DE3517632A1 - Nuclear power facility having emergency residual heat removal by means of air cooling - Google Patents
Nuclear power facility having emergency residual heat removal by means of air coolingInfo
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Abstract
Description
Kernenergieanlage mit Notnachwärmeabfuhr durch Luft-Nuclear power plant with emergency residual heat removal through air
kühlung Die vorliegende Erfindung betrifft eine Kernenergieanlage nach dem Oberbegriff des 1. Anspruchs. In erster Linie sind hierunter Anlagen zu verstehen, die einen Kernreaktor enthalten und die in diesem erzeugte Wärme z. B. in Elektrizität umwandeln. Die Erfindung wird am Beispiel einer solchen Anlage beschrieben, ist jedoch auch unter anderem auf Zwischenlager für abgebrannte Brennelemente aus solchen Reaktoren anwendbar. Allen diesen Anlagen ist gemeinsam, daß eine ausreichende Wärmeabfuhr aus ihnen auch unter widrigen Umständen gewährleistet sein muß. Für Reaktoren kleiner Abmessungen und geringer Leistungsdichte, d. h. mit einem großen Verhältnis von Oberfläche zurin ihrem Inneren erzeugten Leistung (und damit auch zu ihrer Nachzerfallsleistung), wie sie z. B. in der EP-B-O 036 166 beschrieben worden sind, reicht die Abfuhr durch Wärmeleitung und -strahlung durch die Wand des Reaktorbehälters aus. Die Weiterleitung der Wärme aus der Reaktorzelle hinaus erfolgt durch über den Reaktorbehälter verteilte, wassergefüllte U-Rohre, in denen durch Naturkonvektion ein Kühlmittelumlauf in Gang kommt. Die Nachkühlung ist so unabhängig von Pumpen, für deren Antrieb elektrische Energie erforderlich ist, zu deren Bereitstellung wiederum (da ein Ausfall des Stromnetzes postuliert werden kann) die Aufstellung von dieselbetriebenen Notstromaggregaten erforderlich ist. Bereits während des Normalbetriebes der Anlage muß über dieses System die unvermeidlicherweise auftretende Verlustwärme des Kernreaktors abgeführt werden; da diese größer ist als die nach einem Abschalten des Reaktors zu erwartende Nachwärmeerzeugung, muß das Kühlsystem verhältnismäßig groß ausgelegt werden.cooling The present invention relates to a nuclear power plant according to the preamble of the 1st claim. First and foremost, this includes attachments understand that contain a nuclear reactor and the heat generated in this z. B. convert into electricity. The invention is described using the example of such a system, however, it is also looking for interim storage facilities for spent fuel elements, among other things applicable to such reactors. What all these systems have in common is that they are sufficient Heat dissipation from them must be guaranteed even under adverse circumstances. For Small size and low power density reactors, d. H. with a great Ratio of surface to the power generated inside (and thus also to their decay performance), as they are z. B. in EP-B-0 036 166 described the dissipation by conduction and radiation through the wall is sufficient of the reactor vessel. The transfer of heat out of the reactor cell takes place through water-filled U-tubes distributed over the reactor vessel, in which a coolant circulation is set in motion by natural convection. The aftercooling is like this regardless of pumps that require electrical energy to drive them their provision in turn (since a failure of the power grid is postulated may) the installation of diesel-powered emergency power generators is required. Even during normal operation of the system, this system must inevitably have dissipated heat loss of the nuclear reactor will; this one is greater than the generation of residual heat to be expected after the reactor has been switched off, the cooling system must be designed to be relatively large.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist eine Verbesserung des Notkühlsystems in einer Kernenergieanlage dahingehend, daß das Nachkühlsystem nur auf diesen Betriebsfall hin ausgelegt werden muß, was wegen der dann geringeren zu bewältigenden Wärmemenge eine Kühlung durch Luft gestattet1 während für die Wärmeabfuhr während des Normalbetriebes ein Zwangsumlauf des gleichen Kühlmittels stattfindet.The object of the present invention is to improve the emergency cooling system in a nuclear power plant to the effect that the aftercooling system only works in this case must be designed out, which is because of the lower amount of heat to be handled cooling by air permits1 while for heat dissipation during normal operation forced circulation of the same coolant takes place.
Ein Umschalten zwischen diesen beiden Betriebsarten soll einfach und ohne aufwendige Steuereinrichtungen sowie ohne äußere Energiezufuhr möglich sein.Switching between these two operating modes should be simple and be possible without complex control devices and without external energy supply.
Die Lösung dieser Aufgabe erfolgt durch die im kennzeichnenden Teil des 1. Anspruchs angegebenen Mittel.The solution to this task is carried out by the in the characterizing part of the 1st claim specified means.
Während des Normalbetriebes, bei dem die Stromversorgung von Gebläsen ja sichergestellt ist, versetzen diese die Luft in einem geschlossenen Kreislauf in Umlauf; eine ausreichende Abfuhr der Verlustwärme ist so sichergestellt. Wird der Reaktor abgeschaltet und fällt darüberhinaus die Stromversorgung der Gebläse aus, wird der Luftkreislauf unten und oben geöffnet; die Aufheizung der Luft in der Nähe des Reaktorbehälters durch die von diesem abgegebene Nachzerfallswärme setzt eine Naturkonvektionsströmung in Gang, die für eine ausreichende Wärmeabfuhr sorgt Da das Kühlsystem nicht in den Reaktorbehälter selbst hineingeführt ist, kann die Luft zur Kühlung desselben aus der Umgebung (d. h. dem Inneren des Reaktorgebäudes) entnommen und ohne Bedenken wieder an die Umgebung abgegeben werden.During normal operation, when the power supply to fans yes is guaranteed, they move the air in a closed circuit in circulation; This ensures that the heat loss is adequately dissipated. Will the reactor is switched off and also the power supply to the blower falls off, the air circuit is opened at the top and bottom; the heating of the air in the vicinity of the reactor vessel due to the decay heat given off by it sets a natural convection current in motion, which is necessary for sufficient heat dissipation Since the cooling system is not led into the reactor vessel itself, can the air for cooling the same from the environment (i.e. the interior of the reactor building) can be removed and released back into the environment without hesitation.
Wird die Möglichkeit von Lecks am Reaktorbehälter unterstellt, empfiehlt sich die Ausgestaltung der Erfindung nach dem 2. Anspruch, bei der durch Einschaltung eines Zwischenraumes etwa aus dem Behälter austretende Aktivitäten zurückgehalten werden.If the possibility of leaks at the reactor vessel is assumed, is recommended the embodiment of the invention according to the 2nd claim, in which by switching an intermediate space, for example, restrained activities emerging from the container will.
Das Vorhandensein von Filtern erlaubt die Ausgestaltung der Erfindung nach dem 3. Anspruch, laut der der Zwischenraum gegenüber der Umgebung auf einem Unterdruck gehalten wird, um Lecks in letzterer sicher auszuschließen.The presence of filters allows the invention to be embodied according to the third claim, according to which the space to the environment on a Negative pressure is maintained in order to safely rule out leaks in the latter.
Die Umschaltung vom im Zwangsumlauf betriebenen Verlustkühlkreislauf auf den Nachwärmekreislauf erfolgt zweckmäßigerweise wie im 4. Anspruch angegeben. Durch die Verwendung der vorgeschlagenen Klappen ist sichergestellt, daß der den Reaktorbehälter umgebende Raum nicht völlig abgesperrt werden kann; Klappen sind darüber hinaus einfache, robuste Bauteile, deren Funktionsfähigkeit bei allen Betriebszuständen sichergestellt ist.The switchover from the loss cooling circuit operated in forced circulation is expediently carried out on the reheat cycle as indicated in claim 4. The use of the proposed flaps ensures that the The space surrounding the reactor vessel cannot be completely shut off; Flaps are In addition, simple, robust components, their functionality in all operating states is ensured.
Um auch hier nicht von äußerer Energiezufuhr abhängig zu sein, sind die Klappen zweckmäßigerweise entweder, wie im 5. Anspruch vorgeschlagen, von Hand schwenkbar oder aber gemäß dem Anspruch 6 wird die zu ihrer Bewegung erforderliche Energie einfachen Speichern, z. B. Federn, entnommen.In order not to be dependent on external energy supply here either, are the flaps expediently either, as proposed in the 5th claim, by hand pivotable or according to claim 6 is required for their movement Energy simple storage, e.g. B. springs removed.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist schematisch in der Zeichnung dargestellt, und zwar zeigt diese einen Längsaxialschnitt. Innerhalb eines Behälters 1 ist ein Kernreaktor angeordnet. Der Behälter 1 seinerseits wird von einer Reaktorzelle 2 umschlossen, so daß ein den Behälter 1 umgebender Raum 3 gebildet wird. Um den Behälter 1 herum ist noch ein Trennblech 4 angeordnet, so daß noch ein Zwischenraum 5 gebildet wird. Der Zwischenraum 5 kann mit Hilfe eines ersten Gebläses 6 auf einem gegenüber der Umgebung herabgesetzten Druck gehalten werden, so daß etwaige Leckströme durch das Trennblech 4 und aus dem Reaktorbehälter 1 heraus stets nur in den Zwischenraum 5 gerichtet sind; etwa dort eindringende radioaktive Stoffe werden in einem Filter 7 abgeschieden.An embodiment of the invention is shown schematically in the drawing shown, namely this shows a longitudinal axial section. Inside a container 1 a nuclear reactor is arranged. The container 1 in turn is made up of a reactor cell 2 enclosed so that a space 3 surrounding the container 1 is formed. To the Container 1 is also arranged around a partition plate 4, see above that still a gap 5 is formed. The space 5 can with the help of a first Fan 6 are kept at a pressure that is lower than that of the environment, so that any leakage currents through the partition 4 and out of the reactor vessel 1 out are always directed only into the space 5; about there penetrating radioactive Substances are separated in a filter 7.
Der umgebende Raum 3 steht über Kanäle 8 mit einer Rückkühleinrichtung in Verbindung, die aus Sicherheitsgründen redundant ausgeführt ist und jeweils aus einem zweiten Gebläse 9, einem Wärmetauscher 10 und den erforderlichen Absperrventilen 11 besteht. An zwei auf verschiedener geodätischer Höhe gelegenen Punkten sind die Kanäle 8 mit Öffnungen versehen, die während des Normalbetriebes wie hier gezeichnet mit Klappen 12 verschlossen sind. Werden die Klappen 12 in die hier mit gestrichelten Linien angedeutete Lage gebracht, was von Hand (durch die Schwerkraft unterstützt) oder aber durch hier nicht dargestellte Energiespeicher wie Federn geschehen kann, wird der Umgebungsluft über Verlängerungen 13 der Kanäle 8 derlieg in den umgebenden Raum 3 gewährt, Dies findet dann statt, wenn bei abgeschaltetem Reaktor die Stromversorgung der zweiten Gebläse 9 ausfallen sollte . Die vom Reaktorbebehälter 1 abgestrahlte Wärme versetzt die Luft im umgebenden Raum 3 in eine aufwärts gerichtete Strömung, durch die stets neue kühle Luft an den Reaktorbehälter 1 gelangt. Zur Unterstützung des bei Naturkonvektion verhältnismäßig schlechten Wärmeübergangs kann das Trennblech 4 mit Kühlrippen 14 versehen sein.The surrounding space 3 is available via channels 8 with a cooling device in connection, which is designed redundantly for security reasons and in each case from a second fan 9, a heat exchanger 10 and the necessary shut-off valves 11 exists. They are at two points at different geodetic heights Channels 8 provided with openings that were drawn during normal operation as shown here are closed with flaps 12. Are the flaps 12 in the here with dashed lines Lines indicated position brought what was done by hand (supported by gravity) or by energy storage devices not shown here, such as springs, is the ambient air via extensions 13 of the channels 8 derlieg in the surrounding Room 3 granted, this takes place when the power supply is switched off when the reactor is switched off the second fan 9 should fail. The radiated from the reactor vessel 1 Heat sets the air in the surrounding room 3 in an upward flow, through which new, cool air reaches the reactor vessel 1. For support the heat transfer, which is relatively poor with natural convection, can be caused by the partition 4 may be provided with cooling fins 14.
Claims (6)
Priority Applications (1)
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DE19853517632 DE3517632A1 (en) | 1985-05-15 | 1985-05-15 | Nuclear power facility having emergency residual heat removal by means of air cooling |
Applications Claiming Priority (1)
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DE19853517632 DE3517632A1 (en) | 1985-05-15 | 1985-05-15 | Nuclear power facility having emergency residual heat removal by means of air cooling |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
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DE3517632A1 true DE3517632A1 (en) | 1986-11-20 |
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ID=6270878
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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DE19853517632 Withdrawn DE3517632A1 (en) | 1985-05-15 | 1985-05-15 | Nuclear power facility having emergency residual heat removal by means of air cooling |
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Cited By (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0393805A2 (en) * | 1989-04-21 | 1990-10-24 | Westinghouse Electric Corporation | Passive containment cooling apparatus and method |
DE4127313A1 (en) * | 1991-08-17 | 1993-02-18 | Kernforschungsz Karlsruhe | Passive heat removal from reactor safety vessel - includes splitting heat-entraining air flow in interspace into 2 streams, so that only smaller stream passes through filter, reducing filter area requirement |
WO2013159440A1 (en) * | 2012-04-27 | 2013-10-31 | 上海核工程研究设计院 | Heat pipe-based spent fuel pool passive residual heat removal system |
EP2852955A4 (en) * | 2012-05-21 | 2016-07-27 | Smr Inventec Llc | Passive reactor containment protection system |
US10665354B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-05-26 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
US10672523B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-06-02 | Smr Inventec, Llc | Component cooling water system for nuclear power plant |
US10720249B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-07-21 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
-
1985
- 1985-05-15 DE DE19853517632 patent/DE3517632A1/en not_active Withdrawn
Cited By (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0393805A2 (en) * | 1989-04-21 | 1990-10-24 | Westinghouse Electric Corporation | Passive containment cooling apparatus and method |
EP0393805A3 (en) * | 1989-04-21 | 1991-01-16 | Westinghouse Electric Corporation | Passive containment cooling apparatus and method |
DE4127313A1 (en) * | 1991-08-17 | 1993-02-18 | Kernforschungsz Karlsruhe | Passive heat removal from reactor safety vessel - includes splitting heat-entraining air flow in interspace into 2 streams, so that only smaller stream passes through filter, reducing filter area requirement |
US9568252B2 (en) | 2012-04-27 | 2017-02-14 | Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute | Heat pipe based passive residual heat removal system for spent fuel pool |
GB2515849A (en) * | 2012-04-27 | 2015-01-07 | Shanghai Nuclear Eng Res & Des | Heat pipe-based spent fuel pool passive residual heat removal system |
WO2013159440A1 (en) * | 2012-04-27 | 2013-10-31 | 上海核工程研究设计院 | Heat pipe-based spent fuel pool passive residual heat removal system |
GB2515849B (en) * | 2012-04-27 | 2017-03-08 | Shanghai Nuclear Eng Res & Des | Heat pipe based passive residual heat removal system for spent fuel pool |
US11901088B2 (en) | 2012-05-04 | 2024-02-13 | Smr Inventec, Llc | Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation |
EP2852955A4 (en) * | 2012-05-21 | 2016-07-27 | Smr Inventec Llc | Passive reactor containment protection system |
US9786393B2 (en) | 2012-05-21 | 2017-10-10 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor containment protection system |
US10665354B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-05-26 | Smr Inventec, Llc | Loss-of-coolant accident reactor cooling system |
US10672523B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-06-02 | Smr Inventec, Llc | Component cooling water system for nuclear power plant |
US10720249B2 (en) | 2012-05-21 | 2020-07-21 | Smr Inventec, Llc | Passive reactor cooling system |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
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