DE2346868A1 - Kernreaktor mit schildwand zwischen kuehlmittelsammelraum und druckbehaelterwandung - Google Patents
Kernreaktor mit schildwand zwischen kuehlmittelsammelraum und druckbehaelterwandungInfo
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Description
We/Sch
15.8.1973
24.237.4
INTERATOiM
Internationale Atomreaktorbau GmbH.
Internationale Atomreaktorbau GmbH.
506 Bensberg
Kernreaktor mit Schildwand zwischen Kühlmittelsanmelraum
und Druckbehälterwandung
Die vorliegende Erfindung betrifft einen flüssigkeitsgekühlteh
Kernreaktor mit einer innerhalb des Druckbehälters und im Abstand zu dessen Wandung angeordneten, einen Sammelraum für
das aus der Spaltzone austretende aufgeheizte Kühlmittel umschließenden, wärmeisolierenden Schildwand. Die insbesondere
in flüssigmetallgekühlten Kernreaktoren herrschenden hohen Temperaturen und die raschen Temperaturwechsel bei instationärem
Betrieb beanspruchen zusätzlich die bereits druckbelastete Wand des Druckbehälters, so daß sich bei Reaktoren hoher
Leistung und entsprechender Abmessungen des Druckbehälters in der Wand desselben erhebliche Spannungen aufbauen. Es
ist daher wünschenswert, die Wärmebelastung der Wand des Druckbehälters auf ein geringeres Maß herabzusetzen.
Es ist bereits verschiedentlich vorgeschlagen worden, zwischen der Wärmequelle und der Wand des Druckbehälters
einen thermischen Schild vorzusehen, so z.B. in der CH-PS 504 079. Eine speziell für gasgekühlte Reaktoren bestimmte
Ausführungsform ist aus der DT-AS 1 464 849 bekannt.
Hier wird eine aus zwei Einzelschichten bestehende Zwischenwand angegeben, zwischen denen Kühlgas strömt. Speziell für
flüssigmetallgekühlte Reaktoren wird in der DT-OS 2 138 vorgeschlagen, zwischen einem innerhalb des Druckbehälters
angeordneten Innenbehälter und der Wand des Druckbehälters eine beispielsweise aus Mineralwolle bestehende Isolier-
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schicht anzuordnen, die sich zumindest bis zur Spiegelhöhe der im Innenbehälter befindlichen heißen Kühlflüssigkeit erstrecken
soll. Die Isolierschicht ist ihrerseits mit Blech umkleidet, wobei durch die besondere Ausgestaltung dieses
Blechmantels Möglichkeiten zur Längenausdehnung geschaffen werden. Aus der DT-AS 1 281 592 ist es ferner bekannt, bei
Vorhandensein einer doppelten Zwischenwand den Zwischenraum mit einer aus keramischem, porösem Material bestehenden Masse
zu füllen. Der dargestellte Stand der Technik läßt eine ausreichende Berücksichtigung folgender Gesichtspunkte vermissen:
Eine Durchführung der für die Zu- und Ableitung des Kühlmittels zur Spaltzone notwendigen Rohrleitungen durch die Schildwand
und die Druckbehälterwand, die auf die unterschiedliche Wärmedehnung dieser Bauteile bei verschiedenen Betriebszuständen
des Reaktors Rücksicht nimmt, und die Einbeziehung von Einrichtungen zur Abfuhr der Nachzerfallswärme aus einer abgeschalteten
Spaltzone, wenn infolge eines Schadenfalles am Haiiptkühlkreislauf dieser nicht oder nicht in seiner ganzen
Ausdehnung betrieben werden kann. Auch eine gute Isolierung verhindert einen Wärmetransport von der Wärmequelle zur
Druckbehälterwand nicht völlig; es ist vielmehr infolge der unvermeidlichen Isolierverluste damit zu rechnen, daß
nach einem gewissen Zeitraum die Wand des Druckbehälters doch erheblichen Wärmebelastungen ausgesetzt wird, wenn
keine zusätzliche Kühlung des Ringspaltes zwischen Schildwand und Druckbehälterwand vorgenommen wird.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist ein Kernreaktor, bei dem das aus der Spaltzone austretende aufgeheizte Kühlmittel
in einem von der Druckbehälterwand entfernten Raum gesammelt wird, der durch eine innerhalb des Druckbehälters angeordnete
Schildwand gebildet wird, wobei dies aufgeheizte Kühlmittel im wesentlichen unmittelbar aus dem Sammelraum in die Saugleitung
des Hauptkühlkreislaufes gesaugt wird. Eine weitere
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Aufgabe der Erfindung ist es, den durch die Anordnung der
Schildwand entstehenden Ringspalt zwischen dieser und der Druckbehälterwand durch die Anordnung weiterer wichtiger und
zum Teil wärmeempfindlicher Bauteile zu nutzen. Darüberhinaus
soll eine ausreichende, möglichst selbsttätig wirkende Notkühlvorrichtung vorgesehen werden, die eine ausreichende
Zirkulation des Kühlmittels durch die Spaltzone auch dann gewährleistet, wenn die Hauptkühlkreisläufe ausgefallen
und/oder der Spiegel der Kühlflüssigkeit im Druckbehälter
erheblich unter seinen normalen Stand abgesunken ist.
Zur Lösung dieser Aufgabe \\?ird erfindungsgemäß vorgeschlagen,
daß die Saug- und Druckleitungen des Hauptkühlkreislaufes in dem Ringspalt zwischen Druckbehälter und Schildwand angeordnet
sind, und daß einer oder mehrere Saugstutzen der Saugleitung die Schildwand durchdringen. Dies führt zu einer platzsparenden
Bauweise, zu einer verminderten Belastung der Rohrleitungen, insbesondere der Druckleitung und zur Vermeidung
unübersichtlicher Strömungsverhältnisse im Sammelbehälter.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß die Saugleitung von einem Ansaugstutzen in einer Schleife
mit einem absteigenden und einem aufsteigenden Ast bis zu
ihrem Austritt aus dem Druckbehälter geführt ist. Es entsteht dadurch eine Möglichkeit, den Kühlkreislauf auch bei abgesunkenem
Kühlmittelspiegel über einen oder mehrere tiefer angeordnete weitere Ansaugstutzen aufrechtzuerhalten.
Für einen Kernreaktor mit Notkühlkreislauf wird in weiterer Ausgestaltung der Erfindung vorgeschlagen, die Wärmetauscher
des Notküh]kreislaufes im absteigenden Ast der Saupleitung anzuordnen. Fällt der Hauptkühlkreislauf aus, wird das noch
in der Saugleitung befindliche Kühlmittel durch die Wärmetauscher des Notkühlkreislaufes derart abgekühlt, daß es
infolge der dann gegebenen höheren Dichte nach unten sinkt
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und in Verbindung mit dem hiernach angegebenen Erfindungsmerkmal zurück in die Spaltzone gelangt, wo es die Nachzerfallswärme
der dann abgeschalteten Spaltzone abführt.
Gemäß einem weiteren Merkmal der Erfindung wird vorgeschlagen, daß die Saugleitung an ihrem Tiefpunkt im Ringspalt zwischen
Druckbehälter und Schildwand über eine Rücklaufleitung mit dem Ringspalt zwischen Spaltzone und Schildwand in Verbindung steht,
Aus diesem Ringspalt kann das Kühlmittel erneut der Kühlung der Spaltzone zugeführt werden.
Bei Normalbetrieb des Reaktors würden nun gewisse Kühlmittelmengen
durch die Saugwirkung bedingt den umgekehrten Weg nehmen und, da sie aus dem unteren Bereich der Spaltzone
kämen und eine entsprechend niedrige Temperatur aufwiesen, die Temperatur des abgesaugten Kühlmittels in unerwünschter
Weise senken. Die an sich wünschenswerte Möglichkeit, die Rücklaufleitung durch einen Schieber bei Normalbetrieb des
Reaktors völlig zu schließen läßt sich mit Rücksicht auf die Empfindlichkeit solcher Armaturen insbesondere in
Flüssigmetall nicht realisieren; auch ist nicht gewährleistet, daß bei eingetretenem Schadensfall die dann zu
öffnende Armatur einwandfrei betätigt werden kann. In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird daher vorgeschlagen,
daß die Rücklaufleitung eine im wesentlichen nur in Strömungsrichtung vom Ringspalt zwischen Spaltzone und Schildwand auf
die Saugleitung wirkende Drossel aufweist, d.h. eine sogenannte Strömungsdiode, deren Strömungswiderstand je nach
Strömungsrichtung einen hohen und einen niedrigen Wert annimmt.
Als weiteres Erfingungsmerkmal wird angegeben, d"aß die Durchführung
der Ansaugstutzen der Saugleitung durch die Schildwand nur annähernd dicht ist. Zwar bedingt dies einen Durchtritt
geringer Mengen aufgeheizten Kühlmittels in den Ringraum zwischen Schildwand und Druckbehälterwand, der zur Temperaturerhöhung
in diesem Bereich führen kann, doch werden dadurch
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Schwierigkeiten vermieden, die sich aus der unterschiedlichen Wärmeausdehnung von Schildwand, Reaktorwand und Saugleitung
ergeben.
Das Kühlmittel im Druckbehälter, das bei normalem Betrieb bis zu einem Betriebsspiegel ansteht, kann infolge eines Schadens
in der Anlage, beispielsweise eines Bruches des Druckbehälters absinken; durch geeignete Bemessung des Ringspaltes zwischen
diesem und einem ihn umgebenden zweiten Behälter läßt sich sicherstellen, daß der Kühlmittelspiegel nicht unter ein
gewisses Mindestmaß, den sogenannten Notspiegel absinkt. In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen,
daß je Saugleitüng mindestens zwei Einlaßstutzen vorhanden sind, deren erster der Höhe nach zwischen Betriebs- und Notspiegel
und deren zweiter unterhalb des Notspiegels angeordnet ist. Während der erste Ansaugstutzen, der vorzugsweise
unmittelbar unter den Betriebsspiegel anzuordnen ist, dafür sorgt, daß ein Großteil des abgesaugten Kühlmittels
aus dem oberen Bereich des Sammelraumes stammt, wo sich infolge von Verwirbelungen die unterschiedlichen Temperaturen
der aus einzelnen Kühlkanälen der Spaltzone austretenden Kühlmittelströme ausgeglichen haben, bewirkt der zweite
Ansaugstutzen, daß auch beim Absinken des Kühlmittelspiegels auf den Notspiegel eine gewisse Zirkulation des Kühlmittels
aufrechterhalten wird.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß der Querschnitt des ersten Ansaugstutzens wesentlich
größer als derjenige des zweiten ist, wobei letzterer nur so groß zu bemessen ist, wie es mit Rücksicht auf eine zur Abführung
der Nachzerfallswärme aus der Spaltzone notwendige Kühlmittelzirkulation notwendig ist.
Um dem oben beschriebenen Problem eines allmählichen Aufheizens· des im Ringspalt zwischen Schildwand und Druckbehälterwand
befindlichen Kühlmittels zu begegnen, wird gemäß einem
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weiteren Merkmal der Erfindung vorgeschlagen, daß innerhalb des Druckbehälters nur die Saugleitung und die Schildwand mit einer
Wärmeisolation versehen sind, die Druckleitung dagegen ohne eine solche verlegt wird; wie auch der Druckbehälter selbst
eine solche nicht aufweist. Die Oberfläche der "heißen" Teile, d.h. der Saugleitung und der Schildwand ist dabei kleiner als
diejenige der "kalten" Behälterwand und Druckleitung, und dies zusammen mit dem durch die Druckleitung in den Druckbehälter
zurückfließenden abgekühlten Kühlmittel bewirkt einen Ausgleich für die Isolationsverluste der Schildwand.
Ein Beispiel eines erfindungsgemäßen Kernreaktors ist in der Zeichnung dargestellt, wobei auf die Darstellung solcher Teile
verzichtet wurde, die zum Verständnis der Erfindung nicht erforderlich sind. Es zeigen
Figur 1 einen Längsaxialschnitt,
Figur 2 eine abgewickelte Ansicht entsprechend dem Durchmesser D, Figur 3 in vergrößertem Maßstabe im Schnitt eine Einzelheit der
Schildwand und
Figur 4 eine Alternativlösung zu der in Fig. 3 gezeigten Führung der Ansaugstutzen durch die Schildwand.
Der Kernreaktor ist in einem Druckbehälter 1 angeordnet, der in bekannter Weise von einem Doppelbehälter 2 umgeben
und mit einem Drehdeckel 3 verschlossen ist. Innerhalb des Druckbehälters 1 ist eine Spaltzone 4 angeordnet, die u.a.
aus zahlreichen einzelnen von unten nach oben vom Kühlmittel durchströmten Brennelementen 5 besteht.· Das aus der Spaltzone
4 austretende aufgeheizte Kühlmittel 6 steht bei Normalbetrieb bis zu einem Spiegel 7, im Schadensfall wenigstens
bis zu einem Notspiegel 8 an. Das aufgeheizte Kühlmittel 6 wird durch Stutzen 9, 10 in eine Saugleitung 11 gesaugt und
durch diese hier nicht dargestellten wärmeverbrauchenden Teile der Anlage zugeführt, von wo es abgekühlt über eine
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Druckleitung 12 in den Druckbehälter 1 zurückkehrt und in einen unteren Sammelbehälter 13 gedrückt wird, von wo aus es erneut
durch die Brennelemente 5 strömt. Üblicherweise sind je Kernreaktor
mehrere solcher Saug-und Druckleitungen 11 und 12 vorhanden, die je einen besonderen Hauptkühlkreislauf bilden.
Die Saugleitung 11 besteht (s. Fig. 2) im Beispiel aus zwei absteigenden Ästen 14, die sich an ihrem Tiefpunkt zu einem
gemeinsamen aufsteigenden Ast 15 vereinigen. Innerhalb der absteigenden Äste 14 sind Wärmetauscher 16 angeordnet, die
über Zuleitungen 17 und Ableitungen 18 mit hier nicht dargestellten Rückkühlern verbunden sind, so je einen Notkühlkreislauf
bildend. Bei Normalbetrieb des Kernreaktors befinden sich diese Notkühlkreisläufe außer Betrieb, werden jedoch bei Ausfall
der Hauptkühlkreisläufe in Betrieb genommen und bewirken, daß das in den absteigenden Ästen 14 der Saugleituhgen befindliche,
aufgeheizte Kühlmittel abgekühlt wird und infolge seiner dann größeren Dichte nach unten sinkt. Vom Tiefpunkt der Saugleitung
11 aus fließt es über eine Rückströmleitung 19 in einen Ringspalt 20, der durch die Spaltzone 4 und eine sie umgebende
Schildwand 21 gebildet wird. Von hier aus gelangt es durch Umkehrung der Strömungsrichtung in weiteren, den Rand der
Spaltzone 4 bildenden Brennelementen 28 in den unteren Sammelbehälter 13 und von hier aus zurück in .die Brennelemente 5.
Ist der Kernreaktor abgeschaltet, reicht die durch die Rückströmleitung
19 der Spaltzone 4 zugeführte Kühlmittelmenge aus, um die in dieser erzeugten Nachzerfallswärme abzuführen.
In die Rückströmleitung 19 ist eine sogenannte Strömungsdiode 22 eingebaut, die einer Strömung des Kühlmittels in dem beschriebenen
Sinne einen wesentlich geringeren Widerstand entgegensetzt, als in umgekehrtem Sinne bei Normalbetrieb. Der
Querschnitt der Ansaugstutzen 10 ist dabei so gewählt, daß er für den eben genannten Zweck ausreicht, falls das Kühlmittel
6 bis zum Notspiegel 8 abgefallen sein sollte. Bei Normalbetrieb dagegen, bei dem das Kühlmittel 6 bis zum Betriebsspiegel 7 ansteht, fließt der größte Teil des in die Saugleitung
11 gelangenden Kühlmittels durch die Ansaugstutzen 9, so daß
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vorzugsweise Kühlmittel aus dem oberen Teil des von der Schildwand
21 gebildeten Sammelraumes, in dem sich die unterschiedlichen Temperaturen des aus den einzelnen Brennelementen 5 austretenden
Kühlmittels weitgehend ausgeglichen haben, in die Saugleitung 11 gelangt. Die Schildwand 21 besteht (s. Fig.3)
aus drei Blechen 23, zwischen denen Schichten 24 aus isolierendem Material angeordnet sind. Die Saugstutzen 9, 10 der Saugleitung
11 werden in der Schildwand 21 durch Rippen 25 der sie umgebenden Isolierung 26 gehalten, die in die SpäTte zwischen
den Blechen 23 eingreifen. Zum Ausgleich der unterschiedlichen Wärmedehnung der Bleche 23, der Isolierungen 24 und 25, der
Saugstutzen 9, 10 und der Saugleitung 11 insgesamt sind die Saugstutzen 9, 10 nicht starr mit der Schildwand 21 verbunden.
Die durch die dadurch entstandene Spalte aus dem Sammelraum 6 austretenden Mengen an aufgeheiztem Kühlmittel sind jedoch nur
gering, da auf beiden Seiten der Schildwand 21 derselbe Druck herrscht. Innerhalb des Druckbehälters 1 sind nur die Saugleitung
11 und die Schildwand 21 mit einer Wärmeisolierung 27 bzw. 24 versehen, wogegen die Druckleitung 12 keine solche
aufweist. Das durch die Druckleitung 12 einströmende abgekühlte Kühlmittel trägt dazu bei, die Temperatur im Ringspalt
zwischen dem Druckbehälter 1 und der Schildwand 21 niedrig zu halten, indem die Isolierverluste der letzteren ausgeglichen
werden.
Die in der Fig. 4 dargestellte Lösung weicht nur insofern von derjenigen der Fig. 3 ab, als die Schildwand 21 neben der
Wärmeisolierung 24 nur von einem Blech 30 gebildet wird, das auch jeden Ast 14, 15 der Saugleitung mit ihrer Wärmeisolierung
27 einschließt und an geeigneten Stellen mit Dehnfugen 29 versehen ist.
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Claims (9)
- We/Sch15.8.197324.237.4SCHUTZANSPROCHE( l.JFlüssigkeitsgekühlter Kernreaktor mit einer innerhalb des Druckbehälters und im Abstand zu dessen Wandung angeordneten, einen Sammelraum für das aus der Spaltzone austretende aufgeheizte Kühlmittel umschließenden, wärmeisolierenden Schildwand,
dadurch gekennzeichnet,daß die Saug- und Druckleitungen (11/ 12) des Hauptkühlkreislaufes in dem Ringspalt zwischen Druckbehälter (1) und Schildwahd (21) angeordnet sind, und daß einer oder · mehrere Ansaugstutzen (9, 10) der Saugleitung (11) die Schildwand (21) durchdringen. - 2. Kernreaktor nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,daß die Saugleitung (11) von den Ansaugstutzen (9, 10) in einer Schleife mit mindestens je einem absteigenden ' (14) und einem aufsteigenden (15) Ast bis zu ihrem Austritt aus dem Druckbehälter·(1) geführt ist. - 3. Kernreaktor nach Anspruch 2 mit einem Notkühlkreislauf, dadurch gekennzeichnet,daß die Wärmetauscher (16) des Notkühlkreislaufes im absteigenden Ast (14) der Saugleitung (11) angeordnet sind.
- 4. Kernreaktor nach Anspruch 3,
dadurch gekennzeichnet,daß die Saugleitung (11) .an ihrem Tiefpunkt im Ringspalt zwischen Druckbehälter (1) und Schildwand (21) über eine Rücklaufleitung (19) mit dem Ringspalt (20) zwischen Spaltzone (4) und Schildwand (21) in Verbindung steht.-10-509812/0238 - 5. Kernreaktor nach Anspruch 4; dadurch gekennzeichnet, daß die Rücklaufleitung (19) eine im wesentlichen nur in Strömungsrichtung vom Ringspalt zwischen Spaltzone (4) und Schildwand (21) auf die Saugleitung (11) wirkende Drossel (22) aufweist.
- 6. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Durchführung der Ansaugstutzen (9, 10) der Saugleitung (11) durch die Schildwand (21) nur annähernd dicht ist.
- 7. Kernreaktor nach.Anspruch 1, in dem das Kühlmittel im Druckbehälter bei normalem Betrieb bis zu einem Betriebsspiegel, im Schadensfall mindestens bis zu einem niedriger gelegenen Notspiegel ansteht, dadurch gekennzeichnet, daß je Saugleitung (11) mindestens zwei Ansaugstutzen vorhanden sind, deren erster (9) der Höhe nach zwischen Betriebs- (7) und Notspiegel (8) und deren zweiter (10) unterhalb des Notspiegels (8) angeordnet ist.
- 8. Kernreaktor nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß der Querschnitt des ersten Ansaugstutzens (9) Avesentlich größer als derjenige des zweiten (10) ist.
- 9. Kernreaktor nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche,dadurch gekennzeichnet, daß innerhalb des Druckbehälters (1) nur die Saugleitung (11) und die Schildwand (21) mit einer Wärmeisolation (24, 27) versehen sind.509812/0238Leerseite
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2346868A DE2346868C2 (de) | 1973-09-18 | 1973-09-18 | Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor mit Schildwand zwischen Kühlmittelsammelraum und Druckbehälterwandung |
JP49090655A JPS5815754B2 (ja) | 1973-09-18 | 1974-08-07 | エキタイキンゾクレイキヤクゲンシロ |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2346868A DE2346868C2 (de) | 1973-09-18 | 1973-09-18 | Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor mit Schildwand zwischen Kühlmittelsammelraum und Druckbehälterwandung |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2346868A1 true DE2346868A1 (de) | 1975-03-20 |
DE2346868C2 DE2346868C2 (de) | 1984-06-07 |
Family
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Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2346868A Expired DE2346868C2 (de) | 1973-09-18 | 1973-09-18 | Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor mit Schildwand zwischen Kühlmittelsammelraum und Druckbehälterwandung |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5815754B2 (de) |
DE (1) | DE2346868C2 (de) |
Cited By (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2341919A1 (fr) * | 1976-02-20 | 1977-09-16 | Westinghouse Electric Corp | Systeme de recirculation pour reacteurs nucleaires |
EP0004218A2 (de) * | 1978-03-07 | 1979-09-19 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Schneller Kernreaktor mit mindestens einem Hilfs-Wärmetauscher |
EP0006802A1 (de) * | 1978-06-23 | 1980-01-09 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Kernreaktor |
EP0006801A1 (de) * | 1978-06-23 | 1980-01-09 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Kernreaktor |
EP0043767A1 (de) * | 1980-07-04 | 1982-01-13 | Electricite De France | Flüssigmetallgekühlter Kernreaktor |
EP0048672A1 (de) * | 1980-09-19 | 1982-03-31 | Novatome | Atomkernreaktor mit Wärmetauschern in integrierter Bauweise |
FR2500676A1 (fr) * | 1981-02-24 | 1982-08-27 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau |
FR2538154A1 (fr) * | 1982-12-20 | 1984-06-22 | Westinghouse Electric Corp | Dispositif de refroidissement auxiliaire passif de reacteur nucleaire |
US4465653A (en) * | 1980-05-06 | 1984-08-14 | Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha | Nuclear reactor |
FR2555794A1 (fr) * | 1983-11-25 | 1985-05-31 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe de moyens de refroidissement de secours |
US4725400A (en) * | 1984-12-18 | 1988-02-16 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear reactor plant housed in a steel pressure vessel, with a gas cooled, small high temperature reactor |
US4780270A (en) * | 1986-08-13 | 1988-10-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Passive shut-down heat removal system |
FR2620559A1 (fr) * | 1987-09-10 | 1989-03-17 | Westinghouse Electric Corp | Reacteur nucleaire a metal liquide supporte par le fond |
EP0362155A2 (de) * | 1988-09-27 | 1990-04-04 | ANSALDO S.p.A. | Zwischenwärmeaustauscher eines schnellen Reaktors mit einer erhöhten Rohrplatte, einem Zulaufsiphon und Noteinlassfenster |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3197376A (en) * | 1957-04-22 | 1965-07-27 | North American Aviation Inc | Epithermal thorium power-breeder nuclear reactor |
DE1281592B (de) * | 1964-03-25 | 1968-10-31 | Babcock & Wilcox Dampfkessel W | Isolierwand innerhalb des Druckbehaelters eines Kernreaktors |
DE1464849B1 (de) * | 1963-08-01 | 1970-08-20 | Commissariat Energie Atomique | Atomkernreaktoranlage |
CH504079A (de) * | 1969-03-17 | 1971-02-28 | Westinghouse Electric Corp | Vorrichtung zur Verbesserung der Kühlmitteldurchmischung in Kernreaktoren |
DE2138924A1 (de) * | 1970-08-21 | 1972-03-02 | Boehler & Co Ag Geb | Druckgefäß für vorzugsweise flussig metallgekuhlte Atomkernreaktoren |
-
1973
- 1973-09-18 DE DE2346868A patent/DE2346868C2/de not_active Expired
-
1974
- 1974-08-07 JP JP49090655A patent/JPS5815754B2/ja not_active Expired
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3197376A (en) * | 1957-04-22 | 1965-07-27 | North American Aviation Inc | Epithermal thorium power-breeder nuclear reactor |
DE1464849B1 (de) * | 1963-08-01 | 1970-08-20 | Commissariat Energie Atomique | Atomkernreaktoranlage |
DE1281592B (de) * | 1964-03-25 | 1968-10-31 | Babcock & Wilcox Dampfkessel W | Isolierwand innerhalb des Druckbehaelters eines Kernreaktors |
CH504079A (de) * | 1969-03-17 | 1971-02-28 | Westinghouse Electric Corp | Vorrichtung zur Verbesserung der Kühlmitteldurchmischung in Kernreaktoren |
DE2138924A1 (de) * | 1970-08-21 | 1972-03-02 | Boehler & Co Ag Geb | Druckgefäß für vorzugsweise flussig metallgekuhlte Atomkernreaktoren |
Cited By (22)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2341919A1 (fr) * | 1976-02-20 | 1977-09-16 | Westinghouse Electric Corp | Systeme de recirculation pour reacteurs nucleaires |
EP0004218A2 (de) * | 1978-03-07 | 1979-09-19 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Schneller Kernreaktor mit mindestens einem Hilfs-Wärmetauscher |
FR2419565A1 (fr) * | 1978-03-07 | 1979-10-05 | Commissariat Energie Atomique | Echangeur d'ultime secours, notamment pour reacteur nucleaire a neutrons rapides |
EP0004218A3 (en) * | 1978-03-07 | 1979-10-17 | Commissariat A L'energie Atomique Etablissement De Caractere Scientifique Technique Et Industriel | Fast nuclear reactor with at least one auxiliary heat exchanger |
US4342721A (en) * | 1978-03-07 | 1982-08-03 | Commissariat A L'energie Atomique | Fast nuclear reactor |
EP0006801A1 (de) * | 1978-06-23 | 1980-01-09 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Kernreaktor |
EP0006802A1 (de) * | 1978-06-23 | 1980-01-09 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Kernreaktor |
FR2429478A1 (fr) * | 1978-06-23 | 1980-01-18 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire a neutrons rapides et a metal liquide caloporteur |
FR2429477A1 (fr) * | 1978-06-23 | 1980-01-18 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire a neutrons rapides a metal liquide caloporteur |
US4382907A (en) * | 1978-06-23 | 1983-05-10 | Commissariat A L'energie Atomique | Liquid metal cooled nuclear reactor |
US4465653A (en) * | 1980-05-06 | 1984-08-14 | Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha | Nuclear reactor |
EP0043767A1 (de) * | 1980-07-04 | 1982-01-13 | Electricite De France | Flüssigmetallgekühlter Kernreaktor |
EP0048672A1 (de) * | 1980-09-19 | 1982-03-31 | Novatome | Atomkernreaktor mit Wärmetauschern in integrierter Bauweise |
FR2500676A1 (fr) * | 1981-02-24 | 1982-08-27 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau |
US4587079A (en) * | 1981-02-24 | 1986-05-06 | Commissariat A L'energie Atomique | System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core |
FR2538154A1 (fr) * | 1982-12-20 | 1984-06-22 | Westinghouse Electric Corp | Dispositif de refroidissement auxiliaire passif de reacteur nucleaire |
FR2555794A1 (fr) * | 1983-11-25 | 1985-05-31 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe de moyens de refroidissement de secours |
US4725400A (en) * | 1984-12-18 | 1988-02-16 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear reactor plant housed in a steel pressure vessel, with a gas cooled, small high temperature reactor |
US4780270A (en) * | 1986-08-13 | 1988-10-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Passive shut-down heat removal system |
FR2620559A1 (fr) * | 1987-09-10 | 1989-03-17 | Westinghouse Electric Corp | Reacteur nucleaire a metal liquide supporte par le fond |
EP0362155A2 (de) * | 1988-09-27 | 1990-04-04 | ANSALDO S.p.A. | Zwischenwärmeaustauscher eines schnellen Reaktors mit einer erhöhten Rohrplatte, einem Zulaufsiphon und Noteinlassfenster |
EP0362155A3 (de) * | 1988-09-27 | 1990-08-22 | ANSALDO S.p.A. | Zwischenwärmeaustauscher eines schnellen Reaktors mit einer erhöhten Rohrplatte, einem Zulaufsiphon und Noteinlassfenster |
Also Published As
Publication number | Publication date |
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DE2346868C2 (de) | 1984-06-07 |
JPS5058495A (de) | 1975-05-21 |
JPS5815754B2 (ja) | 1983-03-28 |
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