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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

Die Erfindung betrifft ein Kernkraftwerk nach dem Ober­ begriff des Anspruchs 1.
Ein derartiges Kernkraftwerk ist aus der DE-OS 33 44 527 bekannt. Es ist mit einer größeren Anzahl von Dampfer­ zeugern bestückt, die um den zentral angeordneten Reaktor herum gruppiert sind. Die gewonnene Wärme wird vor­ nehmlich in mehreren sekundären Wasser-Dampf-Kreisläufen zur Stromerzeugung ausgenutzt. Das Kernkraftwerk liefert eine Leistung von 300 bis 600 MWel.
Die US-PS 42 99 660 betrifft einen gasgekühlten Hoch­ temperaturreaktor mit einem sekundärseitigen Zwischenkreis­ lauf und Wärmetauschern, die zugleich für die betriebliche Wärmeauskopplung und zur Abfuhr der Nachwärme vorge­ sehen sind.
Bekannt ist ferner ein Hochtemperaturreaktor mit kugel­ förmigen Brennelementen, der besonders geeignet ist zur Erzeugung von Wärmeenergie für Heizzwecke und der eine Leistung von 10 bis 20 MWth hat. Bei diesem sogenannten Heizreaktor, der in der deutschen Offenlegungsschrift 35 18 968.1 beschrieben ist, kann auf aktive Betriebseinrich­ tungen wie Beschickungsanlage, Regelsysteme und Sicher­ heitssysteme weitgehend verzichtet werden. Der Reaktor ist in einem unterirdisch installierten Stahlbetonbehälter angeordnet. Infolge seines geringen Wartungsaufwandes ist er für den Einsatz in wenig industrialisierten und schwach besiedelten Gebieten geeignet, die einen niedrigen Wärmeenergiebedarf haben. Wird eine höhere Leistung gefordert, z.B. für den Bedarf großer Wärmenetze für die Nah- und Fernversorgung, so stößt eine Ver­ vielfachung des Heizreaktors jedoch an wirtschaftliche Grenzen.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es daher, ein Kernkraftwerk der eingangs beschriebenen Bauart mit ver­ einfachtem Aufbau für eine Leistungsgröße von ca. 50 bis 300 MWth zu schaffen, das für die Auskopplung von Wärme für ein Versorgungsnetz geeignet ist und das sich bei Einhaltung aller Sicherheitsanforderungen wirtschaftlich betreiben läßt.
Gemäß der Erfindung ist die Lösung dieser Aufgabe durch die Merkmale des Anspruchs 1 gegeben.
Bei dem vorgeschlagenen Kernkraftwerk (Heizwerk), das nur für die Gewinnung von Wärme konzipiert ist und nicht der Stromerzeugung dient, ist durch das Vorhandensein mindestens zweier Wärmetauscher sichergestellt, daß eine ausreichende Verfügbarkeit gegeben ist. Durch die Hoch­ setzung der Wärmetauscher ist zudem die Möglichkeit geschaffen, daß bei Ausfall der Umwälzgebläse die Wärme durch Naturkonvektion abgeführt werden kann.
Des weiteren zeichnet sich das erfindungsgemäße Kern­ kraftwerk durch einen einfachen Aufbau und eine einfache Bedienung sowie durch eine hohe Wirtschaftlichkeit aus. Dabei weist es alle Vorteile auf, die einem Hochtemperatur­ reaktor innewohnen (negativer Temperatur- und Lei­ stungskoeffizient, Verwendung von Helium als Kühlmittel, niedriges Verhältnis von Leistungsdichte/Wärmekapazität, hohe Temperaturbeständigkeit der Kerneinbauten und der Brennelemente, niedrige Freisetzungsrate an Spaltprodukten).
Das Kernkraftwerk eignet sich besonders für eine Leistungsgröße von 125 bzw. 250 MWth. Es ist jedoch flexibel in bezug auf die Leistungsgröße, so daß es auch für einen höheren oder nied­ rigen Leistungsbedarf eingesetzt werden kann.
Vorteilhafte Weiterbildungen der Erfindung sind den Unteran­ sprüchen sowie der folgenden Beschreibung eines Ausführungs­ beispiels im Zusammenhang mit den schematischen Zeichnungen zu entnehmen. Die Figuren zeigen im einzelnen:
Fig. 1 ein Kreislaufschema für das erfindungsgemäße Kernkraftwerk (Heizwerk),
Fig. 2 einen Vertikalschnitt nach der Linie II-II der Fig. 3 durch den in dem Spannbetondruck­ behälter angeordneten Teil des Kernkraftwerks,
Fig. 3 einen Horizontalschnitt nach der Linie III-III der Fig. 2 und
Fig. 4 eine detaillierte Darstellung der in der Fig. 1 schematisch gezeigten Gebäudeeinschließung des Kernkraftwerks.
Wie die Fig. 1 erkennen läßt, sind in einem zylindrischen Spannbetondruckbehälter 1 ein von oben nach unten von Helium als Kühlgas durchströmter Hochtemperaturreaktor 2 sowie zwei in dem Heliumkreislauf liegende Wärmetauscher 3 angeordnet, denen je ein Umwälzgebläse 4 nachgeschaltet ist. An jeden der beiden Wärmetauscher 3 schließt sich sekundärseitig ein mit Wasser betriebener Zwischenkreislauf 5 an, dessen Komponenten - ein Zwischenwärmetauscher 6 und eine Umwälzpumpe 7 - außer­ halb des Spannbetondruckbehälters 1 liegen. An die Sekundär­ seite jedes Zwischenwärmetauschers 6 ist bei diesem Ausfüh­ rungsbeispiel ein Versorgungsnetz für Nah- oder Fernwärme an­ gekoppelt. Die aus dem Reaktor 2 abgeführte Wärme kann aber auch zur Erzeugung von Prozeßdampf genutzt werden.
Jeder Wärmetauscher 3 ist zugleich für die betriebliche Wärme­ auskopplung und für die Abfuhr von Nachwärme vorgesehen. Hier­ zu ist das Kernkraftwerk mit zwei Hilfskreisläufen 8 ausgerü­ stet, die jeweils einem der beiden Zwischenkreisläufe 5 paral­ lelgeschaltet sind. Bei Normalbetrieb sind die beiden Hilfs­ kreisläufe 8 je durch eine Absperrarmatur 9 abgesperrt. Jeder Hilfskreislauf 8 enthält ein Rückkühlsystem 10, das aus einem mit Wasser gefüllten Hochbehälter 11, einem Hilfswärmetauscher 12, einer Umwälzpumpe 13 und einem Naßkühlturm 14 besteht. Durch einen weiteren Kreislauf 15 ist der Naßkühlturm 14 mit dem in dem Hochbehälter 11 angeordneten Hilfswärmetauscher 12 verbunden. Ferner ist jeder Hochbehälter 11 mit einer Abblase­ leitung 16 ausgerüstet, in welcher sich ein Überdruckventil 17 befindet.
Die Wärmekapazität jedes der beiden Rückkühlsysteme 10 ist so ausgelegt, daß ein Rückkühlsystem ausreicht, um die in allen Betriebs- und Störfällen anfallende Wärme abzuführen. Jeder der beiden Hochbehälter 11 kann eine solche Wassermenge auf­ nehmen, daß über mehrere Stunden die Wärmeabfuhr allein durch Verdampfung, also ohne Rückkühlung durch den Hilfswärmetauscher 12, möglich ist.
Alle Komponenten des Kernkraftwerks mit Ausnahme der Naßkühl­ türme 14 sind bei diesem Ausführungsbeispiel von einem Reaktor­ schutzgebäude 18 umschlossen.
In den Fig. 2 und 3 ist im Detail der innerhalb des Spannbe­ tondruckbehälters 1 befindliche Teil des Kernkraftwerks darge­ stellt, der in einer großen Kaverne 19 installiert ist. Diese ist mit einem metallischen Liner 20 ausgekleidet. Der Liner 20 weist ein Kühlsystem 21 auf, wie in den Figuren in einem Teil­ bereich angedeutet. Dieses Kühlsystem ist derart ausgelegt, daß mit ihm die gesamte Nachwärme abgeführt werden kann. In dem Deckenteil des Spannbetondruckbehälters 1 befinden sich zwei je mit einem Deckel 23 verschlossene Durchführungen 22, in denen jeweils eins der beiden Umwälzgebläse 4 installiert ist.
Der Hochtemperaturreaktor 2 ist außermittig in der Kaverne 19 angeordnet, wie die Fig. 3 zeigt. Die beiden Wärmetauscher 3 sind parallel zueinander neben dem Hochtemperaturreaktor 2 auf­ gestellt bzw. aufgehängt. Dabei sind sie in bezug auf die Höhe des Reaktorkerns nach oben versetzt. Dies hat den Vorteil, daß bei Ausfall der Umwälzgebläse 4 eine Abfuhr der Wärme durch Naturkonvektion möglich ist.
Über eine Zuführungsleitung 24 und eine Abführungsleitung 25 für das Sekundärmedium ist jeder Wärmetauscher 3 mit seinem außerhalb des Spannbetondruckbehälters 1 befindlichen Zwischen­ kreislauf 5 verbunden. Das heiße Helium wird den Wärmetauschern 3 durch je eine Gasführung 26 von unten zugeführt. Durch Gas­ leiteinrichtungen 27 wird das abgekühlte und in den Umwälzge­ bläsen 4 verdichtete Helium dem Hochtemperaturreaktor 2 von unten wieder zugeleitet.
Der Kern des Hochtemperaturreaktors 2 besteht aus einer Schüt­ tung 28 von kugelförmigen Brennelementen, die allseitig von ei­ nem Graphitreflektor 29 umschlossen ist. Dieser wiederum ist von einem thermischen Schild 30 umgeben. Der Bodenteil des thermischen Schildes 30 stützt sich über eine Vielzahl von La­ gern 31 auf dem Bodenteil des Spannbetondruckbehälters 1 ab. Unterhalb des Bodenteils des Graphitreflektors 29 befindet sich ein Heißgassammelraum 32, an den sich die Gasführungen 26 anschließen. Das kalte, verdichtete Helium tritt durch Öffnun­ gen im thermischen Schild 30 in einen von diesem Schild und dem seitlichen Teil des Graphitreflektors 29 gebildeten Ring­ raum 33, in dem es nach oben zu einem Kaltgassammelraum 34 strömt.
Für die Beschickung der Schüttung 28 mit Brennelementen sind oberhalb des Kerns mehrere Zugaberohre vorgesehen (nicht dar­ gestellt). Das Abziehen der Brennelemente aus der Schüttung 28 erfolgt über ein Kugelabzugsrohr 35, das sich durch den Bo­ denteil des Graphitreflektors 29 sowie durch den Spannbeton­ druckbehälter 1 erstreckt. Die Beschickung erfolgt vorzugswei­ se in der Art, daß die Brennelemente nach einmaligem Durchlau­ fen der Schüttung 28 ihren Endabbrand erreicht haben; d.h. sie werden nur einmal in den Reaktor eingegeben.
Für die Abschaltung und Regelung verfügt der Hochtemperatur­ reaktor 2 über zwei verschiedene Systeme. Das eine System be­ steht aus direkt in die Schüttung 28 einfahrbaren Kernstäben 36, die oberhalb des Deckenteils des Graphitreflektors 29 in Rohren 37 geführt sind; die Kernstäbe 36 sind für die Langzeit­ abschaltung vorgesehen. Das zweite System dient der Regelung und Schnellabschaltung des Hochtemperaturreaktors 2. Es umfaßt sogenannte Reflektorstäbe 38, d.h. in Bohrungen des seitlichen Graphitreflektors bewegbare Absorberstäbe, wie in der Fig. 2 angedeutet.
Die Fig. 4 zeigt detailliert die in der Fig. 1 schematisch dargestellte Umschließung des Kernkraftwerks mit einem Reaktor­ schutzgebäude. Der Hochtemperaturreaktor 2 und die Wärmetau­ scher 3 sind wieder nebeneinander in der einzigen Kaverne 19 des Spannbetondruckbehälters 1 installiert. Alle Gebäude, die keine wichtigen Systeme enthalten, sind in konventioneller Bau­ weise ausgeführt. Hierzu gehört die Reaktorhalle 39, in der ein auf Schienen 40 laufender Kran 41 für Montage- und Demonta­ gearbeiten vorgesehen ist. Ein weiteres Gebäude 42 dieser Bau­ weise kann einen Werkstatt- oder Betriebsraum enthalten. Wich­ tige Systeme wie die Zwischenkreisläufe 5 und die Hilfskreis­ läufe 8 sind durch eine Bunkerung 43 gegen Einwirkungen von au­ ßen geschützt. Die den Spannbetondruckbehälter 1 und diese Sy­ steme enthaltenden Anlagenteile sind teilweise unter der Erd­ oberfläche 44 installiert.

Claims (7)

1. Kernkraftwerk mit einem zylindrischen Spann­ betondruckbehälter, der eine mit einem Liner ausgekleidete Kaverne aufweist,
  • a1) mit einem Hochtemperaturreaktor, dessen Kern (2) von einer von oben nach unten von Helium als Kühlgas durch­ strömten Schüttung kugelförmiger Brennelemente gebildet wird,
  • b1) sowie mit in der Kavene angeordneten Wärmetau­ schern und diesen nachgeschalteten Umwälzgebläsen und
  • b2) mindestens zwei Wärmetauschern (3), denen je ein Umwälzgebläse (4) zugeordnet ist, die parallel zu­ einander neben dem Hochtemperaturreaktor (2) in der Kaverne (19) installiert sind,
gekennzeichnet durch die folgenden Merkmale:
  • a2) der Hochtemperaturreaktor (2) ist außermittig in der Kaverne (19) angeordnet,
  • b3) wobei die Wärmetauscher (3), in der Höhe nach oben versetzt sind,
  • b4) jeder Wärmetauscher (3) ist sekundärseitig an einen mit Wasser betriebenen Zwischenkreislauf (5) ange­ schlossen, der außerhalb des Spannbetondruckbehäl­ ters (1) einen Zwischenwärmetauscher (6) sowie eine Umwälzpumpe (7) umfaßt,
  • b5) die Wärmetauscher (3) sind zugleich für die betrieb­ liche Wärmeauskopplung über die Zwischenkreis­ läufe (5) und für die Abfuhr von Nachwärme vorgesehen,
  • c1) jedem Zwischenkreislauf (5) ist ein bei Normalbe­ trieb abgesperrter Hilfskreislauf (8) parallelge­ schaltet, der ein Rückkühlsystem (10) enthält,
  • c2) jedes Rückkühlsystem (10) umfaßt einen in dem Hilfskreislauf (8) liegenden, mit Wasser gefüllten Hochbehälter (11), einen mit dem Hochbehälter (11) in Wärmetauscher stehenden Hilfswärmetauscher (12) sowie einen über einen weiteren Kreislauf (15) mit dem Hilfswärmetauscher (12) verbundenen Naßkühlturm (14).
2. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, dadurch gekenn­ zeichnet, daß
  • c3) die Wärmekapazität der Rückkühlsysteme (10) derart ausgebildet ist, daß ein Rückkühlsystem (10) in allen Betriebs- und Störfällen die Wärme abführen kann.
3. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, dadurch gekenn­ zeichnet,
  • b5) daß an die Sekundärseite jedes Zwischenwärmetauschers (6) ein Versorgungsnetz für Nah- und Fernwärme angekoppelt ist.
4. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, dadurch gekenn­ zeichnet,
  • b6) daß über die Sekundärseite jedes Zwischenwärmetauschers Prozeßdampf aus dem Kernkraftwerk ausge­ koppelt wird.
5. Kernkraftwerk nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet,
  • d) daß wichtige Systeme des Kernkraftwerks, wie z. B. die Zwischen- und Hilfskreisläufe (5, 8), verbunkert sind, während die übrigen Anlagenteile in Gebäuden (39, 42) in konventioneller Bauweise untergebracht sind.
6. Kernkraftwerk nach Anspruch 1, dadurch gekenn­ zeichnet,
  • e) daß das Kühlsystem (21) des Kavernenliners (20) derart ausgelegt ist, daß mit ihm die gesamte Nach­ wärme abgeführt werden kann.
DE19863621516 1986-06-27 1986-06-27 Kernkraftwerk mit einem in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor Granted DE3621516A1 (de)

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CH2029/87A CH672965A5 (de) 1986-06-27 1987-05-26
JP62140132A JPS639889A (ja) 1986-06-27 1987-06-05 原子力装置
TR423/87A TR22893A (tr) 1986-06-27 1987-06-17 Silindirik sikma betondan bir basinc kabinin icinde tertip edilmis bir yueksek temparatoer reaktoeruene sahip nuekleer enerji santrah
US07/066,464 US4761260A (en) 1986-06-27 1987-06-26 Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel
CN87104549A CN1010139B (zh) 1986-06-27 1987-06-27 具有高温反应堆的核电站

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Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3642542A1 (de) * 1986-12-12 1988-06-23 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem aussermittig in einem zylindrischen spannbetondruckbehaelter angeordneten hochtemperaturreaktor
DE3701604A1 (de) * 1987-01-21 1988-08-04 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Kernkraftwerk mit einem gasgekuehlten hochtemperaturreaktor
US5428653A (en) * 1993-08-05 1995-06-27 University Of New Mexico Apparatus and method for nuclear power and propulsion
FR2838555B1 (fr) * 2002-04-12 2006-01-06 Framatome Anp Procede et dispositif de production d'electricite a partir de la chaleur produite dans le coeur d'au moins un reacteur nucleaire a haute temperature
JP4127630B2 (ja) * 2002-07-29 2008-07-30 株式会社東芝 原子炉格納容器
US7436922B2 (en) * 2005-12-21 2008-10-14 General Electric Company Electricity and steam generation from a helium-cooled nuclear reactor
US20130287162A1 (en) * 2009-11-03 2013-10-31 Korea Advanced Institute Of Science And Technology Integrated process for water-hydrogen-electricity nuclear gas-cooled reactor
GB2477376B (en) * 2010-12-07 2011-12-14 Clive Roger Stamp Carbon dioxide production
KR101406389B1 (ko) * 2011-12-29 2014-06-16 한국수력원자력 주식회사 고온가스로 정지냉각시스템
CN104252884A (zh) * 2013-06-27 2014-12-31 中广核工程有限公司 核电站一回路主管道安装方法
WO2015129041A1 (ja) * 2014-02-28 2015-09-03 中国電力株式会社 発電設備の熱交換構造
CN104751923A (zh) * 2015-03-31 2015-07-01 北京三超核科学技术研究院有限公司 一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统
CN107610792B (zh) * 2017-08-30 2018-10-23 清华大学 一种用于球床堆堆内温度在线测量的测温石墨球
CN107578833B (zh) * 2017-08-30 2018-10-23 清华大学 一种用于球床堆堆内温度在线测量的快响应式测温石墨球
CN108375073A (zh) * 2018-04-10 2018-08-07 西安热工研究院有限公司 一种利用核能进行垃圾热解气化处理的系统及方法
CN108417282A (zh) * 2018-05-11 2018-08-17 上海核工程研究设计院有限公司 一种反应堆回路以及具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2812303A (en) * 1945-10-11 1957-11-05 Daniels Farrington Atomic power plant
DE1115846B (de) * 1959-06-24 1961-10-26 Babcock & Wilcox Dampfkessel Notkuehleinrichtung fuer Kernreaktoranlagen
US3461034A (en) * 1966-09-06 1969-08-12 Gulf General Atomic Inc Gas-cooled nuclear reactor
GB1297951A (de) * 1969-04-14 1972-11-29
US4343681A (en) * 1974-07-23 1982-08-10 Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung Core energy plant with closed working gas circuit
DE2516123C3 (de) * 1975-04-12 1979-06-21 Hochtemperatur-Kernkraftwerk Gmbh (Hkg) Gemeinsames Europaeisches Unternehmen, 4701 Uentrop Verfahren zum Abführen der Zerfallswärme radioaktiver Spaltprodukte
DE2713824C2 (de) * 1977-03-29 1982-03-18 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Kernreaktoranlage in unterirdischer Bauweise
JPS54145890A (en) * 1978-05-09 1979-11-14 Nippon Atom Ind Group Co Ltd By-pass flow controlling method for fast breeder plant
US4299660A (en) * 1978-06-16 1981-11-10 General Atomic Company Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor
DE3025336C2 (de) * 1980-07-04 1982-10-28 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Nachwärmeabführsystem für einen gasgekühlten Kugelhaufenreaktor
DE3344527A1 (de) * 1983-12-09 1985-06-20 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage
DE3345113A1 (de) * 1983-12-14 1985-06-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernkraftwerk mit einem ht-kleinreaktor
DE3435255A1 (de) * 1984-09-26 1986-04-03 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen
DE3518968A1 (de) * 1985-05-25 1986-11-27 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Unterirdisch in der kaverne eines zylindrischen druckbehaelters angeordneter kernreaktor niedriger leistung

Also Published As

Publication number Publication date
TR22893A (tr) 1988-10-11
US4761260A (en) 1988-08-02
CN1010139B (zh) 1990-10-24
JPS639889A (ja) 1988-01-16
CN1030322A (zh) 1989-01-11
DE3621516A1 (de) 1988-01-07
CH672965A5 (de) 1990-01-15

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