DE3620672A1 - Zweikreis-kernreaktor - Google Patents

Zweikreis-kernreaktor

Info

Publication number
DE3620672A1
DE3620672A1 DE19863620672 DE3620672A DE3620672A1 DE 3620672 A1 DE3620672 A1 DE 3620672A1 DE 19863620672 DE19863620672 DE 19863620672 DE 3620672 A DE3620672 A DE 3620672A DE 3620672 A1 DE3620672 A1 DE 3620672A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
reactor
nuclear reactor
nuclear
heat exchanger
earth
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.)
Withdrawn
Application number
DE19863620672
Other languages
English (en)
Inventor
Wilhelm Odendahl
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.)
Individual
Original Assignee
Individual
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 Individual filed Critical Individual
Priority to DE19863620672 priority Critical patent/DE3620672A1/de
Publication of DE3620672A1 publication Critical patent/DE3620672A1/de
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/08Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
    • G21D5/12Liquid working medium vaporised by reactor coolant
    • 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
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/086Pressurised water reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/26Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • 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
    • 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
    • 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)

Description

Die Erfindung betrifft Zweikreis-Kernreaktoren zur Erzeugung elektrischer Energie unter Verwendung bekannter und bewährter Bauelemente. Insbesondere befaßt sich die Erfindung mit einer Anordnung der Bauelemente zur Verminderung des Gefahrenrisikos.
Zweikreis-Kernreaktoren haben sich in der Form von Druckwasser-Reaktoren in den letzten Jahrzehnten als technisch äußerst zuerlässig erwiesen. Dies hängt vor allem damit zusammen, daß das verwendete Leichtwasser zugleich Moderator und Wärmeträger ist. Bei Erhöhung der Wärmeentwicklung im Reaktor veringert sich die Wichte des Wassers, so daß die Anzahl der Wassestoff-Atome zwischen den Brennstäben abnimmt und dementsprechend weniger thermische Neutronen produziert werden, die allein geeignet sind, die Kernspaltung aufrecht zu erhalten. Bei Überhitzung des Wassers im Bereich der Brennstäbe kommt es schließlich zur Bildung von Dampf, wodurch die Anzahl der Wasserstoff-Atome drastisch vermindert wird. Der Reaktor hat somit Selbstausgleich und kann nicht durchgehen.
Außer dem technischen Risiko gibt es aber noch Risiken durch Terroristen, Flugzeugabstürze und Erdbeben, sowie Kriegseinwirkungen.
Es ist die Aufgabe der Erfindung, auch diese Risiken auszuschalten.
Die Lösung besteht darin, die Brennstäbe so anzuordnen, daß sie unzugänglich sind. Das spaltbare Material der Brennstäbe ist mit einer Hülle umgeben, die meist aus Zirkonium besteht. Diese Hülle hat die Aufgabe, die radioaktiven Spaltprodukte zurückzuhalten. Zirkonium darf nur bis zu einer bestimmten Druck-/Temperatur-Grenze belastet werden. Bei Ausfall der Kühlung kann durch die Nachwärme die Zirkonium-Hülle zerstört werden, wodurch radioaktive Stoffe in die Umgebung gelangen könnten. Die Brennstäbe sind also auch noch so anzuordnen, daß die Kühlung immer gewährleistet ist, selbst wenn Terroristen die Kühlwasserversorgung zerstört haben. Erfindungsgemäß wird der Reaktor unterirdisch angeordnet. Er ist dadurch unzugänglich und das erforderliche Kühlwasser gelangt durch die Schwerkraft zu den Brennstäben.
Wird der Reaktor tief genug angeordnet, kann auf eine Umwälzpumpe verzichtet werden, weil der Wichteunterschied des erhitzten Wassers in den Steigrohren zu dem des abgekühlten Wassers in den Fallrohren einen natürlichen Wasserumlauf aufrechterhält.
Die Erfindung wird anhand der Zeichnung näher beschrieben. Der Primärkreislauf besteht aus dem Reaktor 1 und dem Wärmeaustauscher 2 im Dampferzeuger 3. Im Reaktor 1 herrscht beispielsweise ein Druck von 155 bar. Das Leichtwasser tritt mit etwa 290°C ein und mit etwa 320°C aus. Es sind dies die üblichen Verhältnisse in einem Druckwasser-Reaktor. Um Sieden zu vermeiden, wird durch den Druckhalter 4 der Primär-Kreislauf unter entsprechend hohem Druck gehalten. Bei den angegebenen Temperaturen ergibt sich pro 100 m Teufe ein Druckgefälle von etwa 0,65 bar. Bei strömungsgünstiger Dimensionierung des Leitungssystems kann schon bei einigen hundert Metern Teufe auf eine Umwälzpumpe verzichtet werden. Bei geringeren Teufen kann der Differenzdruck dadurch stark erhöht werden, daß im Druckhalter 4 der Druck so weit abgesenkt wird, daß im Steigrohr 5 Verdampfung einsetzt. Der Wärmeaustauscher 2 muß dann allerdings geeignet sein, den Dampf störungsfrei zu kondensieren. Der Sekundärkreislauf besteht aus dem Dampferzeuger 3, der üblicherweise unter dem Druck von 54 bar steht, der Turbinenanlage 7, dem Kondensator 8 und der Speisepumpe 9. Der Unterschied gegenüber den üblichen Druckwasser-Reaktoren besteht also nur darin, daß der Reaktor 1 mit den Fallrohren 5 und den Steigrohren 6 unterirdisch angeordnet ist, wobei der Reaktor 1 so tief unter der Erdoberfläche 10 liegt, daß ein Naturumlauf im Primärkreislauf immer gewährleistet ist.
Bei den bestehenden Druckwasser-Reaktoren ist der Reaktor 1 das Teil mit der geringsten Lebensdauer. Auf dem Wege der Nachrüstung läßt sich also ein derzeitiger oberirdischer Reaktor 1 schon frühzeitig durch einen unterirdischen ersetzen, der jederzeit durch Umschaltung der Steig- und Fallrohre 5, 6 in Betrieb genommen werden kann. Das derzeit noch bestehende Risiko kann im Laufe weniger Jahre völlig ausgeschaltet werden.
Für den unterirdischen Einbau der Reaktoren 1 kommen alte Kohle- und Salzbergwerke in Frage, in denen der Abbrand ohne Transportwege endgelagert werden kann.

Claims (7)

1. Zweikreis-Kernreaktor mit einem Primärkreislauf, in dem ein Kühlmittel zwischen Reaktor und Wärmeaustauscher umgewälzt wird, und mit einem Sekundärkreislauf, in dem ein Wasser/Dampf-Prozeß zwischen dem Wärmeaustauscher und einer Turbinenanlage stattfindet, dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktor (1) und die wesentlichen Teile seiner Steig- und Fall-Rohre (5, 6) unterhalb der Erdoberfläche (10) angeordnet sind.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Abstand des Reaktors (1) zur Erdoberfläche (10) so groß ist, daß bei Reaktorbetrieb ein ausreichender Umlauf ohne Umwälzpumpe stattfindet.
3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Abstand des Reaktors (1) zur Erdoberfläche mindestens 600 Meter beträgt.
4. Kernreaktor nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktor (1) in einem ausgedienten Bergwerk untergebracht ist.
5. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Wärmeaustauscher (2) ein Kondensator ist.
6. Verfahren zum Betrieb eines Reaktors nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß durch geregelte oder gesteuerte Druckabsenkung im Druckhalter (4) in den Steigrohren (5) eine Teilverdampfung des Kühlmittels bewirkt wird, um dadurch den Umlauf im Primärkreislauf (1, 2, 5, 6) zu beschleunigen.
7. Verfahren zur Umrüstung eines Druckwasser-Reaktors zu einem Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß während des Betriebes des Druckwasser-Reaktors unterirdisch ein neuer Reaktor (1) mit Steigeleitungen (5) und Falleitungen (6) installiert wird, der bei einem Betriebsstillstand der Anlage mit dem vorhandenen Wärmeaustauscher (2) verbunden wird.
DE19863620672 1986-06-20 1986-06-20 Zweikreis-kernreaktor Withdrawn DE3620672A1 (de)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19863620672 DE3620672A1 (de) 1986-06-20 1986-06-20 Zweikreis-kernreaktor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19863620672 DE3620672A1 (de) 1986-06-20 1986-06-20 Zweikreis-kernreaktor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE3620672A1 true DE3620672A1 (de) 1987-12-23

Family

ID=6303315

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19863620672 Withdrawn DE3620672A1 (de) 1986-06-20 1986-06-20 Zweikreis-kernreaktor

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE3620672A1 (de)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013163475A1 (en) 2012-04-25 2013-10-31 Holtec International, Inc. Nuclear steam supply system
US10726962B2 (en) * 2010-02-05 2020-07-28 Smr Inventec, Llc Nuclear reactor system having natural circulation of primary coolant

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10726962B2 (en) * 2010-02-05 2020-07-28 Smr Inventec, Llc Nuclear reactor system having natural circulation of primary coolant
US11393598B2 (en) 2010-02-05 2022-07-19 Smr Inventec, Llc Nuclear reactor vessel support system
WO2013163475A1 (en) 2012-04-25 2013-10-31 Holtec International, Inc. Nuclear steam supply system
EP2842135A4 (de) * 2012-04-25 2016-03-02 Smr Inventec Llc Nukleardampferzeugungssystem
US9852820B2 (en) 2012-04-25 2017-12-26 Smr Inventec, Llc Nuclear steam supply system

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE952919C (de) Atomkernreaktor
US3660231A (en) Steam cooled nuclear reactor
DE1225314B (de) Atomkernreaktor mit zwei verschiedenen Druckzonen
DE1764504A1 (de) Reaktorkuehlsystem
DE1283408B (de) Verfahren zur Steuerung eines Kernreaktors
DE3518968A1 (de) Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung
DE1205633B (de) Kernreaktor mit waessriger Brennstoffloesung und katalytischem Rekombinator
DE3141892C2 (de) Kernreaktoranlage
DE3620672A1 (de) Zweikreis-kernreaktor
US3301761A (en) Containment arrangement for steam generating nuclear reactor systems
Sefidvash Fixed bed suspended core nuclear reactor concept
DE3816741C2 (de)
DE1260037B (de) Vorrichtung zum Bestrahlen von Stoffen bei tiefen Temperaturen mit dem im Kern eines Schwimmbeckenreaktors erzeugten Neutronenfluss
DE102012007210A1 (de) Verfahren und Vorrichtung zur thermischen Speicherung von Elektroenergie
DE1032432B (de) Verfahren zur Durchfuehrung von Kernreaktionen in einem Brutreaktor
DE1433201A1 (de) Vorrichtungen und Verfahren zur kombinierten Waerme- und Strahlungsbehandlung von Bitumina oder anderen Stoffen mit Hilfe von Reaktoren in Bohrungen
US3211623A (en) Neutronic reactor and fuel element therefor
US3338790A (en) Fast nuclear reactor
DE1539011A1 (de) Neutronen-Reaktor
DE2137504A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur statischen messung der unterkritikalitaet eines kernreaktors
DE2807974C2 (de) Einrichtung zur Borierung von Primärkühlmittel in einer wassergekühlten Kernreaktoranlage
US2872399A (en) Self-reactivating neutron source for a neutronic reactor
UST939002I4 (en) Epithermal nuclear reactor
DE2639368A1 (de) Vorrichtung und verfahren zum behandeln chemischer verbindungen mittels radiolyse
DE3718510A1 (de) Ein verfahren zur erzeugung von nuklearer waerme bis hoechstens 250 (grad)c

Legal Events

Date Code Title Description
8139 Disposal/non-payment of the annual fee