehälters.
Selbst dann, wenn man die zum Sprühen verwendeten Leitungen wie die DE-OS 21 31 377 zeigt,
von unten an den Reaktorkern heranführt, ist der zusätzliche Raumbedarf störend für die normale
Kühlmittelströmung. Noch ungünstiger ist es jedoch,
in wenn die Leitungen mit den Düsen, wie die japanische
Patentschrift 36-121390 zeigt, durch den ganzen
Reaktorkern geführt sind, weil damit die Neutronenökonomie beeinträchtigt wird und der Wechsel der
Brennelemente behindert sein kann.
π Im Hinblick auf die vorstehend geschilderten Probleme ist es Aufgabe der Erfindung, die Notkühlung
flüssigkeitsgekülter Kernreaktoren zu verbessern, wobei besonders die für die Kondensation von Dampf
wichtige Versprühung des Kühlmittels in einfacher
Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten Verfahren dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß das
Notkühlmittel als kompakter, freier Strahl in den Raum oberhalb des Reaktorkerns eingeleitet und dort zu
einem großflächigen Sprühschleier zerstäubt wird.
Der großflächige Sprühschleier ergibt eine intensive
und schnelle Kondensation des bei eräem Kühlmittelverlust
entstehenden Dampfes oberhaJb des Reaktorkerns. Dadurch wird der Druck im Reaktordruckbehäl-
]<) ter abgesenkt, so daß die Wiederauffüllung des
Reaktordruckbehälters durch Notkühlmittel erleichtert wird. Diese vorteilhafte Wirkung wird erreicht, ohne
daß dazu besondere Leitungen oder Düsen im Reaktordruckbehälter benötigt werden. Dort können
allenfalls zur Verbesserung der Zerstäubung des Strahls Prallbleche oberhalb des Reaktorkerns angebracht sein,
wenn die in diesem Flaum üblicherweise vorhandenen Strukturen, bei Druckwasserreaktoren vor allem die
Steuerstabführungsrohre, für die Zerstäubung des
Bei dem Verfahren nach der Erfindung sollte der Sprühschleier mindestens '/« der gesamten Einspeisemenge
des Notkühlmittels umfassen, während der Rest des Notkühlmittels von unten an den Reaktorkern
geführt wird.
Dieser Rest wird zweckmäßigerweise durch die kalten Kühlmittelleitungen zugeführt weil diese im
Normalfall in den unteren Bereich des Reaktordruckbehälters führen, so daß die Brennelemente mit ihren
■>o Brennstäben benetzt werden können, ohne die Dampfkondensation
im oberen Teil des Reaktordruckbehälters zu behindern.
Das den Sprühschleier bildende Notkühlmittel wird dagegen vorteilhaft durch die heißen Kühlmittelleitungen
in den Reaktordruckbehälter eingeleitet, die bei Druckwasserreaktoren üblicher Bauart direkt an das
sogenannte obere Plenum angeschlossen sind. Bei dieser Anordnung braucht man keine zusätzlichen Stutzen, die
an dem mechanisch hochbeanspruchten Reaktordruckbehälter angebracht werden müssen. Man kann aber
auch das den Sprühschleier bildende Notkühlmittel durch gesonderte Anschlußstutzen des Reaktordruckbehälters
in den Raum oberhalb des Reaktorkerns einleiten. Solche Anschlußstutzen sitzen vorteilhaft im
Deckel des Reaktordruckbehälters, weil sie dann den gesamten Raum oberhalb des Reaktorkerns zu bestreichen
gestatten.
Damit der für die Erfindung kennzeichnende freie
Damit der für die Erfindung kennzeichnende freie
Strahl erreicht wird und weit genug in den Reaktordruckbehälter
gelangt, dessen Durchmesser einige Meter betragen kann, ist bei einer besonders vorteilhaften
Ausführungsform der Erfindung die an die heißen Kühlmittelleitungen angeschlossene Notkühlleitung zur
Erhöhung der Strömungsgeschwindigkeit mit einer Düse ausgestattet, die in Richtung zum Reaktordruckbehälter
ausgerichtet ist. Die Düse kann in den Umfang der Kühlmittelleitung eingelassen sein, damit sie die im
Normalbetrieb vorliegende Kühlmittelströmung, die ihrer Austrittsrichtung entgegengesetzt verläuft, möglichst
wenig behindert.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden im folgenden anhand der Figuren Ausführungsbeispiele
beschrieben.
In F i g. 1 ist schematisch ein Kernkraftwerk mit einem Druckwasser-Leistungsreaktor von z. B.
1000 MWe mit zum Beispiel zwei Kühlmittelschleifen dargestellt Dieser mit normalem Wasser gekühlte
Kernreaktor besitzt einen Reaktordruckbehälter 1 mit einem Reaktorkern 2 in einem diesen umschließenden
Kernbehälter 2a. Vom Kernbehälter 2a gehen die sogenannten heißen Stränge 3, 3' der beiden gleichen
Kühlmittelschleifen 7, T aus, die zu Dampferzeugern 4,
4' führen. Hinter den Dampferzeugern liegen im kalten
Kühlmittelstrang 5, 5' zwei gleiche Hauptkühlmittelpumpen 6,6'. Eine der beiden Kühhnittelsdileifen ist mit
einem Druckhalter 8 verbunden. Zu jeder Kühlmittelschleife 7, T gehören noch Noteinspeiseanschlüsse 9,9*
und 10f IC am heißen bzw. kalten Strang. Alternativ
dazu können die Noteinspeiseanschlüsse der kalten Stränge 5 bzw. 5' auch bet It bzw. W zwischen den
Dampferzeugern 4 bzw. 4' und den Pumpen 6 bzw. 6' angeschlossen werden, wie gestrichelt angedeutet
In Fig.2 ist der Reaktordruckbehälter 1 mit dem
Reaktorkern 2 im Kernbehälter 2a in größerem Maßstab in einem Längsschnitt dargestellt Oberhalb
des Kerns 2, der in bekannter Weise aus eng zusammengefügten Brennelementen 2b besteht, liegt
ein weitgehend freier Raum 12. Darin sind lediglich einzelne Einoauteile 13 vorhanden, die gegenüber dem
Kernquerschnitt einen kleinen Querschnitt haben. Zu den Einbauteilen 13 zählen zum Beispiel; Steaerstabführungseinsätze
und die stützenden Längsstrukturen des oberen Kerngerüsts. Auf der darüberliegenden Deckplatte
16 sitzen Hauben 18, mit denen die Steuerstabführungseinsätze abgedeckt sind.
Wie F i g. 2 zeigt, ist an der heißen Kühlmittelleitung 3
die wesentlich dünnere Noteinspeiseleitung 9 etwa rechtwinklig angebracht Ihr Querschnitt beträgt nur
etwa ein Sechstel bis ein Dreißigstel. Die Mündungsstelle ist mit einer düsenähnlichen Abdeckung 22 so
versehen, daß bei einem Umfall, bei dem das normale Kühlmittel aus dem Druckbehälter I entwichen ist, eine
widerstandsarme Umlenkung für das Notkühlmittel erreicht wird, das durch den heißen Strang 3 mit
erhöhter Geschwindigkeit in den Druckbehälter 1 gepumpt wird.
In den F i g. 3 und 4 ist in größerem Maßstab in Längs- und Querschnitt die Mündung der Noteinspeiseleitung 9
im heißen Strang 3 des Primärkühlkreises näher dargestellt Man erkennt daß die Abdeckung 22 aus dem
kreisförmigen Querschnitt des Rohres 3 einen kleinen linsenförmigen Bereich 24 abtrennt Deshalb wird die
in Noteinspeisemenge von der Abdeckung 22 nicht nur in
Richtung der Achse des Rohres 3 umgelenkt sondern auch auf eine durch den Querschnitt 24 bestimmte
Geschwindigkeit gebracht so daß sie mit beachtlicher kinetischer Energie in den Reaktordruckbehälter 1
eintritt Andererseits sorgt die gleichmäßig gerundete Form der Abdeckung 22 für eine geringe Beeinträchtigung
der normalen, in Richtung des Pfeiles 23 verlaufende Kühlmittelströmung.
Infolge seiner hohen Geschwindigkeit schießt das Notkühlmittel als geschlossener Strahl 25 aus dem Rohr 3 in den Kernbehälter 2a hinein, ^n freien Raum 12 oberhalb des Kernes 2 trifft es auf die Einbauten 13. Es zerstäubt dort zu einem großflächigen Sprühschleier 26, der durch den schraffierten Bereich 26 in Fig.2 angedeutet ist und mindestens '/« der Kernquerschnittsfläche (anfassen sollte. Dieser Sprühschleier kondensiert den Dampf, der durch den Unfall im Inneren des Reaktordruckbehälters 1 entsteht Dadurch verringert sich der Druck, so daß mit einem gegebenem Pumpendruck eine wesentlich bessere Notkühlung erreicht wird.
Infolge seiner hohen Geschwindigkeit schießt das Notkühlmittel als geschlossener Strahl 25 aus dem Rohr 3 in den Kernbehälter 2a hinein, ^n freien Raum 12 oberhalb des Kernes 2 trifft es auf die Einbauten 13. Es zerstäubt dort zu einem großflächigen Sprühschleier 26, der durch den schraffierten Bereich 26 in Fig.2 angedeutet ist und mindestens '/« der Kernquerschnittsfläche (anfassen sollte. Dieser Sprühschleier kondensiert den Dampf, der durch den Unfall im Inneren des Reaktordruckbehälters 1 entsteht Dadurch verringert sich der Druck, so daß mit einem gegebenem Pumpendruck eine wesentlich bessere Notkühlung erreicht wird.
In Fig.5 ist eine andere Ausführungsform der Erfindung dargestellt Hier sind zur Einspeisung des
Notkühlmittels besondere Rohrstutzen 30 in die Wand des Reaktordruckbehälters 1 eingeschweißt die mit
einer Düsenöffnung 14 dafür sorgen, daß das bei der Notkühlung eingespeiste Wasser an den Einbauten 13
im freien Raum 12 über dem Reaktorkern 2 versprüht wird, damit sich wiederum ein großflächiger Spriihschleier
26 zur Kondensation von Dampf ausbildet. Zusätzlich können Prallbleche 31 den Strahl gegebenenfalls
mit einer winkligen Schneide auch nach oben versprühen.
kann gegebenenfalls zusammen mit weiteren, etwa durch die kalte Kühlmittelleitung 5 eingespeisten
Notkühlmittel von unten her den Reaktordruckbehälter 1 auffüllen, so daß nach dem Druckabbau oder
gleichzeitig damit entsprechend auch eine direkte Kühlung des Reaktorkerns 2 eintritt. Das Verhältnis von
versprühtem zu sonstigem Notkühlmittel, das mindestens 1 zu 3 betragen sollte, kann auch in Abhängigkeit
vom Dampfdruck im Reaktordruckbehälter 1 variiert w^rd«. n.
Claims (9)
1. Verfahren zur Notkühlung eines flüssigkeitsgekühlten
Kernreaktors, insbesondere eines Druckwasserreaktors, mit einem Reaktordruckbeiiälter,
der einen Reaktorkern einschließt und über eine oder mehrere »heiße« und »kalte« Kühlmittelleitungen
mit einem oder mehreren Wärmeverbrauchern verbunden ist, wobei eine Notkühlung für den Fall
eines Bruches der Kühlmittelleitungen durch Einspeisen
von Notkühlmittel in den Reaktordruckbehälter oberhalb des Reaktorkerns vorgesehen ist, wo
das Notkühlmittel oberhalb des Reaktorkerns Dampf kondensiert, dadurch gekennzeichnet,
daß das Notkühlmittel als kompakter, freier Strahl (25) in den Raum (12) oberhalb des
Rekatorkerns (2) eingeleitet und dort zu einem großflächigen Sprühschleier (26) zerstäubt wird!.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß der Sprühschleier (26) mindestens '/«
der gesasjien Einspeisemenge des Notkühlmittels
umfaßt unsf daß der Rest des Notkühlmittels von
unten an den Reaktorkern (2) geführt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet,
daß der Rest des Notkühlmittels durch die kalten Kühlmittelleitungen (5) zugeführt wird.
4. Verfahren nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß das den Sprühschleier (26)
bildende Notkühlmittel durch die heißen Kühlmittelleitungen (3) in den Reaktordruckbehälter (1)
eingeleitet wird.
5. Verfahret nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch
gekennzeichnet daß das den Sprühschleier (26) bildende Notkühlmittel durch gesonderte Anschlußstutzen
(30,15) des Reaktordruckbehälters (1) in den Raum (12) oberhalb des Reaktorkerns eingeleitet
wird.
6. Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor zur Anwendung des Verfahrens nach Anspruch 5, dadurch
gekennzeichnet, daß die Anschlußstutzen (15) im Deckel (32) des Reaktordruckbehälters (1) sitzen.
7. Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor zur Anwendung des Verfahrens nach einem der Ansprüche 1
bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß zur Zerstäubung des Strahls (25) im Reaktordruckbehälter (1)
Prallbleche (31) oberhalb des Reaktorkerns (2) angebracht sind.
8. Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor zur Anwendung des Verfahrens nach Anspruch 4, dadurch
gekennzeichnet, daß die an die heißen Kühlmittelleitungen (3) angeschlossene Notkühlleitung (9) zur
Erhöhung der Strömungsgeschwindigkeit mit einer Düse (22) ausgestattet ist, die in Richtung zum
Reaktordruckbehälter (1) ausgerichtet ist
9. Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Düse (22)
in den Umfang der Kühlmittelleitungen (9) eingelassen ist
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BR2407/74A BR7402407D0 (pt) | 1973-03-30 | 1974-03-27 | Aperfeicoamentos em reator nuclear regrigerado a liquido |
BE142497A BE812891A (fr) | 1973-03-30 | 1974-03-27 | Dispositif de refroidissement d'urgence pour un reacteur nucleaire refroidi par liquide |
SE7404191A SE404640B (sv) | 1973-03-30 | 1974-03-28 | Vetskekyld kernreaktor, i synnerhet tryckvattenreaktor, med en inmatning av nodkylmedel |
US05/455,913 US4032396A (en) | 1973-03-30 | 1974-03-28 | Pressurized-water reactor emergency core cooling system |
CA196,356A CA1026876A (en) | 1973-03-30 | 1974-03-29 | Pressurized-water reactor emergency core cooling system |
JP49035480A JPS50111498A (de) | 1973-03-30 | 1974-03-29 | |
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GB1414774A GB1426140A (en) | 1973-03-30 | 1974-03-29 | Liquid-cooled nuclear reactor installation |
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DE2316007B2 true DE2316007B2 (de) | 1979-09-13 |
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SE (1) | SE404640B (de) |
ZA (1) | ZA741778B (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0275873A1 (de) * | 1987-01-12 | 1988-07-27 | General Electric Company | Kühlwasserrohr (Loca-Notfall) |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1472252A (en) * | 1973-04-25 | 1977-05-04 | Nuclear Power Co Ltd | Protective arrangements for cooling systems |
SE411972B (sv) * | 1973-11-20 | 1980-02-11 | Kraftwerk Union Ag | Anordning for nodkylning av tryckvattenreaktorer |
SE384593B (sv) * | 1974-08-29 | 1976-05-10 | Asea Atom Ab | Kokvattenreaktor |
JPS5552399Y2 (de) * | 1976-04-05 | 1980-12-05 | ||
JPS5769293A (en) * | 1980-10-17 | 1982-04-27 | Hitachi Ltd | Degasing system and method of nuclear reactor |
DE4344004A1 (de) * | 1993-12-23 | 1995-06-29 | Siemens Ag | Containment-Sprühsystem, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
CN109346196B (zh) * | 2018-11-13 | 2022-04-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统 |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3379613A (en) * | 1964-12-15 | 1968-04-23 | Hitachi Ltd | Post-incident device for nuclear reactors |
JPS437273Y1 (de) * | 1965-12-03 | 1968-04-01 | ||
US3528884A (en) * | 1967-09-28 | 1970-09-15 | Westinghouse Electric Corp | Safety cooling system for a nuclear reactor |
US3816245A (en) * | 1972-06-27 | 1974-06-11 | Combustion Eng | Emergency core coolant system utilizing an inactive plenum |
-
1973
- 1973-03-30 DE DE2316007A patent/DE2316007C3/de not_active Expired
-
1974
- 1974-02-26 NL NL7402590A patent/NL7402590A/xx unknown
- 1974-03-04 FR FR7407296A patent/FR2223791B1/fr not_active Expired
- 1974-03-19 ZA ZA00741778A patent/ZA741778B/xx unknown
- 1974-03-25 CH CH409374A patent/CH564247A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1974-03-26 IT IT49641/74A patent/IT1003882B/it active
- 1974-03-27 BE BE142497A patent/BE812891A/xx unknown
- 1974-03-27 BR BR2407/74A patent/BR7402407D0/pt unknown
- 1974-03-28 US US05/455,913 patent/US4032396A/en not_active Expired - Lifetime
- 1974-03-28 SE SE7404191A patent/SE404640B/xx unknown
- 1974-03-29 ES ES424781A patent/ES424781A1/es not_active Expired
- 1974-03-29 CA CA196,356A patent/CA1026876A/en not_active Expired
- 1974-03-29 JP JP49035480A patent/JPS50111498A/ja active Pending
- 1974-03-29 GB GB1414774A patent/GB1426140A/en not_active Expired
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0275873A1 (de) * | 1987-01-12 | 1988-07-27 | General Electric Company | Kühlwasserrohr (Loca-Notfall) |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CA1026876A (en) | 1978-02-21 |
IT1003882B (it) | 1976-06-10 |
BE812891A (fr) | 1974-07-15 |
BR7402407D0 (pt) | 1974-12-03 |
JPS50111498A (de) | 1975-09-02 |
CH564247A5 (de) | 1975-07-15 |
SE404640B (sv) | 1978-10-16 |
NL7402590A (de) | 1974-10-02 |
ZA741778B (en) | 1975-03-26 |
DE2316007C3 (de) | 1980-07-10 |
DE2316007A1 (de) | 1974-10-10 |
FR2223791A1 (de) | 1974-10-25 |
FR2223791B1 (de) | 1978-12-01 |
AU6703174A (en) | 1975-09-25 |
US4032396A (en) | 1977-06-28 |
ES424781A1 (es) | 1977-08-01 |
GB1426140A (en) | 1976-02-25 |
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---|---|---|
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BF | Willingness to grant licences | ||
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