DE2446090C3 - Druckwasserreaktor - Google Patents

Druckwasserreaktor

Info

Publication number
DE2446090C3
DE2446090C3 DE2446090A DE2446090A DE2446090C3 DE 2446090 C3 DE2446090 C3 DE 2446090C3 DE 2446090 A DE2446090 A DE 2446090A DE 2446090 A DE2446090 A DE 2446090A DE 2446090 C3 DE2446090 C3 DE 2446090C3
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
reactor
pressure vessel
emergency
core
coolant
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.)
Expired
Application number
DE2446090A
Other languages
English (en)
Other versions
DE2446090B2 (de
DE2446090A1 (de
Inventor
Emmerich Dipl.-Ing. 8520 Erlangen Seidelberger
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Kraftwerk Union AG
Original Assignee
Kraftwerk Union AG
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Kraftwerk Union AG filed Critical Kraftwerk Union AG
Priority to DE2446090A priority Critical patent/DE2446090C3/de
Priority to FR7524238A priority patent/FR2286478A1/fr
Priority to CH1114375A priority patent/CH581891A5/xx
Priority to US05/614,152 priority patent/US4072560A/en
Priority to BE160116A priority patent/BE833507A/xx
Priority to BR7506128*A priority patent/BR7506128A/pt
Priority to SE7510711A priority patent/SE7510711L/xx
Priority to ES441256A priority patent/ES441256A1/es
Priority to JP50117099A priority patent/JPS5848080B2/ja
Publication of DE2446090A1 publication Critical patent/DE2446090A1/de
Publication of DE2446090B2 publication Critical patent/DE2446090B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2446090C3 publication Critical patent/DE2446090C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

Die Erfindung betriflt iinen Druckwasserreaktor nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1.
Die Verwendung von Einlaufvorrichtungen ist bei flüssigkeitsgekühlten Kernreaktoren der verschiedensten Formen bekannt.
Die DE-OS 18 15 047 zeigt Strömungsleitvorrichtungen für die Aufgabe, die Abscheidung von Gasblasen aus dem Flüssigkeitsstrom zu ermöglichen. Sie sind deshalb auch nicht Notkühlleitungen, sondern den Eintritts'eitungen für das normale Kühlmittel zugeordnet. Die von ihnen verursachte Strömung verläuft tangential um den zylindrischen Reaktorkern, damit eine Zentrifugalwirkung eintritt, die das Abscheiden der Dampfblasen bewirkt.
Bei dem Reaktor der eingangs genannten Art nach der US-PS 38 18 935 sind besondere Auslaßleitungen vorgesehen, die mit Rohrkrümmern in Abstand von der Innenseite des Druckbehälters unter den Wasserspiegel im Reaktordruckbehälter führen, damit heißes Wasser abgegeben werden kann, wenn die Wärmeabfuhr über den Dampf nicht ausreicht. Wenn diese Auslaßleitungen als Vorbild für Notkühlleitungen dienen, kann es keine durch die Wand unterstützte Führung des Notkühlmittels geben.
Das letzte gilt auch für einen ähnlichen Rohrkrümmer an einer Notkühlleitung bei einem Kernreaktor, der mit Natrium oder einer anderen Flüssigkeit gekühlt wird und in der US-PS 32 15 606 beschrieben ist. Außerdem ist im Gegensatz zu Druckwasserreaktoren bei natriumgekühlten Kernreaktoren im Normalbetrieb kein Druck vorhanden. In dem nur teilweise mit Natrium gefüllten Reaktorbehälter bildet sich ein Kiihlmittelspiegel aus, so daß es das der Erfindung zugrunde liegende Problem eines die Notkühlung behindernden Gegendruckes und eher der Einspeisung entgegengesetzten Verdamp
fungsströmung nicht gibt.
Bei dem aus dem Forschungsbericht V 73/1 der Berichtesammlung IRS-F-16 (August 1973) bekannten Druckwasserreaktor ist die Leitung für die Einführung des Notkühlmittels der heiße Strang, also eine an den Reaktordruckbehälter angeschlossene Hauptkühlmittelleitung des Druckwasserreaktors. Die an diesen heißen Strang angeschlossene Notkühlleitung ist an der Mündung mit einer haubenartigen Strömwigsleitvorrichtung überdeckt, die in dem Rohr des heißen Stranges sitzt, damii, wie es in dem Bericht heißt, dem Einspeisewasser beim Eintritt in den oberen Sammelraum (im Reaktordruckbehälter) eine wesentlich größere Geschwindigkeit verliehen wird. Damit soll die Verteilung des eingespeisten Wassers im oberen Sammelraum verbessert werden.
Die mit der Erfindung bezweckte Verbesserung der Notkühlung hat dagegen das Ziel, die Wied^rauffüllung des Reaktordruckbehälters mit Kühlwasser zu beschleunigen, damit sich die den Reaktorkern bildenden Brennelemente nicht überhitzen können, wenn das normale Kühlwasser durch die Hitze des Reaktorkerns bei einem Bruch des Primärkühlkreises insbesondere dampfförmig entweicht.
Die Lösung der genannten Aufgabe erfolgt erfindungsgemäß durch die im Kennzeichen des Anspruches 1 genannten Merkmale.
Bei der Erfindung wird durch die Haube eine das Verspritzen verhindernde Bündelung des Notkühlmittels erreicht, so daß sich das Notkühlmittel als geschlossener und von der Wand des Reaktordruckbehälters geführter Strahl in den unteren Teil des Reaktordruckbehälters ergießt, obwohl an sich eine entgegengerichtete Strömung des im Reaktordruckbehalter verdampfenden Kühlmittels vorliegt. Von unten wird dann der Reaktorkern in Richtung der natürlichen Dampfströmung benetzt. Deshalb wird die Strömung des zugeführten Notkühlmittels durch das dampfförmig abströmende erhitzte Kühlmitte.1 nur wenig beeinträch-
Man erhält also mit der Erfindung eine wesentlich schnellere Benetzung des Reaktorkerns und vermeidet die hohen Brennstabtemperaturen, die sonst nach Ausblasen des normalen Kühlmittels vorkommen können. Die Zeitspanne zwischen dem Einspeisebeginn und dem Beginn der Kernflutung wird um mehr als die Hälfte verringert, und es hat sich gezeigt, daß sich die Hüllrohrtemperaturen dadurch um SO bis 1000K erniedrigen lassen. Solche niedrigeren Hüllrohrtemperaturen ergeben auch nur entsprechend geringe plastische Dehnungen in Umfangsrichtung (Hüllrohrblähen), so daß die Kühlkanalverengung ebenfalls in Grenzen bleibt. Dies kommt wiederum der besseren Notkühlung zugute.
Die Erfindung ist auch nicht mit den aus der US-PS 36 23 948 bekannten U-förmigen Prallplatten zu vergleichen, die den Hauptkühlmittelleitungen eines Druckwasserreaktors zugeordnet und am Kernbehälter angebracht sind. Die bekannten Prallplatten dienen nämlich zur gleichmäßigen Verteilung des Kühlwassers in Umfangsrichtung, so daß ein der erfindungsgemäßen Bündelung entgegengesetzter Effekt beabsichtigt wird.
Bei der nach der Erfindung die Mündung der Notkühlleiturcg überdeckenden Haube ist der Querschnitt der Auslaßöffnung vorzugsweise nicht größer als der Querschnitt der Notkühlleitung, weil dadurch, wie gewünscht, ein kräftiger geschlossener Strahl erhalten werden kann. Man kann auch einen zwecks Düsenwir-
kung verengten Querschnitt am Austritt der Haube vorsehen, um die Geschwindigkeit des Notkühlmittels zusätzlich zu erhöhen. Eine Grenze für die Verengung ist lediglich durch die Vergrößerung des Strömungswiderstandes und damit durch die Erhöhung des Gasdruckes im Druckspeicher bzw. durch die Vergrößerung der für die Notkühlung erforderlichen Pumpenleistung bestimmt, die ja unter Umständen von Notstromaggregaten geliefert werden muß.
Düsen werden zum Beispiel nach der deutschen DE-OS 17 64 470 zur Notkühlung von dampfgekühlten Kernreaktoren angewendet Die bekannten Düsen sollen jedoch eine zur Nctkühlung verwendete Flüssigkeit nebelartig versprühen, damit die mit den Düsen versehenen Brennelemente nicht durch einen thermischen Schock zerstört werden. Hier soll also mit den Düsen gerade das Gegenteil der bei der Erfindung vorgesehenen Wirkung eines geschlossenen Strahles erreicht werden.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird im folgenden anhand der Figuren ein Ausführungsbeispiel beschrieben.
In F i g. 1 ist schematisch ein Druckwasserreaktor von zum Beispiel 1000 MWe dargestellt, dessen wesentlicher Bestandteil ein weitgehend zylindrischer Reaktordruckbehälter 1 ist. Irn Unterteil 2 des Reaktordruckbehälters I1 der mit einem Deckel 3 verschlossen ist, ist ein Kernbehälter 4 konzentrisch angeordnet. In diesem ist der Reaktorkern 5 untergebracht Die an den Stirnseiten anschließenden Räume im Inneren des Reaktordruckbehälters 1 werden als oberes Plenum 6 und unteres Plenum 7 bezeichnet.
Der Kernbehälter 4 bildet mit dem Unterteil 2 des Reaktordruckbehälters 1 einen Ringraum 10. An diesen ist die kalte Hauptkühlmittelleitung 11 angeschlossen, in der von einer Hauptkühlmittelpumpe 12 das als Primärkühlmittel verwendete leichte Wasser zurück in den Reaktordruckbehälter 1 gepumpt wird. Das Primärkühlmittel strömt normalerweise vom unteren Plenum 7 durch den Reaktorkern 5 zum oberen Plenum 6. Dort gelangt es in die heiße Hauptkühlmittelleitung 13, die zu einem Dampferzeuger 14 führt. Der Dampferzeuger 14 ist mit der Pumpe 12 in nicht gezeichneter Weise zu einer geschlosenen Kühlmittelschleife 15 verbunden.
Für d?n Fall, daß das normale Kühlmittel bei einem Bruch der Hauptkühlmittelleitungen 11,13 austritt, sind zur Notkühlung Druckspeicher 16 vorgesehen, von denen nur einer gezeichnet ist. In den Druckspeichern steht als Kühlmittel J'.enendes vorzugsweise boriertes Wasser 17 unter Druck eines Gaspolsters 18. Der Auslaß 19 des Druckspeichers 16 ist über zwei Rückschlagventile 20 und 21 an Notkühlmittelleitungen 22 und 23 angeschlossen, die über Rückschlagklappen 24 und 25 auch von nicht weiter dargestellten Notspeisepumpen beliefert werden können. Über zwei weitere Rückschlagklappen 26 und 27 führen die Notkühlleitungen 22,23 zum Reaktordruckbehälter t.
Die Notkühlleitung 23 ist an den heißen Strang 13 der Haupikühlmittelschlcife 15 angeschlossen. An der Mündung der Notkühlleitung 23 ist im Inneren des Rohren eine Haube 28 angeordnet, mit deren HiIL- das Notkühlmittel in das obere Plenum 6 gelenkt wird, wie der Pfeil 19 zeigt.
Die Notkühlleitung 22 führt direkt in den unteren Teil 2 des Reaktordruckbehälters 1. Wichtig ist, daß d:e Anschlußstelle 30 der kalten Einspeiseleitung 22 oberhalb der Kernoberkante liegt, damit auch beim
κι Bruch einer solchen Notkühlleitung der Kern 5 durch das Notkühlwasser bedeckt werden kann. Im Gegensatz zu der zeichnerischen Darstellung sind die Anschlüsse 30 von vier Leitungen in dieser Ebene in Umfangsrichtung beliebig, aber am Umfang gleich verteilt angeord-
It net.
An der Anschlußstelle 30 ist im Inneren des Ringraumes 10 die Mündung mit einer Strömungsleitvorrichtung 31 versehen, wie in F i g. 2 in einem Vertikalschnitt in größerem Maßstab deutlicher gezeichnet ist.
In das Unterteil 2 des Reaktorosuckbehälters 1 ist ein Einspeisestutzen 35 eingeschweißt, in dem ein zentrisches Innenrohr 36 zum Schutz vor Wärmespannungen angeordnet ist. Auf der im Ringraum 10 liegenden Innenseite des Reaktordruckbehälters 1 ist die Mündung 37 mit einer Haube 38 überdeckt, die eine nach unten gerichtete Auslaßöffnung 39 aufweist. Die Auslaßöffnung 39 führt, wie der Pfeil 40 erkennen läßt, parallel zu der Piattierung 42 auf der Innenseite der
w Wand des Reaktordruckbehälters 1 zum unteren Plenum 7, also in Richtung zur Unterkante des Reaktorkerns 5.
Aus der F i g. 3, die einen Horizontalschnitt durch die Mündung der Notkühlleitung 22 mit dem Stutzen 35
!5 zeigt, geht hervor, daß die Haube 38 einen etwa halbkreisförmigen Querschnitt aufweist, der sich von der Oberkante zur Unterkante hin auf das Maß der Auslaßöffnung 39 erweitert. Der Querschnitt sollte insgesamt nicht größer sein als der Querschnitt der Notkühlleitung 22. Er kann sich zweckmäßig zum Austritt 39 hin verengen, so daß die Haube 38 mit der Innenseite des Reaktordruckbehälters 1 eine Einspeisedüse für das Notkühlmittel 17 bildet. Man erhält dadurch einen parallel zur Wand 2 in Richtung des Pfeils 40
λ-, verlaufenden, stark gebündelten Strahl, der auch dann noch mit großer Wucht und damit in ausreichender Menge den unteren Rand des Reaktorkerns 5 erreicht, solange das normale Primäikühlmittel bei einem Bruch der kalten Hauptkühlleitung 11 noch in Gegenrichtung
V) zum Pfeil 40 ausströmt. Dies sorgt für eine wesentliche Verkürzung der Zeit, in der der Reaktorkern 5 nicht bespült ist, so daß die Temperaturen im Kern wesentlich niedriger bleiben.
Irr Fig. 2 ist angedeutet, daß am oberen, sich
ö zuspitzenden Rand der Haube 38 eine Öffnung 43 vorgesehen sein kann. Diese verhindert, daß sich im Normalbetrieb unter der Haube 38 ein Totwassergebiet mit unerwünscht hohen Temperaturen entwickelt.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen

Claims (3)

Patentansprüche:
1. Druckwasserreaktor mit einem den Reaktorkern enthaltenden Kernbehälter und einem diesen umgebender. Reaktordruckbehälier, in dessen oberen Teil oberhalb der Kernoberkante Leitungen speziell für die Einspeisung eines Notkühlmittels führen, von denen mindestens eine unmittelbar an den Reaktordruckbehälter angeschlossen und mit einer Einlaufvorrichtung versehen ist, die das aus ihr austretende Notkühlmittel im Ringspalt zwischen dem Kernbehälter und dem Reaktordruckbehälter in Richtung zur Unterkante des Reaktorkernes leitet, dadurch gekennzeichnet, daß die Einlaufvorrichtung als eine die Mündung (37) der Notkühlleitung (22) in den Ringspalt (10) überdekkende Haube (31, 38) derart ausgebildet ist, daß das Notkühlmitte! in einem gebündelten Strahl entlang der Waid (42) des Reaktordruckbehälters (1) geführt wird.
2. Druckwasserreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Querschnitt der Auslaßöffnung (39) der Haube (38) nich; größer als der Querschnitt der Notkühüeitung (22) ist.
3. Druckwasserreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß sich der Querschnitt der Auslaßöffnung (39) der Haube (38) zu einer Düse verengt.
DE2446090A 1974-09-26 1974-09-26 Druckwasserreaktor Expired DE2446090C3 (de)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2446090A DE2446090C3 (de) 1974-09-26 1974-09-26 Druckwasserreaktor
FR7524238A FR2286478A1 (fr) 1974-09-26 1975-08-04 Reacteur nucleaire
CH1114375A CH581891A5 (de) 1974-09-26 1975-08-28
BE160116A BE833507A (fr) 1974-09-26 1975-09-17 Reacteur nucleaire
US05/614,152 US4072560A (en) 1974-09-26 1975-09-17 Pressurized-water reactor pressure vessel emergency core coolant connection arrangement
BR7506128*A BR7506128A (pt) 1974-09-26 1975-09-23 Reator nuclear aperfeicoado
SE7510711A SE7510711L (sv) 1974-09-26 1975-09-24 Kernreaktor
ES441256A ES441256A1 (es) 1974-09-26 1975-09-25 Perfeccionamientos en reactores nucleares.
JP50117099A JPS5848080B2 (ja) 1974-09-26 1975-09-26 ゲンシロ

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2446090A DE2446090C3 (de) 1974-09-26 1974-09-26 Druckwasserreaktor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2446090A1 DE2446090A1 (de) 1976-04-08
DE2446090B2 DE2446090B2 (de) 1976-07-29
DE2446090C3 true DE2446090C3 (de) 1982-03-18

Family

ID=5926852

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2446090A Expired DE2446090C3 (de) 1974-09-26 1974-09-26 Druckwasserreaktor

Country Status (9)

Country Link
US (1) US4072560A (de)
JP (1) JPS5848080B2 (de)
BE (1) BE833507A (de)
BR (1) BR7506128A (de)
CH (1) CH581891A5 (de)
DE (1) DE2446090C3 (de)
ES (1) ES441256A1 (de)
FR (1) FR2286478A1 (de)
SE (1) SE7510711L (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4187147A (en) * 1976-02-20 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Recirculation system for nuclear reactors
FR2469779A1 (fr) * 1979-11-16 1981-05-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
JPS6190083U (de) * 1984-11-20 1986-06-11
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
FR2631484B1 (fr) * 1988-05-13 1992-08-21 Framatome Sa Reacteur nucleaire a dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours
US5642389A (en) * 1993-04-22 1997-06-24 Siemens Aktiengesellschaft Light water reactor in particular a boiling water reactor with a high degree of inherent safety
US7889830B2 (en) * 2007-05-08 2011-02-15 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor downcomer flow deflector
DE102016107737A1 (de) * 2016-04-26 2017-10-26 Areva Gmbh Druckwasserbehälter für einen Druckwasserreaktor

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL121726C (de) * 1960-01-20
US3211621A (en) * 1960-09-29 1965-10-12 Westinghouse Electric Corp Heterogeneous breeder or converter type neutronic reactor
BE632545A (de) * 1962-05-18
US3528884A (en) * 1967-09-28 1970-09-15 Westinghouse Electric Corp Safety cooling system for a nuclear reactor
DE1764470A1 (de) * 1968-06-11 1971-08-05 Licentia Gmbh Verfahren zur Notkuehlung von Kernen in dampfgekuehlten Atomkernreaktoren
SE360769B (de) * 1972-02-24 1973-10-01 Atomenergi Ab
US3976834A (en) * 1974-03-25 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Emergency core cooling injection manifold

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors

Also Published As

Publication number Publication date
CH581891A5 (de) 1976-11-15
JPS5848080B2 (ja) 1983-10-26
FR2286478A1 (fr) 1976-04-23
US4072560A (en) 1978-02-07
BE833507A (fr) 1976-01-16
DE2446090B2 (de) 1976-07-29
DE2446090A1 (de) 1976-04-08
BR7506128A (pt) 1976-08-03
SE7510711L (sv) 1976-03-29
FR2286478B1 (de) 1981-02-06
JPS5160897A (de) 1976-05-27
ES441256A1 (es) 1977-09-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2442500A1 (de) Druckwasserreaktor mit gehaeusedampferzeuger
DE2432131A1 (de) Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktor
DE3637795A1 (de) Kernkraftwerk mit einer sicherheitshuelle
CH694304A5 (de) Dampfwasserabscheider.
DE2446090C3 (de) Druckwasserreaktor
DE3917940A1 (de) Wassergekuehlter kernreaktor
DE2805301A1 (de) Druckerniedrigungs- oder -beseitigungsvorrichtung fuer kernreaktoren
DE1564546C3 (de) Kernreaktoranlage mit wenigstens einem Notkühlsystem
DE2227895A1 (de) Druckwasser-Atomreaktor
DE1464939B1 (de) Gasgekühlter Atomkernreaktor
DE2316066C2 (de) Kernreaktor, insbes. Druckwasserreaktor
CH641265A5 (de) Anordnung zum einfuehren einer speisefluessigkeit in ein fluessigkeit enthaltendes druckgefaess.
DE2316007A1 (de) Fluessigkeitsgekuehlter kernreaktor
DE2521269C3 (de) Druckwasserreaktor
DE2345580B2 (de) Kernreaktoranlage
DE2240067C3 (de) Kernenergie-Anlage in dezentralisierter Kompaktbauweise
DE102019004244B3 (de) Reaktordruckbehälterkühlsystem
DE2203107A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur beschleunigung der kondensation des im schadensfall aus dem druckbehaelter eines wassergekuehlten kernreaktors austretenden dampfes
CH628131A5 (de) Dampferzeuger mit einem druckkessel und einem rohrbuendel.
DE3446101C2 (de)
DE2515268A1 (de) Verfahren und anordnung zur umkehr der umlaufrichtung eines mediums auf der sekundaerseite eines waermeaustauschers insbesondere fuer kraftwerke mit kernreaktoren
DE2407366A1 (de) Dampferzeuger
DE4032032A1 (de) Einrichtung zum einspeisen von notkuehlwasser in den rueckstroemraum eines kernreaktor-druckbehaelters
DE1145183B (de) Aus Doppelrohrregistern aufgebauter Abhitzekessel mit bestifteten Heizrohren hoher Heizflaechenbelastung
DE2719897A1 (de) Notkuehlsystem mit heisswasser- strahlpumpen fuer kernreaktoren

Legal Events

Date Code Title Description
8220 Willingness to grant licences (paragraph 23)
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
8339 Ceased/non-payment of the annual fee