DE2509836B2

DE2509836B2 - Sicherheitskühlvorrichtung für einen Kernreaktor

Info

Publication number: DE2509836B2
Application number: DE2509836A
Authority: DE
Inventors: Edmond Le Vesinet Ventre (Frankreich)
Original assignee: Electricite de France SA
Current assignee: Electricite de France SA
Priority date: 1974-03-12
Filing date: 1975-03-06
Publication date: 1978-12-21
Also published as: GB1461551A; DE2509836A1; FR2264367B1; DE2509836C3; CH611066A5; US4035231A; FR2264367A1; IT1030316B; BE826088A; CA1033855A

Description

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Die Erfindung betrifft eine Sicherheitskühlvorrichtung für Kernreaktoren nach dem Qberbegriff des Patentanspruches 1.

Eine derartige Sicherheitskühlvorrichtung ist bekannt so (GB-PS 9 07 458). Dabei wird bei Ausfall der Pumpe der Kühlmittelfluß aufrechterhalten, indem durch Offnen eines Ventils unter Drruck stehendes Kühlmittel aus einem Sammelbehälter in eine Hauptrohrleitung gespeist wird. Ein derartiger Sammelbehälter kann dabei einem oder mehreren Kreisen bzw. Brennelementgruppen zugeordnet sein.

Es ist weiterhin ein Kernreaktor bekannt (US-PS 83 168), der aber keine Sicherheitskühlvorrichtung hat, da ein Sammelbehälter den erhitzten Dampf mi rückgewinnt und somit keinen kalten Dampf zum Eingang der Brennelemente speisen kann. Dieser bekannte Kernreaktor hat also weder eine unabhängige und von unabhängigen Pumpen gesteuerte Umwälzung des Kühlmittels, noch einen Sammelbehälter, der bei t> > Ausfall einer Pumpe die Versorgung gewährleistet.

Die Primärkühlkreise der Kernreaktor-Blöcke haben stets die gleiche Hydraulikanordnung: ein wärmeabführendes Fluid oder Kühlmittel strömt ständig zwischen dem Reaktorkern, in dem sich das Kühlmittel erwärmt, und einem Wärmetauscher, in dem es Wärme abgibt. Diese Umwälzung wird abhängig vom verwendeten Kühlmittel durch eine Pumpe oder ein Gebläse erreicht. Die Umwälzung erfolgt mittels zusätzlicher Sicherheitskühlvorrichtungen, die stets eine Kühlung des Reaktors gewährleisten. Die Nachwärmeleistung des Reaktors erzwingt nämlich ständiges Abkühlen selbst bei stillstehendem oder abgeschaltetem Reaktor bzw. vollständig abgesenkten oder eingetauchten Sicherheitsstäben. Dabei liegt der notwendige Kühlmittel-Durchsatz zum Abführen des Rest- oder Nachwärmestroms nur in der Größenordnung Prozent des Nenndurchsatzes, da ca. 1 min nach Abschalten des Reaktors die N ach Wärmeleistung ca. 1% der Nennleistung beträgt

Zahlreiche Reaktorkerne bestehen aus einer bestimmten Anzahl von Brennelementgruppen, die parallel von einem Kühlmittel versorgt sind. Ein derartiger Reaktorkern kann darüber hinaus einen Wärmetauscher besitzen, der mit jeder Brennelementegruppe verbunden ist(DE-OS 21 37 012).

Bei Stillstand oder Ausfall der Hauptpumpen, die das Kühlmittel umwälzen, muß eine gewisse Umwälzung im Reaktorkern beim Stillstand aufrechterhalten werden, um zu große Erwärmungen infolge der Nachwärmeleistung des Reaktors zu vermeiden. Herkömmliche Vorrichtungen enthalten hierzu z. B. Hilfspumpen, die ihrerseits selbst ausfallen können, was die Zuverlässigkeit und die Sicherheit des Reaktors verringert.

Bei einem Reaktor-Block mit Brennelementgruppen, der N identische, parallel wirkende Hydraulik-Kreise hat, kann aber die Kühlwirkung des Reaktors wegen der durch die Bauweise in Brennelementgruppen gegebene Redundanz sicher gewährleistet werden.

Jedoch haben Reaktor-Blöcke mit Brennelementgruppen im allgemeinen vollkommen getrennte Kühleinrichtungen, die jeweils eine eigene Sicherheitskühlvorrichtung aufweisen. Diese Sicherheitskühlvorrichtungen gewährleisten kontinuierliches Kühlen selbst bei Ausfall der entsprechenden Kühleinrichtung und müssen im Zeitpunkt der Erfassung eines Ausfalls durch einen äußeren Befehl ausgelöst werden, was aber konstantes Überwachen aller Kuhleinrichtungen erfordert und somit aufwendig ist.

Es ist daher Aufgabe der Erfindung, eine einfache Sicherheitskühlvorrichtung mit hoher Zuverlässigkeit und automatischer Wirkung bei Stilstand oder Ausfall einer mit einer Brennelementgruppe des Reaktorkern verbundenen Punvpe anzugeben.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß durch die im kennzeichnenden Teil des Patentanspruches 1 angegebenen Merkmale gelöst.

Durch die Erfindung können die oben aufgezeigten Nachteile vermieden werden: Wenn eine der zur Kühlung einer Brennelementgruppe eingesetzte Pumpe ausfällt, so wird diese Brennelementgruppe direkt und automatisch weiter gekühlt. Hierzu ist kein äußerer Befehl erforderlich. Außerdem muß der sichere Betrieb jeder Pumpe nicht kontinuierlich überwacht werden.

Die Querschnittsfläche der Rohrleitung beträgt vorteilhaft zwischen ¹Am und ViederQuersehniusfläehe der Hauptrohrleitung.

Die Wirkungsweise der erfindungsgemäßen Sicherheitskühlvorrichtung ist folgende (vgl. Fig. 1): Ein Sammelbehälter C verbindet alle Hydraulik-Kreise der Brennelementgruppen mit Hilfe einer Rohrleitung Si,

die an jeder Brennelementgruppe vorgesehen ist; wenn bei einer Brennelementgruppe M₁ die zugehörige Pumpe P, ausfällt, erfolgt ein Absenken der Steuerstäbe, deshalb ein »Abschalten« des Reaktors und ein Druckabsenken an der Stelle zwischen der Pumpe P₁ und dem Reaktor, weil die Pumpe P, nicht mehr arbeitet. Da die verschiedenen Rohrleitungen vom Sammelbehälter an Stellen abzweigen, an denen die anderen Pumpen, außer der Pumpe Pi, in Betrieb sind, ist der Kühlmitteldruck im Sammelbehälter groß, und Kühlmittel wird zur Brennelementgruppe Af, geführt, in der die Druckabsenkung durch Stillstand, Abschalten oder Ausfall der Pumpe P, erfolgt ist. Deshalb wird z. B. Natrium bei einem schnellen Kernreaktor, d. h. einem Reaktor mit schnellen Neutronen, im Sammelbehälter entnommen und durch die abgeschaltete Brennelementgruppe des Reaktors rückgeführt, um die Nachwärmeleistung abzuführen.

Die erfindungsgemäße Sicherheitskühlvorrichtung ist vorzugsweise für solche schnelle Reaktoren geeignet, bei denen der Reaktorkern N flüssignatriumgekühlte Brennelementgruppen aufweist, deren jede von Natrium gekühlt wird, das im Normaibetrieb von den Pumpen P, in die Brennelementgruppen V/, gepumpt wird, und bei Stillstand, Anhalten oder Ausfall einer Pumpe Pi von Natrium gekühlt wird, das vom Sammelbehälter Czur Brennelementgruppe M, mittels der Rohrleitungen S,gepumpt wird.

Bei einem bevorzugten Ausführungsbeispiel der Sicherheitskühlvorrichtung nach der Erfindung wird die Öffnung der Rohrleitung S, die in die Hauptohrleitung Ki mündet, so angeordnet, daß die Normale auf die Ebene der Öffnung parallel zur Strömungsrichtung des Kühlmittels und in Vorwärtsrichtung der Strömung, d. h. stromabwärts gerichtet ist, die durch die Pumpe Piin der Hauptrohrleitung K, bewirkt ist. Dies ist deswegen vorteilhaft, weil dann, wenn alle Pumpen P₁ in Betrieb sind, kein Kühlmittel vom Sammelbehälter C entnommen wird und die Kühlmiltelströmung wenig gestört ist, während dann, wenn die Pumpe P, stillsteht, das vom Sammelbehälter C bis zur Hauptrohrleitung K, durch die Rohrleitung S, strömende Kühlmittel vorzugsweise in Richtung der Brennelementgruppe M, des Reaktorkerns geführt wird, die das in der Hauptrohrleitung K, enthaltene Kühlmittel mitnimmt, während wenig Kühlmittel von den anderen Rohrleitungen S, zur Versorgung des Sammelbehälters Centnommen wird.

Um dieses Mitnehmen zu begünstigen, kann ein Hydroejekior oder eine hydraulische Strahldüse verwendet werden, der bzw. die durch eine Hauptrohrleitung Ki in Venturi-Ausführung gebildet ist, d. h. mit einem Aufbau, der korvergentdivergent ist, wobei die Öffnung der Rohrleitung 5, in der Hauptrohrleitung K, im wesentlichen nahe der Einschnürung oder dem Hals des Venturi-Rohres oder -Kanals angeordnet ist.

Die Erfindung wird anhand der in der Zeichnung dargestellten Aüsführungsbeispiele häher erläutert. Es zeigt

Fig. 1 das Hydraulikschema einer Anordnung mit N Brennelementgruppen,

Fig. 2 den Hydraulikaufbau der Sicherheitskühlvorrichtung,

Fig. 3 schematisch den Einbau der Rohrleitungen S/ in die Hauptrohrleitung Ki, die die Pumpen P, mit den zugehörigen Brennelementgruppen M, des Kernreaktors verbinden,

F i g. 4 ein Ausführungsbeispiel der Sjcherheitskühlvorrichtung nach aer Erfindung, bei dem die Hauptrohrleitung /C,als Venturi-Rohr ausgebildet ist.

In Fig. 1 ist das Hydraulikschema einer Anordnung mit N Brennelementgruppen dargestellt, die in einem Druckgefäß 1 eines mit einer Flüssigkeit 3 gefüllten Reaktors angeordnet sind, wobei insbesondere Wärmetauscher Ej integriert und über jedem Kernelement des Kernreaktors angeordnet sind. Die Wärmetauscher E₁ sind über Reaktoren R, angeordnet, die von einem Kühlmittel über Pumpen P₁ versorgt werden; ei.i Sammelbehälter C ist mit Hauptrohrleitungen K, zwischen den Pumpen P, und den Reaktoren R₁ durch Abzweige oder Rohrleitungen S₁ verbunden. Bei einem Stillstand, Abschalten oder Ausfall z. B. der Pumpe P₁ verringert das Absenken der Steuerstäbe die Nennleistung des Reaktors R, stark. Es ergibt sich auch ein Druckabfall an der Stelle 2, weshalb folglich das im Sammelbehälter C enthaltene Kühlmittel durch die Rohrleitung S, über den Reaktor R, eingeführt wird. Ein geringer Teil des Kühlmittels tritt auch noch durch die Pumpe Pj, aber dieser parasitäre Durchsatz ist kleiner gehalten als der in den Reaktorkern.

Der durch die Rohrleitung S₁ eingeführte notwendige Durchsatz vom Sammelbehälter L ist höchstens gleich 2% des Nenndurchsatzes. Wenn der Keaktor-Block aus mehr als 3 Brennelementgruppen besteht, ist der Abfall bei den im Betrieb bleibenden Brenne!emen;gruppen kleiner als 1% ihres Nenndurchsatzes. Wenn die Anzahl der brennelementgruppen mindestens 6 beträgt, ist der Abfall minimal.

In Fig. 2 ist der Hydraulikaufbau gemäß der Erfindung mit dem Sammelbehälter C und der dem Reaktor R₁ und dem Wärmetauscher E₁ zugeordneten Pumpe Λ dargestellt. Der Wärmetauscher E₁ kann allen Reaktoren R₁ gemeinsam sein. Es kann auch jeder Reaktor R₁ mit einem besonderen Wärmetauscher E, verbunden sein. Der Hauptdurchsatz des Kühlmittels folgt der durch die Pfeile 4, 6, 8, 10 wiedergegebenen Richtung. Der Sammelbehälter C führt das Kühlmittel oder die Kühlflüssigkeit gemäß den Pfeilen 12 und 14 zu.

wenn die Pumpe P₁ stillsteht. Der Pfeil 16 zeigt die Umwälzrichtung des Kühlmittels bei einer Entnahme oder Anzapfung zur Versorgung des Sicherheitskreises 2t\ der mit einer anderen abgeschalteten Pumpe verbunden ist.

Vi In Fig. 3 sind schematisch zwei parallele Anordnungen dargestellt, mit dem Index /bzw. dem Index / + 1, die Pumpen P, bzw. P, + ι enthalten, ilie das Kühlmittel in Reaktor-Brennelementgruppen M₁ bzw. M, + . führen. Wenn die Pumpe P, in Betrieb ist, wird das

so Kühlmittel, z. B. Natrium, zur Brennelementgruppe M₁ gemäß den Pfeilen 22 gerichtet. Die Öffnung 26 der Rohrleitung S_h die in die Hauptrohrleitung K, eindringt, ist so mit dem Sammelbehälter C verbunden, daß die Normale 24 auf der Ebene der Öffnung 26 parallel zur Strömungsrichtung 22 des Kühlmittels, z. B. Natrium, ist uno stromab gerichtet ist.

Die geometrischen Parameter der Vorrichtung sind so, daß der Unterschied zwischen dem statischen Druck und dem dynamischen Druck im Kühlmittel positiv ist,

ni wobei der Druck an der Öffnung 26 gleich der Differenz P = Ps- Pd is', wobei P_s und P_d die Werte des Effektivdrucks gegenüber dem Ansaugdruck sind. Dadurch wird erreicht, daß im Betrieb der Druck im Sammelbehälter Ckleiner ist als der be^;m Ansaugen der

'· ι Pumpen. Wenn eine Pumpe stillsteht, z. B. die Pumpe Pi₊ ι, wird das Kühlmittel vom Sammelbehälter C zur Hauptrohrleitung Kj + ι -iber die Rohrleitung S, * ι zur Brennelementgruppe M, + ι geführt, während wenie

Kühlmittel zur Pumpe /', + ι zurückgeführt wird, selbst wenn die I lydraulikimpedanz des Aufbaus der Pumpe P₁ geringer ist als die der Brennelementgruppe M, _t ι, weshalb auf die Verwendung einer Rückschlagklappe oder einer anderen Absperreinrichtung verzichtet *> werden kann.

Um Lastverluste zu vermeiden, wird soweit möglich die mechanische Impedanz der Rohrleitungen S, begrenzt, und zwar damit der Wärmeträgerdruck im Sammelbehälter Cetwa gleich dem Druck in Höhe der Öffnung 26 ist, nämlich P₁- Pa-

In F i g. 4 ist ein Ausführungsbeispiel der Sicherheitskühlvorrichtung nach der Erfindung dargestellt, bei dem die Hauptrohrleitung K₁ die Form eines Venturi-Rohres oder -Kanals besitzt und die öffnung 26der Rohrleitung S₁ in die Hauptrohrleitung K, in Höhe der Einschnürung 28 des Venturi-Rohres eindringt. Der Venturi-Rohr-Abschnitt der Hauptrohrleitung K, und die Rohrleitung 5, bilden einen Hydroejektor oder eine hydraulische Strahldüse, der bzw. die in die richtige Richtung oder vorteilhaft wirkt, um das in der Haupironrieiiung K, enthaltene Kühlmittel mitzureißen, wenn die Pumpe P₁ stillsteht, unter Einfluß des durch die Rohrleitung 5, in die Hauptrohrleitung K₁ gemäß dem Pfeil 30 eingeblasenen Flüssigkeits- oder Kühlmittelstrahls, wobei das Kühlmittel vom Sammelbehälter Cstammt, der von dei anderen Rohrleitungen 5 versorgt ist. Der Hydroejek tor wirkt in Gegenrichtung beim Entnehmen de: Kühlmittels, wenn die Pumpe P₁ in Betrieb ist. Be diesem Ausführungsbeispiel, in dem der Aufbau dei Hauptrohrleitung K, als Venturi-Rohr die Hydroejek tor-Wirkung durch Mitreißen infolge eines Fluid- odei Stromfadens begünstigt, der von der Einschnürung herausgeschleudert wird, wird auch so vorgegangen daß der statische Druck P, des Kühlmittels während de: Betriebs höher ist als der dynamische Druck Pjdurch di< kinetische Energie, die von den Molekülen de: Kühlmittels geführt ist. Der Hydroejcktcr wirkt als< offensichtlich in vorteilhafter Weise, wenn die Pumpe / stillsteht.

Das Einführen des vom Sammelbehälter C^-stammen den Kühlmittels mittels der Rohrleitungen S, ist in eine Richtung dargestellt, die exakt parallel zum durch dii Pumpe P₁ erzeugten Kühlmittelstrom ist. Selbstvcr ständlich können geringe Änderungen dieser Anord nung möglich sein, bei denen das durch die Rohrieiiunj S₁ eingeblasene Kühlmittel einen geringen Winkel zun durch die Pumpe P₁ erzeugten Durchsatz des Kühlmit tels einschließt, wenn letzterer vorhanden ist.

Hierzu 3 Blatt Zeichnungen

Claims

Patentansprüche:

1. Sicherheitskühlvorrichtung für einen Kernreaktor, dessen Kern aus N unabhängigen Brennelementgruppen besteht, die mittels einer über eine Hauptrohrleitung an die entsprechende Brennelementgruppe angeschlossenen Pumpe von einem Kühlmittel durchströmt werden, wobei im Falle eines Pumpenausfalls Kühlmittel aus einem über N gesonderte Rohrleitungen an die Hauptrohrleitun- to gen angeschlossenen Kühlmittel-Sammelbehälter zugeführt wird, dadurch gekennzeichnet, daß jeder Brennelementgruppe (M) jeweils eine gesonderte Pumpe (P) zugeordnet ist, und daß der Kühlmittel-Sammelbehälter (C) über die N-Rohrleitungen (S) verbunden ist, so daß bei Ausfall einer der Pumpen (P) automatisch Kühlmittel aus dem Kühlmittel-Sammelbehälter (C) in die Brennelementgruppe (M) eingespeist wird, deren zugeordnete Pumpe (P) ausgefallen ist

2. Sicherheitskühlvorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Normale auf der Ebene der Mündungsöffnung (26) jeder Rohrleitung (S) in die Hauptrohrleitung (K) im wesentlichen parallel zur und in Strömungsrichtung des Kühlmittels in der Hauptrohrleitung (Ki)gerichtet ist.

3. Sicherheitskühlvorrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Hauptrohrleitung (K) einen konvergent-divergierenden Venturi-Rohr-Abschnitt aufweist, und daß die Mündungsöffnung (26) der Rohrleitung (S) im wesentlichen in Höhe der Einschnürung des Venturi-Rohr-Abschnittes liegt.

4. Sichei heitskühlvorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 3, d-.durch gekennzeichnet, daß die Querschnittsfläche der Rohrleitung (S) ^l/_tM bis V₁₀ der Querschnittsfläche der ί ^rauptrohrleitung (Kj) beträgt.

5. Sicherheitskühlvorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 4, für schnelle Reaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel aus flüssigem Natrium besteht.