DE2442500C2 - Druckwasserreaktor - Google Patents

Druckwasserreaktor

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DE2442500C2 DE2442500A DE2442500A DE2442500C2 DE 2442500 C2 DE2442500 C2 DE 2442500C2 DE 2442500 A DE2442500 A DE 2442500A DE 2442500 A DE2442500 A DE 2442500A DE 2442500 C2 DE2442500 C2 DE 2442500C2
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Description

Die vorliegende Erfindung betrifft einen Druckwasserreaktor, dessen Primärkühlkreis innerhalb eines Druckbehälters seine Wärme an einen Dampferzeuger abgibt, der zwischen Reaktorkern und Saugraum der Umwälzpumpen geschaltet ist und der zur Inspektion des Druckbehälter ohne Zerstörung ausgebaut werden kann.
Dieser Druckwasserreaktor, dessen Primärkühlkreis im Normalbetrieb im Zwangumlauf betrieben wird, ist besonders geeignet für Schiffsantriebe und stationäre Anlagen kleinerer Leistung. Um Schaden an den Umwälzpumpen des Primärkühlkreises durch Kavitation, insbesondere bei schnellen Laständerungen zu vermeiden, sollen diese in einem möglichst kühlen Bereich des Primärkühlkreises arbeiten. Wenn diese Pumpen nämlich in der Nähe der Siedetemperatur arbeiten, εο genügt bereits eine kleine D.uckabsenkung, um das Wasser in der Pumpe zum Sieden zu bringen. Die dabei entstehenden Dampfblasen fallen bei der anschließenden Druckerhöhung zusammen und verursachen in einem örtlich eng begrenzten Bereich Zerstörungen an den Punipeneinbauten. Besonders gefährdet sind dabei die aus Gründen der besseren Wartung und Inspektion wünschenswerten obenliegenden Umwälzpumpen, weil diese gegenüber den untenliegenden Pumpen eine wesentlich geringere Zulaufhöhc aufzuweisen haben und daher noch eher /ur Kavitation neigen. Diese Probleme werden oft vermieden mit einem äußeren Druckhalter, der aber viel Raum benötigt und erhebliche Kosten verursacht.
Ein typisches Beispiel für einen in der Praxis bewährten Schiffsreaktor stellt die Antriebsanlage des Nuklear-Schiffes »OTTO HAHN« dar. Bei dieser Anordnung mit untenliegenden Pumpenstutzen läßt sich die gewünschte Strömungsführung mit möglichst kaltem Wasser vor der Pumpe und mit einer erheblichen Zulaufhöhe zur Pumpe verwirklichen. Wenn man bei sonst gleicher Konstruktion die Umwälzpumpen am oberen Ende des Druckbehälters, beispielsweise in seinem Dekkel anordnet, werden die Pumpen nicht nur vom heißen Primärkühlmittel angeströmt, sondern gleichzeitig auch die Zulaufhöhe wesentlich vermindert.
In der deutschen Offenlegungsschrift 22 27 895 werden die beschriebenen Probleme an den Umwälzpumpen vermieden, indem man einen sehr großen und dementsprechend auch teueren äußeren Druckhalter verwendet. In diesem äußeren Druckhalter wird durch geregelte Beheizung oder Einspeisung von kaltem Wasser der Druck im Druckbehälter auf die gewünschte Höhe eingestellt. In der gleichen Schrift wird vorgeschlagen, alle Einbauten im Druckbehälter am oberen Deckel zu befestigen, so daß bei jedem Brennelementwcchsel und jeder Inspektion oder Wartung an Einbauten im Druckbehälter praktisch alle Einbauten auf einmal mit ihrem doch erheblichen Gewicht aus dem Druckbehälter entfernt werden müssen. Ein solcher Brennelementwechsel ist etwa alle ein bis zwei Jahre notwendig, während eine Inspektion des Druckbehälters routinemäßig nur alle 8 Jahre notwendig ist. Daher ist es erwünscht, daß die Brennelemente ausgewechselt werden können, ohne den Dampferzeuger entfernen zu müssen.
Um den gewünschten Strömungsweg vom Reaktor durch den Wärmetauscher zur Umwälzpumpe zu erreichen, wird in der gleichen Schrift vorgeschlagen, den Reaktorkern im Normalbetrieb von oben nach unten durchströmen zu lassen. Diese Strömungsführung ergibt bei Laständerungen oder bei geringer Last sowie bei Ausfall der Umwälzpumpen sehr unübersichtliche Strömungsverhältnisse im Reaktorkern und soll bei der vorliegenden Erfindung vermieden werden.
Die DE-OS 15 64 162 zeigt einen Dampferzeuger in einem ausbaubaren Gehäuse für einen gasgekühlten Kernreaktor, wobei mehrere Dampferzeuger mit je einem Gebläse verbunden und um den Reaktorkern herum angeordnet sind.
Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung besteht darin, einen Druckwasserreaktor der eingangs genannten Art dahingehend zu verbessern, daß der Dampferzeuger bei Ausfall der Primärumwälzpumpen und bei Absenkung des Wasserstandes auch im Naturumlauf die Nachkühlwärme des Reaktorkernes aufnehmen kann und die aus austenitischen Werkstoffen hergestellten Einbauten im Druckbehälter sich gegenüber dem aus ferritischem Werkstoff hergestellten Druckbehälter frei ausdehnen können.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird vorgeschlagen, daß der Dampferzeuger in an sich bekannter Weise in einem allseitig geschlossenen, mit Durchbrüchen zur Strömungsführung versehenen hohlzylindrischen Gehäuse angeordnet ist, welches über einen Hohlring abgestützt ist und daß der Hohlring sich im oberen Bereich des br> Druckbehälters befindet.
Weiterhin wird vorgeschlagen, daß das Kerntragegerüst mit dem eingesetzten Reaktorkern ebenfalls an diesem Gehäuse aufgehängt ist und daß dieses Gehäuse am
interen Ende über mehrere gleitende Flächen radial *egen die Druckbehälter-Innenwand abgestützt ist. Bei iieser Anordnung hängen alle wesentlichen Einbauten im Druckbehälter mit Ausnahme der Pumpen und mit Ausnahme der Speisewasser- bzw. Dampfanschlüsse an einem austenitischen Gehäuse, das am oberen Ende des Druckbehäiters zwischen einem Absatz im Druckbehälter und dem Druckbehälterdeckel fest eingespannt ist. Dieses Gehäuse kann sich innerhalb des Druckbehälters frei nach untsn ausdehnen und ist an seinem unteren Ende an mehreren Stellen gleitend an der Druckbehälter-lnnenwand gelagert, so daß Kräfte in waagerechter Richtung vom Druckbehälter aufgenommen werden können. Das Kerngehäuse ist einerseits an dem schon beschriebenen Dampferzeugergehäuse befestigt und kann mit seinem unteren Ende von einem ebenfalls gleitenden Dorn zentriert werden, so daß es in axialer Richtung alle Ausdehnungen des Gehäuses mitmacht und in waagerechter Richtung die auftretenden Kräfte auf den Druckbehälter überträgt. Auf diese Weise werden am Druckbehälter alle nicht überprüfbaren Schweißnähte für Pratzen oder sonstige Befestigungsteile vermieden und die Ultraschallprüfung der Druckbehälterwand erleichtert. Alle Druckbehältereinbauten können aus dem gleichen Werkstoff hergestellt werden, se daß Zwangsspannungen durch ungleiche Ausdehnungen vermieden werden. Die Anordnung des Dampferzeugers in einem allseitig geschlossenen zylindrischen Gehäuse hat nicht nur den Vorteil, daß die dünnen Rohre dieses Dampferzeugers besser gegen Schwingungen geschützt werden können, sondern schützt auch diesen Dampferzeuger bei der Montage wie auch beim Ausbau gegen Beschädigungen. Der Hohlring von kastenförmigem Querschnitt dient einerseits dazu, das Dampferzeugergehäuse mit allen daran hängenden Einbauten zu versteifen und dient andererseits zur Strömungsführung. Die bei Schiffsreaktoren unvermeidlichen Schräglagen verursachen weder im Normalfall noch bei Ausfall der Pumpen Störungen des Wasserumlaufs, da sie sich nur in dem relativ schmalen ringförmigen Dampferzeugergehäuse auswirken können. Dadurch kann die Bauhöhe des Druckbehälters oberhalb der Pumpen erheblich verringert werden.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird dementsprechend vorgeschlagen, daß der Hohlring den Druckraum der Primärumwälzpumpen bildet und von mehreren Einlaufstücken durchdrungen ist, die mit dem Saugraum der Umwälzpumpen in Verbindung stehen. Auf diese Weise hat jede Pumpe ein eigenes, strömungstechnisch günstig geformtes Einlaufstück, alle Pumpen gemeinsam drücken aber in den Hohlring von kastenförmigem Querschnitt, der an seiner Unterseite mehrere öffnungen aufweist, so daß das Primärkühlwssser auch bei Ausfall einer Pumpe gleichmäßig über den Umfang verteilt zum Reaktorkern fließen kann.
Weiterhin kann das Gehäuse ein Stützgerüst zur Befestigung der Regelstabantriebe tragen.
Ausführungsbeispiele der Erfindung werden im folgenden anhand der Fig. 1—3 näher beschrieben. Es zeigt
F i g. 1 in schematischer Darstellung die Strömungsführung des Primärkühlwassers anhand eines senkrechten Längsschnittes durch einen Druckwasserreaktor;
Fig. 2 ebenfalls als senkrechter Längsschnitt durch einen Druckwasserreaktor, die Anordnung und Verbindung der einzelnen Bauteile im Druckbehälter. Dabei zeigt die rechte Hälfte der Zeichnung einen Schnitt durch das Laufzeug einer Umwälzpumpe sowie eine Ansicht eines Speisewasserstutzens mit der Rohrführung des Speisewassersystems, während die linke Hälfte eine Ansicht des Dampfaustrittsstutzens sowie der dazugehörigen Dampfrohrleitungen zeigt; und
' F i g. 3 einen Querschnitt durch den Druckbehälter.
In F i g. 1 tritt das Primärkühlwasser von unten in den aus zahlreichen nicht gezeigten senkrechten parallelen Brennelementen bestehenden Reaktorkern 1 ein und fließt von dort in ein oberhalb des Reaktorkernes 1 ίο konzentrisch angeordnetes Dampferzeugergehäuse 2, durchströmt dieses von unten nach oben und wird von den Pumpen 3. die mit Elektromotoren 4 angetrieben werden, in einen Hohlring 5 von kastenförmigem Querschnitt gedrückt, der an seiner Unterseite, und zwar am äußeren Rand, zahlreiche Öffnungen 6 aufweist, durch die das Primärkühlwasser in einen Ringkanal 7 und von dort in den Raum 8 seitlich und unterhalb des Reaktors fließt. Falls die Primärumwälzpumpen ausfallen sollten, entsteht ein Naturumlaufsystem, bei dem das heiße Primärwasser wie im Normalbetrieb im Reaktorkern aufwärts strömt. Da die Dampferzeuger 9 in Betrieb bleiben, wird hier das Primärkühlwasser abgekühlt. Zunächst entsteht ein Naturumlauf durch das stillstehende Laufzeug der Pumpen 3. Bei Absinken des Wasserstandes entsteht ein internes Naturumlaufsystem zwischen dem heißen Reaktorkern 1 und dem kalten Dampferzeuger 9, das zur Notnachwärmeabfuhr genutzt werden kann.
Fi g. 2 zeigt, wie der Hohlring 5 zwischen einem Absatz des Druckbehälters 10 und dem Deckel 11 eingespannt ist. Diese Einspannstelle ist in nicht näher gezeigter Weise aus einem ferritischen Material hergestellt, das mit einem dünnen austenitischem Material überzogen ist, so daß gegenüber dem ferritischen Druckbehälter keine wesentlichen Wärmeausdehnungen auftreten können. Der Hohlring 5 trägt entsprechend der Anzahl der Pumpen beispielsweise vier Einlaufstücke 12, durch die das im Dampferzeuger 9 abgekühlte Primärwasser aus dem Dampferzeugergehäuse 2 in das Laufzeug der Pumpe 3 fließt. Im Pumpengehäuse 13 wird das Primärwasser umgelenkt und in den Hohlring 5 gedrückt, der über zahlreiche, über den Umfang verteilte öffnungen 6 mit dem Ringkanal 7 in Verbindung steht. Dieser Ringkanal 7 wird gebildet einerseits durch die Innenwand des Druckbehälters 10 und andererseits durch die Außenwand des Dampferzeugergehäuses 2. Dieses Dampferzeugergehäuse 2 wird wiederum an seiner inneren Wand durch einen besonderen geschlossenen Ringkanal 14 begrenzt, in dem die kalten Speisewasserrohre 15 nach unten geführt sind. Das Dampferzeugergehäuse 2 stützt sich über mehrere gleitende Flächen 17 an der Innenwand des Druckbehälters 10 ab und wird an seinem unteren Ende durch einen konischen Boden 16 begrenzt, der andererseits das Kerngehäuse 18 trägt, welches an seinem unteren Ende einen mit zahlreichen Bohrungen versehenen Einlaufkorb 19 aufweist, der über einen zentralen Dorn 20 auf dem Druckbehälterboden 21 zentriert ist. Das Kerngehäuse 18 liegt mit einem Vorsprung auf dem konischen Boden 16 des Dampferzeugergehäuses 2 auf und wird dort festgehalten durch das Stützgerüst 22, das an seiner Oberseite mit dem Hohlring 5 verschraubt ist. Dieses Stützgerüst 22 dient gleichzeitig zur Führung und Befestigung der Regelstabantriebe 23. Sowohl der Dampf- 24 als auch b5 der Speisewasser-Stutzen 27 sind über eine Schweißlippendichtung mit dem Druckbehälter 10 verbunden und tragen innen kurze Rohrstutzen 25, die durch den Ringkanal 7 hindurch geführt und ebenfalls mit einer
Schweißlippendichtung mit einem Rohrboden 26 verbunden sind.
F i g. 3 zeigt in einem Querschnitt durch den Druckbehälter eine Ansicht von unten auf den Hohlring 5 mit den Pumpeneinläufen 12 sowie den Öffnungen 6 für das Primärkühlwasser.
Hierzu 3 Blatt Zeichnungen
K)
r>
20
25
30
J5
45
50
55
65

Claims (6)

Patentansprüche:
1. Druckwasserreaktor, dessen Primärkühlkreis innerhalb eines Druckbehälters seine Wärme an einen Dampferzeuger abgibt, der zwischen Reaktorkern und Saugraum der Umwälzpumpen geschaltet ist und der zur Inspektion des Druckbehälters ohne Zerstörung ausgebaut werden kann, dadurch gekennzeichnet, daß der Dampferzeuger (9) in an sich bekannter Weise in einem allseitig geschlossenen, mit Durchbrüchen zur Strömungsführung versehenen hohlzylindrischen Gehäuse (2) angeordnet ist, welches über einen Hohiring (5) abgestützt ist und daß der Hohlring (5) sich im oberen Bereich des Druckbehälters (10) befindet.
2. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Kerntragegerüst (18) mit dem eingesetzten Reaktorkern (1) ebenfalls an diesem Gehäuse (2) aufgehängt ist.
3. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß dieses Gehäuse (2) am unteren Ende über mehrere gleitende Flächen (17) radial gegen die Druckbehälter-Innenwand (10) abgestützt ist.
4. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Hohiring (5) den Druckraum der Primärumwälzpumpen (3) bildet.
5. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Hohlring (5) von mehreren Einlaufstücken (12) durchdrungen ist, die mit dem Saugraum der Umwälzpumpen (3) in Verbindung stehen.
6. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Gehäuse (2) ein Stützgerüst (22) zur Befestigung der Regelstabantriebe (23) trägt.
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DE2442500A DE2442500C2 (de) 1974-09-05 1974-09-05 Druckwasserreaktor
NO752212A NO752212L (de) 1974-09-05 1975-06-20
FI751896A FI751896A7 (de) 1974-09-05 1975-06-26
NL7508790A NL7508790A (nl) 1974-09-05 1975-07-23 Drukwaterreactor met van een huis voorziene stoomgenerator.
BE159348A BE832610A (fr) 1974-09-05 1975-08-21 Reacteur a eau pressurisee avec generateur de vapeur loge dans une enceinte cylindrique creuse
CH1089475A CH607237A5 (de) 1974-09-05 1975-08-22
US05/608,755 US4057467A (en) 1974-09-05 1975-08-28 Integrated pressurized-water reactor and steam generator
GB35619/75A GB1491908A (en) 1974-09-05 1975-08-28 Pressurised water reactor
SE7509734A SE7509734L (sv) 1974-09-05 1975-09-02 Tryckvattenreaktor
BR7505628*A BR7505628A (pt) 1974-09-05 1975-09-02 Aperfeicoamentos em reator nuclear que opera com agua sob pressao
CA234,706A CA1017637A (en) 1974-09-05 1975-09-03 Integrated pressurized-water reactor and steam generator
JP50107526A JPS5947277B2 (ja) 1974-09-05 1975-09-04 加圧水形原子炉
FR7527128A FR2284167A1 (fr) 1974-09-05 1975-09-04 Reacteur a eau pressurisee avec generateur de vapeur loge dans une enceinte cylindrique creuse
ES440763A ES440763A1 (es) 1974-09-05 1975-09-05 Perfeccionamientos en reactores de agua a presion.

Applications Claiming Priority (1)

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SE (1) SE7509734L (de)

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4303475A (en) * 1978-12-11 1981-12-01 General Atomic Company Nuclear reactor system with aligned feedwater and superheater penetrations
JPS5651695A (en) * 1979-10-03 1981-05-09 Hitachi Ltd Nuclear reactor power control method
FR2484125A1 (fr) * 1980-06-06 1981-12-11 Framatome Sa Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire
JPS62284289A (ja) * 1986-06-02 1987-12-10 日本原子力研究所 原子炉
US4812286A (en) * 1988-02-08 1989-03-14 General Electric Company Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor
FR2832846B1 (fr) * 2001-11-26 2005-12-09 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire compact a eau sous pression
US6813328B2 (en) * 2002-12-13 2004-11-02 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Nuclear reactor submerged high temperature spool pump
EP1622168B1 (de) * 2004-07-28 2011-06-22 The European Atomic Energy Community (EURATOM), represented by the European Commission Kernreaktor integrierter Bauart
US9343187B2 (en) * 2010-09-27 2016-05-17 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor with integral steam generator
US9177674B2 (en) 2010-09-27 2015-11-03 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Compact nuclear reactor
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
US9812225B2 (en) * 2011-04-13 2017-11-07 Bwxt Mpower, Inc. Compact integral pressurized water nuclear reactor
US9394908B2 (en) * 2011-05-17 2016-07-19 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control
US9985488B2 (en) 2011-07-22 2018-05-29 RWXT Nuclear Operations Group, Inc. Environmentally robust electromagnets and electric motors employing same for use in nuclear reactors
US9593684B2 (en) * 2011-07-28 2017-03-14 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus
US9336908B2 (en) 2011-10-26 2016-05-10 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control
US9558855B2 (en) 2011-11-10 2017-01-31 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper plenum including cross-flow blocking weir
US9576686B2 (en) * 2012-04-16 2017-02-21 Bwxt Foreign Holdings, Llc Reactor coolant pump system including turbo pumps supplied by a manifold plenum chamber
CA2870654C (en) 2012-04-17 2020-08-25 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly
WO2013158498A1 (en) 2012-04-17 2013-10-24 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate
WO2013165669A1 (en) 2012-04-17 2013-11-07 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
EP2839471B1 (de) * 2012-04-17 2017-11-08 Babcock & Wilcox MPower Inc. Steigrohrübergangsstück für kompakten kernreaktor
US10102932B2 (en) 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
US9767930B2 (en) 2012-04-17 2017-09-19 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
US10096388B2 (en) 2013-03-15 2018-10-09 Bwxt Mpower, Inc. Extruded guide frame and manufacturing methods thereof
CN105280257B (zh) * 2015-11-05 2018-07-06 中国核动力研究设计院 一体化小型反应堆
CN106887261A (zh) * 2015-12-15 2017-06-23 中国核动力研究设计院 一种69堆芯的一体化模块式压水堆
CN108630334B (zh) * 2018-05-02 2023-04-11 北京卫星环境工程研究所 全环境的自然循环微型一体化反应堆

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE635669A (de) * 1962-07-31
NL298256A (de) * 1962-09-28
US3267906A (en) * 1963-07-03 1966-08-23 Babcock & Wilcox Ltd Compact heat source and heat exchanger
US3290222A (en) * 1963-11-15 1966-12-06 Babcock & Wilcox Co Compact nuclear steam generator
GB1013084A (en) * 1963-12-06 1965-12-15 Atomic Energy Authority Uk Heat exchange unit
GB1115078A (en) * 1964-06-29 1968-05-22 Atomic Energy Authority Uk Improvements in and relating to pressure vessels
LU46851A1 (de) * 1964-08-28 1966-02-28
GB1049298A (en) * 1964-11-10 1966-11-23 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in nuclear reactors
GB1107916A (en) * 1965-07-06 1968-03-27 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
FR1449917A (fr) * 1965-07-09 1966-05-06 Soc Indatom Dispositif d'extraction de chaleur et réacteur nucléaire comportant un tel dispositif
US3888734A (en) * 1971-06-15 1975-06-10 Babcock & Wilcox Co Compact nuclear reactor

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