DE2346483A1 - Kernreaktoranlage - Google Patents
KernreaktoranlageInfo
- Publication number
- DE2346483A1 DE2346483A1 DE19732346483 DE2346483A DE2346483A1 DE 2346483 A1 DE2346483 A1 DE 2346483A1 DE 19732346483 DE19732346483 DE 19732346483 DE 2346483 A DE2346483 A DE 2346483A DE 2346483 A1 DE2346483 A1 DE 2346483A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- pump
- nuclear reactor
- plant according
- safety
- reactor plant
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/04—Pumping arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- 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
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
-
- 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
-
- 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)
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
Description
KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT Erlangen, den
Werner-von-Siemens-Str.
VPA 73/9454 Sm/Hgr
Kernreaktoranlage
Die Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage mit einer oicherheitshülle für einen Kernreaktor, insbesondere einen
Druckwasserreaktor, mit einem Kühlkreis, einem Sumpf und einer diesem zugeordneten Pumpe mit einem Antriebsmotor, die
im Inneren der Sicherheitshülle angeordnet ist und sich dort ansammelndes Kühlmittel in den Kühlkreis des Reaktors zurückfördert.
Die Sicherheitshülle hat die Aufgabe, das Freisetzen von Radioaktivität zu verhindern. Sie umschließt deshalb alle
Radioaktivität führenden Komponenten der Kernreaktoranlage und ist, so weit überhaupt, nur über Schleusen begehbar. Bei
einer Störung wird die Sicherheitshülle jedenfalls unzugänglich verschlossen.
Die dem Sumpf zugeordnete Pumpe ermöglicht eine Notkühlung, weil bei einem Leck des Kernreaktors, bei dem Kühlmittel ausströmt
und sich im Sumpf sammelt, das Kühlmittel aus dem Sumpf in den Reaktor zurückgefördert wird. Die Wirkung der Pumpe
muß deshalb unter allen Umständen sichergestellt sein. Die Pumpe muß also auch dann arbeiten, wenn im Reaktorgebäude
ein erhöhter Druck und hohe Temperaturen, vorliegen. Dies erfordert
natürlich einen hohen Aufwand, zumal das Kühlmittel im Sumpf sieden kann.
Wenn man die Pumpe mit dem Motor in der Sicherheitshülle
509813/0160 ~ 2 "
- 2 - VPA 73/9454
unterbringt, also in einer möglicherweise aggressiven Atmosphäre, müssen Motor und Pumpe besonders geschützt werden.
Zugleich sind sie für Wartungen nur schlecht zugänglich. Ordnet man andererseits die Pumpe außerhalb der Sicherheitshülle
an, so ist zwar jederzeit eine Wartung von Pumpe und Motor möglich. Hiermit ist aber zugleich die Tatsache verbunden,
daß Leitungen, die die Pumpe mit dem Sumpf und dem Kühlkreis des Kernreaktors verbinden, aus der Sicherheitshülle herausgeführt
werden müssen. Bricht eine solche Leitung, so ist das mit der Einschließung des Kernreaktors bezweckte Auffangen
von radioaktiven Medien nicht mehr ohne weiteres gewährleistet.
Die Erfindung schlägt als neue Lösung für den genannten Problemkreis
vor, daß der Antriebsmotor außerhalb der Sicherheitshülle angeordnet und über eine durch die Wand der Sicherheit
shülle führende Kupplung mit der Pumpe verbunden ist. Hierbei können Rohrleitungen außerhalb der Sicherheitshülle
entfallen, und dennoch ist der für das Arbeiten der Pumpe wesentliche Motor geschützt und ständig zugänglich. Außerdem
bietet die Anordnung der Pumpe in der Wand weitere vorteilhafte Möglichkeiten, wie später noch näher erläutert wird. Die
durch die Wand führende Kupplung, mit der jede geeignete kraftschlüssige Verbindung zwischen Pumpe und Motor gemeint
ist, kann mit bewährten Maschinenelementen zuverlässig ausgeführt werden. Der dafür erforderliche Aufwand wird durch die
billigere Ausführung des Motors wettgemacht.
Die gasdichte Sicherheitshülle, deren Wand die Pumpe zugeordnet ist, kann in verschiedener Weise ausgebildet sein. Häufig,
verwendet man eine Stahlkugel. Es kann sich aber auch um ein Betongebäude gegebenenfalls mit einer metallischen Dichthaut
handeln. In allen Fällen ist es empfehlenswert, wenn die Sicherheitshülle im Bereich der Pumpe als gasdichte Metallwand
ausgeführt ist. In dieser läßt sich nämlich die Pumpe besonders
509813/0160 " 3"
- 3 - VPA 73/9454
günstig anordnen. Dort kann das Pumpengehäuse bei Bedarf
angeschweißt werden. Außerdem sind dort auch Dichtungen mit Cchweiß- oder Schraubverbindungen leichter zu befestigen als
bei V.'änden aus einem anderen Material.
Die Sicherheitshülle kann aber auch mit einer die Pumpe umschliei3enden
Ausbuchtung versehen werden. In diesem Fall kann die Ausbuchtung, die gegebenenfalls unmittelbar als Gehäuse
der Pumpe zu nutzen ist, unabhängig von der Sicherheitshülle, fertiggestellt und montiert werden. Wird die Ausbuchtung
an der regulären Wand der Sicherheitshülle zum Beispiel mit einer Flanschverbindung befestigt, so kann man sogar daran
denken, die Sumpfpumpe mit der Ausbuchtung für Reparatur- und vvartungszwecke auswechselbar auszubilden.
Eine weitere Möglichkeit besteht darin, daß die Pumpe in eine
Betonwand eingelassen ist. Die Betonwand muß dabei nicht die gasdichte Sicherheitshülle selbst sein. Es kann sich auch
um die Auskleidung von einer Stahlhülle oder dergleichen handeln. Die Auskleidung schützt dann die Sumpfpumpe gegen
mechanische Belastungen. Dies ist deshalb so wichtig, weil das Arbeiten der Pumpe praktisch immer eine Störung voraussetzt,
bei der Bruchstücke umhergeschleudert werden können. Gegen solche Bruchstücke ist die Pumpe in der Ausnehmung
weitgehend geschützt. Zusätzlich kann die Ausnehmung mit einem Abdeckkörper versehen werden, dessen Querschnittsfläche größer
als der Ansaugstutzen der Pumpe ist. Dieser Abdeckkörper verhindert, daß Bruchstücke oder auch Kühlmittelstrahlen zu
Schäden führen, weil eine unmittelbare Beaufschlagung der Pumpe ausgeschlossen ist. Weiterhin kann die Druckleitung der
Pumpe innerhalb der Betonwand verlaufen. Auf diese Weise ist auch die für das Arbeiten der Pumpe wichtige Druckleitung
von vornherein mechanisch geschützt untergebracht.
Die Pumpe selbst ist vorteilhaft eine Kreiselpumpe mit. einer
Nenndrehzahl von 1000 U/min, oder weniger, weil solche Pumpen
5 0 9 8 1 3 / 0 1 6 0 - 4 -
- 4 - VPA 73/9454
relativ einfach aufgebaut und auch für die Förderung heißer, unter Umständen auch siedender Flüssigkeiten geeignet sind.
Während der Einbau der Pumpe von der Innenseite der Sicherheitshülle aus erfolgt, sollten Lager und Dichtung von außerhalb
der Sicherheitshülle aus montierbar sein, denn die Abdichtung der Pumpe im Bereich der Sicherheitshülle muß bei
Stillstand und beim Betrieb der Pumpe zuverlässig arbeiten. Zu diesem Zweck kann man zum Beispiel eine Wellendichtung
mit Gleitringen mit Sperrwasserversorgung einsetzen, um das Austreten von Aktivität zu unterbinden. Solche Dichtungen
haben sich zum Beispiel bei Hauptkühlmittelpumpen bewährt.
Ferner kann die Pumpe eine im Stillstand verschiebbare Welle aufweisen, wobei der einen Endstellung eine zusätzliche
Axialdichtung zugeordnet ist. Durch die verschiebbare Vvelle kann ein sicherer Abschluß mit der zusätzlichen Dichtung für
den Fall erhalten werden, daß an der normalen Dichtung der Pumpe Wartungsarbeiten vorgenommen werden. Ein gleichwirkender
Abschluß der Sumpfpumpe läßt sich aber auch so erreichen,
daß eine mit der Sicherheitshülle dicht verbundene Saugleitung der Pumpe eine Absperrarmatur aufweist. Die Armatur kann
gegebenenfalls mit der Pumpe baulich vereinigt werden. Sie kann aber auch völlig getrennt angeordnet sein, um einen unabhängigen
Ausbau der Pumpe zu ermöglichen.
Die Pumpe kann auch mit einem in der Sicherheitshülle angeordneten
Nachkühler in Verbindung stehen. Damit ist ein Wärmetauscher gemeint, mit dem die beim Anfahren oder Abfahren des
Reaktors entstehende v/ärme an Kühlwasser abgegeben wird, die
nicht zur Energieerzeugung ausreicht. Durch die Verbindung wird es möglich, mit der nach der Erfindung angeordneten Pumpe
nicht nur die für den Notfall vorgesehene Kühlung mit Kühlmittel aus dem Sumpf, sondern auch die genannte betriebsmäßige
Kühlung durchzuführen, ohne daß Leitungen aus dem Einschluß herausführen müssen, die möglicherweise Aktivität enthalten.
'- 5 509813/0160
- 5 - VPA 73/9454
Zur näheren Erläuterung der Erfindung werden im folgenden anhand der Zeichnung Ausführungsbeispiele beschrieben. Dabei
ist in den Fig. 1, 2 und 3 jeweils eine AusfUhrungsform der
Erfindung schematisiert in Form eines Rohrplans gezeichnet. Die Fig. 4 und 5 zeigen die konstruktive Durchbildung zweier
Ausführungsformen der neuen Pumpenanordnung. Für übereinstimmende Teile werden gleiche Bezugszeichen verwendet.
Die Erfindung wird im folgenden für die Anordnung bei einem Druckwasserreaktor von zum Beispiel 1000 MWe beschrieben. Sie
kann aber auch bei anderen Kernreaktoren, zum Beispiel bei Siedewasserreaktoren, bei schwerwassergekühlten und/oder moderierten
Kernreaktoren Anwendung finden.
Hit 1 ist der Reaktordruckbehälter bezeichnet, der mit einem Reaktordeckel 2 verschlossen ist und einen Primärkühlkreis 3
aufweist. Zu diesem gehört außer dem heißen Strang 5 und dem kalten Strang 6 der mit diesen angeschlossene Dampferzeuger 7,
durch den das als Primärkühlmittel verwendete leichte Wasser mit einer Pumpe 8 gedrückt wird. Der Dampferzeuger 7 erhitzt
in bekannter Weise Speisewasser, das über nicht weiter gezeichnete Leitungen zugeführt und in Form von Dampf zu einer
Turbine abgeführt wird.
Alle aktivitätsführenden Teile des vorgenannten Primärkühlsystems sind in einer kugelförmigen, aus Stahl bestehenden
Sicherheitshülle 10 eingeschlossen, die in nicht weiter gezeichneter Weise von einem aus Beton bestehenden Reaktorgebäude
umschlossen wird. Im Inneren der Kugel 10 sind die Komponenten durch Betonwände festgelegt, die im einzelnen nicht gezeichnet
sind. Dargestellt ist der Übersichtlichkeit halber nur eine den Boden bedeckende Betonwand 12, die einen Sumpf 13
bildet,und ein Trümmerschutzzylinder 14, der verhindern soll, daß im GaU-FaIl Bruchstücke die Stahlkugel 10 beschädigen.
Dem Sumpf 13 ist eine Sumpfpumpe 16 zugeordnet, die im Bereich der Stahlkugel 10 in einer Ausnehmung 17 der Betonwand 12 an-
509813/0160
- 6 - VPA 73/9454
geordnet ist. Die Welle 18 der Pumpe ist durch die Stahlkugel 10 geführt, so daß ein zum Antrieb der Pumpe dienender
Elektromotor 20 außerhalb der Sicherheitshülle 10 sitzt. Dabei ist der Saugleitung 21 der Pumpe 16 ein Absperrventil 22 zugeordnet,,
das zum Ansaugstutzen 23 führt. Mithin kann die Pumpe 16 aus dem Primärkühlkreis 3 des Kernreaktors ausgetretenes
Kühlmittel, das sich im Sumpf 13 gesammelt hat, über die Druckleitung 25 und eine Rückschlagklappe 26 in den Primärkühlkreis
zurückdrücken, und zwar über eine weitere Rückschlagklappe in den heißen Strang 5 und über eine Rückschlagklappe 29 in
den kalten Strang 6.
An den heißen Strang 5 ist über ein Ventil 30 eine Leitung
angeschlossen, die zur Saugseite der Pumpe 16 führt. Deshalb kann die Pumpe 16 zugleich als Nachkühlpumpe benutzt werden.
In diesem Fall drückt sie das nach dem Abschalten des Dampferzeugers
7 noch zu kühlende Primärmedium durch die Leitung 25, in der ein Nachkühler 35 angeordnet ist. Der Nachkühler wird
von den Leitungen 36 eines nicht weiter dargestellten Zwischenkühlkreises
versorgt. Hierbei kann keinerlei Aktivität aus der Stahlhülle 10 herausdringen, da alle möglicherweise
aktivitätsführenden Leitungen im Inneren der Kugel angeordnet sind.
Beim Ausführungsbeispiel nach Fig. 1 ist an die mit den Rückschlagklappen
28 und 29 ausgeführten Not- und Nachkühlleitungen
über eine Klappe 38 noch eine Niederdruckeinspeisepumpe 39 angeschlossen, die aus einem Flutbehälter 40 gegebenenfalls
boriertes Kühlwasser für den Fall in den Primärkühlkreis 3 drücken kann, daß bei einem Leck Kühlmittel verloren geht.
Beim Ausführungsbeispiel nach Fig. 2 sind gegenüber der Anordnung nach Fig. 1 mit den Rückschlagklappen 28 und 29 Rückschlagklappen
28' und 29' in Reihe geschaltet, um die Sicherheit
zu erhöhen. Die Nachkühlung wird hier nicht von der Pumpe 16 vorgenommen, sondern mit Hilfe einer Nachkühlpumpe 42
außerhalb der Stahlhülle 10. Deshalb ist die für den Nachkühl-
509813/0160 _ ? __
- 7 - VPA 73/9454
betrieb vorgesehene Leitung 31' mit dem Ventil 30' aus der
Stahlhülle 10 herausgeführt und an die Leitung 25 mit dem Lachkühler 35 über eine Rückschlagklappe 44 angeschlossen.
hie Nachkühlpumpe 42 dient hier zugleich als Niederdruck-Einspeisepumpe,
da sie über eine weitere Klappe 45 mit dem Flutbehälter 40 in Verbindung steht.
Lach der Fig. 3 dient die Sumpfpumpe 16, die über das Venxil
22 mit dem Ansaugstutzen 23 im Sumpf 13 verbunden ist, •wiederum als Nachkühlpumpe. Ihre Druckleitung 25 führt über
den Nachkühler 35 und die Rückschlagklappen 28' und 29' zum
heißen Strang 5 und zum kalten Strang 6. Dabei kann durch Drosseln 47 und 48 die Strömung begrenzt werden, um eine
Strömungsverteilung zu erhalten, die später näher erläutert wird.
In bezug auf den Zwischenkühlkreis 36 ist mit dem Nachkühler
35 ein Hilfskondensator 49 in Reihe geschaltet, mit dem bei einer Störung überschüssige Energie abgeführt werden kann.
Der Hilfskondensator 49 ist über ein Ventil 50 mit dem Dampferzeuger
7 so verbunden, daß ein Naturumlauf auf der Dampfseite möglich ist. Der Vollständigkeit halber ist hier noch
ein Sicherheitsventil 52 dargestellt, das eine aus der Kugel 10 führende Abblaseleitung 53 aufweist. Die vom Dampferzeuger
kommende Frischdampfleitung 54 ist mit einer innerhalb der Kugel 10 liegenden Absperrarmatur 55 versehen.
Am Trümmerschutzzylinder 14 ist ein Hochbehälter 57 angebracht, aus dem gegebenenfalls boriertes Kühlwasser über Rückschlagklappen
59 und 60 in den heißen und kalten Strang 5, 6 eingespeist werden kann. Bei entsprechender Höhe des Behälters
kann man auf eine Niederdruckeinspeisepumpe verzichten, weil der Flüssigkeitsdruck des Hochbehälters ausreicht.
Die Sumpfpumpe 16 wird bei diesem Ausführungsbeispiel auch noch zur Erzeugung eines Kühlmittelumlaufes durch ein Brennelement-Lage
'be„ken 62 verwendet, das über ein Absperrven-
509813/0160
BAD ORIGINAL" 8 -
- 8 - VPA 73/9454
til 63 und eine Rückschlagklappe 64 an-die Nachkühlleitung
angeschlossen ist. Die Druckleitung der Pumpe 16 führt zu diesem Zweck mit einem Leitungsabscimitt 66 über eine weitere
Armatur 67 und eine Drossel 68 in das Brennelement-Lagerbecken zurück. Die Drossel 68 und die Drosseln 47 und 48 bestimmen
dabei die Verteilung des von der Pumpe 16 geförderten Kühlmittels auf den heißen und kalten Strang 5, 6 und das Brennelement-Lagerbecken
62. Bei Bedarf kann das Wasser des Brennelement-Lagerbeckens 62 auch zur Notkühlung des Kernreaktors verwendet
werden. Dabei wird es ebenfalls von der Pumpe 16 angesaugt.
In der Fig. 4 ist in größerem Maßstab zu sehen, daß die als
langsam laufende Kreiselpumpe mit einer Nenndrehzahl von 950 U/min ausgeführte Sumpfpumpe 16 mit ihrem Gehäuse 69 in
der Ausnehmung 17 der Betonwand 12 sitzt. Die Pumpe 16 ist möglichst tief angeordnet, damit der Sumpf 13» der mit Stahlträgern
70 und Blechplatten 71 abgedeckt ist, mit seinem Volumen vollständig zur Notkühlung zur Verfügung steht. Wie man
sieht, ist das Gehäuse 69 mit einem die Pumpenwelle 18 umgebenden, rohrförmigen Stutzen 74 in die Stahlhülle 10 eingeschweißt,
so daß ein völlig dichter Abschluß erreicht wird. Die Welle 18 ist unmittelbar am Pumpenrotor 73 mit einer
Dichtung 75 versehen. Dieser sind noch weitere Dichtungselemente in Form von Gleitringdichtungen mit Sperrwasserbeaufschlagung
im Bereich des Stutzens 76 nachgeordnet, der die Pumpenwelle 18 umgibt und aus einem äußeren Betonblock 78
herausführt, der zur Abschirmung vorgesehen ist. Außerhalb der Hülle 10 sitzt der Elektromotor 20, der, wie gezeichnet,
gekapselt ausgeführt und über eine Kupplung 77 kraftschlüssig mit der Pumpenwelle 18 verbunden ist. Der Motor 20 ist auf
einem schrägen Stahlträger 80 angeordnet. Die Druckleitung der Pumpe ist ebenfalls im Beton 12 geführt, so daß sie geschützt
verläuft. Für die Pumpe 16 mit dem Pumpenrotor 73 wird die geschützte Anordnung durch eine Abdeckplatte 83 erreicht,
die den Ansaugstutzen 84 des Pumpengehäuses 69 überdeckt und
509813/0160 - 9 -
- 9 - VPA 73/9454
damit das Eindringen von Bruchstücken oder die Einwirkung von Strahlkräften auf den Pumpenrotor 73 unterbindet.
Bei der Ausführungsform nach Fig. 5 ist die wiederum als Kreiselpumpe
ausgeführte Sumpfpumpe 16 in einer Ausbuchtung 90 der Sicherheitshülle 10 untergebracht. Die Ausbuchtung ist
ein kugelförmiges Stahlgehäuse mit einem Anschlußflansch 91» der einen Anschluß an die Kugel 10 ermöglicht. Das Gehäuse
ist bei 92 mit einem längs des Äquators verlaufenden Montageflansch versehen. Ein der Ausbuchtung zugeordnetes Flanschrohr
89 ist in das Innere der Kugel 10 mit einem Rohrstutzen 93 verlängert, der als Saugleitung 23 benutzt wird. Die
Saugleitung ist über ein Filter 94 und ein Gitter 95 an den nicht weiter gezeichneten Sumpf 13 angeschlossen. Die Druckleitung
25 der Pumpe 16 verläuft wiederum im Beton 12. Sie ist im Bereich der Ausbuchtung 90 und des Flanschrohres 89
mit dem Flansch 91 als konzentrische Anordnung geführt, um nur eine Öffnung in der Sicherheitshülle 10 zu erhalten.
Der Motor 20 sitzt hier auf einem Sockel 96. Seine Kupplung 77 mit der Pumpe 16 verläuft in horizontaler Richtung.
12 Patentansprüche
5 Figuren
5 Figuren
509813/0160
Claims (12)
- Patentansprüche- 10 - VPA 73/9454f Iy Kernreaktoranlage rait einer Sicherheitshülle für einen Kernreaktor, insbesondere einen Druckwasserreaktor, mit einem Kühlkreis, einem Sumpf und einer diesem zugeordneten Pumpe mit einem Antriebsmotor, die im Inneren der Sicherheitshülle angeordnet ist und sich dort ansammelndes Kühlmittel in den Kühlkreis des Reaktors zurückfördert, dadurch gekennzeichnet, daß der Antriebsmotor (20) außerhalb der Sicherheitshülle (10) angeordnet und über eine durch die Wand der Sicherheitshülle führende Kupplung (77) mit der Pumpe (16) verbunden ist.
- 2. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Sicherheitshülle (10) im Bereich der Pumpe (16) als gasdichte Metallwand ausgeführt ist.
- 3. Kernreaktoranlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Sicherheitshülle (10) eine die Pumpe (16) umschließende Ausbuchtung (90) aufweist (Fig. 5).
- 4. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Pumpe (16) in eine Betonwand (12) eingelassen ist.
- 5. Kernreaktoranlage nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß eine Ausnehmung (17) in der Betonwand (12) mit einem Abdeckkörper (83) versehen ist, dessen Querschnittsfläche größer als der Ansaugstutzen (84) der Pumpe (16) ist (Fig. 4).
- 6. Kernreaktoranlage nach Anspruch 4 oder 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Druckleitung (25) der Pumpe (16) innerhalb der Betonwand (12) verläuft.
- 7. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Pumpe (16) eine Kreiselpumpe mit509813/0160- 11 - VPA 73/9454 einer Nenndrehzahl von 1000 U/min oder weniger ist.
- 8. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Pumpe (16) eine Wellendichtung mit Gleitringen mit Sperrwasserversorgung aufweist.
- 9. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß Lager und Dichtung der Pumpe (16) von außerhalb der Sicherheitshülle (10) montierbar sind.
- 10. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 9» dadurch gekennzeichnet, daß die Pumpe (16) eine im Stillstand verschiebbare ^eIIe aufweist, wobei der einen Endstellung eine zusätzliche Axialdichtung zugeordnet ist.
- 11. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet,daß eine mit der Sicherheitshülle dicht verbundene Saugleitung der Pumpe eine Absperrarmatur aufweist.
- 12. Kemreaktorarilage nach einem der Ansprüche 1 bis 11, dadurch gekennzeichnet, daß die Pumpe (16) mit einem in der Sicherheitshülle (10) angeordneten Nachkühler (35) in Verbindung steht.509813/0160
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19732346483 DE2346483A1 (de) | 1973-09-14 | 1973-09-14 | Kernreaktoranlage |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19732346483 DE2346483A1 (de) | 1973-09-14 | 1973-09-14 | Kernreaktoranlage |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2346483A1 true DE2346483A1 (de) | 1975-03-27 |
Family
ID=5892648
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19732346483 Pending DE2346483A1 (de) | 1973-09-14 | 1973-09-14 | Kernreaktoranlage |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2346483A1 (de) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2514933A1 (fr) * | 1981-10-16 | 1983-04-22 | Framatome Sa | Dispositif d'injection de securite d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
FR2550371A2 (fr) * | 1981-06-09 | 1985-02-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de refroidissement post-accidentel de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire |
DE102011113493A1 (de) * | 2011-09-13 | 2012-05-31 | Frank Katzer | Notkühlung für AKWs |
DE102016107738A1 (de) * | 2016-04-26 | 2017-10-26 | Areva Gmbh | Verfahren zum Verringern thermischer Belastung an Teilen eines Druckwasserbehälters eines Druckwasserreaktors in einem Kernkraftwerk und Kernkraftwerk |
WO2020249252A1 (de) * | 2019-06-14 | 2020-12-17 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Reaktordruckbehälterkühlsystem |
DE102021002515B3 (de) | 2021-05-12 | 2022-05-19 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Sicherheitsbehälterkühlsystem |
-
1973
- 1973-09-14 DE DE19732346483 patent/DE2346483A1/de active Pending
Cited By (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2550371A2 (fr) * | 1981-06-09 | 1985-02-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de refroidissement post-accidentel de l'enceinte de confinement d'un reacteur nucleaire |
FR2514933A1 (fr) * | 1981-10-16 | 1983-04-22 | Framatome Sa | Dispositif d'injection de securite d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
EP0078192A1 (de) * | 1981-10-16 | 1983-05-04 | Framatome | Sicherheitseinspeisesystem für einen Druckwasserreaktor |
DE102011113493A1 (de) * | 2011-09-13 | 2012-05-31 | Frank Katzer | Notkühlung für AKWs |
DE102011113493B4 (de) * | 2011-09-13 | 2017-12-28 | Frank Katzer | Vorrichtung zur Notkühlung eines Atomkraftwerks |
DE102016107738A1 (de) * | 2016-04-26 | 2017-10-26 | Areva Gmbh | Verfahren zum Verringern thermischer Belastung an Teilen eines Druckwasserbehälters eines Druckwasserreaktors in einem Kernkraftwerk und Kernkraftwerk |
WO2020249252A1 (de) * | 2019-06-14 | 2020-12-17 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Reaktordruckbehälterkühlsystem |
DE102021002515B3 (de) | 2021-05-12 | 2022-05-19 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Sicherheitsbehälterkühlsystem |
EP4089690A1 (de) * | 2021-05-12 | 2022-11-16 | Westinghouse Electric Germany GmbH | Sicherheitsbehälterkühlsystem |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE68906727T2 (de) | Passives volldrucksystem zur spaltzonennotkuehlung und zur nachwaermeabfuhr fuer wassergekuehlte kernreaktoren. | |
DE69409825T2 (de) | Kernreaktor mit notkühlsystem und verfahren zur kühlung | |
DE69009367T2 (de) | System zum Abführen der Reaktorkernzerfallswärme in einem Druckwasserreaktor. | |
DE2432131A1 (de) | Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktor | |
DE3205836A1 (de) | Notkuehlvorrichtung fuer einen wassergekuehlten kernreaktor | |
DE2207870C3 (de) | Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor | |
DE2321179A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2637654A1 (de) | Sekundaerkuehlkreis eines kernreaktors | |
DE3917940A1 (de) | Wassergekuehlter kernreaktor | |
DE1104850B (de) | Sicherheitseinrichtung fuer mit Kernreaktoren betriebene Schiffe | |
DE2028544A1 (de) | Vorrichtung zum Absperren eines Arbeitsmittels | |
DE2346483A1 (de) | Kernreaktoranlage | |
DE102011107470A1 (de) | Kernreaktorkühlsystem | |
DE1514543A1 (de) | Kern-Reaktor mit Druckbehaelter | |
DE1576867A1 (de) | Dampferzeuger zur Verwendung in einem Kernreaktor | |
DE2446090C3 (de) | Druckwasserreaktor | |
DE2456408A1 (de) | Schnellbrueter-kernreaktor mit fluessigmetallkuehlung | |
DE69807195T2 (de) | Kernkraftwerk | |
DE2322048A1 (de) | Anordnung fuer die regelung von kernreaktoren | |
DE3220928A1 (de) | Einrichtung zur kuehlung der sicherheitshuelle eines kernreaktors nach einem stoerfall | |
DE1137810B (de) | Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen | |
DE1227577B (de) | Kernreaktoranlage mit gasdichtem Behaelteraufbau | |
DE1684936C3 (de) | Kernreaktordruckkessel | |
DE2140096B2 (de) | Turbokompressor, welcher das arbeitsmedium bei niedriger temperatur ansaugt | |
DE1475656A1 (de) | Einrichtungen zum Schliessen von Durchbruechen in den Waenden von Druck enthaltenden Konstruktionen |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OF | Willingness to grant licences before publication of examined application | ||
OHA | Expiration of time for request for examination |