DE2432131A1 - Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktor - Google Patents
Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktorInfo
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
W, 683
Augsburg, den 27. Juni 1974
Westinghouse Electric Corporation, Westinghouse Building,
Gateway Center, Pittsburgh, Allegheny County, Pennsylvania 15222, V,St.A9
Notkühleinrichtung für einen Kernreaktor
Pie Erfindung betrifft eine Notkühleinrichtung für
einen Kernreaktor, der einen Druckbehälter, einen diesen gasdicht verschließenden Behälterdeckel mit einer darin
gebildeten Kammer, einen im Druckbehälter angeordneten Reaktorkern, einen Kühlmitteleinlaß und einen Kühlmittel-
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auslaß aufweist.
Dabei handelt es sich um eine Einrichtung zur Notkühlung des Reaktorkerns mittels eines aus einer Notkühlmittelquelle
zugeführten Kühlmittels für den Fall eines im Primärkühlmittel des Reaktors auftretenden Druckverlustes,
Die Aufgabe einer solchen Reaktorkern-Notkühleinrichtung liegt darin, im Falle eines größeren Bruches einer Primärkühlmittelleitung
den Reaktorkern sofort mit einem hochkonzentrierten Neutronenabsorber zu überfluten, der den
Spaltvorgang beendet und gleichzeitig eine Beschädigung der Brennstäbe durch die freiwerdende Wärme verhindert.
Die allgemeinen Konstruktionsrichtlinien für Kernreaktoren des Atomenergie-AusSchusses verlangen, daß alle
Kernreaktoren über ein Reaktorkern-Notkühlsystem verfügen.
Zu diesem Zweck sind verschiedene Konstruktionen entwickelt worden» Bei einer bekannten Ausführungsform finden große
Druckbehälter bzw. Speicherbehälter Anwendung, welche hochkonzentriert
borsaures Wasser unmittelbar in einen Druckwasserreaktor einleiten, wenn der Druck des vom Reaktor
durch einen Wärmetauscher oder einen Dampfkessel zirkulierten Primärkühlmittels unter einen Druck von etwa 46 kp/cm abfällt»
Das Notkühlmittel wird normalerweise nahe den Kühl-
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mitteleinlässen des Reaktors in die Primärkühlmittelleitungen eingeleitet, um die unmittelbare Zuströmung in
den die Brennelemente enthaltenden Teil des Reaktors sicherzustellen. Es ist festgestellt worden, daß die
gegenwärtig vorhandenen Notkühlsysteme im Falle eines kleineren Bruches im Primärkühlsystem zur Kühlung des
Brennstoffes und der Brennstäbe vollständig ausreichen,.
Ein größerer Bruch, beispielsweise das vollständige Abreißen einer Primärkühlmittelzuleitung, führt zu außerordentlichen
Schwierigkeiten, weil der Druck des mittels der anderen Primärkühlmittelschleifen noch durch den Reaktor
zirkulierten Primärkühlmittels das Kühlmittel zu der durch den Rohrbruch verkörperten Stelle mit vermindertem Druck
hindrängt. Da das Notkühlmittel aus dem Speicherbehälter dann in die Kühlmittelzuleitungen hineingeleitet wird,
blockiert die Notkühlmittel-Einströmung den Ausstrom des normalen Kühlmittels durch das gebrochene Zuleitungsrohr,
Obwohl der Speicherbehälterdruck ausreichend groß ist, um der Kühlmittelausströmung entgegenzuwirken, ist zu erwarten,
daß ein Teil des Reaktorkerns wegen der gekrümmten Kühlmitteleinlaßströmungswege im Reaktor ohne Kühlmittel
bleibt» Dieser kühlmittellose Zustand und der damit zusammenhängende. Abfall des Kühlmitteldruckes läßt das um
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die Brennstäbe herumströmende Wasser kochen, wodurch Blasen erzeugt werden, die im Reaktorkern aufsteigen und den
seitlichen Kühlmittelstrom zu den normalen Kühlmittelauslässen hin"teilweise blockieren, Obwohl die Wahrscheinlichkeit
oder Möglichkeit des Auftretens eines solchen größeren Bruches so extrem gering ist, daß Vorkehrungen zur Beherrschung
dieser Situation nicht zwingend notwendig erscheinen, werden die Kühlsysteme im Hinblick auf das öffentliche Sicherheitsinteresse trotzdem so ausgelegt, daß auch die geringste
Möglichkeit eines Unfalls berücksichtigt wird.
Im Hinblick auf das oben genannte Problem ist ein Reaktorkern-Notkühlsystem vorgeschlagen worden, bei welchem
alle Kühlmittelverluste durch Einleiten von Notkühlmittel durch unbenutzte Steuerstab-Pührungsrohre abwärts in den
Reaktorkern hinein beherrscht werden. Gemäß diesem Vorschlag tritt Wasser an den oberen Enden der Führungsrohre in diese
ein und strömt nahe dem unteren Ende der Führungsrohre in Form von Sprühstrahlen, welche radial nach außen zu benachbarten
Brennstäben hingerichtet sind, in den Reaktorkern hinein. Diese direkte Berührung mit den Brennstäben vergrößert
die Kühlwirkung und stellt die Zuführung der erforderlichen Wassermenge in den Reaktorkern sicher. Versuche
mit der vorgeschlagenen Einrichtung haben ihre große-Wirksamkeit
und Zuverlässigkeit gezeigt und der einzige bekannte
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Nachteil dieser Einrichtung liegt in den großen Arbeitsund Materialkosten für den Einbau und das Herausnehmen
der Einrichtung bei der Brennstofferneuerung des Reaktors,
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Notkühleinrichtung der eingangs dargelegten Art, welche^
selbständig zu Notkühlzwecken oder alternativ dazu als Ergänzung zu vorhandenen Reaktorkern-Kühleinrichtungen
verwendbar ist, einfacher und billiger auszubilden.
Im Sinne der Lösung dieser Aufgabe ist eine solche Notkühleinrichtung gemäß der Erfindung dadurch gekenn^eichnet,
daß dieselbe einen Speichertank aufweist, der einen unter Druck stehenden, als Notkühlmittel dienenden Neutronenabsorber
enthält und mit dem Reaktorbehälterdeckel verbunden ist, so daß das Notkühlmittel im Falle eines Abfalls des
Reaktorkühlmitteldruckes unterhalb des im Speichertank herrsehenden Druck in die genannte Kammer'einleitbar ist,
und daß zum Hinleiten des Notkühlmittels zum Reaktorkern mit der genannten Kammer und dem Reaktorkern in Verbindung
stehende Leitungsorgane vorgesehen sind,
Eine bevorzugte Ausführungsform der Erfindung wird
nachstehend mit Bezug auf die anliegenden Zeichnungen beispielsweise beschrieben. In den Zeichnungen stellen dar:
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Pig, 1 einen Schnitt durch einen Kern
reaktor mit einem Notkühlsystem
nach der Erfindung,
Fig, 2 ein Diagramm der erfindungsge
mäßen Notkühleinrichtung,
Fig, 3 eine, Einzelheiten zeigende Dar
stellung des zum Hinleiten des Notkühlmittels im Reaktorkern verwendeten Teils des Rohrleitungssystems
der erfindungsgemäßen Notkühleinrichtung, und
Fig, 4 eine vergrößerte Darstellung eines
Tragrohres und seiner Verbindung mit der oberen und der unteren Kerntragplatte des Reaktors,
In allen Darstellungen sind gleiche Teile jeweils mit den gleichen Bezugszeichen versehen.
Fig, I zeigt einen Kernreaktor mit einem Druckbehälter 10,
an dessen Oberseite ein Behälterdeckel 12 gasdicht mittels Schrauben 14 oder ähnlicher Befestigungsmittel befestigt ist,
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Bei dem zur Erläuterung der Erfindung dargestellten Reaktor handelt es sich um einen Druckwasserreaktor, jedoch kann die
Erfindung selbstverständlich ebenso bei anderen Reaktorbauarten Anwendung finden, bei denen andere Kühlmittel zum
Abtransport der im Reaktorkern erzeugten Wärme benützt werden» Ein Kernbehälter 16 wird von einem am oberen Teil des Druckbehälters
gebildeten Rand 18 getragen und wird, wenn die Schrauben 14 angezogen sind, durch einen zwischen einer
oberen Tragplatte 20 und dem Behälterdeckel 12 liegenden Dichtungsring in seiner Lage festgespannt. Wie bei üblichen
Konstruktionen sind an der Innenfläche des Kernbehälters 16 eine untere Kernplatte 22 und eine obere Kernplatte 24
befestigt, welche den Reaktorkern lagefest halten und die Kühlmittelströmungskräfte und die Gewichtskräfte des Reaktorkerns
auf den Druckbehälter übertragen. Der Reaktorkern enthält eine Vielzahl von Brennelementbündeln 26, die ihrerseits
jeweils eine Anzahl von Brennstäben 28 aufweisen. Die Brennstäbe 28 jedes Brennelementbündels 26 werden von Gittern 30,
die entlang der Länge des Brennelementbündels angeordnet sind, in ihrer gegenseitigen Lage gehalten. Die Anzahl und
Größe der Brennstäbe und folglich der Brennelementbündel . sind von Reaktor zu Reaktor verschieden. Bei einer bekannten
Reaktorkonstruktion enthält der Reaktorkern etwa 200 Brennelementbündel mit jeweils etwa 400 Brennstäben, so daß der
Reaktor im Betrieb so viel Wärme erzeugt, daß eine Kraft-
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maschine mit einer elektrischen Leistung von 1100 MW betrieben werden kann. Zur Steuerung des Spaltvorgangs
ist eine Anzahl auf dem Behälterdeckel 12 montierter Steuerstabantriebe 32 durch Antriebsverbindungen 34 mit
nicht dargestellten Steuerstäben verbunden, die in Führungsrohren 36 angeordnet sind. Die Steuerstäbe sind
in bekannter Weise zwecks Steuerung der vom Brennstoff in den Brennstäben 28 erzeugten Wärmemenge innerhalb der
Brennelementbündel 26 axial beweglich«, Die Steuerstabantriebe 32 werden im Reaktor von einer allgemein mit
bezeichneten oberen Konstruktion und der oberen Tragplatte 20 getragen. Tragrohre 40 halten die obere Tragplatte
20 mit Abstand von der oberen Kernplatte 24 und verleihen der Konstruktion zusätzliche Festigkeit und.
Steifigkeit.
Im Reaktorbetrieb wird Kühlmittel durch einen Einlaß eingeleitet und strömt abwärts durch den Ringraum 44 zum
Boden des Druckbehälters, wo es seine Strömungsrichtung umkehrt und durch Öffnungen 46 einer unteren Tragplatte
nach oben strömt (die Pfeile in Fige 1 zeigen die Strömungsrichtung im Falle eines Bruches am Kühlmitteleinlaß 42,
nicht die Strömungsrichtung·des Kühlmittels während des normalen Reaktorbetriebes). Das Kühlmittel strömt nach
oben weiter durch öffnungen 50 und 52 in der unteren
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Kernplatte 22 und durch die Brennelementbündel 26 hindurch, wo es im Brennstoff erzeugte Wärme aufnimmt» Das erwärmte
Kühlmittel strömt dann durch einen Kühlmittelauslaß 54 aus dem Reaktor ab und in eine geschlossene Schleife hinein,
welche eine Pumpe und einen Wärmetauscher (nicht dargestellt) enthält, welch letzterer zur übertragung der Wärme vom Kühlmittel
auf ein Sekundärkühlmittel dient, das in bekannter Weise in einem den Wärmetauscher und eine Turbine enthalten- ·
den Kreislauf zirkuliert.
Der oben beschriebene Reaktor gehört einer bekannten Baurt an und besitzt zwei oder mehr Primärkühlschleifen,
die jeweils einen Kühlmittelauslaß, z,B, 54, eine Pumpe, einen Dampfkessel und eine Rückleitung zu einem der Kühlmittaleinlässe,
beispielsweise 42, des Reaktors enthalten. Im Falle des Auftretens eines Bruches in einer Kühlmittelzuleitung
veranlassen auf den Kühlmitteldruck ansprechende Elemente das Einfahren der. Steuerstäbe in den Reaktorkern,
um den SpaltVorgang im wesentlichen zu beenden, und gleichzeitig
pumpt ein Notkühlsystem borsaures Wasser oder einen anderen Neutronenabsorber aus nicht dargestellten Speicherbehältern
durch den Einlaß 42 in den Reaktor hinein. Das Notkühlmitte'l strömt dann durch die anderen Einlasse, abwärts
durch den Ringraum 44 hindurch und aufwärts durch den Reaktorkern und führt die noch vorhandene Wärme sowie die
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noch erzeugte Wärme ab. Da außerdem Kühlmittel aus den
anderen Primärkühlschleifen zugeführt wird, strömt ein
Teil des Notkühlmittels und des Primärkühlmittels durch
den Einlaß 42 aus, wie durch die Pfeile in Fig. 1 dargestellt
ist, während die übrigen Kühlmittel durch die Auslässe 54
abströmen. In manchen Fällen, je nach Größe des Bruches und folglieh des Strömungswiderstandes für ausströmendes
Kühlmittel kann auch, rie ebenfalls durch die in Fig. 1
eingezeichneten Pfeile dargestellt ist, etwas Kühlmittel von den Kühlmittelauslässen zu den Einlassen zurückgedrückt
werdeηο
Gemäß der Erfindung findet ein, Kühlmittel durch den Behälterdeckel einleitendes System als Notkühlsystem Anwendung,
Die Komponenten dieses Notkühlsystems können so
groß ausgebildet sein, daß dieses System als einziges Reaktorkern-Notkühlsystem benützt werden kann,
Die Fig. 1 und. 2 zeigen eine Notkühleinrichtung, deren
Aufgabe die Kühlung des Reaktorkerns während eines Kühlmittelverlustes bei einem großen Bruch in einer Kühlmittelzuleitung
des Reaktorkühlsystems ist. Das Notkühlmittel, welches im Falle eines Druckmxttelreaktors borsaures
Wasser mit einer Borkonzentration von 2000 ppm bis 25ΟΟ ppm
sein kann, wird durch eine Fülleitung 58 zugeführt und in
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zwei stählernen Speicherbehältern 60, von denen nur einer dargestellt ist, mit dem bei 62 angedeuteten Füllstand
gespeichert. Bei anderen Reaktorbauweisen können entsprechend
andere Kühlmittel Anwendung finden. Es können ein oder mehrere Speicherbehälter mit den jeweils zugehörigen
Komponenten Verwendung finden; der Einfachheit halber und zum besseren Verständnis der Erfindung ist
nur einer dargestellt. Ein motorbetätigtes Schieberventil 64 ermöglicht das Füllen des Speicherbehälters und
trennt diesen, wenn es geschlossen ist, von der Neutronenabsorberquelle.
Der kühlmittelleere Raum 68 im Speicherbehälter wird von Stickstoffgas aus einer Stickstoffquelle
ausgefüllt und setzt das in Speicherbehälter befindliche borsaure Wasser unter Druck, Ein weiteres motorbetätigtes
Schieberventil 70 trennt den Speicherbehälter von der
Stickstoffquelle. Zum Ablassen eines möglicherweise in
dem System entstehenden übergroßen Druckes ist ein überdruckventil
72 vorgesehen. Das überdruckventil 72 ist so bemessen, daß Stickstoffgas mit einer Geschwindigkeit
ausströmen kann, die größer als die Speicherbehälter-Füllgeschwindigkeit über die Fülleitung 58 oder die größte
Pumpenfördergeschwindigkeit ist«,
Jeder Speicherbehälter 60 ist mit dem Behälterdeckel des Reaktordruckbehälters durch ein 300-mm-Rohr Ik ver-
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bunden, welches sich in zwei 150-mm-Rohre 7β und 78
verzweigt. Je nach Größe des betreffenden Reaktors können die Speicherbehälter und die Verbindungsleitungen auch
andere Abmessungen besitzen. Die Leitung 74 ist mit einem Rückschlagventil 80 versehen, welches in Reihe mit in den
150-mm-Rohren 76 und 78 gelegenen Rückschlagventilen 82 und 84 geschaltet ist. Ein Schieberventil 86 dient als
Trennventil zur Verhinderung des Ausleckens von Wasser zwischen dem Reaktor und dem Speicherbehälter, wenn der
Reaktor dem im Primärkühlkreislauf zirkulierenden Kühlmittel
keine Wärme zuführt. Der normalerweise im Reaktor
herrschende Wasserdruck beträgt etwa 175 kp/cm und die Speicherbehälter stehen unter einem Druck von etwa 105 kp/cm
Selbstverständlich ist zu berücksichtigen, daß Reaktoren anderer Größen mit anderen Betriebsdrücken arbeiten und daß
diese Werte nur zu Er1äuterungszweckeη gewählt sind. Bei
in Betrieb befindlichem Reaktor sind die Schieberventile geöffnet und der größere Druck des durch den Reaktor
zirkulierenden Kühlmittels hält die Rückschlagventile 80, 82 und 84 geschlossen, Diese Rückschlagventile bilden den
einzigen Widerstand gegen eine Strömung des borsauren Wassers aus dem Speicherbehälter in den Reaktor,, Palls
ρ der Reaktordruck unter einen Wert von 105 kp/cm absinkt,
öffnet der größere Speicherbehälterdruck die Rückschlagventile und es strömt borsaures Wasser durch den nicht
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gedrosselten Strömungsweg unmittelbar in das Reaktorkühlsystem
hinein.
Da kein Stickstoffgas in das Reaktorkühlsystem hineingelangen
darf, ist jeder Speicherbehälter 60 mit Gas- und Wassermeßfühlern 88 und 90 versehen, welche den Gas- bzw.
Wasserpegel messen und die Schieberventile 86 automatisch schließen, wenn ein Ausblasen des Speicherbehälters auftritt.
Ebenso ist zur Verhinderung eines zu hohen Wasserpegels in diesem System ein MaximalpegelfÜhler 92 vorgesehen, der ggfs.
eine Ablaßleitung 94 öffnet, so daß das gewünschte Volumen
von borsaurem Wasser in den Speicherbehältern aufrechterhalten wird.
Wie oben angedeutet, können zwei Speicherbehälter verwendet werden, wobei jeder Speicherbehälter mit zwei
Deckeldurchführungen verbunden ist. Wie in den Pig» I und
dargestellt ist, ist der Speicherbehälter 60 mit dem 300-mm-Rohr 74, den Zweigleitungen 76 und 78 und Deckeldurchführungen
79 verbunden, während der andere, nicht dargestellte Speicherbehälter mit dem 300-mm-Rohr 75,
den 150-mm-Rohren 96 und 98 und den beiden anderen
Deckeldurchführungen 99 verbunden ist. Die in Pig, I eingezeichneten Pfeile zeigen die Strömung des in den
Deckelraum 106 eingeleiteten borsauren Wassers,
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Das borsaure Wasser wird aus dem Deckelraum 106 durch hohle Tragrohre 40 zum Reaktorkern geleitet. Diese
Tragrohre 40 können an der oberen Tragplatte 20 angeschweißt oder auf andere Weise befestigt sein und endigen
an ihren unteren Enden in der oberen Kernplatte 24, Das untere Ende jedes Tragrohrs ist an der Befestigungsstelle
an der oberen Kernplatte 24 mit einer düsenartigen öffnung 110 versehen, die unmittelbar über Bohrungen 111
in der oberen Kernplatte 24 gelegen ist, so daß das borsaure Wasser auf die Oberseiten der Brennelementbündel
ausströmt und zwecks weiterer Verteilung zwischen den Brennelementbündeln abwärts durch den Reaktorkern strömt
und nicht nur die Erzeugung von Dampfblasen aus dem siedenden Wasser verhindert, sondern auch die übrige
Wärme der Brennstäbe sowie diejenige Wärme abführt, welche auch nach dem vollständigen Einfahren der Steuerstäbe
noch in dem Brennstoff der Brennstäbe erzeugt wird. Durch öffnungen 113 im unteren Teil der Tragrohre 40 kann
das Reaktorkühlmittel während des normalen Reaktorbetriebs austreten und zu den Auslässen 54 gelangen,
Fig. 1 zeigt das Strömungsbild, welches sich beim Betrieb der Notkühleinrichtung einstellt. Falls in irgendeiner
Komponente des Reaktors ein Bruch auftritt, ins-
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besondere falls ein Kühlmittelzuleitungsrohr vollständig abreißt, was die schwerwiegendste mögliche Störung im
Reaktorbetrieb darstellt, fällt der Druck des durch den Reaktor und die Primärkühlschleifen zirkulierenden Kühl-
2 mittels von seinem normalen Wert von etwa 175 kp/cm
2 auf einen unterhalb eines Wertes von 105 kp/cm liegenden
Druck ab. Ein derartiger Druckabfall im Reaktorkühlmittel setzt die Notkühleinrichtung in Betrieb, Der im Speicherbehälter
60 (Pig«, 2) herrschende Druck öffnet die Rückschlagventile 80, 82 und 84, so daß borsaures Wasser
durch die Rohre 76» 78, 96 und 98 in den innerhalb des
Behälterdeckels gelegenen Raum einströmt. Von dort aus
strömt das borsaure Wasser durch den Zwischenraum zwischen den Steuerstäben und den Steuerstab-Führungsrohren 36 hindurch
abwärts und gelangt unmittelbar in die Brennelementbündel 26, Gleichzeitig strömt borsaures Wasser aus dem
Deckelraum durch die Tragrohre 40 hindurch und gelangt durch die Düsenöffnungen 110 und die Bohrungen 111 hindurch
in den Reaktorkern hinein, so daß es entlang der Außenflächen der Brennstäbe abwärts strömt und so die Bildung
von Dampfblasen aus dem siedenden Wasser verhindert. Nach seinem Austritt aus dem Reaktorkern strömt das borsaure
Wasser durch den Ringraum 44 nach oben und durch den Einlaß
42 ab, wobei wahrscheinlich auch etwas Wasser durch die Auslässe 54 abströmt. Gleichzeitig kann sich die
expandierte Strömung in den normalen Kühlmittelaus-
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lassen 54 umkehren und in den oberen Teil des Reaktors
hineinströmen, wo sie sich verteilt und abwärts durch den Reaktorkern oder unmittelbar zur Bruchstelle in der
Einlaßleitung 42 hin strömt. Da das Einfahren der Steuerstäbe in den Reaktorkern den Spaltvorgang im wesentlichen
beendet, trägt der Zusatz von Wasser mit einer Borkonzentration von 2000 ppm bis 2500 ppm zum vollständigen Neutroneneinfang
bei, wodurch die beim Schaltvorgang im Brennstoff stattfindende Wärmeerzeugung beendet wird,
Fig. 3 zeigt eine abgewandelte Konstruktion für die Zufuhr von borsaurem Wasser aus dem Speicherbehälter 70
in den Reaktorkern, Anstatt das borsaure Wasser in den Deckelraum einströmen zu lassen, wird es unmittelbar
durch Röhren in den Reaktorkern hineingeleitet. Ebenso wie bei der Konstruktion nach Fig* 1 führen ,Hauptrohre 74 und 75 vom
Speicherbehälter zu 150-mm-Rohren 76, 78, 96 und 98,
welche abwärts zu den oberen Enden von Deckeldurchführungen in der Nähe des Randes des Behälterdeckels 12 führen. Die
oberen Enden der Rohre 76 und 78 sind über dichte Rohrkupplungen 104 mit einem zum Hauptrohr 74 führenden Verbindungsrohr
verbunden. Innerhalb des vom Behälterdeckel umschlossenen Raumes sind die Deckeldurchführungen 102 über
flexible Druckdichtungsverbindungen 108 der in Fig. 4 dargestellten
Bauart mit nach unten führenden Rohren 107 verbunden. Gemäß Fig, 4 endigt das untere Ende einer Deckel-
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durchführung 102 innerhalb einer Kappe 110 der Druckdichtung 108, Die Kappe 110 ist auf das obere Ende des
abwärts führenden Rohres 107 aufgeschraubt, und zwischen der Kappe 110 und dem oberen Ende des abwärts führenden
Rohres 107 ist eine als gewölbte Scheibe ausgebildete Dichtung 112 mit einer mittigen Öffnung 114 angeordnet.
Wie dargestellt, ist zwischen der äußeren Mantelfläche der Durchführung 102 und der in der Kappe 110 gebildeten
öffnung ein Spielraum 116 vorhanden, der eine gegenseitige
seitliche Verschiebung der beiden miteinander verbundenen Rohre ermöglicht. Dies hat den Zweck, beim Aufsetzen
des Behälterdeckels auf den Druckbehälter die Verbindung zwischen dem unteren Ende der Deckeldurchführung und dem
abwärts führenden Rohr herstellen zu können. Obwohl die Komponenten hochgenau hergestellt und genau ausgerichtet
sind, ist der Spielraum 116 zur Ermöglichung einer geringfügigen gegenseitigen seitlichen Verschiebung vorteilhaft,
wenn der Behälterdeckel aufgesetzt wird. Das abwärts führende Rohr 107 ist ebenso wie bei der in Fig, I
dargestellten Konstruktion an der oberen Tragplatte 20 und der oberen Kernplatte 24 befestigt und weist eine
mit einer Bohrung 111 fluchtende Düsenöffnung 110 auf, so daß borsaures Wasser aus dem Speicherbehälter durch
die Verbxndungsrohre und das abwärts führende Rohr unmittelbar
zur Oberseite des Reaktorkerns strömen kann,
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Wie bereits eingangs erwähnt, kann die beschriebene Kühleinrichtung entweder als unabhängige Einrichtung zur
Reaktorkern-Notkühlung oder zur Ergänzung üblicher Notkühlsysteme
Verwendung finden.
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Claims (1)
- Patentansprüche/!,Hotkühleinrichtung für einen Kernreaktor, der einen Druckbehälter, einen diesen gasdicht verschließenden Behälterdeckel mit einer darin gebildeten Kammer, einen im Druckbehälter angeordneten Reaktorkern, einen Kühlmitteleinlaß und einen Kühlmittelauslaß aufweist, "dadurch gekennzeichnet, daß dieselbe einen Speichertank (60) aufweist, der einen unter Druck stehenden, als Notkühlmittel dienenden Neutronenabsorber enthält und mit dem Reaktorbehälterdeckel (12) verbunden ist, so daß das Notkühlmittel im Falle eines Abfalls des Reaktorkühlmitteldruckes unterhalb den im Speichertank herrschenden Druck in die genannte Kammer einleitbar ist, und daß zum Hinleiten des Notkühlmittels zum Reaktorkern mit der genannten Kammer und dem Reaktorkern in Verbindung stehende Leitungsorgane (36, 40) vorgesehen sind,2« Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß in der Verbindungsleitung (74, 76, 78) zwischen dem Speichertank (60) und dem Behälterdeckel (12) Rückschlagventile (80, 82, 84) derart angeordnet sind, daß der- 19 -509808/0722Neutronenabsorber nur in Richtung vom Speichertank zum Behälterdeckel strömen kann,3, Einrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die genannten Leitungsorgane zum Hinleiten des Notkühlmittels zum Reaktorkern durch den Behälterdeckel (12) in den Druckbehälter (10) hineinführende Deckeldurchführungen (32) und abwärtsführende Rohre (36, 40) aufweisen, welch letztere an einer im Druckbehälter angeordneten Tragplatte (20) befestigt sind, und daß die Deckeldurchführungen (32) und die abwärtsführenden Rohre durch Rohrkupplungen (Fig, 4) miteinander verbunden sind, die eine gegenseitige seitliche Verschiebung der miteinander verbundenen Rohrenden ermöglichen.4, Einrichtung nach Anspruch 3 mit vom Behälterdeckel zum Reaktorkern verlaufenden Steuerstab-Führungsrohren, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens einige der Steuerstab-Führungsrohre (36) als abwärtsführende Rohre für das Notkühlmittel benützt werden»5, Einrichtung nach Anspruch 3 oder 4, wobei der Reaktorkern zwischen einer oberen und einer unteren Kernplatte im Druckbehälter angeordnet ist und die obere- 20 509808/07 2 2Kernplatte durch hohle Tragstützen mit einer darüber angeordneten oberen Tragplatte verbunden ist, dadurch gekennzeichnet, daß die hohlen Tragstützen (40) als abwärtsführende Rohre für das Notkühlmittel dienen.- 21 509808/0722Leerseite
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US38432273A | 1973-07-31 | 1973-07-31 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2432131A1 true DE2432131A1 (de) | 1975-02-20 |
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Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2432131A Withdrawn DE2432131A1 (de) | 1973-07-31 | 1974-07-04 | Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktor |
Country Status (14)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4064002A (de) |
JP (1) | JPS5043396A (de) |
AT (1) | AT356764B (de) |
BE (1) | BE818291A (de) |
CA (1) | CA1027679A (de) |
CH (1) | CH582939A5 (de) |
DE (1) | DE2432131A1 (de) |
ES (1) | ES428788A1 (de) |
FI (1) | FI222774A (de) |
FR (1) | FR2239738B1 (de) |
GB (1) | GB1450316A (de) |
IT (1) | IT1017379B (de) |
NL (1) | NL7409199A (de) |
SE (1) | SE7409894L (de) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3036907A1 (de) * | 1980-09-30 | 1982-04-22 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Druckwasserreaktor mit einem reaktordruckbehaelter |
DE3138907C1 (de) * | 1981-09-30 | 1983-02-24 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Notkühlsystem für den Kern eines Reaktordruckbehälters |
DE3533016A1 (de) * | 1985-09-16 | 1987-03-19 | Kraftwerk Union Ag | Druckspeicher zum einspeisen einer kuehlfluessigkeit in einen kernreaktor |
EP0234566A2 (de) * | 1986-02-28 | 1987-09-02 | Hitachi, Ltd. | Kernreaktornotkühlsystem |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4173513A (en) * | 1977-07-07 | 1979-11-06 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with control rods |
US4231843A (en) * | 1977-08-02 | 1980-11-04 | Westinghouse Electric Corp. | Guide tube flow diffuser |
DE3020124A1 (de) * | 1980-05-27 | 1981-12-03 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Gasgekuehlter hochtemperaturreaktor |
JPS5769293A (en) * | 1980-10-17 | 1982-04-27 | Hitachi Ltd | Degasing system and method of nuclear reactor |
US4654190A (en) * | 1984-04-05 | 1987-03-31 | Westinghouse Electric Corp. | Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant |
JPS6238393A (ja) * | 1985-08-14 | 1987-02-19 | 株式会社日立製作所 | 非常用炉心冷却方法及び装置 |
US4759904A (en) * | 1986-04-04 | 1988-07-26 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water reactor having improved calandria assembly |
US4812286A (en) * | 1988-02-08 | 1989-03-14 | General Electric Company | Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor |
JP2909247B2 (ja) * | 1991-04-26 | 1999-06-23 | 三菱重工業株式会社 | 蓄圧器 |
DE4344323A1 (de) * | 1993-12-23 | 1995-06-29 | Siemens Ag | Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors |
US5519743A (en) * | 1994-09-02 | 1996-05-21 | Westinghouse Electric Corporation | Primary coolant system of a nuclear power plant for providing coolant to a primary loop |
JP4850532B2 (ja) * | 2006-02-17 | 2012-01-11 | 瓜生製作株式会社 | エアドライバ装置 |
US9805833B2 (en) * | 2014-01-06 | 2017-10-31 | Bwxt Mpower, Inc. | Passively initiated depressurization valve for light water reactor |
EP3142123B1 (de) * | 2014-05-05 | 2018-10-24 | Asvad Int, S.L. | Passives druckablasssystem eines kernreaktors |
DE102017208955A1 (de) * | 2017-05-29 | 2018-11-29 | Siemens Healthcare Gmbh | Detektorvorrichtung aufweisend einen Kühlluftpfad zum Kühlen eines Röntgendetektors |
CZ2020341A3 (cs) | 2020-06-12 | 2021-07-28 | CENTRUM HYDRAULICKÉHO VÝZKUMU spol. s r.o. | Turbočerpadlo a systém dlouhodobého odvodu tepla z hermetické zóny obsahující toto turbočerpadlo |
CN111951985B (zh) * | 2020-07-15 | 2022-10-18 | 四川大学 | 一种模块化空间核反应堆发电单元 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1112346A (en) * | 1963-12-02 | 1968-05-01 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
US3528884A (en) * | 1967-09-28 | 1970-09-15 | Westinghouse Electric Corp | Safety cooling system for a nuclear reactor |
BE788187A (fr) * | 1971-09-01 | 1973-02-28 | Babcock & Wilcox Co | Systeme de proctection pour reacteurs nucleaires |
US3816245A (en) * | 1972-06-27 | 1974-06-11 | Combustion Eng | Emergency core coolant system utilizing an inactive plenum |
US3849257A (en) * | 1972-06-28 | 1974-11-19 | Combustion Eng | Guide structure for control elements |
US3920514A (en) * | 1973-10-18 | 1975-11-18 | Combustion Eng | Emergency core cooling spray head |
-
1974
- 1974-06-25 CA CA203,409A patent/CA1027679A/en not_active Expired
- 1974-07-04 DE DE2432131A patent/DE2432131A1/de not_active Withdrawn
- 1974-07-08 NL NL7409199A patent/NL7409199A/xx unknown
- 1974-07-10 CH CH951674A patent/CH582939A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1974-07-10 AT AT569574A patent/AT356764B/de not_active IP Right Cessation
- 1974-07-17 GB GB3157374A patent/GB1450316A/en not_active Expired
- 1974-07-22 FI FI2227/74A patent/FI222774A/fi unknown
- 1974-07-23 IT IT25479/74A patent/IT1017379B/it active
- 1974-07-30 ES ES428788A patent/ES428788A1/es not_active Expired
- 1974-07-30 FR FR7426405A patent/FR2239738B1/fr not_active Expired
- 1974-07-30 JP JP49086668A patent/JPS5043396A/ja active Pending
- 1974-07-31 BE BE147111A patent/BE818291A/xx unknown
- 1974-07-31 SE SE7409894A patent/SE7409894L/xx unknown
-
1975
- 1975-05-30 US US05/582,570 patent/US4064002A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3036907A1 (de) * | 1980-09-30 | 1982-04-22 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Druckwasserreaktor mit einem reaktordruckbehaelter |
DE3138907C1 (de) * | 1981-09-30 | 1983-02-24 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Notkühlsystem für den Kern eines Reaktordruckbehälters |
DE3533016A1 (de) * | 1985-09-16 | 1987-03-19 | Kraftwerk Union Ag | Druckspeicher zum einspeisen einer kuehlfluessigkeit in einen kernreaktor |
EP0234566A2 (de) * | 1986-02-28 | 1987-09-02 | Hitachi, Ltd. | Kernreaktornotkühlsystem |
EP0234566A3 (en) * | 1986-02-28 | 1988-01-20 | Hitachi, Ltd. | Emergency reactor core cooling structure |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FI222774A (de) | 1975-02-01 |
GB1450316A (en) | 1976-09-22 |
AT356764B (de) | 1980-05-27 |
CA1027679A (en) | 1978-03-07 |
JPS5043396A (de) | 1975-04-19 |
ATA569574A (de) | 1979-10-15 |
SE7409894L (de) | 1975-02-03 |
FR2239738B1 (de) | 1980-07-25 |
FR2239738A1 (de) | 1975-02-28 |
CH582939A5 (de) | 1976-12-15 |
US4064002A (en) | 1977-12-20 |
IT1017379B (it) | 1977-07-20 |
NL7409199A (nl) | 1975-02-04 |
ES428788A1 (es) | 1977-04-16 |
BE818291A (fr) | 1975-01-31 |
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