DE3425144C2 - - Google Patents
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
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Description
Die Erfindung betrifft eine in der Kaverne eines Druckbehälters
angeordnete Kernreaktoranlage mit einem Kernreaktor, dessen von
einem thermischen Seitenschild umgebener Kern von oben nach unten
von einem Kühlgas durchsetzt wird, mit mehreren Hauptkreisläufen,
die innerhalb des Druckbehälters je einen Wärmetauscher und ein
Gebläse sowie zwei Gaskanäle zur Verbindung dieser Komponente mit
dem Reaktorkern enthalten, und mit mehreren an ein externes Kühl
wassersystem angeschlossenen Hilfskreisläufen zur Nachwärmeabfuhr,
wobei jeder Hilfskreislauf durch zwei Gaskanäle an den Reaktorkern
angeschlossen und mit einem Gebläse versehen ist und wobei der
Kühlgasstrom vom Reaktorkern zum Wärmetauscher absperrbar ist.
Eine derartige Kernreaktoranlage ist aus der DE 32 26 300 A1 be
kannt. Bei dem dortigen Hilfskreislauf kann bei einem zu unter
stellenden Rohrreißer im Wärmetauscher eine große Wassermenge (bis
zu einigen m3) in den Reaktorkern gelangen. Ein derart beschädig
ter Wärmetauscher muß umgehend abgeschaltet werden und steht dann
nicht für die Nachwärmeabfuhr zur Verfügung.
Ferner ist aus der DE 29 03 857 A1 eine Wärmetauscher zur Nachwär
meabfuhr bekannt, der mit Doppelrohren ausgestattet ist. Auch hier
ist bei einem Schaden an einem Rohr ein Abschalten des Wärmetau
schers erforderlich.
Es stellt sich die Aufgabe, eine Kernreaktoranlage der eingangs
genannten Art so auszubilden, daß bei einer Rohrbeschädigung im
Wärmetauscherrohrbündel wenig Kühlmedium in das Primärkühlmittel
gelangt und der Wärmetauscher trotzdem weiterbetrieben werden
kann.
Gelöst wird diese Aufgabe erfindungsgemäß dadurch, daß jeder
Hilfskreislauf ein Bündel voneinander unabhängiger, paralleler
Wärmerohre aufweist, daß der wärmeaufnehmende Teil der Wärmerohre
in dem absperrbaren Kühlgasstrom angeordnet ist und daß der wär
meabgebende Teil der Wärmerohre jedes Bündels in einem über dem
Druckbehälter befindlichen, mit Wasser gefüllten Behälter endet,
an den das Kühlwassersystem angeschlossen ist.
Gegenüber den bekannten Kernreaktoranlagen weist die Anlage gemäß
der Erfindung den Vorteil auf, daß die Einrichtungen zur Nachwär
meabfuhr eine hohe Verfügbarkeit besitzen. Diese resultiert er
stens daraus, daß bei einem zu unterstellenden Rohrreißer nur eine
begrenzte geringe Menge Wasser in den Reaktorkern gelangen kann
(wodurch zudem eine aufwendige Leckage-Überwachungseinrichtung
entbehrlich ist) und zweitens aus dem Umstand, daß bei einem Leck
in einem Wärmerohrbündel nur ein Wärmerohr betroffen und die Nach
wärmeabfuhr somit nicht beeinträchtigt wird. Das heißt, ein aus
unabhängigen einzelnen Wärmerohren bestehendes Bündel verfügt über
einen hohen Redundanzgrad. Demgegenüber ist bei Auftreten eines
Lecks in einem Wärmetauscher nach dem Stand der Technik der ganze
Hilfskreislauf betroffen.
Gemäß einer Weiterbildung sind die Behälter mit mindestens einer
Verdampfungsleitung für das Wasser ausgerüstet und enthalten eine
genügend große Wasservorlage, die bei Ausfall des externen aktiven
Kühlwasserkreislaufs durch Verdampfung für eine bestimmte Zeit die
Nachwärme abführen kann. In einem Notfall ist also die Nachwär
meabfuhr ohne aktive Komponenten möglich.
Sind bei der erfindungsgemäßen Kernreaktoranlage die Wärmetauscher
der Hauptkreisläufe in einem von der Kavernenwand und dem thermi
schen Seitenschild gebildeten Ringraum untergebracht, so ist es
vorteilhaft, den wärmeaufnehmenden Teil der Wärmerohrbündel eben
falls in dem Ringraum anzuordnen. Der Teil der Wärmerohre, der die
aufgenommene Wärme zu dem wärmeabgebenden Teil transportiert, wird
bündelweise je in einem in der Druckbehälterdecke befindlichen
vertikalen Durchbruch installiert.
Die Erfindung wird anhand eines Ausführungsbeispiels näher erläu
tert.
Dabei zeigt die
Fig. 1 eine Kernreaktoranlage im Längsschnitt mit einem Hochtem
peraturreaktor und einer Nachwärmeabfuhreinrichtung in
der bisher üblichen Bauweise und
Fig. 2 eine Kernreaktoranlage mit den Merkmalen der Er
findung.
Die Fig. 1 läßt einen Spannbetondruckbehälter 1 erkennen, der
eine zentrale Kaverne 2 aufweist. In der Kaverne 2 ist ein von
einem thermischen Deckenschild 4, einem thermischen Seiten
schild 5 und einem thermischen Bodenschild 6 umgebener Hochtem
peraturreaktor 3 mit einer Schüttung 7 kugelförmiger Brennele
mente installiert. Die Schüttung 7 wird von oben nach unten von
einem Kühlgas durchsetzt.
Die Wand der Kaverne 2 und der thermische Seitenschild 5 begren
zen einen Ringraum 8, in dem - gleichmäßig um den Hochtempera
turreaktor 3 verteilt - beispielsweise acht Wärmetauscher 9 vor
gesehen sind, denen je ein Gebläse 10 zugeordnet ist. Die Wärme
tauscher 9, von denen nur einer gezeigt ist, sind je über einen
Heißgaskanal 11 mit einem unterhalb der Schüttung 7 befindlichen
Heißgassammelraum 12 verbunden. Jeder Wärmetauscher 9 ist über
eine Speisewasserleitung 13 mit einer Speisewasserpumpe 14 ver
bunden; über je eine Frischdampfleitung 15 wird der erzeugte
Dampf aus den Wärmetauschern 9 abgeführt. Die zugeordneten Ge
bläse 10 sind je ein einem vertikalen Durchbruch 16 in der Decke
des Spannbetondruckbehälters 1 installiert.
Neben den jeweils aus einem Wärmetauscher 9 und einem Gebläse 10
bestehenden acht Hauptkreisläufen weist die Kernreaktoranlage
noch zwei Hilfskreisläufe zur Nachwärmeabfuhr auf. Diese umfas
sen jeweils einen Hilfswärmetauscher 17 und ein Hilfsgebläse 18.
Während die Hilfswärmetauscher 17 zwischen den Wärmetauschern 9
in dem Ringraum 8 angeordnet sind, befinden sich die Hilfsgeblä
se 18 jeweils in einem vertikalen Durchbruch 19 im Boden des
Spannbetondruckbehälters 1. Die Hilfsgebläse 18 weisen Absperr
klappen auf (nicht dargestellt). Für den Ein- und Ausbau der
Hilfswärmetauscher 17 sind über ihnen in der Decke des Spannbe
tondruckbehälters 1 ebenfalls vertikale Durchbrüche 20 vorgese
hen. Ober einen Heißgaskanal 21 steht jeder Hilfswärmetauscher
17 mit dem Heißgassammelraum 12 in Verbindung. Es ist nur einer
der beiden Hilfskreisläufe dargestellt.
Wie aus der Fig. 1 ersichtlich, ist jeder Hilfswärmetauscher 17
an einen Zwischenkühlwasserkreislauf 22 angeschlossen, und zwar
über Leitungen 23 und 24. Jedem Zwischenwasserkreislauf 22 gehö
ren noch eine Umwälzpumpe 25 und ein Zwischenkühler 26 an; in
letzterem gibt das in dem Kreislauf 22 umgewälzte Wasser seine
Wärme an einen zweiten Kreislauf, den Nebenkühlwasserkreislauf
27, ab. Jeder Nebenkühlwasserkreislauf 27 enthält eine Umwälz
pumpe 28 und einen Naßkühlturm 29. In letzterem wird die aus dem
Kernreaktor 3 abgeführte Wärme an die Umgebung abgegeben.
Die Fig. 2 zeigt eine Kernreaktoranlage die - bis auf die Ein
richtungen zur Nachwärmeabfuhr - der Anlage der Fig. 1 ent
spricht. Für die gleichen Bauteile sind hier die gleichen Bezugs
ziffern verwendet. Auch hier sind zwei Hilfskreisläufe für die
Nachwärmeabfuhr vorgesehen.
Anstelle des Hilfswärmetauschers 17 enthält jeder Hilfskreislauf
ein Bündel 30 parallel angeordneter und voneinander unabhängiger
Wärmerohre 31, deren wärmeaufnehmender Teil 32 in einem mittels
der Absperrklappe des betreffenden Hilfsgebläses 18 absperrbaren
Kühlgasstrom in dem Ringraum 8 angeordnet ist. Der wärmeabgeben
de Teil 33 der Wärmerohre 31 jedes Bündels ist in einem mit Was
ser gefüllten Behälter 34 installiert, der oben auf den Spannbe
tondruckbehälter 1 aufgesetzt ist. Der dem Wärmetransport die
nende Teil 35, also das Verbindungsstück zwischen den Teilen 33
und 32, befindet sich bei jedem Bündel 30 in einem der vertika
len Durchbrüche 20.
Als Wärmesenke ist für jedes Wärmerohrbündel 30 ein externes
Kühlwassersystem 36 vorgesehen, in dem mittels einer Umwälzpumpe
37 Kühlwasser umgewälzt wird und das an den Behälter 34 ange
schlossen ist. Zur Rückkühlung des umlaufenden Wassers verfügt
das Kühlwassersystem 36 über einen Naßkühlturm 38.
Aus jedem Behälter 34 tritt mindestens eine Verdampfungsleitung
39 aus, die mit einem Sicherheitsventil 40 ausgerüstet ist. Bei
einer hinreichend großen Wasservorlage in den Behältern 34 kann
durch die Leitungen 39 bei Ausfall des aktiven Kühlwassersystems
36 für einen bestimmten Zeitraum die Nachwärme durch Verdampfung
abgeführt werden. Es ist damit möglich, die Nachwärme auch ohne
aktive Komponenten wie die Umwälzpumpen 37 abzuführen.
Claims (3)
1. In der Kaverne (2) eines Druckbehälters (1) angeordnete
Kernreaktoranlage mit einem Kernreaktor (3) dessen von einem thermi
schen Seitenschild (5) umgebener Kern von oben nach unten von ei
nem Kühlgas durchsetzt wird, mit mehreren Hauptkreisläufen, die
innerhalb des Druckbehälters je einen Wärmetauscher (9) und ein
Gebläse (10) sowie zwei Gaskanäle zur Verbindung dieser Komponenten
mit dem Reaktorkern enthalten, und mit mehreren an ein externes
Kühlwassersystem (36) angeschlossenen Hilfskreisläufen zur Nach
wärmeabfuhr, wobei jeder Hilfskreislauf durch zwei Gaskanäle an
den Reaktorkern angeschlossen und mit einem Gebläse (18) versehen ist,
und wobei der Kühlgasstrom vom Reaktorkern zum Wärmetauscher (9) ab
sperrbar ist, dadurch gekennzeichnet, daß jeder Hilfskreislauf ein
Bündel (30) voneinander unabhängiger, paralleler Wärmerohre (31)
aufweist, daß der wärmeaufnehmende Teil (32) der Wärmerohre (31)
in dem absperrbaren Kühlgasstrom angeordnet ist, und daß der
wärmeabgebende Teil (33) der Wärmerohre (31) jedes Bündels (30) in
einem über dem Druckbehälter (1) befindlichen, mit Wasser gefüll
ten Behälter (34) endet, an den das Kühlwassersystem (36) ange
schlossen ist.
2. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß aus jedem Behälter (34) mindestens eine Verdampfungsleitung
(39) austritt, die mit einem Sicherheitsventil (40) versehen ist.
3. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1 oder 2, bei der die Wär
metauscher (9) in einem von der Kavernenwand und dem thermischen
Seitenschild (5) gebildeten Ringraum (8) untergebracht sind, da
durch gekennzeichnet, daß der wärmeaufnehmende Teil (32) der Wär
merohrbündel (30) ebenfalls in dem Ringraum (8) angeordnet ist,
und daß der dem Wärmetransport dienende Teil (35) jedes Bündels
(30) jeweils in einem in der Druckbehälterdecke befindlichen ver
tikalen Durchbruch (20) installiert ist.
Priority Applications (2)
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DE19843425144 DE3425144A1 (de) | 1984-07-07 | 1984-07-07 | In der kaverne eines druckbehaelters angeordnete kernreaktoranlage |
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DE3425144A1 DE3425144A1 (de) | 1986-01-16 |
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ID=6240134
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- 1985-07-08 US US06/752,544 patent/US4759901A/en not_active Expired - Fee Related
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