DE3129289A1 - Verfahren und vorrichtung zur sicherheitskuehlung eines kernreaktors - Google Patents

Verfahren und vorrichtung zur sicherheitskuehlung eines kernreaktors

Info

Publication number
DE3129289A1
DE3129289A1 DE19813129289 DE3129289A DE3129289A1 DE 3129289 A1 DE3129289 A1 DE 3129289A1 DE 19813129289 DE19813129289 DE 19813129289 DE 3129289 A DE3129289 A DE 3129289A DE 3129289 A1 DE3129289 A1 DE 3129289A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
steam
circuit
driven
air condenser
safety
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
DE19813129289
Other languages
English (en)
Other versions
DE3129289C2 (de
Inventor
Alain 78570 Andresy Vienne
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.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome 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 Framatome SA filed Critical Framatome SA
Publication of DE3129289A1 publication Critical patent/DE3129289A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE3129289C2 publication Critical patent/DE3129289C2/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
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)

Description

-A-
FRAMATOME
9 24oo Courbevoie, Frankreich
Beschreibung
Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Sicherheitskühlung eines Kernreaktors und findet insbesondere Anwendung bei Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktoren.
Bei einem Kernreaktor, insbesondere Druckwasserreaktor, tauscht ein geschlossener Kühlkreis des Reaktorkerns die Wärmeenergie unmittelbar oder über einen weiteren Kreis mit einem Sekundärfluid, im allgemeinen Wasser, aus, das in den Dampfgeneratoren zirkuliert. Bei einem Notstillstand infolge eines unabhängigen Ausfalls des Dampfkessels muss die Energieentnahme des Reaktorkerns aufrechterhalten werden. Dies erfolgt durch Speisung von Dampfgeneratoren mit Sekundärfluid, ausgehend von einem Sicherheitsvorrat an Wasser und i .ittels SicherheitsSpeisepumpen. Der den Notstillstand rechtfertigende Ausfall kann aber gemeinsam mit einem vollständigen Ausfall der inneren und äusseren elektrischen Energiequellen zusammenfallen. Aus diesem Grund kann die Pumpe des Sicherheitsspeisekreises im allgemeinen von einer Turbine angetrieben werden, die von dem Dampf betrieben wird, der über eine Abzweigleitung entnommen wird, die am Hauptentleerungskreis des Dampfgenerators abgezweigt ist.
Im allgemeinen wird der aus dem Dampfgenerator austretende Dampf über die Dampfumgehung oder am Hauptkondensator zur Atmosphäre freigegeben. Der Hauptkondensator ist aber infolge des Ausfalls der elektrischen Energiequelle nicht verfügbar.
Zur Verbesserung der Sicherheitskühlung wurden bereits verschiedene Systeme vorgeschlagen.
Es wurde ein selbständiger Kreis zur Entnahme der Energie des Generators für den Fall eines Notstillstands vorgesehen, bei dem ein Teil des erzeugten Dampf zu einem Umformer geleitet wird, der einen Niederdruckdampf erzeugt, ausgehend von einem Wasserspeisekreis, der das gespeicherte Volumen des Sicherheitswasservorrats verwendet. Dieser Niederdruckdampf wird in die einen Wechselstromgenerator antreibende Turbine geleitet zur Lieferung der elektrischen Energie für die Pumpen des Systems.
Ein derartiges System verwendet nicht den gesamten durch den Dampfgenerator erzeugten Dampf. Man ist daher gezwungen, den Rest des Dampfs in die Atmosphäre freizugeben. Somit geht das den Dampfgenerator speisende Wasser des Sicherheitsvorrats grössenteils verloren. Da die Notkühlung mehrere Stunden dauern kann, muss der Vorrat ein grosses Volumen haben. Zur Beseitigung dieses Nachteils wurde die Verwendung des Wasservolumens einer phreatischen Schicht vorgeschlagen, was aber offensichlich nur möglich ist, wenn eine derartige Schicht zur Verfügung steht. Diese Wasser ist aber nicht behandelt und es ist nicht erwünscht, den Sekundärkreis während mehrerer Stunden mit unbehandeltem Wasser zu speisen.
Ebenfalls vorgesehen wurde zur Entnahme der Energie des Reaktors ein geschlossener Kreis mit einem Sicherheitsspeisewasserbehälter einschliesslich einer mittels Durchblasens arbeitenden Kondensationsvorrichtung, und eine Hilfsspeisepumpe. Der durch die Dampfgeneratoren erzeugte Dampf wird zu einem Sicherheitsbehälter
geleitet, wo er mittels Durchblasens kondensiert. Dieser Behälter muss daher sehr grosse Abmessungen haben. Selbst in diesem Fall muss der Behälter mit einer Entlüftung versehen werden, die den Ausstoss des Dampfs zur Atmosphäre gestattet, sobald dieser einen erhöhten Druck hat.
Aufgabe der Erfindung ist die Schaffung eines Sicherheitskühlsystems, das die Nachteile der bisherigen Systeme nicht aufweist und insbesondere den selbständigen und im geschlossenen Kreislauf erfolgenden Betrieb wenigstens während des grössten Teils der Kühlung gestattet.
Die Lösung dieser Aufgabe erfolgt erfindungsgemäss durch das Verfahren und die Vorrichtung nach Anspruch 1 bzw. 3.
Eine vorteilhafte Weiterbildung des Verfahrens zeichnet sich dadurch aus, dass vom Beginn des Sicherheitskühlvorgangs an ein Teil des erzeugten Dampfs zu einer Hilfsturbine abgezweigt wird zur Steuerung des Anfahrens des Luftkondensators, dass der Rest des Dampfs zunächst zur Atmosphäre hin entleert und dann teilweise zum Luftkondensator nach dessen Anlaufen abgezweigt wird, dass die zur Atmosphäre entleerte Durchsatzmenge dann bis auf Null abnimmt, wenn die Köndensationskapazität des Luftkondensators der Dampfproduktion entspricht, und dass das System dann bis zur völligen Abkühlung des Reaktors im geschlossenen Kreislauf arbeitet«:.
Eine vorteilhafte Weiterbildung der Vorrichtung zeichnet sich dadurch aus, dass der Luftkondensator mit einem Ventilator und einer Vakuumpumpe verbunden ist, dass der Rezirkulationskreis eine motorbetriebene Pumpe aufweist und dass diese Organe durch Elektromotoren angetrieben werden, die von einem durch die Hilfsturbine angetriebenen Wechselstromgenerator mit Strom gespeist werden.
Eine weitere vorteilhafte Weiterbildung der Vorrichtung zeichnet sich dadurch aus, dass die verschiedenen Organe des Lunftkondensators und des Rezirkulationskreises von Turbomaschinen angetrieben oder gespeist werden, die mit dem am Hauptentleerungskreis entnommenen Dampf gespeist werden.
Im folgenden wird ein Ausführungsbeispiel der Erfindung anhand der Zeichnung beschrieben.
Die einzige Figur zeigt schematisch ein Sicherheitskühlsystem nach der Erfindung.
Die linke Seite der Figur zeigt symbolisch einen Kernreaktor 1, der durch einen Primärkreis 10 gekühlt wird, der eine Primärpumpe 11 und einen Druckhalter 12 aufweist und sich durch ein Rohrbündel 13.innerhalb eines Dampfgenerators 2 erstreckt. Der Sekundärkreis des Dampfgenerators enthält eine Leitung 3 zur Speisung mit Wasser und eine Leitung 4 zur Entleerung des im Dampfgenerator erzeugten Dampfs.
Die Leitung 3 ist mit einem Kreis 30 zur normalen Speisung mit Speisewasser verbunden, während die Leitung 4 mit einem Kreis 40 zur normalen Verwendung des Dampfs bei den Turbinen verbunden ist, sofern es sich um ein Elektrizitätswerk handelt.
Die Kreise 30 und 40 können von jeder normalerweise verwendeten Bauart sein und brauchen hier nicht beschrieben zu werden.
Im Fall eines Notstillstands gestatten Ventile 31 und 41 die Abtrennung der normalen Kreise für die Speisung und Entleerung des Dampfs. In diesem Fall kann der Dampf zur Atmosphäre über ein Entlastungsventil 42 freigegeben werden, das im Speisekreis 4 stromauf des Ventils 41 angeordnet ist.
Selbstverständlich wird im Fall eines Notstillstands der Kernreaktor sofort durch das Absenken der Steuerstäbe stillgesetzt. Jedoch müssen die Brennelemente des Kernreaktors noch während mehrerer Stunden durch den Primärkreis gekühlt werden, der sich seinerseits im Dampfgenerator abkühlt. Dieser muss daher weiter arbeiten, weshalb er ausgehend von einem Vorratsbehälter 5 für behandeltes Speisewasser über einen Speisekreis 50 gespeist werden, der stromab des Ventils 31 des normalen Kreises an der Speiseleitung 3 mündet. In bekannter Weise erfolgt die Umwälzung des Sicherheitsspeisewassers mittels einer Turbopumpe 51, die von einer Hilfsturbine 52 angetrieben wird. Diese Hilfsturbine kann über einen Kreis 53 mit Dampf gespeist werden, der am Hauptentleerungskreis 4 stromauf des Ventils 41 abgezweigt und seinerseits mit einem Trennorgan 54 versehen ist.
Wenn der Kernreaktor infolge eines Ausfalls der elektrischen Energiequelle stillgesetzt wird, schliessen die Ventile 31 und 41 automatisch derart, dass sie die Kreise 30 und 40 für die normale Speisung mit Wasser bzw. mit Dampf automatisch abtrennen. Gleichzeitig öffnet das Trennorgan 54, wobei die Hilfsturbine 52 in Betrieb gesetzt wird und die Pumpe 51 antreibt, die die Förderung des im Vorratsbehälter 5 enthaltenen Wassers zum Dampfgenerator 2 bewirkt. Beim normalen System wird der erzeugte Dampf über das Entlastungsventil 52 zur Atmorphäre freigegeben.
Das System nach der Erfindung enthält zwei weitere Kreise 60 und 70 zur Verwendung des Dampfs, die am Kreis 53 stromab des Trennorgans 54 abgezweigt sind und an den im rechten Teil der Figur dargestellten Vorrichtungen nach der Erfindung münden.
Der über ein Entspannungsventil· 61 gespeiste Kreis 60 mündet in einem Luftkondensator 60, der durch ein Bündel aus ver-
rippten Rohren 62 gebildet ist, die mit einem Sammelkanal verbunden sind und durch eine durch einen Ventilator 64 erzeugte Luftzirkulation gekühlt werden. Zur Verbesserung des Betriebs kann der Luftkondensator 6 durch eine von einem Motor 66 angetriebene Vakuumpumpe 65 unter Unterdruck gesetzt werden.
Das in den Rohren 62 kondensierte und im Sammelkanal 63 gesammelte Wasser wird zu einem Vorratsbehälter 8 geleitet, der mit dem Sicherheitsvorrat 5 über einen Rezirkulationskreis 80 verbunden ist, der mit einer von einem Motor 82 angetriebenen Pumpe 81 versehen ist.
Eines der Merkmale des Systems besteht darin, dass es ausser der herkömmlichen Turbopumpe 51, 52 des Sicherheitswasserspeisekreises eine zusätzliche Hilfsturbine 7 verwendet, die mit Dampf durch den Kreis 70 gespeist wird, der am Kreis 53 zur Entleerung des Dampfs abgezweigt ist, und zwar zum Beispiel stromab des Trennorgans (Trennventils) 54. Die Hilfsturbine 7 treibt einen Wechselstromgenerator 75 an, der den für den Betrieb der verschiedenen Organe des Systems erforderlichen Strom liefert, und zwar insbesondere zum Motor 82 der Entnahmepumpe des Rezirkulationskreises für das Wasser, zum Motor des Ventilators 64 des Luftkondensators und zum Motor 66 der Vakuumpumpe 65.
Im Augenblick des Anfahrens der Notkühlung wird nach der Abtrennung der Kreise 30 und 40 durch das Schliessen der Ventile 31 und 41 die Hilfsturbine 7 gleichzeitig mit der Turbopumpe 51, 52 gespeist und bewirkt die allmähliche Inbetriebsetzung des Luftkondensators 6, den sie insbesondere unter Unterdruck setzt. Während dieser Zeit wird der Dampf, der nicht zum Antrieb der Turbinen 7 und 52 dient, in herkömmlicher Weise über das Ventil 52 zur Atmosphäre, freigegeben .
Wenn der Luftkondensator in. Betrieb ist, reicht seine Kapazität normalerweise aus# um den gesamten zu Beginn des Notstillstandes erzeugten Dampf aufzunehmen. Aus diesem Grund enthält der Kreis 60 für die Speisung des Luftkondensators ein zur Atmosphäre hin entlastendes Ventil 67. Der Rest des Dampfs wird, falls erforderlich, über das Ventil 42 zur Atmosphäre freigesetzt. Während der Kernreaktor allmählich abkühlt und am Ende einer Zeit, die von der Restenergie des Kernreaktors abhängt, die aber einige Stunden dauern kann, ist das System stabilisiert und arbeitet dann vollständig im geschlossenen Kreislauf. Die Entlastungsventil 42 und 67 bleiben dann geschlossen, wobei die über den Kreis 53 aus dem Dampfgenerator austretende Energie gleich der über den Luftkondensator 6 in die Luft abgegebenen Energie ist. In diesem Fall wird ein Te'il des Dampfs ständig mechanisch in den Turbinen 7 und 52 verwendet, während der gesamte Restdampf im Luftkondensator 6 nach der Entspannung in einem Umgehungsorgan 61 kondensiert, stromab dessen die Entleerung sleitungen für den in den Turbinen 7 und 52 entspannten Dampf münden, der ebenfalls im Luftkondensator 6 kondensiert.
Alle Kondensate werden von der motorbetriebenen Pumpe 81 zum Vorratsbehälter 5 rezirkuliert. Auf diese Weise wird Dampf nur zu Beginn der Kühlung zur Atmosphäre in dem Mass freigegeben, in dem eine Überdimensionierung des Luftkondensators nicht gewünscht wurde.Dadurch, dass diese Freisetzung zur Atmosphäre nur während eines Bruchteils der Gesamtkühlzeit stattfindet, kann der Vorratsbehälter 5, der während des gesamten Rests der Kühlung durch den Rezirkulationskrexs 80 gespeist wird, keine übermässigen Abmessungen haben.
Ausserdem besteht ein wesentlicher Vorteil der Erfindung darin, dass der Dampfgenerator ständig durch das behandelte Wasser gespeist wird. Ist das System einmal stabilisiert, so kann der Kernreaktor ohne Nachteil in einem Zwischenstillstandszustand während einer sehr langen Zeitdauer gekühlt werden, in derer auf die Inbetriebsetzung der Kühlung beim Stillstand oder
auf die Reparatur des Fehlers, wartet, der den Notstillstand herbeigeführt hat.
Die Erfindung ist selbstverständlich nicht auf die Einzelheiten der beschriebenen Ausführungsformen beschränkt, die Gegenstand von Varianten, insbesondere unter Verwendung äquivalenter Mittel sein könnte.
So scheint es sinnvoll zu sein, die Anordnung der verschiedenen Organe des Systems durch Elektromotoren zu steuern, die durch einen turbinengetriebenen Wechselstromgenerator gespeist werden. In Betracht zu ziehen wäre auch ein Antrieb dieser verschiedenen Organe unmittelbar oder mittelbar durch eine oder mehrere am Entleerungskreis des Dampfs abgezweigten Turbomaschinen.
Da das System völlig unabhängig von der elektrischen Energie von Notstromdieselaggregaten ist, kann es offensichtlich den bis heute verwendeten herkömmlichen Systemen hinzugefügt werden, die Notstromdieselaggregate verwenden, die überdies die Speisung für gleichzeitige Sicherheitsfunktionen übernehmen können.
Für die Beschreibung wurde Bezug auf den Fall eines Druckwasserreaktors genommen. Die Erfindung ist aber offensichtlich jedes Mal dann anwendbar, wenn zwischen dem Reaktorkern und dem Sekundärkreis des Dampfgenerators wenigstens ein Pufferkreis vorhanden ist. Insbesondere für den Fall von schnellen, durch Flüssigmetall gekühlten Kernreaktoren, bei denen das Primärfluid für die Kühlung des Reaktorkerns die Energie auf einen Gas- oder Flüssigmetallpufferkreis mit einem Dampfgenerator überträgt, kann der Sicherheitskreis nach der Erfindung bei dieser Dampfproduktion angewendet werden.
Leerseite

Claims (5)

Patentanwälte BEETZ-LAMPRECHT-BEETZ 8QQ0 München 22 - Steinsdorfstr. 10 31o-32.67oP(32.671H) 24. Juli 1981 Verfahren und Vorrichtung zur Sicherheitskühlung eines Kernreaktors Ansprüche
1./ Verfahren zur Sicherheitskühlung eines Kernreaktors,
- mit wenigstens einem Primärkreis zum Heizen eines Dampfgenerators und
- mit einem Sekundärkreis zum Speisen mit Wasser und zum Entleeren des im Dampfgenerator in Berührung mit dem Primärkreis erzeugten Dampfs,
- wobei der Sekundärkreis einen Wasservorrat aufweist, der mit einer Wasserspeiseleitung über einen Sicherheitsspeisekreis mit einer Hilfspumpe verbunden ist, die von einer Turbine angetrieben wird, die von dem Dampf angetrieben werden kann, der über eine Zweigleitung entnommen wird, die am Kreis für die Entleerung des Dampfs des Generators abgezeigt ist,
gekennzeichnet
- durch Kondensieren wenigstens eines Teils des Dampfs, deaf in einem Luftkondensator erzeugt wird, dessen Betriebsenergie von einem anderen Teil des Dampfs geliefert wird, und
310- (80/101)
- durch Rezirkulieren des kondensierten Wassers zum Sicherheitsvorrat.
2. Verfahren nach Anspruch T,
dadurch gekennzeichnet,
- dass vom Beginn des Sicherheitskühlvorgangs an ein Teil des erzeugten Dampfs zu einer Hilfsturbine abgezweigt wird zur Steuerung des Anlaufens des Luftkondensators ,
- dass der Rest des Dampfs zunächst zur Atmosphäre hin entleert und dann teilweise zum Luftkondensator nach dessen Anlaufen abgezweigt wird,
- dass die zur Atmosphäre entleerte Durchsatzmenge dann bis auf Null abnimmt, wenn die Kondensationskapazität des Luftkondensators der Dampfproduktion entspricht, und
- dass das System dann bis zur völligen Abkühlung des Dampfgenerators im geschlossenen Kreislauf arbeitet.
3. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, gekennzeichnet
- durch einen am Kreis (53) zur Entleerung des Dampfs abgezweigten Kreis (60) zur Speisung des Luftkondensators (6) mit Dampf,
- durch einen Kreis (80) zur Rezirkulation des kondensierten Wassers zum Sicherheitsvorrat (5) und
- durch wenigstens eine Hilfsturbine (7), die über einen Zweigkreis (70) mit einem Teil des entleerten Dampfs gespeist wird und die für den Betrieb des Luftkondensators (6) und für die Rezirkulation des kondensierten Wassers erforderliche Energie liefert.
4. Vorrichtung nach Anspruch 3,
dadurch gekennzeichnet,
- dass der Luftkondensator (6) mit einem Ventilator (64) und einer Vakuumpumpe (65) verbunden ist,
- dass der Rezirkulationskreis (80) eine motorbetriebene Pumpe (81) aufweist, und
- dass diese Organe durch Elektromotoren angetrieben werden, die von einem durch die Hilfsturbine (7) angetriebenen Wechselstromgenerator (75) mit Strom gespeist werden.
5. Vorrichtung nach Anspruch 3,
dadurch gekennzeichnet,
- dass die verschiedenen Organe des Luftkondensators (6) und des Rezirkulationskreises (80) von Turbomaschinen angetrieben oder gespeist werden, die mit dem am Speisekreis entnommenen Dampf angetrieben werden.
DE19813129289 1980-07-25 1981-07-24 Verfahren und vorrichtung zur sicherheitskuehlung eines kernreaktors Granted DE3129289A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8016432A FR2487563A1 (fr) 1980-07-25 1980-07-25 Procede et dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE3129289A1 true DE3129289A1 (de) 1982-04-15
DE3129289C2 DE3129289C2 (de) 1993-04-22

Family

ID=9244539

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19813129289 Granted DE3129289A1 (de) 1980-07-25 1981-07-24 Verfahren und vorrichtung zur sicherheitskuehlung eines kernreaktors

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4457889A (de)
DE (1) DE3129289A1 (de)
EG (1) EG16102A (de)
FR (1) FR2487563A1 (de)
MA (1) MA19220A1 (de)
ZA (1) ZA814522B (de)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3404853A1 (de) * 1984-02-10 1985-08-14 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernkraftwerk mit notstromversorgung
DE3836563A1 (de) * 1987-10-29 1989-05-18 Mitsubishi Electric Corp Antriebssystem fuer eine kuehlmittelpumpe in einem atomkraftwerk

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4692297A (en) * 1985-01-16 1987-09-08 Westinghouse Electric Corp. Control of nuclear reactor power plant on occurrence of rupture in coolant tubes
FR2584228B1 (fr) * 1985-07-01 1987-12-24 Framatome Sa Dispositif de refroidissement de secours a surete intrinseque d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.
FR2595501B1 (fr) * 1986-03-07 1988-06-10 Framatome Sa Equipements internes de reacteurs nucleaires a cuve allongee
DE19847646C1 (de) * 1998-10-15 2000-04-20 Siemens Ag Sicherheitssystem und Verfahren zum Betrieb eines Sicherheitssystems für eine Kernreaktoranlage
DE19942199B4 (de) * 1999-09-03 2005-05-04 Forschungszentrum Jülich GmbH Vorrichtung und Verfahren zum Druckentlasten und zum passiven Nachspeisen von Kühlmittel in einem Druckbehälter
US6781331B2 (en) * 2002-09-13 2004-08-24 General Electric Company Method and apparatus for regulating motor generator output
NO20110388A1 (no) * 2011-03-14 2012-09-17 Heggen Lars Harald Metode for drift av kjolevaeskepumper og annet utstyr til kjernekraftreaktorer ved a utnytte energien i reaktorens kjolevaeske til drift av Varmgassmotorer/Sterlingmotorer.
US20130044851A1 (en) * 2011-08-17 2013-02-21 Westinghouse Electric Company Llc Backup nuclear reactor auxiliary power using decay heat
EP2911156A1 (de) * 2014-02-21 2015-08-26 AREVA GmbH Nachzerfallswärmeabfuhrsystem für einen Druckwasserreaktor und entsprechender Druckwasserreaktor
CN105608979B (zh) * 2016-02-23 2019-11-15 中广核研究院有限公司 模拟蒸汽发生器二次侧余热排出系统的试验装置及方法
RU2649408C1 (ru) * 2017-05-30 2018-04-03 Открытое акционерное общество "Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И.И. Ползунова" (ОАО "НПО ЦКТИ") Устройство аварийного охлаждения реакторной установки

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2634780A1 (de) * 1975-08-08 1977-02-17 Westinghouse Electric Corp Notkuehleinrichtung fuer gasgekuehlte kernreaktoren
US4360496A (en) * 1979-07-06 1982-11-23 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Cooling system for auxiliary systems of a nuclear installation

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1081673A (en) * 1963-12-16 1967-08-31 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to pressurised nuclear reactor installations
NL6515021A (de) * 1965-11-19 1967-05-22
US3431168A (en) * 1967-06-26 1969-03-04 Gen Electric Reactor cooling system
US4187146A (en) * 1973-07-11 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Reduction of radioactive emissions from nuclear-reactor plant
FR2246028B1 (de) * 1973-10-02 1979-05-04 Electricite De France
DE2459150B2 (de) * 1974-12-14 1980-07-03 6800 Mannheim Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfaüs-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall
DE2554180A1 (de) * 1975-12-02 1977-06-16 Kraftwerk Union Ag Kernreaktoranlage
DE2606469B2 (de) * 1976-02-18 1977-12-22 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Notspeisesystem zur kuehlung von kernreaktoranlagen
DE2700168C3 (de) * 1977-01-04 1981-11-12 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Einrichtung zur Abfuhr von Nachzerfallswärme bei einer mit Kernenergie beheizten Dampfkraftanlage
JPS6010594B2 (ja) * 1977-01-25 1985-03-18 株式会社東芝 原子力発電プラント
US4239596A (en) * 1977-12-16 1980-12-16 Combustion Engineering, Inc. Passive residual heat removal system for nuclear power plant
FR2416532A1 (fr) * 1978-02-06 1979-08-31 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements aux reacteurs nucleaires a eau pressurisee

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2634780A1 (de) * 1975-08-08 1977-02-17 Westinghouse Electric Corp Notkuehleinrichtung fuer gasgekuehlte kernreaktoren
US4360496A (en) * 1979-07-06 1982-11-23 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Cooling system for auxiliary systems of a nuclear installation

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3404853A1 (de) * 1984-02-10 1985-08-14 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernkraftwerk mit notstromversorgung
DE3836563A1 (de) * 1987-10-29 1989-05-18 Mitsubishi Electric Corp Antriebssystem fuer eine kuehlmittelpumpe in einem atomkraftwerk

Also Published As

Publication number Publication date
US4457889A (en) 1984-07-03
DE3129289C2 (de) 1993-04-22
EG16102A (en) 1993-08-30
MA19220A1 (fr) 1982-04-01
ZA814522B (en) 1982-07-28
FR2487563B1 (de) 1984-12-28
FR2487563A1 (fr) 1982-01-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0439754B1 (de) Verfahren zum Anfahren einer Kombianlage
DE69832740T2 (de) Gasturbinenanlage
DE69018693T2 (de) Kraftwerk mit kombiniertem Zyklus.
DE3129289A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur sicherheitskuehlung eines kernreaktors
EP0134457B1 (de) Dampfkraftanlage
DE2942013C2 (de) Verfahren und Anordnung zur Regelung eines Siedewasserreaktors
DE2459150B2 (de) Verfahren und Schaltungsanordnung zur Abfuhr der Nachzerfaüs-Wärme eines Druckwasser-Reaktors im Störfall
DE19853206C1 (de) Verfahren zur Kondensatanwärmung in einem Speisewasserbehälter eines Dampfkraftwerkes
DE69209464T2 (de) System zur Reinigung und Kühlung von Reaktorwasser
DE3220928A1 (de) Einrichtung zur kuehlung der sicherheitshuelle eines kernreaktors nach einem stoerfall
WO2003024558A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur thermischen entgasung des arbeitsmittels eines zweiphasenprozesses
DE69002544T2 (de) Schutz von Bestandteilen eines Dampferzeugers mit Wirbelschichtfeuerung.
DE2700168C3 (de) Einrichtung zur Abfuhr von Nachzerfallswärme bei einer mit Kernenergie beheizten Dampfkraftanlage
DE19833739C1 (de) Verfahren und Vorrichtung zum Abtrennen eines neutronenabsorbierenden Absorbers von einem Kühlmittel
EP1121510B9 (de) Verfahren zum wiederanfahren einer gas- und dampfturbinenanlage
DE3330012A1 (de) Siedewasserreaktor
EP1089294B1 (de) Vorrichtung zum Druckentlasten und zum passiven Nachspeisen von Kühlmittel in einem Druckbehälter
DE677541C (de) Anordnung zum Antrieb der Dampfumwaelzpumpen bei der Hochdruckdampferzeugung durch ueberhitzten, zwangslaeufig im Kreislauf gefoerderten Dampf als Waermetraeger
EP0710810B1 (de) Verfahren zur Behandlung von Kondensat einer Dampfkraftanlage und danach arbeitende Anlage
DE2440140A1 (de) Not-kuehlsystem fuer einen gasgekuehlten kernreaktor
DE2652135C2 (de) Dampfkraftanlage
DE1273714B (de) Verfahren und Einrichtung zum An- und Abfahren eines dampfgekuehlten Kernreaktors
CH613255A5 (en) System for the utilisation of waste heat from a gas flow to drive electrical generators
AT97564B (de) Verfahren zum Aufspeichern von Energie und Vorrichtungen zu seiner Durchführung.
DE400601C (de) Verfahren und Einrichtung zum Betrieb von Dampfanlagen

Legal Events

Date Code Title Description
8110 Request for examination paragraph 44
D2 Grant after examination
8363 Opposition against the patent
8365 Fully valid after opposition proceedings
8339 Ceased/non-payment of the annual fee