DE2625543A1 - Reaktoranlage - Google Patents

Reaktoranlage

Info

Publication number
DE2625543A1
DE2625543A1 DE19762625543 DE2625543A DE2625543A1 DE 2625543 A1 DE2625543 A1 DE 2625543A1 DE 19762625543 DE19762625543 DE 19762625543 DE 2625543 A DE2625543 A DE 2625543A DE 2625543 A1 DE2625543 A1 DE 2625543A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
reactor
water
basin
heat exchanger
core
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
DE19762625543
Other languages
English (en)
Other versions
DE2625543C3 (de
DE2625543B2 (de
Inventor
Jan Blomstrand
Kaare Hannerz
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.)
Westinghouse Electric Sweden AB
Original Assignee
ASEA Atom AB
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 ASEA Atom AB filed Critical ASEA Atom AB
Publication of DE2625543A1 publication Critical patent/DE2625543A1/de
Publication of DE2625543B2 publication Critical patent/DE2625543B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2625543C3 publication Critical patent/DE2625543C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • 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
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/22Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of a fluid or fluent neutron-absorbing material, e.g. by adding neutron-absorbing material to the coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/033Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by an absorbent fluid
    • 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

Description

Aktiebolaget ASEA-ATOM Västeras/Schweden
Reaktoranlage
Die vorliegende Erfindung betrifft eine Reaktoranlage nach dem Oberbegriff des Anspruches 1. Der Primärkreis des Reaktors ist normalerweise vom Bassinwasser getrennt. Doch kann der Reaktor bei einem eintretenden Gefahrenfall mit Wasser vom Bassin gekühlt werden, wobei das Bassin gleichzeitig als Wärmesenke dient.
Eine solche Reaktoranlage ist beispielsweise aus der Druckschrift "The American Nuclear Society Transactions", Vol. 20, Seiten 733-734 bekannt.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Reaktoranlage der eingangs genannten Art zu entwickeln, bei der die Gefahr einer Reaktivitätserhöhung durch einen Kaltwassereintritt vermieden wird und eine erhöhte Sicherheit gegen Sabotage besteht.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird eine Reaktoranlage nach dem Oberbegriff des Anspruches 1 vorgeschlagen, die erfindungsgemäß die im kennzeichnenden Teil des Anspruches 1 genannten
609852/0303
2. 6. 1976 2 _ 20.192 P
Merkmale hat,
Vorteilhafte Weiterbildungen der Erfindung sind in den Unteransprüchen genannt.
Die Reaktoranlage nach der Erfindung gibt die Möglichkeit, die genannte Sperranordnung auf andere Weise als bei den bekannten Anordnungen auszuführen. Gemäß einer Weiterentwicklung der Erfindung werden Gasschlösser anstelle von Ventilen benutzt. Hierdurch erreicht man, daß dem Reaktorbehälter Bassinwasser in einer kritischen Situation zugeführt wird, wie beispielsweise bei Störungen in der Eühlmittelzirkulation, ohne daß man von der Punktionsfähigkeit beweglicher Ventilteile, elektrischer oder hydraulischer Betätigungskreise usw., abhängig ist. Auf der anderen Seite bringt es die Verwendung von Gasschlössern mit sich, daß man die zugeführte Wassermenge und den Anfangszeitpunkt der Zufuhr von Bassinwasser in geringerem Maße bestimmen kann. Dies kann jedoch kompensiert werden, indem die temperatur- und leistungsvermindernde Wirkung des Bassinwassers dadurch wesentlich erhöht wird, daß dieses einen Zusatz an neutronenabsorbierenden Mitteln erhält. Eine Reaktoranlage gemäß der Erfindung ermöglicht daher Konstruktionen, bei denen man mit Vorteil Gasschlösser anstelle von Ventilen verwenden kann. Zwei derartige Konstruktionen, die zwei Ausführungsbeispiele der Erfindung darstellen, sollen im folgenden anhand der
- 3 609852/0303
2. 6. 1976 - 3 - 20.192 P
Figuren erläutert werden. Es zeigen:
Fig. 1 Bchematisch ein erstes Ausführungsbeispiel
gemäß der Erfindung ■ im Vertikal
schnitt unter Darstellung des normalen Reaktorbetriebes,
Fig. 2 ein zweites Ausführungsbeispiel gemäß der
Erfindung in gleicher Darstellung wie Fig. 1,
Fig. 3 im größeren Maßstab eine Einzelheit der Fig.
Die gezeigten Ausführungsbeispiele sind besonders gut geeignet für die Wärmeerzeugung zur Heizung von Wohnungen und Arbeitsräumen, da die erzielte Sicherheit so hoch ist, daß die Reaktor anordnungen in der Nähe dicht be wohnt er Gebiete erreichtet werden können.
In Fig. 1 bezeichnet 1 ein mit Wasser gefülltes Bassin. Das Bassinwasser enthält ein neutronenabsorbierendes Material, wie z.B. Borsäure mit einer Konzentration von mindestens Gramm Bor pro Tonne Wasser. Nahe am Boden des Bassins ist ein Reaktorbehälter 2 angeordnet, der einen Reaktorkern 3 und mehrere Steuerstäbe 4 enthält·1 Der Reaktorbehälter steht mit dem Primärkreis eines Wärmeaustauschers 5 in Verbindung, und zwar einerseits über eine Rohrleitung 7 für in das Reaktorgefäß einströmendes, relativ kaltes Wasser und
- 4 -609852/0303
2. 6. 1976
20.192 P
andererseits über eine Rohrleitung 6 für aus dem Reaktorgefäß abströmendes, relativ warmes Wasser· In der Rohrleitung 7 befindet sich eine Zirkulationspumpe 8. Die Rohrleitung 6 ist an eine Einlaufkammer 9 und die Rohrleitung 7 ist an eine Auslaufkammer 10 des Wärmeaustauschers angeschlossen. Von der Einlaufkammer 9 strömt Wasser durch vertikale Rohre 11 aufwärts zu einer Wendekammer 12 und von dort durch vertikale Rohre 13 abwärts zur Auslauf kammer 10 des Wärmeaustauschersβ Die Teile 2, 6, 9, 11, 12, 13, 10, 7, 8 bilden zusammen den Primärkühlkreis des Kerns 3, der nur Wasser mit einem relativ niedrigen Gehalt an Borsäure enthält. Der entsprechende Sekundärkühlkreis besteht aus den Zwischenräumen zwischen den Rohren 11 und 13, einer abgehenden Rohrleitung 14 und einer rückführenden Rohrleitung 15, einem Sekundärwärmeaustauscher und einer Zirkulationspumpe. Der Sekundärkühlkreis hat eine Konzentration an Borsäure, die mindestens genauso groß ist wie die des Primärkreises. Die andere Seite des Sekundärwärmeaustauschers ist an ein Fernheizungsnetz angeschlossen. Der Sekundärkühlkreis hat vorzugsweise einen höheren Wasserdruck als der Primärkreis.
Der Primärkühlkreis hat eine Auslauföffnung 16 und eine Einlauf öffnung 17, durch welche er über die Gasschloßrohre 18 und 19 in ständig offener Verbindung mit dem Bassinraum steht. Die Gasschloßrohre sind an die Öffnungen 16 bzw. 17 angeschlossen. Wie in der Figur angedeutet, enthält jedes
- 5 609852/0303
5 - 20.192 P
2. 6. 1976 1.192 P
Gasschloßrohr 18, 19 eine eingeschlossene Gasmenge, die über je ein relativ dünnes Rohr 20 bzw. 21 an je einen druckregulierten Gastank 22 bzw. 23 angeschlossen ist. Der Gasdruck im Gastank 22 ist so bemessen, daß er ungefähr gleich dem Wasserdruck an der unteren Öffnung des Gasschloßrohres 18 ist. Der Gasdruck liegt nur so wenig oberhalb des genahnten Druckes, daß man an der unteren Öffnung des Gasschloßrohres 18 ein schwaches Aufsteigen von Gasblasen wahrnehmen kann. Entsprechendes gilt für den Gasdruck im Gastank 23. Hierdurch erhält man eine Anzeige dafür, daß im Gasschloßrohr ein gleichmäßiger Druck gehalten wird. Alternativ können die Leitungen 20 und 21 mit einer Drosselung versehen werden; der Druck in den Tanks kann dann bedeutend höher sein.
Damit sich die Wasserniveaus der beiden Gasschloßrohre so einstellen können, wie es in Pig. 1 angedeutet ist, muß dem Rohr 19 Gas zugeführt werden, dessen Druck - gerechnet in Meter Wassersäule - mit dem Gasdruck im Rohr 18 übereinstimmt, zuzüglich des Unterschiedes h1 zwischen den Wasserniveaus der beiden Rohre. Wie in der Figur angedeutet, kann mit einem solchen Druck gearbeitet werden, daß der Wasserdruck im Kern 3 wesentlich höher wird als der, der dem Wasserdruck im Bassin entspricht.
Selbst dann, wenn die in die Gasschloßrohre einschließbare Gasmenge eine sehr kleine vertikale Erstreckung hat, haben die Gasschloßrohre eine wichtige Funktion zu erfüllen, da
609852/0303
_ 6 - 20.192 P
2. 6. 1976 92 P
sie bei normalem Betrieb verhindern, daß sich Reaktorwasser und Bassinwasser miteinander mischen. Da Niveaupendelungen vorkommen, u.a. deshalb, weil der Unterschied zwischen den Wasserniveaus der Gasschloßröhre größer ist, wenn die Pumpe 8 in Betrieb ist, als bei dem rein statischen Fall, muß die vertikale Abmessung der Gasschloßrohre jedoch so groß gewählt werden, daß die eingeschlossene Gasmenge das Gasschloßrohr bei normalem Betrieb nicht verläßt. In der Regel wird man die Gasschloßrohre so dimensionieren, daß die eingeschlossene Iaiftmenge eine vertikale Erstreckung von mehr als einem Meter annehmen kann.
Durch Öffnen der Ventile 24 und 25 könnte man den Gasüberdruck in den Tanks22 und 23 beseitigen und dadurch ein relativ schnelles Hineinströmen des borhaltigen Bassinwassers in den Primärkühlkreis des Reaktors erreichen. Da jedoch das Verhalten des Reaktors unter ungünstigsten Verhältnissen von Interesse ist, wird angenommen, daß die Ventile 24 und 25 nicht funktionieren. Findet ein Kochen im Reaktorkern statt, so wird der Unterschied zwischen dem Niveau im Wärmeaustauscher und dem Niveau in dem angeschlossenen Zweig des unteren Gasschloßrohres langsam kleiner, was bedeutet, daß das Bassinwasser soweit in dem langen Zweig des unteren Gasschloßrohres steigt, daß es schließlich den horizontalen Teil des Gasschloßrohres erreicht und dem Primärkühlkreis des Reaktors zugeführt wird. Ein derartiges Auffüllen kann mehrmals wiederholt werden, doch kann das Wasserniveau im Wärmeaustauscher dabei niemals höher als bis zu einem bestimmten Grenzniveau
609852/0303
2. 6. 1976 _ γ _ 20.192 P
steigen, welches mit der unteren Öffnung des oberen Gasschloßrohres zusammenfällt. Die Borsäurekonzentration im Bassinwasser wird vorzugsweise so hoch gewählt, daß das Auffüllen des Primärkreislaufes mit dem Bassinwasser eine starke Reaktivitätsreduktion zur Folge hat. Wird große Sicherheit gefordert, so wird die Konzentration so hoch gewählt, daß ein Ersetzen nur eines Bruchteils, beispielsweise weniger als 1/4, der normalen Wassermenge des Primärsystems mit Bassinwasser genügt, um die ReaktorIeistung auf Null zu reduzieren. Die Konzentration muß mindestens so hoch sein, daß ein vollständiges Ersetzen des Wassers im Primärsystem des Reaktors mit Wasser vom Bassin eine Herabsetzung der Leistung des Reaktors um 25 zur Folge hat.
In Fig. 2 bezeichnet 30 einen Reaktorkern, der aus mehreren vertikal angeordneten Brennelementenbündeln 31 aufgebaut ist. Der Reaktorkern 30 ist von einem die Strömung steuernden Mantel 32 umgeben, der im Re akt orberhält er 44 aufgehängt ist, welcher in einem mit Wasser gefüllten Bassin 33 mit druckdichtem Deckel 33* untergebracht ist. Das Bassin und der Wärmeaustauscher sind in einem wasserdichten Bergraum angeordnet. Der Raum zwischen dem Mantel 32 und dem Reaktorbehälter 44 ist oben geschlossen und mit einer Rückleitung 34 für den Primärkreis eines an den Reaktorbehälter angeschlossenen Wärmeaustauschers 35 verbunden, wobei die Rückleitung 34 mit dem Einlaufende 36 des Kerns in Verbindung steht, In der Höhe, in der die Grenzfläche N1 zwischen einem mit . Wasser gefüllten unteren und einem mit Gas gefüllten oberen
609852/0303
2. 6. 1976 - 8 - 20.122 P
Teil des Reaktorbehälters liegt, ist dieser Reaktorbehälter mit einem querschnittsengen Hals 37 versehen. Eine Zuführungsleitung 38 für den Primärkreis des Wärmeaustauschers 35 ist zwischen dem Auslaufende 39 des Kerns und dem Niveau Nf an den Reaktorbehälter angeschlossen. Die Zuführungsleitung 38 hat eine Verengung 55, vorzugsweise in Form eines Venturirohres. Eine Zirkulationspumpe 40 treibt Wasser durch den Reaktorkern und den Primärkreis des Wärmeaustauschers. Die Pumpe 40 wird von einem nicht dargestellten Wechselstrommotor angetrieben, dessen Drehzahl im wesentlichen von der Frequenz des Wechselstromnetzes bestimmt wird, wie beispielsweise bei einem Synchronmotor.
Oberhalb des Halses 37 besteht der Reaktorbehälter 44 aus einem gasgefüllten zylindrischen Abschnitt 41, dessen Volumen ungefähr gleich dem Volumen der in dem Reaktorbehälter eingeschlossenen Wassermenge entspricht. Der obere Teil des Reaktorbehälters besteht aus einem langen Rohr 42, welches mit Gas gefüllt ist und einen lichten Querschnitt hat, der etwas größer als der des Halses 37 ist. Das Rohr 42 ist am oberen Ende offen und derart von einer Kappe 43 umgeben, daß sich ein Gasschloß bildet, bei dem die Grenzfläche zwischen Gas und Wasser mit N" bezeichnet ist. Der Niveauunterschied N" - Nf ist mit H bezeichnet. Das in die Behälterteile 37, 41, 42, 43 eingeschlossene Gas bildet ein oberes Gaskissen 45. An unteren Ende des Reaktorbehälters 44 befindet sich ein unteres Gaskissen 46 in einem unteren Gasschloß, zu dem ein am Bassinboden befestigter Hohlzylinder 47 gehört. Die Höhe des unteren Gaskissens ist im Verhältnis
609852/0303
2. 6. 1976 - 9 - 20.192 P
zu der des oberen vernachlässigbar. Das Verhältnis dieser Höhen beträgt weniger als 1/20. Die Aufgabe des unteren GasSChl0SSebSesteht allein darin zu verhindern, daß sich das Bassinwasser bei normalem Betrieb mit dem Reaktorwasser vermischt. Man kann die Verbindung zwischen dem Bassinwasser und dem unteren Ende des Reaktorbehälters auch ohne Gaskissen in Form mehrerer relativ dünner Rohre ausführen.
Der Druck am Kernauslauf ist niedriger als der des umgebenden Bassinwassers, während der Druck am Kerneinlauf derselbe ist wie der des umgebenden Bassinwassers. Bei Inbetriebnahme werden die Pumpen gestartet, und dem oberen Gaskissen 45 wird gleichzeitig Gas zugeführt. Das Wasserniveau des Reaktorbehälters über dem Kern sinkt danach auf das Betriebsniveau N* und hält sich dort im allgemeinen unabhängig von den Temperaturverhältnissen im Zirkulationssystem. Der Reaktor wird danach kritisch gemacht, und durch den Zusatz von reinem Wasser zu dem mit Bor versehenen Wasser im Zirkulationskreis wird seine Leistung dann erhöht. Eine entsprechende Menge mit Bor versehenen Wassers wird einem Vorratsbehälter zugeführt. Das Bassin 33 hat eine bei normalem Betrieb geschlossene Transportschleuse 54 für Brennelement bündel. Das in den Reaktorbehälter 44 und den Wärmeaustauscher eingeschlossene Wasser hat eine relativ niedrige Konzentration eines neutronenabsorbierenden Stoffes, z.B. Borsäure, während das im Bassin 33 befindliche Wasser 48 eine um viele Male größere Konzentration desselben Stoffes hat. Die Konzentration des Bassinwassers muß wenigstens so hoch sein, daß ein vollständiges
609852/030 3 -10-
2. 6. 1976 20.192 P
Ersetzen des Wassers im Primärsystem des Reaktors mit Wasser aus dem Bassin bei normalem Betrieb zur Folge hat, daß die leistung des Reaktors um 25 ^ herabgesetzt wird. Wird eine große Sicherheit gefordert, so wird die Konzentration so hoch gewählt, daß das Ersetzen nur eines Bruchteils, beispielsweise weniger als 1/4, der normalen Wassermenge des Primärsystems mit Bassinwasser genügt, um die Reaktorleistung auf Null zu reduzieren.
Die Reaktivitätskontrolle des Reaktors wird durch in der Figur nicht gezeigte Ventile erreicht, indem man den Primärkreis des Wärmeaustauschers 35 entweder an eine Speiseleitung für reines Wasser oder an eine Speiseleitung für mit Bor versehenes Wasser anschließt, wenn eine Reaktivitätsveränderung gewünscht wird.
Der dem normalen Reaktorbetrieb entsprechende, in der Figur dargestellte Zustand kann nur aufrechterhalten werden, wenn die Pumpe 40 in Betrieb ist und der durch den Reaktorkern 30 gepumpte Wasserstrom eine sdbhe Größe hat, daß der Druckabfall über dem Reaktorkern, ausgedrückt in Meter Wassersäule, mit dem Niveauunterschied N"-N' übereinstimmt. Wenn der von der Pumpe 40 getriebene Wasserstrom aus irgendeinem Grunde aufhört, so hat dies zur Folge, daß die in den oberen Teilen 37, 41, 42 des Reaktorbehälters 44 vorhandene Gasmenge 45 in den Bassinraum gepreßt wird, während ein entsprechendes Volumen an Bassinwasser mit einer relativ hohen Borsäurekonzentration gleichzeitig dem Reaktorbehälter 44 über dessen
609852/030 3 -11-
11 20.192 P
2. 6. 1976 92 P
untere Öffnung zugeführt wird und das Gas in dem unteren Gaskissen 46 verschwindet. Bei der Bor säure konzentrat ion, die normalerweise verwendet wird, ist ein Abschalten des Reaktors die Folge· Dadurch, daß der Kern mit dem Bassin sowohl oben wie unten über große Strömungsquerschnitte verbunden ist, ist die Nachleistungskühlung für lange Zeit sichergestellt. Das Bassinwasser hat nämlich eine relativ niedrige Temperatur, da der Reaktorbehälter 44 und die Rohre 34 und mit in der Zeichnung nicht gezeigten wärme isolierenden Schichten versehen sind.
Auch eine verhältnismäßig kleine Verringerung des Pumpenflusses, z.B. eine Verringerung um 20 $, kann ein Abschalten des Reaktors auslösen, wenn die Borsäurekonzentration hoch genug ist oder zumindest eine im Hinblick auf die Sicherheit ausreichende Leistungsherabsetzung ergibt. Auf der anderen Seite ist es vorteilhaft, wenn kleine Pendelungen im Pumpenfluß stattfinden können, ohne daß dem Zirkulationskreis vom Bassin Borsäure zugeführt wird. Dies wird dadurch erreicht, daß der Reaktorbehälter 44 beim Niveau N1 mit einem verhältnismäßig kleinen Querschnitt ausgeführt wird. Der Reaktor soll bei normalem Betrieb so arbeiten, daß kein Sieden stattfindet und im Bassinraum vorzugsweise Überdruck herrscht, weshalb das vom Reaktorbehälter ausgehende Wasser zweckmäßigerweise eine Temperatur von 90 - 2000C hat.
Wie bereits erwähnt, ist die gezeigte Reaktoranlage ohne das Eingreifen äußerer Sicherheitssysteme bei Ausfall des Strom-
- 12 609852/0303'
2. 6. 1976 20.192 P
netzes, beim Versagen der Pumpen und allen Arten von Rohrbrüchen im Primärkühlkreis des Reaktorkernes dadurch geschützt, daß eine Verringerung des durch den Zirkulationskreis strömenden Wasserflusses ein Abstellen der Kettenreaktion oder eine starke Reduzierung der Reaktorleistung zur Folge hat. Um eine v/eitere Erhöhung der Sicherheit zu erreichen, ist die Reaktoranlage außerdem mit einer Schutzanordnung versehen, die ohne das Eingreifen äußerer Sicherheitssysteme anspricht, wenn die Temperatur im Reaktorkern aus irgendeinem Grunde, wie z.B. durch Betätigung des Reaktivitätssystems in Sabotageabsicht, zu hoch werden sollte.
Einen solchen Schutz erhält man dadurch, daß die Zufuhrleitung 38 für den Wärmeaustauscher mit einer Verengung 55 in Form eines Venturirohres versehen ist. Bei normalem Betrieb befindet sich das Kühlwasser - trotz des in der Verengung herrschenden niedrigeren Druckes - nur in flüssiger Phase. Eine Druckerhöhung erfolgt in der Rückgewinnungsstrecke des Venturirohres. Der resultierende Druckverlust wird daher unbedeutend.
Wenn die Leistung des Reaktors auf einen unzulässigen Wert erhöht wird, steigt die Temperatur des abgehenden Kühlwassers ständig an. Schließlich kommt es zur Dampfbildung im Hochgeschwindigkeit sab schnitt des Venturirohres, wodurch der Druckverlust hier vervielfacht wird. Gleichzeitig wird ein wirksamer Druckaufbau im Rückgewinnungsabschnitt verhindert. Der Druckverlust im Zirkulationskreis nimmt daher kräftig zu,
609852/0303 ' - 13 -
und man erhält eine von der Pumpen-Kennlinie abhängige Flußverminderung, die auf die oben beschriebene Weise zu einem Abschalten des Reaktors oder zu einer starken Leistungsreduktion führt.
Statt die Leitung 38 mit der Verengung 55 zu versehen, kann man die Leitung mit einem Abschnitt versehen, dessen höchster Punkt mindestens zwei, am besten mehr als zehn Meter über dem höchsten Punkt des Wärmeaustauschers liegt. Sollte die Wassertemperatur zu stark steigen, so wird ein Sieden zuerst in dem am höchsten liegenden Punkt stattfinden, was einen verringerten Wasserfluß durch die Pumpe zur Folge hat.
Eine Reaktivitätskompensation erfolgt bei der gezeigten Reaktoranlage mit Borsäure. Steuerstäbe im üblichen Sinne werden nicht benötigt. Stattdessen hat man eine Abschaltanordnung, die den Kern mit Absorptionskörpern versieht, wenn der Reaktor längere Zeit abgeschaltet werden soll, und die auch als zusätzliches Notabschalt system wirkt. Die Abschaltanordnung enthält ein im Reaktorbehälter angeordnetes Magazin 49, das aus einer großen Anzahl Magazinrohren 50 zusammengebaut ist, die in der Figur als vertikale Linien dargestellt sind. Jedes Magazinrohr enthält eine große Anzahl, und zwar mindestens fünf, Bor stahlkugeln. Das Magazin 49 ist im Reaktorbehälter gelagert und kann mittels einer druckdicht durch den Bassindeckel 33» geführten Welle 51
- 14 609852/030 3
2. 6. 1976 _ 14 - 20.192 P
um die vertikale Mittellinie gedreht werden. Beim Reaktorbetrieb werden die Kugeln mittels einer perforierten Platte an ihrem Platz in den Magazinrohren gehalten. An der Unterseite der Platte sind mehrere Verteilerrohre 53 für die Borstahlkugeln angeordnet, und zwar mit ihren oberen Enden jeweils unter einem Loch in der Platte 52. Die Löcher der Platte 52 sind groß genug, um die Borstahlkugeln passieren zu lassen. Die unteren Enden der Verteilerrohre münden jeweils über einem Brennelement bündel 31. Durch ein Drehen der Welle 51 kann man die unteren Enden der Magazinrohre mit den Löchern in der Platte 52 und den oberen Enden der Verteilungsrohre zum Fluchten bringen, so daß die Borstahlkugeln durch ihr jeweiliges Verteilerrohr 53 rollen und in die Brennelementbündel hinunterfallen, wo sie in einem zylindrischen Loch im Zentrum eines jeden Brennelement bündeis ge sammelt werden.
Das Gas in dem oberen Gaskissen 45 kann zweckmäßigerweise Wasserdampf sein, der kontinuierlich von einer vorzugsweise elektrisch arbeitenden Siedeeinrichtung zugeführt wird, die in dem Heaktorbehälter, beispielsweise in dem Mantel 43» angeordnet sein kann. Der Dampf kann aber auch von außen über eine besondere Dampfleitung zugeführt werden.
Statt der Kombination von Zirkulationspumpe 40 und Verengung 55 kann eine Strahlpumpe verwendet werden.
- 15 609852/030 3

Claims (13)

  1. Patentansprüche;
    Zi 6. 1976
    20·192 P
    γ 1 »J Reaktoranlage mit einem leichtwassergekühlten Reaktorkern, dessen Brennelementenbündel vertikal angeordnet sind und der ein Einlaufende und ein Auslaufende für Kühlwasser hat, mit einem Reaktorbehälter, mit einem Wärmeaustauscher, mit einem wassergefüllten Bassin, mit mindestens zwei zwischen dem Reaktorbehälter und der Primärseite des Wärmeaustauschers angeordneten hydraulischen Verbindungen und mit einer Zirkulationspumpe für den Primärkreis des Wärmeaustauschers, wobei der Reaktorkern in den Reaktorbehälter eingeschlossen ist, der Reaktorbehälter in dem Bassin angeordnet ist und das Kühlmittel des Primärkühlkreises bei normalem Betrieb mittels einer aufhebbaren Sperranordnung vom Bassinwasser abgesperrt ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Bassinwasser bei normalem Betrieb mit einem Zusatz von aufgelöstem, neutronenabsorbierendem Material in solcher Menge versehen ist, daß ein vollständiges Ersetzen des Wassers des Reaktorbehälters (2, 44) durch Bassinwasser eine Verringerung der Reaktorleistung um mindestens 25 $> bewirkt.
  2. 2. Reaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Sperranordnung ein oberes, am Ende des Heaktorbeh alt er s angeordnetes an das Bassinwasser grenzendes Ciaskissen (45) enthält, daß eine für den Wärmeaustauscher (35) bestimmte Zuflußleitung (38) vorhanden ist, die an den Reaktorbehälter zwischen dem oberen Ende des Kerns (30) und dem oberen Gaskissen (45) angeschlossen ist, daß eine in Verbindung Mt dem
    - 16 609852/0303
    2. 6. 1976
    20.192 P - 16 -
    Einlaufende des Kerns stehende Rückflußleitung (34) für den Primärkreis des Wärmeaustauschers vorhanden ist und daß das Einlaufende des Kerns mit dem Bassinwasser in hydraulischer Verbindung steht, wobei der Höhenunterschied, ausgedrückt in Metern Wassersäule, zwischen der an das Bassinwasser grenzenden Fläche (N") des oberen Gaskissens (45) und dem Wasserniveau (N*) des Reaktorbehälters bei normalem Betrieb im wesentlichen gleich dem Druckabfall am Reaktorkern (30) ist.
  3. 3. Reaktoranlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die genannte hydraulische Verbindung zwischen dem Bassinwasser und dem Einlaufende des Reaktorkerns ein Gasschloß (46, 47) enthält.
  4. 4. Reaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß das Volumen des oberen Gaskissens (45) bei normalem Betrieb größer ist als ein Viertel des Wasservolumens des Reaktorbehälters.
  5. 5. Reaktoranlage nach, einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktorbehälter mit einem querschnittsengen Hals (37) an der Grenzfläche (N1) zwischen dem Reaktorwasser und dem oberen Gaskissen (45) ausgeführt ist.
  6. 6. Reaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß das Bassin (33) mit einem druck-
    609852/0303
    - 17 -
    2. 6. 1976 - 17 - 20.192 P
    dichten Deckel (331) versehen und unter Druck setzbar ist,
  7. 7. Reaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die genannte Zuflußleitung (38) mit einer Verengung (55), vorzugsweise in Form eines Venturirohres, versehen ist.
  8. 8. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1-6, dadurch gekennzeichnet, daß der höchste Punkt der genannten Zuflußleitung mindestens zwei Meter höher als der höchste Punkt des Wärmeaustauschers liegt.
  9. 9. Reaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktorbehälter ein über dem Kern (30) angeordnetes Magazin (49) mit einer Vielzahl von Absorberkörpern und mehreren unter den Magazin angeordneten Verteilerrohren (53) enthält, die jeweils auf ein zum Kern gehörendes Brennelementenbündel gerichtet sind, von denen jedes mit einem Absorberraum zur Aufnahme einer Vielzahl vertikal hintereinander angeordneter Absorberkörper versehen ist, und daß das Magazin (49) mit einer fernbedienbaren Vorrichtung versehen ist zur Herstellung einer Verbindung zwischen den Verteilungsrohren (53) und den Absorberkörpern des Magazines in der V/eise, daß die Bedienung der Vorrichtung ein nichtreversibles Herabgleiten der Absorberkörper vom Magazin in die Absorberräume ermöglicht.
    - 15 609852/0303
    2. 6. 1976 18 20.192 P
  10. 10. Reaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Wärmeaustauscher (5) in dem Bassin (V) oberhalb des Reaktorkerns angeordnet ist, daß der Reaktorbehälter (2) und der Wärmeaustauscher (5) ganz mit Wasser gefüllt sind, daß ein oberes Gasschloßrohr (18) an dem am höchsten gelegenen Teil der Primärseite des Wärmeaustauschers und ein unteres Gasschloßrohr (19) an dem am tiefsten gelegenen Teil der Primärseite des Wärmeaustauschers angeschlossen ist und daß das Auslaufende des oberen Gasschloßröhres höher als das oberste Ende des Reaktorkerns (3) und auch höher als der höchste Abschnitt des unteren Gasschloßrohres liegt.
  11. 11. Reaktoranlage nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die in die Gasschloßrohre (18, 19) eingeschlossenen Gasmengen über Gasrohre (20, 21) jeweils mit einem Gasbehälter (22, 23) verbunden sind.
  12. 12. Reaktoranlage nach einem der Ansprüche 1-9, dadurch gekennzeichnet, daß das Gas in dem Gaskissen (45) Wasserdampf von einer hierfür vorgesehenen Si ede einrichtung ist.
  13. 13. Reaktoranlage nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die genannte Pumpe eine Strahlpumpe ist.
    609852/0303
    •4».
    Leerseite
DE2625543A 1975-06-10 1976-06-05 Reaktoranlage Expired DE2625543C3 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE7506606A SE391058B (sv) 1975-06-10 1975-06-10 Lettvattenkyld reaktor anordnad i en vattenfylld basseng

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2625543A1 true DE2625543A1 (de) 1976-12-23
DE2625543B2 DE2625543B2 (de) 1981-02-26
DE2625543C3 DE2625543C3 (de) 1981-12-10

Family

ID=20324813

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2625543A Expired DE2625543C3 (de) 1975-06-10 1976-06-05 Reaktoranlage

Country Status (7)

Country Link
CA (1) CA1070860A (de)
CH (1) CH607856A5 (de)
DE (1) DE2625543C3 (de)
DK (1) DK258376A (de)
FI (1) FI63128C (de)
FR (1) FR2314559A1 (de)
SE (1) SE391058B (de)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0030698A2 (de) * 1979-12-17 1981-06-24 Ab Asea-Atom Siedewasserreaktor
EP0043553A1 (de) * 1980-07-04 1982-01-13 Forschungszentrum Jülich Gmbh Nachwärmeabfuhrsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor
DE3210745A1 (de) * 1981-03-30 1982-11-04 Aktiebolaget Asea-Atom, 72183 Västerås Reaktoranlage
US4696791A (en) * 1984-07-17 1987-09-29 Sulzer Brothers Limited Nuclear reactor installation
US4897240A (en) * 1986-06-02 1990-01-30 Japan Atomic Energy Research Institute Nuclear reactor
EP3306619A4 (de) * 2015-06-01 2019-01-16 State Atomic Energy Corporation "Rosatom" on Behalf of The Russian Federation Vorrichtung für passiven schutz eines kernreaktors

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2466841A1 (fr) * 1979-09-28 1981-04-10 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire dont les generateurs de vapeur sont equipes d'une capacite reserve
SE8401711L (sv) * 1984-03-28 1985-09-29 Asea Atom Ab Tryckvattenreaktor innehallande en trycksatt basseng
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
IT1225690B (it) * 1988-09-15 1990-11-22 Ansaldo Spa Reattore nucleare a sicurezza intrinseca del tipo ad acqua in pressione
RU2769102C1 (ru) * 2021-06-14 2022-03-28 Виталий Алексеевич Узиков Пассивная система охлаждения ядерного реактора

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB907458A (en) * 1960-06-23 1962-10-03 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL113562C (de) * 1959-02-24
US3528884A (en) * 1967-09-28 1970-09-15 Westinghouse Electric Corp Safety cooling system for a nuclear reactor
US3454466A (en) * 1967-12-29 1969-07-08 Atomic Energy Commission Nuclear reactor containment system for metropolitan sites
FR2098306B1 (de) * 1970-07-10 1975-06-06 Babcock & Wilcox Co
US3718539A (en) * 1971-03-31 1973-02-27 Combustion Eng Passive nuclear reactor safeguard system

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB907458A (en) * 1960-06-23 1962-10-03 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0030698A2 (de) * 1979-12-17 1981-06-24 Ab Asea-Atom Siedewasserreaktor
EP0030698A3 (de) * 1979-12-17 1981-12-02 Ab Asea-Atom Siedewasserreaktor
EP0043553A1 (de) * 1980-07-04 1982-01-13 Forschungszentrum Jülich Gmbh Nachwärmeabfuhrsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor
DE3210745A1 (de) * 1981-03-30 1982-11-04 Aktiebolaget Asea-Atom, 72183 Västerås Reaktoranlage
US4696791A (en) * 1984-07-17 1987-09-29 Sulzer Brothers Limited Nuclear reactor installation
US4897240A (en) * 1986-06-02 1990-01-30 Japan Atomic Energy Research Institute Nuclear reactor
EP3306619A4 (de) * 2015-06-01 2019-01-16 State Atomic Energy Corporation "Rosatom" on Behalf of The Russian Federation Vorrichtung für passiven schutz eines kernreaktors
US10643755B2 (en) 2015-06-01 2020-05-05 State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation Device for passive protection of a nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
DE2625543C3 (de) 1981-12-10
FI63128B (fi) 1982-12-31
CA1070860A (en) 1980-01-29
FR2314559A1 (fr) 1977-01-07
DK258376A (da) 1976-12-11
FI761656A (de) 1976-12-11
FI63128C (fi) 1983-04-11
FR2314559B1 (de) 1981-04-30
SE7506606L (sv) 1976-12-11
SE391058B (sv) 1977-01-31
DE2625543B2 (de) 1981-02-26
CH607856A5 (en) 1978-11-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3210745C2 (de)
DE2457901A1 (de) Sicherheitsvorrichtung zur ueberdruckbegrenzung im behaelter eines wassergekuehlten kernreaktors
DE3911439A1 (de) Wassergekuehlter kernreaktor und druckerzeuger
DE2207870C3 (de) Notkühlsystem und/oder Nachkühlsystem für einen Kernreaktor
DE102005057249A1 (de) Einspeisesystem und zugehöriges Betriebsverfahren
DE1225314B (de) Atomkernreaktor mit zwei verschiedenen Druckzonen
DE3205836A1 (de) Notkuehlvorrichtung fuer einen wassergekuehlten kernreaktor
DE2432131A1 (de) Notkuehleinrichtung fuer einen kernreaktor
DE2625543A1 (de) Reaktoranlage
DE3917940A1 (de) Wassergekuehlter kernreaktor
DE2519968A1 (de) Kernreaktor
DE2550799A1 (de) Vorrichtung fuer waermeschutz der wanne eines reaktors
DE1246134B (de) Schwerwasserkernreaktor
EP0598787B1 (de) Sekundärseitiges nachwärmeabfuhrsystem für druckwasser-kernreaktoren
DE2806656C2 (de) Wärmespeicheranlage
DE1439223B2 (de)
DE1564976C3 (de) Atomkernreaktor fur die Destilla tion von Seewasser
DE1137810B (de) Waermeabsorptionseinrichtung fuer Kernreaktoren zum Antrieb von Schiffen
DE2316066A1 (de) Kernreaktor, insbes. druckwasserreaktor
DE2521269C3 (de) Druckwasserreaktor
DE2446090A1 (de) Kernreaktor
DE2655911A1 (de) Vorrichtung zur druckbeaufschlagung
DE2625542A1 (de) Reaktoranlage
DE1175805B (de) Kernreaktor mit einem aufrecht in einem senk-recht stehenden Kessel angeordneten Kern
DE2131377C3 (de) Kernreaktor mit Notkühlsystem

Legal Events

Date Code Title Description
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)