DE2459150A1 - Verfahren und schaltungsanordnung zur abfuhr der nachzerfalls-waerme eines druckwasser-reaktors im stoerfall - Google Patents

Verfahren und schaltungsanordnung zur abfuhr der nachzerfalls-waerme eines druckwasser-reaktors im stoerfall

Info

Publication number
DE2459150A1
DE2459150A1 DE19742459150 DE2459150A DE2459150A1 DE 2459150 A1 DE2459150 A1 DE 2459150A1 DE 19742459150 DE19742459150 DE 19742459150 DE 2459150 A DE2459150 A DE 2459150A DE 2459150 A1 DE2459150 A1 DE 2459150A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
circuit arrangement
residual heat
heat exchanger
steam
heat removal
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.)
Granted
Application number
DE19742459150
Other languages
English (en)
Other versions
DE2459150B2 (de
DE2459150C3 (de
Inventor
Dieter Bohm
Peter Dipl Ing Caspar
Gottfried Dipl Ing Gess
Hermann Dipl Ing Kley
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.)
Abb Reaktor Asea Brown Boveri Ag 6800 Mannhe GmbH
Original Assignee
Babcock Brown Boveri Reaktor GmbH
Brown Boveri und Cie AG Germany
BBC Brown Boveri France SA
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 Babcock Brown Boveri Reaktor GmbH, Brown Boveri und Cie AG Germany, BBC Brown Boveri France SA filed Critical Babcock Brown Boveri Reaktor GmbH
Priority to DE2459150A priority Critical patent/DE2459150B2/de
Priority to CH1386975A priority patent/CH618805A5/de
Priority to AT0930175A priority patent/AT380119B/de
Priority to FR7538217A priority patent/FR2294517A1/fr
Priority to GB51269/75A priority patent/GB1525020A/en
Publication of DE2459150A1 publication Critical patent/DE2459150A1/de
Publication of DE2459150B2 publication Critical patent/DE2459150B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2459150C3 publication Critical patent/DE2459150C3/de
Granted 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • G21D3/06Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • 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
    • 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)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

Belegexemplar f '.'•iff nicht geändert werdtn ·
Mannheim, den 4.12.74 2453150 APL-13/74/Bä/svh
Mp.-Nr. 678/74 ZFE/P3-Pp/Hr
Gemeinsame Patentanmeldung der Firmen
BABCOCK - BROWN BOVERI BROWN, BOYERI & CIE
REAKTOR GmbH . AKTIENGESELLSCHAFT 68 Mannheim 41 68 Mannheim
Heppenheimerstr. 27-29 . Kallstadter Str. 1
Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfalls-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren sowie eine Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfalls-Wärme eines Druckwasser-Reaktors bei Ausfall der Hauptwärmesenke und/oder Frischdampfleitungsbruch.
Für eine Druckwasser-Reaktor-Anlage ist bei Ausfall der Hauptwärmesenke zur Kühlung des Reaktorkerns - d.h. der Brennelemente im Reaktordruckbehälter - die Nachzerfallswärme auf dem Wege über die Dampferzeuger über längere Zeit, ca. 6 bis 10 Stunden abzuführen. Es ist bisher üblich, in Störfallen den anfallenden sekundärseitigen Dampf in die Atmosphäre abzublasen (siehe z.B. Druckschrift Nr. GEA-9575 von General Electic "Developments in Nuclear Plant Effluent Management").
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, bei unterstellten
609825/0196
- 2 - APL-13/74
Mp.-Nr.678/74
Betriebsleckagen von der Primär- zur Sekundärseite im Dampferzeuger die Abgabe von radioaktiven Bestandteilen an die Atmosphäre während der Nachwärme-Abfuhr-Phase zu verhindern.
Die Lösung besteht darin, daß erfindungsgemäß ι die Nachwärme-Dampfmenge über Hilfswärmesenken unter Ausnutzung des nuklearen Zwischenkreislaufes kondensiert und das Kondensat mindestens teilweise den Dampferzeugern wieder zugeführt wird.
1*
Zur Erfüllung dieser Funktion kann der bestehende nukleare Zwischenkreislauf eingesetzt sein. Vorzugsweise wird ein nuklearer Zwiscbenkreislauf mit erweiterter Form und Kapazität benutzt.
Unter Messung bestimmter Kriterien des Störfall-Ablaufes oder des Ausfalles der Hauptwärmesenke erfolgt zweckmäßig eine Regelung des Druckes im Dampferzeuger auf einen Wert, der oberhalb des maximalen Betriebsdruckes und unterhalb des Konzessionsdruckes liegt. Dabei werden als Stellglieder vorteilhaft vordruckgeregelte Reduzierventile in den Sekundär- Frischdampf leitungen benutzt.
Die Nachwärme-Abfuhr wird im weiteren durchgeführt, bis der Druck im Primärsystem annähernd gleich dem im Sekundärsystem ist. Anschließend wird der Drucksollwert der Reduzierventile in den Sekundär-Frischdampfleitungen herabgesetzt.
Das erfindungsgemäße Verfahren bringt folgende Vorteile:
a) Die Hilfswärmesenke braucht nicht durch einen Turbogruppen-Kondensator dargestellt werden, der sich eigent-
609825/0196
- 3- APL-13/74
Mp.-Nr.678/7*
lieh zunächst als Hilfswärmesenke anbietet, der aber unter Vakuum, das durch die angebotene Kühlwassertemperatur bestimmt ist, den anfallenden Dampf niederschlägt.
Vielmehr wird diese Funktion durch einen Nachzerfalls-Wärmeaustauscher erfüllt, der bis zur höchstmöglichen Speisewassertemperatur arbeitet; Die Hilfswärmesenke kann folglich klein bemessen werden.
b) Da bei der Nachwärmeabfuhr kein Dampf an die Atmosphäre abgeblasen wird, tritt kein Wasserverlust ein.
c) Eine andernfalls mögliche stärker eintretende Kontamination der Hauptwärmesenke wird verhindert.
Die Erfindung bedient sich zur Durchführung des Verfahrens einer Schaltungsnaordnung, die in bekannter Weise mit einem Primärsystem aus dem Druckbehälter mit Reaktorkern, Primär-Druckwasser-Leitungen, Dampferzeugern und Kühlmittelpumpen und mit einem Sekundärsystem aus Frischdampf-Leitungen, Sicherheitsventilen, AbSchlußOrganen vor den Turbinenanschlüssen und einem nuklearen Zwischenkreislauf ausgerüstet ist. Das vorgenannte Problem wird dadurch gelöst, daß die •Frischdampf-Leitungen sich mindestens zweifach parallel an mindestens zwei Dampferzeuger anschließen, daß die Frischdampf-Leitungen regelbare Reduzierventile enthalten, sich jeweils an das Reduzierventil ein Nachwärmeabf uhr- Wärmetauscher anschließt, der über eine Notspeisewasserpumpe und ein Notspeisewasser-Regelventil an den Dampferzeuger angeschlossen ist.
In einer erweiterten Form kann der nukleare Zwischenkreis···
609825/019 6
2453150
- 4 - APL-13/74
Mp.-Nr.678/74
lauf erweitert sein, indem der Nachwärmeabfuhr-Wärraetauscher mit einem zusätzlichen Kondensat-Kühler ausgerüstet ist.
Vorzugsweise wird das Reduzierventil mit den Sicherheitsventilen und den Abschlußorganen in einem wiederholungsprüfbaren Armaturenkörper zusammengefasst, der so an die Frischdampfleitung angeschlossen ist, daß er eine Verlängerung des Sicherheitsbehälters darstellt und der in einem gebunkerten Zwischengebäude untergebracht ist, in dem sich auch der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher mit Kondensatkühler, die Notspeisewasserpumpe und das Notspeisewasser-Regelventil befinden.
'in Abwandlung zu dieser Anordnung können der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher mit Kondensat-Kühler, die Notspeisewasserpumpe und das Notspeisewasser-Regelventil im Reaktorgebäude, aber außerhalb des Sicherheitsbehälters, instal-
. liert sein. Ferner können das Reduzierventil und der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher im Sicherheitsbehälter und die Sicherheitsventile und Abschlußorgane im gebunkerten Zwischengebäude angeordnet sein.
Die erfindungsgemäße Schaltunsanordnung stellt eine dreifache und sichere Schranke gegen Aktivitäts-Freisetzung zum Kühlwasser bzw. Vorfluter dar, weil Leckagen an drei Stellen, Dampferzeuger, Nachwärme-Abfuhr-Wärmetauscher und nuklearen Zwischenkühler unwahrscheinlich sind.
Durch die Rückführung des entstandenen Kondensats zu den Dampferzeugern wird vermieden, daß ein großes Auffangbecken für das aus dem Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher anfallende Kondensat gebaut werden muß. Das dort aufzufangende Kondensat könnte kontaminiert sein und müßte dann dekontaminiert
- 5 609825/0196
APL-13/74 Mp.-Nr.678/74
werden.
Die' Erfindung wird nachfolgend anhand der in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiele näher erläutert.
Fig. 1
Fig. 3 zeigen jeweils den grundsätzlichen Aufbau der erfindungsgemäßen Schaltungsanordnung und unterscheiden sich im weiteren durch die Anordnung von Elementen der Sekundärseite.
Innerhalb eines Reaktorgebäudes 1 und eines Sicherheitsbehälters 2 befinden sich der Reaktor-Druck-Behälter 3, die Kühlmittelpumpen 4, die Dampferzeuger 5, die verbindenden Primär-Druckwasser-Leitungen 6 und die Frischdampf-Leitungen 7 (Fig. 1).
Mit den Sicherheitsventilen 8 und den Pfeilen 18 ist das seitherige Verfahren des Abblasens in die Atmosphäre angedeutet.
Sicherheitsventile 8, Abschlußorgane 9 und Reduzierventile 10 sind zu einem in Reaktorqualität hergestellten wiederholungsprüfbaren Armaturenkörper zusammengefasst, der so in die Frischdampfleitung 7 eingebaut wird, daß er eine Verlängerung des Sicherheitsbehälters 2 nach außen darstellt. Dieser integrierte Armaturenkörper ist gegen Einwirkungen von außen in einem gebunkerten Zwischengebäude 11 untergebracht. Mit den Pfeilen 12 sind die Anschlüsse zur Turbine angedeutet.
Im Zwischengebäude 11 befinden sich auch ein Nachwärme-
609825/0198
- 6 - APL-13/74
Mp.-Nr.678/74
abfuhr-Wärmetauscher 13 mit einem Kondensatkühler 17, eine Notspeisewasserpumpe 14, und ein Notspeisewasser-Regelventil 15, das seinerseits an einen im Sicherheitsbehälter liegenden Anschlußstutzen 16 des Dampferzeugers 5 angeschlossen ist.
Die Gruppe Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher 15 mit Kondensatkühlung 17 kann ggf. durch ein Wasservorlage-Becken ersetzt werden. In diesem Falle kann zur Vereinfachung der Regelkonzeption das vordruckgeregelte Reduzierventil durch ein im Abblasedruck von Hand verstellbares Sicherheitsventil ersetzt werden.
Das kompakte System Nachwärrneabfuhr-Wärmetauscher/Kondensatkühler wird dann durch das in den Ausmaßen größere Wasservörlagebecken ersetzt, was wiederum eine vereinfachte Regelkonzeption bringt.
Der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher kann als Wasser/Wasser-Wärmetauscher ausgebildet und an ein Nebenkühlwasser-System angeschlossen sein. Ggf. sind zusätzliche Nebenkühlwasser-Pumpen in redundanten Nebenkühlwasser-Pumpenhäusern anzuordnen,
Die in Fig. 2 dargestellte Anordnung unterscheidet sich von der in Fig. 1 dargestellten lediglich durch die Anordnung des Nachwärmeabfuhr-Wärmetauschers 13, des Kondensatkühlers 17, der Notspeisewasserpumpe 14 und dem Notspeisewasser-Regelventil 15 im Reaktorgebäude 1, aber außerhalb des Sicherheitsbehälters 2. Lediglich der integrierte Armaturenkörper mit dem Reduzierventil 10 bleibt im gegen Einwirkungen von außen gebunkerten Zwischengebäude 11, das gegenüber der Ausführung in Fig. 1 wesentlich kleiner ausgeführt werden kann. Zur besseren Übersicht ist das Zwischengebäude 11 in die Zeichenebene geklappt.
Bei der Anordnungsvariante nach Fig. 3 befinden sich das
609825/0196
245315Cf
- 7 - APL-13/74
Mp.-Nr.678/74
Reduzierventil 10, der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher 13 mit Kondensatkühler 17f die Notspeisewasserpumpe 14 und das Notspeisewasser-Regelventil 15 im Sicherheitsbehälter 2. Der integrierte Armaturenkörper besteht nur noch aus dem Sicherheitsventil 8 und den Abschlußorganen 9 und ist im gebunkerten Zwischengebäude 11, außerhalb des Sicherheitsbehälters 2 angeordnet. Gegenüber den Anordnung nach Fig. kann das gebunkerte Zwischengebäude wesentlich kleiner ausgeführt werden.
Die Erfindung schließt auch die Möglichkeiten von unterschiedlichen Elementen-Anordnungen. zwischen Sicherheitsbehälter 2, Reaktorgebäude 1 und Zwischengebäude 11. ein.
Nachfolgend wird die Wirkungsweise der erfindungsgemäßen Schaltungsanordnung beschrieben:
Die Reaktor-Anlage "wird im Störfall in wenigen Sekunden von Vollast oder Teillast auf wenige Prozent Wärmeleistung zurückgefahren. Die Nachwärme-Abfuhr beginnt -je nach Anlagentyp mit einem bestimmten prozentualen Anteil der Nenndampfmenge im Störfall. Wegen der mindestens doppelt vorhandenen, parallel arbeitenden Frischdampfleitungen 7 und der mindestens vierfach vorhandenen Rückleitungen im nuklearen Zwischenkreislauf reagiert das System auch auf Störfall-Kombinationen des Ausfalles der Hauptwärmesenke und eines Frischdampfleitungsbruehe3 sicher.
Die KUhlsysteme für Nebenkühlwasser und nukleare Zwischenkühlwasser sind durchgeschaltet und aufnahmebereit.
Durch bestimmte Kriterien aus dem Störfall-Ablauf oder dem Ausfall der Hauptwärmesenke selbst werden die vordruckge-
609825/0196 ^
- 8 - APL-13/74
Mp.-Nr.678/74
regelten Reduzierventile 10 zum Eingriff gebracht. Sie halten einen Druck, der oberhalb des maximalen Betriebsdruckes, jedoch unterhalb des Konzessionsdruckes der Dampferzeuger 5 liegt.
Der gedrosselte Nachwärmeabfuhr-Dampf wird dem Nachwärme-Abfuhr- Wärmetauscher (oder Wasservorlage-Behälter bzw. Wasservorlage-Becken) 13 zugeführt und dort unter Kühlung durch den nuklearen Zwischenkühlkreislauf zu Kondensat niedergeschlagen.
Das Kondensat läuft den Notspeisewasserpumpen 14 zu und wird von diesen über das Notspeisewasser-Regelventil 15, das für konstanten Wasserstand im Nachwärme-Abfuhr-Wärmetauscher 13 sorgt, den Dampferzeugern 5 an den Notspeisestutzen 16 wieder zugeführt. Aus der zu schützenden Funktion ergibt sich, daß die Nachwärmeabfuhr zunächst solange durchgeführt wird, bis der Druck im Primärsystem annähernd gleich dem im Sekundärsystem ist. Erst dann kann, um eine weitere Abkühlung im Primärsystem herzustellen, der Drucksollwert des Reduzierventiles 10 tiefergesetzt werden.
609825/019S

Claims (12)

ι . alegexempiar j ! "nrf nidit geändert ward- ·' - 9 - APL-13/74 Mp.-Nr.678/74 Patentansprüche
1. Verfahren zur Abfuhr der Nachzerfalls-Wärme eines Druckwasser-Reaktors bei Ausfall der Hauptwärmesenke und/oder Frischdampfleitungsbruch, dadurch gekennzeichnet,' daß die Nachwärme-Dampfmenge über Hilfswärmesenken unter Ausnutzung des nuklearen Zwischenkreislaufes kondensiert und das Kondensat mindestens teilweise den Dampferzeugern wieder zugeführt wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein nuklearer Zwischenkreislauf mit erweiterter Form und Kapazität benutzt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, • daß unter Messung bestimmter Kriterien des Störfall-Ablaufes oder des Ausfalls der Hauptwärmesenke eine Regelung des Druckes auf einen Wert erfolgt, der oberhalb des maximalen Betriebsdruckes und unterhalb des Konzessionsdruckes für den Dampferzeuger liegt und daß als Stellglieder vordruckgeregelte Reduzierventile in den •Frischdampfleitungen dienen.
4. Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Nachwärme-Abfuhr durchgeführt wird bis der Druck im Primärsystem annähernd gleich dem im Sekundärsystem ist und anschließend der Drucksollwert der Reduzierventile in den Frischdampfleitungen herabgesetzt wird.
5. Schaltungsanordnung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1 oder folgenden mit einem Primärsystem aus dem Core, Primär-Druckwasser-Leitungen, Dampferzeugern und
. Kühlmittelpumpen und einem Sekundärsystem aus Frischdampf-Leitungen, Sicherheitsventilen, Abschlußorga-
- 10 - .
609825/019 6
- 10 - APL-13/74
Mp.-Nr.678/74
nen vor den Turbinenabschlüssen und einem nuklearen Zwischenkreislauf, dadurch gekennzeichnet, daß die •Frischdampfleitungen (7) sich mindenstens zweifach parallel an mindestens zwei Dampferzeugern (5) anschließen, daß die Frischdampfleitungen regelbare Reduzierventile (10) enthalten, daß sich jeweils an das Reduzierventil ein Nachwärme-Abfuhr-Wärmetauscher (13) anschließt, der über ein Notspeisev/asser-Regelventil (15) an den Dampferzeugern (5) angeschlossen ist.
6. Schaltungsanordnung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher (13)
;· mit einem zusätzlichen Kondensat-Kühler (7) ausgerüstet ist.
7. Schaltungsanordnung nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen den Nachwärme-Abfuhr-Wärmetauscher (13) und den Dampferzeuger (5) eine Notspeisewasserpumpe (14) geschaltet ist.
8. Schaltungsanordnung nach Anspruch 5 oder folgende, dadurch gekennzeichnet, daß der Nachwärme-Abfuhr-Wärmetauscher (13) als Wasser/Wasser-Wärmetauscher ausgebildet und an ein Nebenkühl-System angeschlossen ist.
9. Schaltungsanordnung nach Anspruch 5 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß zur Nachwärmeabfuhr ein Wasservorlagebecken eingesetzt wird.
10. Schaltungsanordnung nach Anspruch 5 oder folgende, dadurch gekennzeichnet, daß das Reduzierventil (10) mit den Sicherheitsventilen (8) und den Abschlußorganen (9)
- 11 -
609825/0196
- 11 - APL-13/74
Mp.-Nr.678/74
jeweils in einem wiederholungsprüfbaren Armaturenkörper integriert sind, der so an die Frischdampfleitung (7) angeschlossen ist, daß er eine Verlängerung des Sicher-• heitsbehälters (2) darstellt, und der in einem gebunkerten Zwischengebäude (11) untergebracht ist, in dem sich auch der·Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher (13) mit Kondensatkühler (7), die Notspeisewasserpumpe (14) und das Notspeisewasser-Regelventil (15) befinden.
11. Schaltungsanordnung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß das Reduzierventil (10) mit den Sicherheitsventilen (8) und den Abschlußorganen (9) jeweils in einem wiederholungsprüfbaren Armaturenkörper integriert sind,
·· der sich in dem gebunkerten Zwischengebäude (11) befindet, während sich der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher (13) mit dem Kondensatkühler (17), die Notspeisewasserpumpe (14) und das Notspeisewasser-Regelventil (15) im Reaktorgebäude (1), aber außerhalb des Sicherheitsbehälters (2) befinden.
12. Schaltungsanordnung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß sich das Reduzierventil (10), der Nachwärmeabfuhr-Wärmetauscher (13) mit Kondensatkühler (17), die Notspeisewasserpumpe (14) und das Notspeisewasser-Regelventil (15) im Sicherheitsbehälter (2) befinden und die Sicherheitsventile (8) und Abschlußorgane (9) in einem wiederholungsprüfbaren Armaturenkörper integriert sind, der sich im gebunkerten Zwischengebäude (11) befindet.
609825/0196
Leerseite
DE2459150A 1974-12-14 1974-12-14 Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfaüs-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall Granted DE2459150B2 (de)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2459150A DE2459150B2 (de) 1974-12-14 1974-12-14 Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfaüs-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall
CH1386975A CH618805A5 (en) 1974-12-14 1975-10-27 Method and circuit on a pressurised water reactor for the removal of the afterheat of the reactor in an accident.
AT0930175A AT380119B (de) 1974-12-14 1975-12-05 Verfahren und schaltungsanordnung zur abfuhr der nachzerfallswaerme eines druckwasser-reaktors im stoerfall
FR7538217A FR2294517A1 (fr) 1974-12-14 1975-12-12 Procede et appareillage d'evacuation de la chaleur de desintegration residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression en cas de derangement
GB51269/75A GB1525020A (en) 1974-12-14 1975-12-15 Removal of decay heat on failure of a pressurised-water reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2459150A DE2459150B2 (de) 1974-12-14 1974-12-14 Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfaüs-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2459150A1 true DE2459150A1 (de) 1976-06-16
DE2459150B2 DE2459150B2 (de) 1980-07-03
DE2459150C3 DE2459150C3 (de) 1988-07-07

Family

ID=5933382

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2459150A Granted DE2459150B2 (de) 1974-12-14 1974-12-14 Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfaüs-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall

Country Status (5)

Country Link
AT (1) AT380119B (de)
CH (1) CH618805A5 (de)
DE (1) DE2459150B2 (de)
FR (1) FR2294517A1 (de)
GB (1) GB1525020A (de)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2700168A1 (de) * 1977-01-04 1978-07-13 Kraftwerk Union Ag Einrichtung zur abfuhr von nachzerfallswaerme bei einer mit kernenergie beheizten dampfkraftanlage
DE2809466A1 (de) * 1978-03-04 1979-09-06 Babcock Brown Boveri Reaktor Einrichtung zur notkuehlung der dampferzeugungsanlage eines kernkraftwerkes
DE2842875A1 (de) * 1978-10-02 1980-05-08 Babcock Brown Boveri Reaktor Verfahren und einrichtung zur abfuhr der nachwaerme einer wassergekuehlten kernreaktoranlage
DE2921694A1 (de) * 1979-05-29 1980-12-11 Babcock Brown Boveri Reaktor Einrichtung zur abfuhr der in einem dampferzeuger einer druckwasserreaktoranlage zu uebertragenden waerme bei kurzzeitigem ausfall der notspeisewasserpumpen
US4457889A (en) * 1980-07-25 1984-07-03 Framatome Process and device for emergency cooling of a nuclear reactor
DE3248029A1 (de) * 1982-12-24 1984-07-05 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Verfahren zur beherrschung von leckagen zwischen primaer- und sekundaerkreislauf einer druckwasserreaktoranlage
US5414743A (en) * 1991-08-12 1995-05-09 Siemens Aktiengesellschaft Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors
US5428652A (en) * 1991-08-12 1995-06-27 Siemens Aktiengesellschaft Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2515853A1 (fr) * 1981-11-05 1983-05-06 Framatome Sa Dispositif de refroidissement du circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
EP0362596B1 (de) * 1988-09-30 1993-12-01 Siemens Aktiengesellschaft Heizreaktorsystem mit einer Nachwärmeabfuhr-Schaltung und Verwendung letzterer für Siedewasser- und Druckwasser-Kernreaktoren
SI2240269T1 (sl) 2007-12-27 2019-08-30 Elcon Recycling Center (2003) Ltd. Varna predelava tekočine z nadzorovanjem in zmanjševanjem eksplozivnosti parno-plinskih vrst, tvorjenih iz nje ali vsebovanih v njej
CN104952495A (zh) * 2015-06-26 2015-09-30 上海核工程研究设计院 一种双堆核电站二次侧余热排出系统

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1881662U (de) * 1962-10-24 1963-10-31 Biberon Remond Soc D Expl Du Sicherheitsvorrichtung fuer tassen, insbesondere fuer zur benutzung durch kleinkinder bestimmte tassen.
US3702281A (en) * 1969-01-16 1972-11-07 Atomic Energy Authority Uk Removal of heat from a nuclear reactor under emergency conditions
DE2207870A1 (de) * 1972-02-19 1973-08-23 Siemens Ag Kuehlsystem fuer einen kernreaktor

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1290703A (fr) * 1960-06-01 1962-04-13 Atomic Energy Authority Uk Installation génératrice de vapeur d'eau actionnée par un réacteur nucléaire
GB1297951A (de) * 1969-04-14 1972-11-29
DE2336146A1 (de) * 1973-07-16 1975-02-06 Kraftwerk Union Ag Dampferzeugende kernreaktoranlage

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1881662U (de) * 1962-10-24 1963-10-31 Biberon Remond Soc D Expl Du Sicherheitsvorrichtung fuer tassen, insbesondere fuer zur benutzung durch kleinkinder bestimmte tassen.
US3702281A (en) * 1969-01-16 1972-11-07 Atomic Energy Authority Uk Removal of heat from a nuclear reactor under emergency conditions
DE2207870A1 (de) * 1972-02-19 1973-08-23 Siemens Ag Kuehlsystem fuer einen kernreaktor

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"Atomwirtschaft", Juli/August 1965, S. 360 *
"Energie", April 1968, S. 100-105 *
Lueger "Lexikon der Technik", 4. Aufl., 1970, Bd. 16, S. 202 *
Siemens AG, "Sicherheitsbericht Mehrzweck-Forschungsreaktor", Bd. I, Beschreibung der Kerntechnischen Anlagen, S. 223, 247 und 248 *

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2700168A1 (de) * 1977-01-04 1978-07-13 Kraftwerk Union Ag Einrichtung zur abfuhr von nachzerfallswaerme bei einer mit kernenergie beheizten dampfkraftanlage
US4236968A (en) * 1977-01-04 1980-12-02 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Device for removing heat of decomposition in a steam power plant heated by nuclear energy
DE2809466A1 (de) * 1978-03-04 1979-09-06 Babcock Brown Boveri Reaktor Einrichtung zur notkuehlung der dampferzeugungsanlage eines kernkraftwerkes
DE2842875A1 (de) * 1978-10-02 1980-05-08 Babcock Brown Boveri Reaktor Verfahren und einrichtung zur abfuhr der nachwaerme einer wassergekuehlten kernreaktoranlage
DE2921694A1 (de) * 1979-05-29 1980-12-11 Babcock Brown Boveri Reaktor Einrichtung zur abfuhr der in einem dampferzeuger einer druckwasserreaktoranlage zu uebertragenden waerme bei kurzzeitigem ausfall der notspeisewasserpumpen
US4457889A (en) * 1980-07-25 1984-07-03 Framatome Process and device for emergency cooling of a nuclear reactor
DE3248029A1 (de) * 1982-12-24 1984-07-05 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Verfahren zur beherrschung von leckagen zwischen primaer- und sekundaerkreislauf einer druckwasserreaktoranlage
US5414743A (en) * 1991-08-12 1995-05-09 Siemens Aktiengesellschaft Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors
US5428652A (en) * 1991-08-12 1995-06-27 Siemens Aktiengesellschaft Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors

Also Published As

Publication number Publication date
ATA930175A (de) 1980-02-15
GB1525020A (en) 1978-09-20
FR2294517B1 (de) 1981-08-28
FR2294517A1 (fr) 1976-07-09
DE2459150B2 (de) 1980-07-03
CH618805A5 (en) 1980-08-15
AT380119B (de) 1986-04-10
DE2459150C3 (de) 1988-07-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3435255A1 (de) Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen
DE2459150A1 (de) Verfahren und schaltungsanordnung zur abfuhr der nachzerfalls-waerme eines druckwasser-reaktors im stoerfall
DE1764504A1 (de) Reaktorkuehlsystem
DE3435256C2 (de)
CH690877A5 (de) Siedewasserreaktor mit einem Sicherheitsbehälter mit unterteiltem Flutbeckenraum.
CH672965A5 (de)
DE102012213489A1 (de) Wärmeabfuhrsystem für eine kerntechnische Anlage
EP0598787B1 (de) Sekundärseitiges nachwärmeabfuhrsystem für druckwasser-kernreaktoren
DE2554180A1 (de) Kernreaktoranlage
DE2252077A1 (de) Dampfturbinenkraftwerk, insbesondere atomkraftwerk
EP0362596B1 (de) Heizreaktorsystem mit einer Nachwärmeabfuhr-Schaltung und Verwendung letzterer für Siedewasser- und Druckwasser-Kernreaktoren
DE2621258A1 (de) Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr
DE2521269C3 (de) Druckwasserreaktor
DE2104356B2 (de) Verfahren und einrichtung zur thermischen entgasung des primaerkuehlmittels von kernreaktoren
DE2942937C2 (de) Einrichtung zur Nachwärmeabfuhr und/oder zur Notkühlung einer wassergekühlten Kernreaktoranlage
DE2336146A1 (de) Dampferzeugende kernreaktoranlage
DE3115344C2 (de)
DE3425144C2 (de)
DE1614631C3 (de) Kernkraftwerksanlage
DE102013018010A1 (de) Verfahren für Herstellung und Betrieb eines fortschrittlichen Druckwasserreaktors mittlerer Leistung
DE1489955B1 (de) Dampfgekuehlter Kernreaktor
DE2700168C3 (de) Einrichtung zur Abfuhr von Nachzerfallswärme bei einer mit Kernenergie beheizten Dampfkraftanlage
DE2430725C3 (de) Überdruckentlastung für eine Kernreaktoranlage
EP1089294B1 (de) Vorrichtung zum Druckentlasten und zum passiven Nachspeisen von Kühlmittel in einem Druckbehälter
DE3228423C2 (de)

Legal Events

Date Code Title Description
8227 New person/name/address of the applicant

Free format text: BROWN BOVERI REAKTOR GMBH BROWN, BOVERI & CIE AG, 6800 MANNHEIM, DE

8220 Willingness to grant licences (paragraph 23)
8227 New person/name/address of the applicant

Free format text: BROWN BOVERI REAKTOR GMBH BBC BROWN BOVERI AG, 6800 MANNHEIM, DE

C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
8327 Change in the person/name/address of the patent owner

Owner name: BROWN BOVERI REAKTOR GMBH ASEA BROWN BOVERI AG, 68

8327 Change in the person/name/address of the patent owner

Owner name: ABB REAKTOR GMBH ASEA BROWN BOVERI AG, 6800 MANNHE

8339 Ceased/non-payment of the annual fee