DE3620672A1 - Zweikreis-kernreaktor - Google Patents
Zweikreis-kernreaktorInfo
- 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- Withdrawn
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
- G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
- G21D5/08—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium heated in a heat exchanger by the reactor coolant
- G21D5/12—Liquid working medium vaporised by reactor coolant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous 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
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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.
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)
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 |
-
1986
- 1986-06-20 DE DE19863620672 patent/DE3620672A1/de not_active Withdrawn
Cited By (5)
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 |