DE2621258A1 - Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr - Google Patents
Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhrInfo
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Description
24.337.1 We/Di
INTERATOM
Internationale Atomreaktorbau GmbH
506 Bensberg
Kernenergieanlage mit verbesserten Einrichtungen zur Nach- und Notwärmeabfuhr
Die vorliegende Erfindung betrifft eine Kernenergieanlage mit mindestens einem mit Flüssigmetall betriebenen
Primärkreislauf, der seine Wärme in einem ersten Wärmetauscher an einen mit Flüssigmetall betriebenen
Sekundärkreislauf abgibt, der seinerseits in einem zweiten
Wärmetauscher seine Wärme an einen mit Wasser/Dampf ■ betriebenen Tertiärkreislauf abgibt, wobei das Flüssigmetall
des Primärkreislaufes im Kernreaktor aufgeheizt und der im Tertiärkreislauf erzeugte Dampf beispielsweise
zum Antrieb von Arbeitsmaschinen verwendet wird. Aus Sicherheitsgründen und um die einzelnen Kreisläufe in
vertretbaren Abmessungen zu halten, sind Kernenergieanlagen der beschriebenen Art üblicherweise mit mehreren gleichartigen,
beispielsweise vier derartiger Wärmetauschketten versehen;
für die Beschreibung der vorliegenden Erfindung genügt die Betrachtung einer einzelnen dieser Wärmetauschketten.
Bei dem in Kernenergieanlagen als Kühlmittel
verwendeten Flüssigmetall handelt es sich üblicherweise um flüssiges Natrium, doch sind hierfür auch andere Metalle,
beispielsweise ein Natrium-Kalium-Eutektikum vorgeschlagen worden. Beim Zusammentreffen dieser Metalle mit Wasser
finden bekanntlich äußerst heftige chemische Reaktionen statt,
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Das im Primärlsreis lauf zirkulierende Flüssigmetall wird
beim Durchgang durch den Kernreaktor radioaktiv. Da nun ein Leck in einem Wärmetauscher nicht völlig ausgeschlossen
werden kann, gibt dieses Flüssigmetall seine Wärme nicht direkt an den Wasser/Dampf-Kreislauf ab, sondern
auf dem Umweg über einen Sekundärkreislauf. Tritt im zweiten Wärmetauscher ein Leck und damit eine Natrium-Wasser-Reaktion
auf, so können die Reaktionsprodukte abgeleitet werden, ohne daß eine radiologische Gefährdung
der Umwelt befürchtet werden müßte.
Kernreaktoren müssen mit Einrichtungen versehen sein, die gewährleisten, daß die auch bei abgeschaltetem
Reaktor erzeugte Nachwärme abgeführt werden kann. Nach dem in der DT-O-S 22 17 05 7 exemplifizierten Stand der
Technik bestehen diese Einrichtungen aus mehreren besonderen Kreisläufen, die im Reaktorgefäß üblicherweise
seitlich und oberhalb des Kernverbandes angeordnete Tauchkühler aufweisen und zu einer externen Wärmesenke
geführt sind. Diese Anordnung der Einrichtungen für die Nachwärmeabfuhr bedingt eine Vergrößerung des Reaktorgefäßes,
die nicht nur eine Kostenerhöhung bedeutet,
sondern bei Reaktoren hoher Leistung sogar die technische Realisierbarkeit in Frage stellt. Darüberhinaus ist in
Frage gestellt worden, ob die beschriebenen Kreisläufe auch dann noch funktionsfähig bleiben, wenn sich im Reaktor
eine überpromptkritische Exkursion (sogenannter Bethe-Tait-Unfall)
abspielt. Es könnte dann zu einer Zerstörung der Reaktoreinbauten kommen, worauf infolge mangelnder
Wärmeabfuhr das Kühlmittel verdampfen und schließlich der Kernverband freigelegt werden würde. Um das dann denkbare
Schmelzen des Kernverbandes zu verhindern, hat die Anmelderin in den DT-OS 20 5 2 335 und 21 42 950 ein Sicherheitsbehältersystem
vorgeschlagen, bei dem unter anderem ein Druckentlastungsraum mit einer vorzugsweise aus Betonscheiben
bestehenden Wärmesenke vorhanden ist, der oberhalb
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der eigentlichen Reaktorzelle und in Verbindung mit dieser angeordnet ist. Das verdampfende Kühlmittel
würde hier kondensieren und in die Reaktorzelle zurückgeleitet werden, wo es erneut für die Kühlung
des Kernverbandes eingesetzt würde. Die als· Wärmesenke vorgesehenen Betonmassen beanspruchen einen
erheblichen Raum.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist eine Flüssigmetall-gekühlte
Kernenergieanlage der beschriebenen Art, die mit Einrichtungen zur Abfuhr der Nachwärme
versehen ist, die der unmittelbaren Einwirkung von im Reaktorgefäß stattfindenden Störungen entzogen
ist und bei einem Ausfall dieser Nachwärmeabfuhr infolge von Schaden am Primärkreislauf für die dann
notwendig werdende Notwärmeabfuhr nutzbar gemacht
werden kann. Darüber hinaus soll die vorgeschlagene Einrichtung eine Verkleinerung des Reaktorgefäßes
ermöglichen.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird vorgeschlagen, daß je Wärmeabfuhrkette ein dritter Wärmetauscher vorhanden ist,
der primärseitig an den Primärkreislauf und sekundärseitig
an einen Wasser/Dampf-Kreis lauf angeschlossen ist, der
eine außerhalb der Anlage gelegene Wärmesenke einschließt. Dieser dritte Wärmetauscher braucht nicht innerhalb des
Reaktortanks angeordnet zu werden und ist so der unmittelbaren Einwirkung etwa dort stattfindender Störfälle entzogen.
Diese dritten Wärmetauscher können für die Abfuhr der zu erwartenden, typischerweise ca. 2,5% der Leistung bei
Vollast betragenden Nachwärme optimiert werden, wobei in einer Anlage mit vier Kreisläufen zweckmäßigerweise zwei
dieser vorgeschlagenen dritten Wärmetauscher gemeinsam ausreichen, um die Nachwärme'abzuführen. Müßte dagegen die
Nachwärme über die für den Normalbetrieb vorgesehenen Wärmetauscher
abgeführt werden, könnten sich in diesen wegen der
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geringen Austastung instabile Kühlverhältnisse bilden.
Darüberhinaus könnte bei einem dann auftretendem Leck in einem solchen Wärmetauscher der Transport der Reaktionsprodukte
zu den Nachweisgeraten solange dauern, daß ein rechtzeitiges Ergreifen, von Gegenmaßnahmen
erschwert wäre. Bei Nachwärmeabfuhr über die vorgeschlagenen
dritten Wärmetauscher können die zweiten Wärmetauscher, d.h. die Dampferzeuger gefahrlos ausdampfen.
Bei Störungen, die ein nur kurzfristiges Abschalten des Reaktors erforderlich machen, kann der
mit der Nachwärme in den dritten Wärmetauschern erzeugte Dampf dazu verwendet werden, die zweiten Wärmetauscher
heiß zu halten, so daß nach Behebung der Störung diese sofort wieder angefahren werden können.
In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird vorgeschlagen, daß der dritte Wärmetauscher sekundärseitig wahlweise
in Serie mit dem zweiten Wärmetauscher an den Tertiärkreislauf anschließbar ist, d.h., daß er im Normalbetrieb
dazu verwendet wird, den im zweiten Wärmetauscher erzeugten Dampf zu überhitzen oder aber das
dem zweiten Wärmetauscher zugeführte Speisewasser vorzuwärmen.
Nach einem weiteren Merkmal der Erfindung ist der dritte Wärmetauscher ein sogenannter Dreistoff-Wärmetauscher,
mit einem den Wärmeübergang vom primärseitigen Flüssigmetall zum tertiären Wasser/Dampf vermittelnden, mit
beiden Medien chemisch verträglichen Kontaktmedium. Ein solcher Wärmetauscher, der als mit Natrium wie Wasr
ser verträgliches Kontaktmedium ein Blei-Wismut-Eutektikum verwendet, wurde von der Anmelderin in der DT-OS 23 60 25
vorgeschlagen. Ein solcher Wärmetauscher besitzt eine besonders große Wärmespeicherkapazität und ist in besonderer
Weise gegen Beschädigungen durch Undichtwerden einzelner Rohre gesichert.
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Nach "einem weiteren Merkmal der Erfindung befindet sich
der dritte Wärmetauscher in einem Raum, der von dem den
Kernreaktor enthaltenden Raum getrennt, jedoch mit diesem verbindbar und auf einem höheren hydrostatischen
Niveau angeordnet ist. Wird der Primärkreislauf bei einem schweren Unfall so stark beschädigt, daß eine
Wärmeabfuhr über ihn nicht mehr möglich ist, so erfüllt der dritte Wärmetauscher doch noch seine Funktion in der
Notwärme ab fuhr. Das im Kernreaktor, verdampfte und in den
Druckentlastungsraum des oben erwähnten Sicherheitsbehältersystems strömende Kühlmittel kondensiert dann
an der Außenseite des dritten Wärmetauschers und kann in den Reaktorbehälter zurückgeführt werden, wodurch die
Innehaltung des zur Kühlung des Kerns notwendigen Notspiegels gewährleistet wird.
In spezieller Ausgestaltung dieses Erfindungsgedankens ist der dritte Wärmetauscher an seiner Außenseite mit
den Wärmeübergang von der Umgebung an diesen fördernden Mitteln, z.B. mit Kühlrippen versehen.
Ein Wärmetauscher zur Verwendung als dritter Wärmetauscher in einer Anlage, wie sie im Vorstehenden beschrieben
wurde, ist in weiterer Arsgertaltung der Erfindung
dadurch gekennzeichnet, daß er mit dem zweiten Wärmetauscher eine bauliche Einheit bildet, z.B. konzentrisch
um letzteren herumgebaut ist. Ein die ungehinderte Wärmedehnung der Anlage behindernder Festpunkt wird so eingespart,
und die Heißhaltung der zweiten Wärmetauscher bei nur vorübergehendem Abschalten erleichtert.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt, und zwar zeigt
Figur 1 eine schematische Obersicht über die Anlage und
Figur 2 in vergrößertem Maßstab die räumliche Anordnung der erfindungswesentlichen Teile zueinander.
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Die Anlage besteht u.a. aus einem Reaktortank 1, in dem ein Reaktorkern 2 angeordnet ist. Das Kühlmittel,
beispielsiveise flüssiges Natrium fjillt den Behälter 1
bis zu einem Betriebsspiegel 3. Wird der Reaktortank 1, beispielsweise infolge einer überpromptkritischen Exkursion
im Reaktorkern 2 einschließlich des hier nicht gezeigten, üblicherweise vorhandenen Doppeltanks undicht,
füllt das dann austretende Kühlmittel eine Reaktorzelle 4, wobei der Betriebsspiegel 3 bis auf einen, den Reaktorkern
eben noch bedeckenden Notspiegel 5 absinkt. Im Normalbetrieb wird die im Reaktorkern 2 e.rzeugte Wärme
über einen Primärkreislauf 6 abgeführt, der mit Hilfe einer ersten Pumpe 7 betrieben wird. Das im Primärkreislauf
6 zirkulierende Kühlmittel durchströmt zuerst einen ersten Wärmetauscher 8, in dem es seine Wärme an das *
in einem Sekundärkreislauf 9 mit Hilfe einer zweiten Pumpe 10 umgewälzte Sekundärkühlmittel, im Beispiel
ebenfalls flüssiges Natrium abgibt. Dieses wiederum gibt seine Wärme in einem zweiten Wärmetauscher 11
an das Wasser eines Tertiärkreislaufes 12 ab, das dabei verdampft wird. Dieser Dampf wird zum Antrieb
eines Turbogenerators 13 verwendet, in einem Kondensator 14 verflüssigt und mit Hilfe einer dritten Pumpe
15 wieder dem zweiten Wärmetauscher 11 zugeführt. Der Kondensator 14 ist über einen Quartärkreislauf 17 mit
einer externen Wärmesenke 18, beispielsweise einem Kühlturm verbunden. Hinter den ersten Wärmetauscher 8 ist im
Primärkreislauf 6 ein dritter Wärmetauscher 16 geschaltet, der konzentrisch um letzteren herumgebaut ist (s. Fig. 2).
Während erster und zweiter Wärmetauscher 8, 11 von konventioneller, beispielsweise Wendelbauart sind, ist der
dritte Wärmetauscher ein sogenannter Drei-Stoff-Wärmetauscher, bei dem die flüssigmetallführenden Wärmetauscherrohre
des Primärkreislaufes 6 und die wasserführenden Rohre eines Quartärkreislaufes 19 abwechselnd und im geringen Abstand
voneinander in einem gemeinsamen Behälter angeordnet
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sind, der mit einem den Wärmeübergang zwischen beiden
Kreisläufen vermittelnden flüssigen Metall, beispielsweise
einem Blei-Wismut-Eutektikum gefüllt ist. Mit Hilfe von absperrbaren Querverbindungen 19 ist der
dritte Wärmetauscher 16 wasserseitig in den Tertiärkreislauf 12 einbezogen, entweder vor dessen Eintritt
in den zweiten Wärmetauscher 11 zur Speisewasservorwärmung oder aber hinter demselben zur Dampfüberhitzung
(hier nicht gezeigt), bzw. kann er an den Quartärkreislauf 17 und damit an die externe Wärmesenke 18 angeschlossen
werden, um die Nachwärme abzuführen. Erster und dritter Wärmetauscher 8, 16 sind gemeinsam in einem Druckentlastungsraum
20 angeordnet, der auf einem höheren hydrostatischen Niveau als die Reaktorzelle 4 angeordnet
ist und mit letzterer über einen Kanal 21 in Verbindung steht, der im Normalbetrieb durch eine Berstscheibe 22
verschlossen ist. Ist bei einem schweren Unfall der Primärkreislauf 6 so stark in Mitleidenschaft gezogen worden,
daß eine Nachwärmeab fuhr über ihn nicht mehr möglich ist,
wird das Kühlmittel im Reaktortank 1 bzw. in der Reaktorzelle
4 überhitzt und schließlich verdampfen. Der dadurch eintretende Druckaufbau zerstört die Berstscheibe 22, und
das verdampfte Kühlmittel strömt in den Druckentlastungsraum 20. Hier kondensiert es am dritten Wärmetauscher 1b,
der nach wie vor mit der externen Wärmesenke 18 verbunden ist und zur Unterstützung des Wärmeübergangs mit Kühlrippen
23 versehen ist. Das kondensierte Kühlmittel strömt durch den Kanal 24 zurück in die Reaktorzelle 4 und erhält
so den Notspiegel 5 des Kühlmittels.
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Claims (6)
- - Vf- ■ 24.337.111.5.1976PATENTANSPRÜCHEKernenergieanlage mit mindestens einem mit Flüssigmetall betriebenen, im Kernreaktor aufgeheizten Primärkreislauf, der seine Wäime in einem ersten Wärmetauscher an einen Flüssigmetall-betriebenen Sekundärkreislauf abgibt, der seinerseits in einem zweiten Wärmetauscher seine Wärme an einen mit Wasser/Dampf-betriebenen, Arbeitsmaschinen enthaltenden Tertiärkreislauf abgibt, gekennzeichnet durch einen dritten Wärmetauscher (16), der primärseitig an den Primärkreislauf (6) und sekundärseitig an einen eine außerhalb der Anlage gelegene Wärmesenke (18) einschließenden quartären Wasser/Dampf-Kreislauf (17) angeschlossen ist.
- 2. Anlage nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,daß der dritte Wärmetauscher (16) sekundärseitig wahlweise in Serie mit dem zweiten Wärmetauscher (11) an den Tertiärkreislauf (12) anschließbar ist. - 3. Anlage nach Anspruch 1 oder 2,
dadurch gekennzeichnet,daß der dritte Wärmetauscher (16) ein Drei-Stoff-Wärmetauscher mit einem den Wärmeübergang vom primärseitigen Flüssigmetall zum sekundärseitigen Wasser/Dampf vermittelnden, mit beiden Medien chemisch verträglichen Kontaktmedium ist. - 4. Anlage nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche ,dadurch gekennzeichnet,daß sich der dritte Wärmetauscher (16) in einem Raum (20) 709847/0338ORIGINAL INSPECTED-Jf- . *befindet, der von dem den Kernreaktor (1, 2) enthaltenden Raum (4) getrennt, jedoch mit diesem verbindbar (21) und auf einem höheren hydrostatischen Niveau angeordnet ist.
- 5. Anlage nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche,dadurch gekennzeichnet,daß der dritt% Wärmetauscher (16) an seiner Außenseite mit den Wärmeübergang von der Umgebung an diesen fördernden Mitteln (2 3) versehen ist.
- 6. Wärmetauscher zur Verwendung als dritter Wärmetauscher in einer Anlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5,dadurch gekennzeichnet,daß er mit dem zweiten Wärmetauscher (11) eine bauliche Einheit bildet.709847/0338
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19762621258 DE2621258A1 (de) | 1976-05-13 | 1976-05-13 | Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr |
NLAANVRAGE7704851,A NL179171C (nl) | 1976-05-13 | 1977-05-03 | Kernenergie-installatie en warmtewisselaareenheid daarvoor. |
US05/795,852 US4186051A (en) | 1976-05-13 | 1977-05-11 | Nuclear energy plant with improved device for removing after-heat and emergency heat |
FR7714575A FR2351471A1 (fr) | 1976-05-13 | 1977-05-12 | Installation a energie nucleaire avec dispositifs perfectionnes de post-refroidissement et de refroidissemtnt d'urgence |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19762621258 DE2621258A1 (de) | 1976-05-13 | 1976-05-13 | Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2621258A1 true DE2621258A1 (de) | 1977-11-24 |
Family
ID=5977877
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19762621258 Withdrawn DE2621258A1 (de) | 1976-05-13 | 1976-05-13 | Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4186051A (de) |
DE (1) | DE2621258A1 (de) |
FR (1) | FR2351471A1 (de) |
NL (1) | NL179171C (de) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4312703A (en) * | 1977-05-13 | 1982-01-26 | B. V. Neratoom | Nuclear reactor installation |
EP0362596A1 (de) * | 1988-09-30 | 1990-04-11 | Siemens Aktiengesellschaft | Heizreaktorsystem mit einer Nachwärmeabfuhr-Schaltung und Verwendung letzterer für Siedewasser- und Druckwasser-Kernreaktoren |
CN107093473A (zh) * | 2017-04-01 | 2017-08-25 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种核反应堆用余热排出系统 |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2460529A1 (fr) * | 1979-07-02 | 1981-01-23 | Sgn Soc Gen Tech Nouvelle | Nouveaux groupes d'echange pour bassins de stockage de substances radioactives |
FR2462002A1 (fr) * | 1979-07-17 | 1981-02-06 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et muni d'un systeme d'evacuation de la puissance residuelle |
FR2466841A1 (fr) * | 1979-09-28 | 1981-04-10 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire dont les generateurs de vapeur sont equipes d'une capacite reserve |
DE3116443A1 (de) * | 1981-04-24 | 1982-11-11 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Druckwasserreaktor |
US4863675A (en) * | 1984-10-04 | 1989-09-05 | General Atomics | Nuclear power system |
US4699754A (en) * | 1985-05-31 | 1987-10-13 | The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration | Jet pump-drive system for heat removal |
FR3090083B1 (fr) * | 2018-12-13 | 2020-12-04 | Commissariat A L Energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Condenseur de secours pour générateur de vapeur |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2207870A1 (de) * | 1972-02-19 | 1973-08-23 | Siemens Ag | Kuehlsystem fuer einen kernreaktor |
DE2440140A1 (de) * | 1973-08-24 | 1975-07-03 | British Nuclear Design Constr | Not-kuehlsystem fuer einen gasgekuehlten kernreaktor |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1527695A (fr) * | 1966-02-03 | 1968-06-07 | Stein & Roubaix S A | Installation thermique |
BE696966A (de) * | 1966-04-29 | 1967-09-18 | ||
US3374149A (en) * | 1967-05-19 | 1968-03-19 | North American Aviation Inc | Nuclear reactor heat transfer system |
DE2052335C3 (de) * | 1970-10-24 | 1979-08-30 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Sicherheitsbehältersystem für natriumgekfihlte Kernreaktoren |
DE2217057C2 (de) * | 1972-04-08 | 1982-09-09 | Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach | Naturumlauf - Notkühlung für Kernreaktoren |
-
1976
- 1976-05-13 DE DE19762621258 patent/DE2621258A1/de not_active Withdrawn
-
1977
- 1977-05-03 NL NLAANVRAGE7704851,A patent/NL179171C/xx not_active IP Right Cessation
- 1977-05-11 US US05/795,852 patent/US4186051A/en not_active Expired - Lifetime
- 1977-05-12 FR FR7714575A patent/FR2351471A1/fr active Granted
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2207870A1 (de) * | 1972-02-19 | 1973-08-23 | Siemens Ag | Kuehlsystem fuer einen kernreaktor |
DE2440140A1 (de) * | 1973-08-24 | 1975-07-03 | British Nuclear Design Constr | Not-kuehlsystem fuer einen gasgekuehlten kernreaktor |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4312703A (en) * | 1977-05-13 | 1982-01-26 | B. V. Neratoom | Nuclear reactor installation |
EP0362596A1 (de) * | 1988-09-30 | 1990-04-11 | Siemens Aktiengesellschaft | Heizreaktorsystem mit einer Nachwärmeabfuhr-Schaltung und Verwendung letzterer für Siedewasser- und Druckwasser-Kernreaktoren |
CN107093473A (zh) * | 2017-04-01 | 2017-08-25 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种核反应堆用余热排出系统 |
CN107093473B (zh) * | 2017-04-01 | 2018-05-08 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种核反应堆用余热排出系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2351471B1 (de) | 1980-02-08 |
NL179171B (nl) | 1986-02-17 |
US4186051A (en) | 1980-01-29 |
FR2351471A1 (fr) | 1977-12-09 |
NL179171C (nl) | 1986-07-16 |
NL7704851A (nl) | 1977-11-15 |
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DE3435255C2 (de) | ||
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
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