DE2326152A1 - Verfahren zur steuerung des borgehalts im kuehlmittel einer kernreaktoranlage, und anlage zur durchfuehrung des verfahrens - Google Patents

Verfahren zur steuerung des borgehalts im kuehlmittel einer kernreaktoranlage, und anlage zur durchfuehrung des verfahrens

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DE2326152A1
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reactor
water tank
boron
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boric acid
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DE2326152A
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Amaddio Eugene Raymond D
David Boyce Grogan
@@ Miller David Archer
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Combustion Engineering Inc
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Combustion Engineering Inc
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/22Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of a fluid or fluent neutron-absorbing material, e.g. by adding neutron-absorbing material to the coolant
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

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PATE NTANWÄLTE TELEFON (Ο211) 67 38 4«
46/101
Beschreibung
zum Patentgesuch
der Firma Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. o6o95/USA
betreffend:
"Verfahren zur Steuerung des Borgehalts im Kühlmittel einer Kernreaktoranlage, und Anlage zur Durchführung des Verfahrens"
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Steuerung der
Konzentration von Bor in der Primärkühlmittelschleife eines
Druckwasserkernreaktors. Die Erfindung betrifft ferner Verbesserungen an einer Anlage zur Durchführung des Verfahrens.
Eine übliche Anordnung für die Steuerung der Reaktivität eines Druckwasserkernreaktors umfaßt die Verwendung einer Kombination von Feststoffabsorbern und einer chemischen Feinsteuerung. Ein typisches Mittel für die Erreichung der chemischen Feinsteuerung besteht darin, Borsäure in dem umlaufenden Kühlwasser zu lösen. Während der Betriebsdauer eines Reaktors mit einem solchen System können Änderungen der Reaktivität infolge Abbrand und Reaktorgiftaufbau kompensiert werden durch entsprechende Einstellung der Konzentration der Borsäure im Reaktorkühlmittel.
Anlagen für die Steuerung dieser Konzentration sind bekannt und werden bei existierenden Reaktoranlagen verwendet.
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Üblicherweise wird dabei ein Teilstrom des Reaktorkühlmittels aus dem chemischen und Volumensteuersystem abgezweigt, die gelösten Gase werden aus dem Kühlmittel entfernt und das Kühlmittel, das radioaktiv sein kann, wird dann in einem von mehreren großen Speichertanks gelagert, die sich innerhalb der Nebengebäude der Reaktoranlage befinden. Wenn ein genügend großes Kühlmittelvolumen in irgendeinem der Tanks sich angesammelt hat, um einen Borsäurekonzentrator betreiben zu können, würde das Kühlmittel aus diesem Tank dann dem Konzentrator über Filter und Ionenaustauscher zugeführt. Im Konzentrator wird die Flüssigkeit in ein Destillat und ein Konzentrat aufgespalten. Um einen hinreichenden Gehalt an Borsäure verfügbar zu halten für alle denkbaren Betriebsbedingungen, während gleichzeitig das Volumen der gespeicherten Flüssigkeit auf einem vertretbaren Wert gehalten werden soll, wird dieses Konzentrat typischerweise mit einem Gehalt an Bor von 11000 bis 22000 ppm gespeichert. Dieses Konzentrat wurde in Borsäureaufbereitungstanks gespeichert, die innerhalb der Nebengebäude angeordnet wurden. Um zu verhindern, daß Borsäure aus der Konzentratlösung ausfällt, wurden die Tanks und die zugeordneten Rohrleitungen etc. mit teuren und häufige Störungen verursachenden Heiznachlaufsystemen versehen, sowie mit thermischen Rückschlagventilen und Rohrleitungsisolationen.
Wegen der hohen Borsäurekonzentration in dem Konzentrat, das vom Borsäurekonzentrator solcher Anlagen kommt, könnte das im Konzentrator erzeugte Destillat zumindest potentiell einen unerwünschten Anteil an Borsäure und radioaktiven übertragenen Stoffen enthalten, und ein Ionenaustauscher wird verwendet, um das Destillat zu reinigen. Das Destillat wurde in speziellen Tanks gesteuert, die typischerweise als Borsäure kondensattanks bezeichnet werden, und Innerhalb der Nebenge-
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bäude unterzubringen waren. Das Kühlmittel, welches in diesen Tanks gespeichert wurde, würde dann hinsichtlich Radioaktivität überprüft, bevor es (erstens) einem Reaktoraufbereitungswassertank für Speicherung und Wiederverwendung zugeführt würde,(zweitens)für weitere Reinigung zurückgeführt würde, oder (drittens) aus der Anlage in die Umgebung abgelassen würde.
Die Steuerung der Borsäurekonzentration im Reaktorkühlmittel wurde erreicht durch anteilmäßige Wiedereinführung über das chemische und Volumensteuersystem der konzentrierten Borsäurelösung und des Aufbereitungswassers von den Borsäureaufbereitungstanks bzw. den Reaktoraufbereitungswassertanks .
Eine typische Anlage unter Verwendung eines solchen Systems enthält beispielsweise innerhalb der Wandungen der Nebengebäude zwei Borsäureaufbereitungstanks, zwei Borsäure-kondensattanks, vier Speichertanks und für jeden von diesen die zugeordneten Pumpen und anderen Rohrleitungen. Außerdem wurde, wie oben erwähnt, immer dann, wenn es sich um hochkonzentrierte Borsäurelösung handelte, Vorsorge getroffen, um eine Speicherung und Verarbeitung bei erhöhter Temperatur zu ermöglichen.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, ein Verfahren zur Steuerung des Borgehalts in dem Bor, gelöste Gase, Spalt- und Korrosionsprodukte enthaltenen Kühlmittel einer Kernreaktoranlage, die eine Reaktorkühlmittelschleife, einen 4000 .. 4400 ppm Borsäure enthaltenden Nachladewassertank, einen Reaktoraufbereitungswassertank und einen Speichertank umfaßt, zu schaffen, bei dem infolge Verwendung einer niedrigen Konzentration der gespeicherten Borsäure die Notwendigkeit, die Borsäure bei erhöhter Temperatur zu halten,
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eliminiert wird, während gleichzeitig viele der sonst nur einem einzigen Verwendungszweck dienenden Komponenten in konventionellen Systemen eliminiert werden durch Integration der Borsäure und Aufbereitungswassersysteme mit bereits existierenden Komponenten der Reaktoranlage.
Diese Aufgabe wird gelöst durch die Schritte:
a) Entnahme eines Kühlmittelteilstroms aus der Reaktorkühlmittelschleife ,
b) Entfernen der Spalt- und Korrosionsprodukte aus dem Teilstrom,
c) Entfernen der gelösten Gase aus dem Teilstrom,
d) Sammeln des Teilstroms im Speichertank,
e) Separieren des Teilstroms in ein Konzentrat mit 4OOO .. 4400 ppm Bor und ein mindestens nahezu borfreies Destillat,
f) Überführen des Konzentrats in den Nachladewassertank,
g) überführen des Destillats in den Aufbereitungswassertank, und
h) Einführen wählbarer Anteile vom Inhalt des Nachladewassertanks und Aufbereitungswassertanks in die Kühlmittelschleife unter Erhöhung, Absenkung oder Konstanthaltung der Borkonzentration des Reaktorkühlmittels.
Man erkennt, daß die üblicherweise verwendeten Borsäureaufbereitungstanks auf diese Weise eliminiert werden infolge der Speicherung der Borsäure mit herabgesetzter Konzentration in dem bereits vorhandenen Nachladewassertank, der sich im Freien befindet. Die gegenwärtig verwen-g dete Vielzahl kleinerer Speichertanks innerhalb der Nebengebäude wird ersetzt durch einen einzigen großen, im Freien befindlichen Tank, dem eine Ionenaustauscher- und Gasabscheideanordnung vorgeschaltet sind.
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Im Ergebnis kann eine Borsäurekonzentration verwendet werden, die so niedrig ist, daß das Ausfällen kein Problem mehr ist, womit die Notwendigkeit eliminiert wird, Hochtemperatur-Handhabungs- und Speicheranordnungen für die Borsäure vorzusehen. Darüber hinaus erhält man als Ergebnis der. Kombination der Funktionen einzelner Anlagekomponenten eine Herabsetzung der Installationskosten und eine Verminderung des erforderlichen Gebäuderaumes auf ein Minimum, ohne daß die Betriebsflexibilität verringert wird.
Nachstellend wird eine Kernreaktoranlage näher erläutert, die in der beigefügten Zeichnung schematisch dargestellt ist, und in der der Gegenstand der Erfindung angewandt wird.
Die Zeichnung stellt schematisch ein Borsäure- und Wasseraufbereitungssystem dar für einen leicht druckwassergekühlten Kernreaktor. Das System zeigt in Zusammenwirkung die chemischen und Volumensteuersysteme des Reaktors, und deshalb soll nachstehend zunächst die grundsätzliche Funktionsweise dieses Systems erläutert werden.
Das dargestellte chemische und VolumenSteuersystem ist von konventionellem Aufbau und wird dafür benutzt, drei primäre Funktionen zu erfüllen: (erstens) Aufrechterhaltung des Reaktorkühlmittelaktivitätspegels innerhalb vorgegebener Grenzenwerte durch Abführen von Korrosions- und Spaltprodukten, (zweitens) Steuerung des Reaktorkühlmittelinhalts durch Kompensation bezüglich Kühlmittelkontraktion oder -expansion, die herrührt von Änderungen in der Anlagenleistung oder der Reaktorkühlmxtteltemperatur, und (drittens) Steuerung der Kühlmittelchemie durch Injektion von Chemikalien, wie pH-Wert-SteuermitteIn. Diese Funktionen werden dadurch erfüllt, daß man einen aus der Primärkühlmittelschleife
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abgezweigten Teilstrom durch das System strömen läßt, und dann das so behandelte Kühlmittel wieder in die Schleife einspeist.
Gemäß der Zeichnung wird ein Teil des Kühlwassers aus der Reaktorkühlmittelschleife stromaufwärts der Reaktorhkühlmittelumwälzpumpe 10 entnommen. Dieses entnommene Kühlmittel wird in dem Regenerativwärmetauscher 12 abgekühlt, und im Druck heruntergedrosselt durch ein Drosselventil 14. Die Temperatur des Kühlmittels wird dann weiter abgesenkt in dem Abkühlwärmetauscher 16, und zwar auf einen so niedrigen Pegel, daß die Ionenaustauscherharze nicht geschädigt werden können. Der Druck in dem B System zwischen dem Drosselventil 14 und dem Abkühlwärmetauscher 16 wird gesteuert durch ein Rückdrucksteuerventil 18, das dazu dient, Entspannungsdampfbildung zu verhindern. Das so abgekühlte Kühlmittel wird dann bei 2O gefiltert, um Fremdpartikel zu entfernen, und wird gereinigt in den Ionenaustauschereinheit 22. Dieser Ionenaustausch erfolgt mit borgesättigten Mischbettharzen zum Entfernen von Korrosions- und Spaltprodukten, ohne daß etwas von der chemischen Boranreicherung des Kühlmittels entfernt wird. Das strömende Kühlmittel wird dann bei 24 über Siebe geführt, um Fremdpartikel oder Harzreste zu entfernen, welche durch den Ionenaustauscher 22 etwa eingeführt worden sein könnten. Als nächstes wird das Kühlmittel in den Volumensteuertank 26 eingesprüht, wo gasförmige Spaltprodukte freigesetzt werden, und Wasserstoffgas vom Kühlmittel absorbiert wird. Das Kühlmittel aus dem Volumensteuertank 26 kann behandelt werden durch Zusatz von chemischen Additiven, bevor es über die Ladepumpe 28 und über den Regenerativwärmetauscher 12 wieder in die Reaktorkühlmittelschleife eingespeist wird.
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Die erfindungsgemäße Ausbildung der Anlage bezieht sich auf die Teile hinter dem Dreiwegeventil 30, wo ein Anteil des Kühlmittels aus der Reaktorkühlmittelschleife aus dem Durchlauf durch den VolumenSteuertank 26 abgezweigt wird, und dem Vorhalt-Ionenaustauscher 32 zugeführt wird. Dieser Ionenaustauscher enthält Mischbettionenaustauscherharze und bewirkt eine weitere Entfernung von Spaltprodukten aus dem Kühlmittel. Weitere kleinere Quellen flüssigen Kühlmittels, wie vom Reaktorlecktank, der Leckflüssigkeit enthält, Drainage- und Entlastungsflüssigkeit aus Ventilen und Anlageteilen innerhalb des Reaktorcontainments, und den Anlagedrainagetank, welcher Flüssigkeit von anderen Einrichtungen enthält, wie Pumpen-Leckflüssigkeit und Ionenaustauscherdrainageflüssigkeit, liefern zusätzliche Zuflüsse zu dem Vorhalt-Ionenaustauscher 32.
Das aus dem Ionenaustauscher 32 austretende Kühlmittel, das jetzt einen sehr niedrigen Aktivitätspegel aufweist, wird dann über eine Siebanlage 34 geführt, um alle Harzteilchen zu entfernen, die sich aus den Ionenaustauscherhalteelementen gelöst haben könnten. Von der Siebanlage 34 gelangt das Kühlmittel durch den Gasabscheider 36, wo außer Lösung befindlicher Wasserstoff und Spaltgase entfernt werden. Bis zu diesem Punkt sind alle Einrichtungen, die beschrieben wurden, innerhalb des Reaktorcontainments 40 oder innerhalb der Betriebsgebäude 43 angeordnet. Der Radioaktivitätspegal des Kühlmittels aus dem Gasabscheider 36 ist jedoch bei einem so unbedeutend niedrigen Wert angelangt, daß das Kühlmittel mittels einer Pumpe 38 einem großen', im Freien angeordneten Speichertank 42 zugeführt werden kann.
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Das in dem Speichertank 42 angesammelte Kühlmittel wird mittels einer Pumpe 44 einem Borsäurekonzentrator 46 zugeführt, in dem das Kühlmittel in ein Destillat und ein Konzentrat getrennt wird. Das Konzentrat aus dem Konzentrator 46 enthält Bor mit einer Konzentration von etwa 4000 .. 4400 ppm, und wird direkt in den Nachladewassertank 48 geführt, der sich im Freien befindet, um dort gespeichert zu werden. Der Konzentrationsbereich von 4000 .. 4400 ppm ist gewählt worden, um sicherzustellen, daß ein Ausfällen von Borsäure selbst dann nicht eintreten kann, wenn der Inhalt des Nachladewassertanks bis auf 0 C abkühlen sollte. Der Nachladewassertank wird normalerweise verwendet, um Borsäurelösung zu speichern für deren Verwendung im Notfall und bei Nachladearbeitsgängen; Gemäß der vorliegenden Erfindung wird er außerdem verwendet, um die Borsäureaufbereitungstanks zu ersetzen, die üblicherweise zur Speicherung des Konzentrats angewandt werden. Wegen des großen Volumens des Nachladewassertanks kann die Borsäurelösung mit der oben angegebenen Konzentration gespeichert werden, wobei immer noch sichergestellt wird, daß eine hinreichende Quantität an Borsäure für alle denkbaren Reaktorbetriebsbedingungen verfügbar bleibt.
Das Destillat, das im wesentlichen borfreies Wasser enthält, gelangt vom Konzentrator 46 durch einen Destillat-Ionenaustauscher 50 und eine Siebanlage 52, die alle etwa noch verbliebenen Spuren von Spaltprodukten entfernt, direkt in einen Reaktoraufbereitungswassertank 54, der im Freien angelegt ist. Da die Konzentration im Konzentrator 46 ziemlich niedrig ist, erscheint sehr wenig Radioaktivität und Borsäureverschmutzung in dem Destillat, und dieses kann deshalb direkt in den Aufbereitungswassertank 54 ohne vorherige Speicherung verbracht werden, beispielsweise in Borsäurekondensattanks, wie dies in den konventionellen Anlagen bisher üblich war. Da das meiste von dem in dem Reaktoraufbereitungswassertank gespeicherte Kondensat wieder in dentReaktor-
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kühlsystem verwendet werden wird, kann der Pegel des Wassers in dem Tank unter bestimmten Bedingungen,- beispielsweise dann, wenn der Borkonzentrationspegel im Reaktor angehoben wird, größer als erwünscht werden. Unter diesen Bedingungen kann eine bestimmte Quanität dieses Wassers nach Oberprüfung der Radioaktivität in einen Umwälzwasserauslaß abgegeben werden. Unter allen Bedingungen arbeitet das System mit einer geschlossenen Schleife, ohne Abwasser oder Abfall.
Während des Reaktorbetriebes wird die Konzentration der Borsäure im Reaktorkühlmittel gesteuert durch die Aufbereitüngssteuerung 66. Diese Steuerung 66 arbeitet in konventioneller Weise im Ansprechen auf automatische oder von einer Bedienungsperson gegebene Eingangsdaten, und ändert die Quantität und den Anteil der Borsäurelösung und/oder des Aufbereitungswassers, das in die Reaktorkühlmittelschleife aus dem Nachladewassertank 48 bzw. dem Aufbereitungswassertank 54 eingeführt wird. Das erforderliche aufbereitete Kühlmittel wird in die Reaktorkühlmittelschleife über den Volumensteuertank 26, die Ladepumpe 28 und den Regenerativwärmetauscher 12 eingeführt.
Ein Aufberextungssteuerbypass ist vorgesehen von dem Nachladewassertank 48 direkt in Verbindung mit der Ladepumpe 28 über ein Ventil 60. Im Notfall veranlaßt die Betätigung des Ventils 60, daß die Ladepumpe 28 direkt aus dem Nachladewassertank 48 ansaugt, und die 4000 .. 4400 ppm Borsäurelösung direkt in das Reaktorkühlmittelsystem injiziert.
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Wegen seiner Notfallfunktion ist es erforderlich, den Pegel der Borsäure in dem Nachladewassertank 48 an einem vorgegebenen Minimumpegel zu halten. Dieser Pegel wird aufrechterhalten durch Nachfüllen mit Borsäurelösung in 4000 .. 4400 ppm Konzentration, die zubereitet wird in dem Borsäureansäuerungstank 62. Bor wird dem Ansäuerungstank 62 von einer äußeren Quelle aus zugeführt und Lösungswasser wird dem Aufbereitungswassertank 54 etwa bei 64 entnommen.
(Patentansprüche}
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Claims (5)

  1. Patentansprüche
    Verfahren zur Steuerung des Borgehalts in dem Bor, gelöste Gase, Spalt- und Korrosionsprodukte enthaltenen Kühlmittel einer Kernreaktoranlage, die eine Reaktorkühlmittelschleife, einen 4000 .. 4400 ppm Borsäure enthaltenden Nachladewassertank, einen Reaktoraufbereitungswassertank und einen Speichertanlc umfaßt, gekennzeichnet durch die Schritte:
    a) Entnahme eines Kühlmittelteilstroms aus der Reaktorkühlmittelschleife,
    b) Entfernen der Spalt- und Korrosionsprodukte aus dem Teilstrom,
    c) Entfernen der gelösten Gase aus dem Teilstrom,
    d) Sammeln des Teilstroms im Speichertank,
    e) Separieren des Teilstroms in ein Konzentrat mit 4000 .. 44OO ppm Bor und ein mindestens nahezu borfreies Destillat,
    f) überführen des Konzentrats in den Nachladewassertank,
    g) überführen des Destillats in den Aufbereitungswassertank, und
    h) Einführen wählbai«r Anteile vom Inhalt des Nachladewassertanks β und Aufbereitungswassertanks in die Kühlmittelschleife unter Erhöhung, Absenkung oder Konstanthaltung der Borkonzentration des Reaktorkühlmittels.
  2. 2) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das EntferiJyitn der Spalt*- und Korrosionsprodukte die Kontaktierung dies Teilstroms mit einem Ionenaustauschermedium umfaßt.
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  3. 3) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Destillat vor der Überführung in den Aufbereitungswassertank mit einem Ionenaustauschermedium kontaktiert wird.
  4. 4) Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß aus dem Reaktoraufbereitungswassertank überschüssiges Reaktorkühlmittel abgelassen wird.
  5. 5) Anlage zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1 mit einem Reaktor-Containment, das die Reaktorkühlmittelschleife enthält, und mit Nebengebäuden, welche Vorrichtungen zur Steuerung der Borkonzentration im Reaktorkühlmittel enthalten, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen für die Schritte b), c), e) und h) in den Nebengebäuden (43) untergebracht sind und der Speichertank (42), der Aufbereitungswassertank (54) und der Nachladewassertank (48) sich im Freien befinden.
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DE2326152A 1972-07-12 1973-05-23 Verfahren zur steuerung des borgehalts im kuehlmittel einer kernreaktoranlage, und anlage zur durchfuehrung des verfahrens Pending DE2326152A1 (de)

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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2642559A1 (fr) * 1989-02-01 1990-08-03 Commissariat Energie Atomique Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
EP0911835A1 (de) * 1997-10-24 1999-04-28 EnBW Kraftwerke AG Verfahren und Vorrichtung zum Abtrennen von 7Li aus dem Primärkühlkreis eines Kernkraftwerks
EP0911834A2 (de) * 1997-10-24 1999-04-28 EnBW Kraftwerke AG Verfahren und Vorrichtung zum Abtrennen von Lithium-7 oder Bor aus dem Primärkühlkreis eines Kernkraftwerks

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2642559A1 (fr) * 1989-02-01 1990-08-03 Commissariat Energie Atomique Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
WO1990009025A1 (fr) * 1989-02-01 1990-08-09 Commissariat A L'energie Atomique Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
EP0911835A1 (de) * 1997-10-24 1999-04-28 EnBW Kraftwerke AG Verfahren und Vorrichtung zum Abtrennen von 7Li aus dem Primärkühlkreis eines Kernkraftwerks
EP0911834A2 (de) * 1997-10-24 1999-04-28 EnBW Kraftwerke AG Verfahren und Vorrichtung zum Abtrennen von Lithium-7 oder Bor aus dem Primärkühlkreis eines Kernkraftwerks
EP0911834A3 (de) * 1997-10-24 2000-12-13 EnBW Kraftwerke AG Verfahren und Vorrichtung zum Abtrennen von Lithium-7 oder Bor aus dem Primärkühlkreis eines Kernkraftwerks
EP1677315A1 (de) * 1997-10-24 2006-07-05 EnBW Kraftwerke AG Verfahren und Vorrichtung zum Abtrennen von Bor aus dem Primärkühlkreis eines Kernkraftwerks

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